Un accidente nuclear o incidente nuclear, dependiendo de la gravedad, se denomina a la emisión involuntaria y accidental de materiales radiactivos o un nivel de radiactividad susceptible de perjudicar la salud pública.

Por ejemplo, un accidente nuclear podría ser la avería en un reactor de una central nuclear y un accidente por radiación podría ser el vertido de una fuente de radiación a un río.

Accidente nuclear e incidente nuclear

Se califica de incidente o de accidente nuclear en función de su gravedad y de sus consecuencias sobre la población y el medio ambiente.

Los accidentes radiológicos pueden suceder en una central nuclear o fuera, es decir, en un establecimiento que lleva a cabo una actividad nuclear (hospitales, laboratorios de investigación...) o bien debido a la pérdida de una fuente radiactiva, o bien por diseminación involuntaria o voluntaria de sustancias radiactivas en el medio ambiente.

Para medir la gravedad de un acontecimiento, existe una escala internacional: escala INES.

Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES)

La Escala Internacional de Eventos Nucleares (más conocida por sus siglas en inglés, INES (International Nuclear Event Scale) fue introducida por el Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA) para permitir la comunicación sin falta de información importante de seguridad en caso de accidentes nucleares y facilitar el conocimiento de los medios de comunicación y la población de su importancia en materia de seguridad.

La escala pretende ser una escala logarítmica, similar a la escala de magnitud de momento que se utiliza para describir la magnitud comparativa de los terremotos, como vimos en la UD2. Cada nivel representa el aumento de un accidente aproximadamente diez veces más grave que el nivel anterior. En comparación con los terremotos, donde la intensidad del evento puede ser evaluada cuantitativamente, el nivel de gravedad de un desastre hecho por el hombre, como un accidente nuclear, está más sujeto a interpretación. Debido a la dificultad de interpretación, el nivel INES de un incidente se asigna después de que ocurra el incidente. Por lo tanto, la escala tiene una capacidad muy limitada para ayudar en el despliegue de la ayuda por desastres.

Se ha definido un número de criterios e indicadores para asegurar la información coherente de acontecimientos nucleares por autoridades oficiales diferentes. En la figura 1, podemos ver los 7 niveles en la escala INES, de los cuales los 3 primeros son incidentes sin consecuencias en el exterior de la planta, y los otros 4 son accidentes.

Los sucesos en las instalaciones nucleares españolas clasificados por encima del nivel 0 han sido en total 27. Los más graves fueron el ocurrido en la central nuclear de Vandellós el 19 de octubre de 1989 (catalogado con nivel 3) y tres años después el que ocurrió en la central nuclear de Trillo el 31 de enero de 1992 (catalogado con nivel 2). El resto han sido clasificados con nivel 1.

A nivel internacional los sucesos más relevantes han sido el accidente de Chernóbil (Unión Soviética) en 1986 (nivel 7) y el de Three Mile Island (Estados Unidos) en 1979 (nivel 5). El accidente nuclear que estamos estudiando, el de Fukushima Dai-ichi alcanzó el nivel 7.

Fusión del núcleo

La fusión nuclear del núcleo, es un término informal que define un accidente nuclear grave que resulta en daños en el núcleo por sobrecalentamiento. El término no está definido oficialmente por la IAEA. Sin embargo, se utiliza para referirse a la fusión accidental del núcleo de un reactor nuclear, y es usado comúnmente para hacer referencia a un colapso completo o parcial del núcleo. "Accidente con fusión del núcleo" y "fusión parcial del núcleo" son los términos técnicos análogos para una fusión.

Un accidente con fusión del núcleo se produce cuando el calor generado por un reactor nuclear supera el calor eliminado por los sistemas de refrigeración hasta el punto donde la temperatura en al menos uno de los elementos de combustible nuclear es superior a su punto de fusión. Esto difiere del caso de fallo del elemento de combustible, que no está causado por altas temperaturas. La fusión puede ser causada por una pérdida de refrigerante, la pérdida de presión del refrigerante, un bajo caudal de refrigerante o ser el resultado de una desviación crítica en la que se hace funcionar al reactor a un nivel de potencia que exceda sus límites de diseño. Alternativamente, también podría producirse la fusión del núcleo en una central nuclear como consecuencia de fuego externo.

Una vez que los elementos de combustible de un reactor comienzan a fundirse, se compromete la integridad de las vainas de combustible y tanto el combustible nuclear como los productos de fisión (Cesio-137, Criptón-85 o Yodo-131) pueden filtrarse al refrigerante. Posteriores fallos pueden permitir que estos radioisótopos consigan traspasar capas adicionales de contención. El vapor sobrecalentado y el metal caliente en el interior del núcleo pueden dar lugar a interacciones combustible-refrigerante, explosiones de hidrógeno o un golpe de ariete, cualquiera de los cuales podría destruir partes de la contención. Una fusión se considera muy grave debido a la posibilidad de que los materiales radiactivos sorteen las distintas contenciones y puedan escapar y ser liberados al medio ambiente, con sus correspondientes consecuencias radiológicas.

Causas de la fusión del núcleo

Para que se produzca la fusión de núcleo ha de producirse una cadena de fallos. Éstos pueden ser una pérdida de control de la presión, una pérdida de refrigerante, un aumento inadvertido de la potencia de generación, un incendio, o bien la combinación de varios de estos fallos.

En los accidentes debidos a pérdida de control de la presión del líquido refrigerante éste cae por debajo de los niveles operacionales, a veces sin que los operadores tengan indicios de ello. Si se usa un gas inerte como refrigerante, se reduce la eficiencia en la transferencia del calor, mientras que si se utiliza agua a presión se genera una burbuja de vapor que rodea el combustible. En este último caso, debido al calentamiento del vapor la presión necesaria para enfriar dicha burbuja puede exceder los valores especificados para el diseño, con lo que el enfriamiento tardaría mucho más en producirse. Además, la burbuja de vapor podría producir una explosión por el exceso de presión, como ocurrió en el Accidente de Chernóbil o en el Accidente de Fukushima.

Si se produce una pérdida de refrigerante es muy probable que se experimenten pérdidas de control de presión, o síntomas similares. La pérdida del refrigerante ocasionaría un desequilibrio en la transferencia de calor del núcleo al refrigerante, o bien la formación de una burbuja que acumule dicho calor.

Cuando se produce un aumento de la potencia por encima de los niveles tolerables se aumenta, de forma consecuente, la reactividad, pudiendo llegar a sobrepasar los parámetros de diseño del reactor. La reacción en cadena aumenta exponencialmente, provocando, con ello, un aumento súbito del calor generado.

En ocasiones el problema se debe a incendios, bien dentro del núcleo, bien en instalaciones relacionadas. Un incendio dentro del núcleo contribuye a aumentar el calor del material radiactivo y, con ello, a favorecer su fundición. Esto es posible en algunos reactores que son moderados por hidrógeno o grafito: si se manipula sin cuidado el refrigerante puede sobrepasarse su tolerancia a la temperatura y originarse un incendio. Si el incendio se produce en otras instalaciones (por ejemplo, en los sistemas de cableado), es posible que se pierda el control de la reacción, debido a la inutilización de los dispositivos electrónicos.

Para que se produzca la fusión de núcleo no es estrictamente necesario que el reactor esté funcionando y en su estado óptimo de criticidad. En caso de un accidente, la presencia de fuego y el calor residual pueden prolongar la citada fusión.

Fusión del núcleo en los reactores de agua ligera

Para que el núcleo de un reactor de agua ligera pueda llegar a fundirse tienen que darse necesariamente estos dos eventos:

• Un fallo que conduce a la imposibilidad de eliminar el calor del interior del núcleo (pérdida de refrigeración). El descenso del nivel de agua deja el núcleo al descubierto aumentando así su temperatura.
• Fallo en el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS). El ECCS está diseñado para enfriar rápidamente el núcleo y que sea seguro en caso del mayor fallo posible imaginado por el regulador y por los ingenieros (accidente base de diseño). El ECCS es redundante, con al menos dos sistemas en cada reactor. Cada uno de estos sistemas es capaz por sí mismo de responder a las circunstancias del accidente. Mientras al menos uno de los ECCS funcione, no puede producirse daño en el núcleo. Cada uno de los sistemas ECCS redundantes posee asimismo redundancia en muchos de sus componentes, para poder soportar múltiples fallos de los componentes en su interior.

Si se diesen tales fallos con la consiguiente pérdida de todos los sistemas ECCS, podemos diferenciar 6 pasos entre el inicio del primer fallo (pérdida de refrigeración) y la fusión del núcleo en la contención:

1. Núcleo al descubierto. En el caso de un fallo transitorio, limitante o crítico, los reactores de agua ligera están diseñados para ir a SCRAM (apagado de emergencia que implica la inserción de todas las barras de control) y activar el ECCS.

De esta manera se reduce de forma importante la potencia térmica del reactor, pero no la detiene. Se retrasa el descubrimiento del núcleo, que se define como el punto donde las barras de combustible ya no están cubiertas de refrigerante y su temperatura comienza a elevarse.

2. Calentamiento. En la ausencia de una mezcla bifase atravesando el núcleo o de adición de agua para compensar la evaporación, las barras de combustible en el entono de vapor irán aumentando su temperatura con un ratio entre 0,3ºC y 1ºC por segundo.

3. Hinchado de las vainas. En menos de media hora, la temperatura del núcleo habrá alcanzado los 830ºC. A esta temperatura la vaina de zircalloy de las barras de combustible se hincha y arde. Este es el primer estadio del daño en el núcleo. El hinchado de las vainas puede bloquear una parte importante del área de flujo del núcleo y reducir el flujo de refrigerante, empeorando la situación. De todas maneras, el bloqueo completo del núcleo es poco probable porque no todas las vainas se hinchan en el mismo sentido. En este caso, la adición de suficiente agua puede refrigerar el núcleo y detener la progresión de daños en el núcleo. En la figura 2 podemos observar el hinchado y rotura de las vainas.

4. Oxidación rápida. El siguiente paso, comenzando aproximadamente a los 1230ºC es la rápida oxidación del zircalloy por el vapor. En el proceso de oxidación, se produce hidrógeno y se libera una gran cantidad de calor. A partir de los 1230ºC, el calor de oxidación es superior al calor residual a menos que el ratio de oxidación quede limitado por el suministro de zircalloy o vapor.

5. Formación de la costra. Cuando la temperatura en el núcleo alcanza los 1430ºC, los materiales fundidos fluyen y se solidifican en el espacio entre la parte inferior de las barras de combustible, donde la temperatura es relativamente más baja. Con temperaturas superiores a los 1430ºC, la temperatura del núcleo puede aumentar en pocos minutos hasta el punto de fusión del zircalloy (1880ºC) debido al incremento en la tasa de oxidación. Cuando las vainas oxidadas se rompen, el zircalloy fundido junto con el óxido de uranio disuelto fluye hacia la parte inferior del núcleo donde solidifica. Junto con los materiales solidificados anteriormente, el zircalloy y el óxido de uranio forman la costra inferior.

6. Precipitado al fondo de la vasija. En el caso de que exista agua en el fondo de la vasija en el momento en que todo el material fundido (corium) se precipita, la llegada del material más caliente la vaporizaría súbitamente, con lo que aumentaría la presión así como el riesgo de producirse una explosión de vapor. Durante el prepicitado, el circonio no oxidado en el material fundido puede oxidarse por el vapor y producir hidrógeno en el proceso.

En este punto en que el corium se ha precipitado al fondo de la vasija existe la posibilidad de que se produzca un incidente llamado Interacción Combustible-Refrigerante (FCI en siglas en inglés) que podría romper la contención primaria de la vasija. Esto se debe a que puede existir en el fondo de la vasija una cantidad sustancial de agua (refrigerante) en estado líquido y a una temperatura muy inferior a la temperatura del corium. Como el corium es un eutéctico metal-cerámica líquido a temperaturas entre 1930ºC y 2930ºC al caer en agua líquida entre 277ºC y 327ºC se puede producir una rápida producción de vapor que aumentaría la presión de forma extremadamente rápida que podría producir un fallo estructural en la vasija.