Frecuencia de daño del núcleo

La frecuencia de daño del núcleo ( CDF ) es un término utilizado en la evaluación probabilística de riesgos (PRA) que indica la probabilidad de un accidente que causaría daños graves al combustible nuclear en el núcleo de un reactor nuclear . ^{[ 1 ] [ 2 ] [ 3 ]} Los accidentes con daño del núcleo se consideran extremadamente graves porque el daño severo al combustible en el núcleo impide una eliminación adecuada del calor o incluso una parada segura, lo que puede conducir a una fusión nuclear . ^{[ 3 ]} Algunas fuentes sobre CDF consideran que el daño del núcleo y la fusión del núcleo son lo mismo, y se utilizan diferentes métodos de medición entre industrias y países, por lo que el valor principal del número CDF radica en gestionar el riesgo de accidentes del núcleo dentro de un sistema y no necesariamente en proporcionar estadísticas a gran escala. ^{[ 3 ] [ 4 ]}

Se realiza una evaluación de los cambios permanentes o temporales en una central nuclear para determinar si dichos cambios cumplen con los criterios de riesgo. Por ejemplo, la probabilidad de daños en el núcleo puede aumentar al reemplazar un componente, pero sería aún mayor si ese componente fallara por no haber sido reemplazado. ^{[ 4 ]} Las medidas de riesgo, como la frecuencia de daños en el núcleo y la frecuencia de grandes liberaciones tempranas (LERF), determinan los criterios de riesgo para dichos cambios.

Este análisis de riesgos permite tomar decisiones sobre cualquier cambio en una central nuclear de acuerdo con la legislación, los márgenes de seguridad y las estrategias de rendimiento.

Un estudio de 2003 encargado por la Comisión Europea señaló que "las frecuencias de daño del núcleo de 5  ×  10 ⁻⁵ [por año de reactor] son ​​un resultado común" o, en otras palabras, un incidente de daño del núcleo en 20 000 años de reactor. ^{[ 3 ]} Un estudio de 2008 realizado por el Electric Power Research Institute estimó la frecuencia de daño del núcleo para la industria nuclear de los Estados Unidos en una vez en 50 000 años de reactor, o 2  ×  10 ⁻⁵ . ^{[ 5 ]}

Suponiendo que haya 500 reactores en funcionamiento en el mundo, las estimaciones del CDF anteriores significan que, estadísticamente, se esperaría que ocurriera un incidente de daño en el núcleo en algún lugar del mundo cada 40 años según la tasa promedio de accidentes estimada por la Comisión Europea en 2003 , o cada 100 años según la tasa promedio de accidentes estimada por el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica en 2008 .

Según un informe de 2011 del Consejo de Defensa de los Recursos Naturales, se han acumulado aproximadamente 14 400 años de operación comercial de reactores en todo el mundo para 582 reactores. De estos 582 reactores, 11 han sufrido daños graves en el núcleo. ^{[ 6 ] Estos datos históricos dan como resultado una tasa promedio de accidentes de 1 en cada 1309 años de reactor (7,6 × 10 −4} por año de reactor CDF) para el período comprendido entre 1954 y 2011. En cinco de estos accidentes, el daño fue lo suficientemente leve como para que el reactor fuera reparado y reiniciado.

Durante el terremoto de 2011 y el consiguiente tsunami de más de 15 metros en la costa este de Japón , la central nuclear de Fukushima I sufrió daños en el núcleo de tres de sus seis reactores tras el fallo de los sistemas de refrigeración de emergencia debido a las condiciones extremas que superaron los límites de diseño . Es decir, las centrales de Fukushima no contemplaron un tsunami de más de 3,1 metros (10 pies) en su diseño original. ^{[ 7 ]} Estos reactores eran reactores BWR-3 y BWR-4 de General Electric con diseños de contención Mark I , comunes en Estados Unidos. Sin embargo, todos estos tipos de centrales presentan diseños variables debido a las normativas, las preferencias de cada empresa eléctrica y la ubicación de la construcción. En 1995, los Laboratorios Nacionales Sandia estimaron que la frecuencia de daños en el núcleo de los reactores BWR-3 y BWR-4 en Estados Unidos se sitúa entre 10 ⁻⁴ y 10 ⁻⁷ . ^{[ 8 ]} 

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• Glosario de la USNRC
• Revista Internacional de Materiales y Fiabilidad Estructural