EL RIESGO EN LA PRODUCCIÓN DE ELECTRICIDAD
 

96. ¿Qué es y cómo se define el riesgo?
En toda actividad o instalación industrial existe la posibilidad de que se produzcan diversos tipos de fallos o de funcionamiento defectuoso. La posibilidad de que aparezca uno de ellos viene definida por una probabilidad. A su vez, este fallo, caso de producirse, dará lugar a unos determinados efectos indeseados.

La variable aleatoria que asocia tales efectos adversos con la correspondiente probabilidad de que se produzcan, se llama función del riesgo. En términos reales, debería definirse la función de distribución del riesgo, que es aquélla que da la probabilidad de que se produzcan daños inferiores a uno dado. Estas consecuencias serán, una veces, número de muertes en un accidente, y otras serán daños materiales valorados en unidades monetarias. Matemáticamente el riesgo se cuantifica mediante el producto de la probabilidad de un cierto accidente, por el daño producido.

 

97. ¿Cuál es el riesgo de las centrales nucleares?
El origen del riesgo en las centrales nucleares se encuentra en la presencia y posible escape de las radiaciones y de los productos radiactivos producidos en el núcleo del reactor nuclear.

Por este motivo, la seguridad nuclear consiste en diseñar, construir y operar las centrales nucleares para obtener de forma segura la producción de energía eléctrica, sin que ello suponga un riesgo superior al tolerable para la población y para los trabajadores de la central.

Los riesgos nucleares son extraordinariamente bajos, como se deduce en las figuras obtenidas del informe preparado por Rassmussen. El riesgo es tan bajo, porque la probabilidad de producirse un accidente es muy baja, así como el daño que produciría. A pesar de los dos accidentes más relevantes, Three Mile lsland (TMI) y Chernobil, la probabilidad es baja, así como los daños ocasionados por dichos accidentes.

Si se compara el accidente de TMI, en el cual no hubo un escape radiactivo grande al exterior, con el de Chernobil que sí lo tuvo, es de resaltar que el concepto de seguridad nuclear impuesto por los países occidentales es mucho más estricto que el impuesto por la antigua Unión Soviética, y los países que usan su tecnología nuclear.

 

98. ¿Que se entiende por seguridad intrínseca de una central nuclear?
De acuerdo con el criterio de un diseño seguro, la central debe mantener una seguridad intrínseca y una seguridad incorporada.

La seguridad intrínseca de una central nuclear nace de su diseño, el cual introduce principios físicos en el funcionamiento del reactor que tienden a frenar el desarrollo de una reacción en cadena incontrolado. Un reactor nuclear mantiene para su funcionamiento una configuración crítica, obtenida por el propio diseño del núcleo del reactor, en la que intervienen diversas variables: el enriquecimiento del combustible, la separación entre barras del combustible, su tamaño, el número de barras por elemento combustible, el número de elementos totales, los materiales usados como vaina, y como estructura soportante del combustible, el número total de barras de control y otros mecanismos de control.

Los principios físicos que tienden a disminuir la reactividad, es decir, a hacer el reactor menos crítico, actúan cuando se produce un aumento de la temperatura del combustible, ante un aumento de la temperatura del refrigerante, y ante un aumento del porcentaje de huecos o vapor que aparece en él. Estas condiciones se deben a una falta de refrigeración del combustible, que es la situación más desfavorable; y son independientes de que actúen o no los sistemas de control.

En términos más técnicos, la seguridad intrínseca está unida a los valores de los coeficientes de reactividad, provocados al variar la temperatura del combustible y del moderador, así como la potencia, el nivel de huecos en el refrigerante, o su densidad.

 

99. ¿Cuáles son los principios básicos de la seguridad nuclear?
La seguridad nuclear tiene como meta fundamental que durante la explotación de una central nuclear no se produzcan escapes de productos radiactivos ni de radiación, sin que se produzcan daños al público, al personal de explotación o al medio ambiente.

Para cumplir este criterio básico, las centrales nucleares se construyen de acuerdo con el principio de seguridad a ultranza. Este principio consiste en prevenir en lo posible los fallos que podrían producirse a consecuencia de errores de diseño, fabricación, construcción u operación o por causas externas, pero aceptar que aún así podría producirse algún fallo, por lo que además han de incorporarse sistemas y adaptarse medidas en la central que anulen o minimicen las consecuencias de estos fallos. En síntesis, la seguridad a ultranza establece unas medidas escalonadas de seguridad, de tal modo que si falla una quedan todavía las siguientes para evitar daños.

Para ello se proyectan y construyen centrales intrínsecamente seguras y se adoptan unos niveles de calidad muy superiores a los de la mayoría de las instalaciones industriales. A pesar de estas medidas, se podrían producir fallos, aunque con una probabilidad muy baja. Las consecuencias de los mismos se reducen a valores mínimos mediante los denominados sistemas de seguridad, que están duplicados (sistemas redundantes) para evitar los fallos de un único sistema. De esta forma, aún en el caso de un accidente, el escape de productos radiactivos al exterior sería prácticamente nulo.

 

100. ¿Cuáles son las barreras de seguridad que protegen un reactor nuclear?
Los caminos de escape de la radiación y de los productos radiactivos suelen ser similares en cualquier tipo de central nuclear. Sin embargo, una de las principales razones por las que en las centrales nucleares

occidentales no se ha producido un accidente con similares consecuencias al de Chernobil es porque las centrales nucleares se han diseñado y construido bajo el concepto de cuatro barreras físicas para impedir el escape de la radiación y de los productos radiactivos. Estas barreras se explican a continuación.

  • El combustible nuclear es un combustible cerámico, formado por pastillas de óxido de uranio sintetizado de alta densidad, y constituye en sí la primera barrera, pues retiene una gran cantidad de productos de fisión que no pasan a la vaina. Normalmente, a la temperatura de funcionamiento retiene todos los productos de fisión sólidos y el 90 por 100 de los gases y volátiles producidos.
  • La segunda barrera, es la vaina donde van apiladas herméticamente las pastillas de UO2 que no dejan pasar los productos de fisión al refrigerante. Sin embargo en el diseño de la central se admite que pueda existir una pequeña proporción de defectos mecánicos en las vainas.
  • La tercera barrera es el circuito primario o circuito de presión que está integrado por la vasija del reactor, que es de acero especial de 20 a 25 cm de espesor, revestida interiormente de acero inoxidable, de las bombas de refrigeración, presionador, cambiadores de calor (lado primario) y tuberías de conexión entre los distintos elementos.
  • La cuarta barrera es el edificio de contención, construido de hormigón postensado sobre una losa también de hormigón de más de 3 m de espesor. Todo este edificio va recubierto interiormente de una chapa de acero para asegurar la hermeticidad del edificio.
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    101. ¿Qué son y para qué sirven las salvaguardias tecnológicas?
    Además de la seguridad intrínseca de los reactores nucleares, que aparece en el diseño del núcleo del reactor, existe la seguridad incorporada que aparece en el diseño del reactor. Esta comienza en las barreras físicas, en los sistemas de protección y control y las salvaguardias tecnológicas.

    Las salvaguardias tecnológicas son un conjunto de sistemas especialmente diseñados para la protección de las barreras físicas y tienen como principal objetivo evitar los accidentes o reducir sus consecuencias a límites muy reducidos. En los reactores de agua existen dos tipos de salvaguardias; unas las denominadas preventivas que tratan de impedir los accidentes, y que se concretan en acciones sobre el núcleo del reactor, como es, por ejemplo, la refrigeración del mismo para que en ningún caso se alcance la temperatura de fusión del UO2; y otras que afectan a la contención, mitigando las consecuencias de los accidentes.

    Las salvaguardias tecnológicas de los reactores de agua están formadas por: el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo, que asegura en todo momento la refrigeración del mismo; el sistema de evacuación del calor residual, cuando el núcleo no produce energía, y que actúa junto al sistema anterior; el sistema de inyección de seguridad, que suministra agua borada al sistema de refrigeración del reactor. En la contención existen el sistema de aspersión de la contención y el de refrigeración por ventilación; el primero para reducir la presión mediante inyección de agua con boro en la atmósfera del recinto de contención, reduciendo la cantidad de yodo en él, y en general las emisiones radiactivas; y el segundo elimina el calor desprendido en el accidente.

     

    102. ¿Cómo se tienen en cuenta los agentes externos en el diseño de una central nuclear?
    Todas las centrales nucleares están diseñadas y construidas para resistir los efectos de las peores situaciones ajenas a la central, consistentes en fenómenos naturales o accidentes que puedan ocurrir en la zona, como son terremotos, riadas, huracanes, etc. También están diseñadas para el efecto que puedan producir otros sucesos no naturales, como: impacto de cuerpos a gran velocidad, etc.

    Tanto en unos casos como en otros, el proyecto tiene en cuenta todos estos agentes, de tal forma, que en el caso de que alguno llegara a presentarse, la central sería capaz de soportar su efecto sin que pudiera afectar a la seguridad.

    En relación con otro tipo de acciones no naturales, como son las acciones intencionadas de tipo terrorista, en todas las centrales existe un plan y medidas de protección física y de vigilancia que hacen muy difícil que tales acciones pudieran llevarse a cabo.

     

    103. ¿Qué medidas se toman para garantizar la seguridad de una central nuclear?
    Las medidas de seguridad empleadas en las centrales nucleares occidentales, y por tanto en las españolas, son entre otras, las siguientes:

    a) Selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta las características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas del mismo. Se realizan una serie de análisis, sondeos y observaciones para diseñar la instalación de modo que soporte los daños producidos por terremotos, inundaciones, cargas del viento y efectos adversos originados por otros fenómenos.

    b) Antes del comienzo de la construcción de la central, se somete a la aprobación de la Administración el Estudio preliminar de seguridad, que describe los criterios del proyecto de la instalación y analiza el funcionamiento de los distintos sistemas y estructuras. Además, considera incidentes hipotéticos anormales y demuestra que, aunque se produjesen estos casos, la población no sufriría daños inaceptables.

    c) Para obtener el permiso de explotación se presenta el Estudio final de seguridad, semejante al anterior, pero en el que se ha de demostrar que se ha cumplido lo especificado en él y en el que se describe y analiza cómo ha quedado construida la central. En este estudio final se detalla que:

  • Los productos radiactivos que se generan en el núcleo están protegidos por cuatro barreras sucesivas que impiden su liberación directa al exterior.
  • Aun en el caso hipotético de un accidente, existen sistemas de seguridad que impiden que las consecuencias del mismo causen daños inaceptables.
  • Los sistemas importantes para la seguridad tienen componentes duplicados e independientes, para que en caso de fallo de uno de ellos actúe su "doble", sin que se deriven efectos perjudiciales. También se duplican las líneas eléctricas, acometidas de agua y otros sistemas, cuando por razones de seguridad hay que asegurar el suministro.
  • La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.
  • La fabricación de componentes y la instalación y montaje se han realizado de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.
  • d) Antes del comienzo de la operación comercial de la central, se preparan una serie de documentos oficiales para la explotación que, tras ser aprobados por la Administración, regulan detalladamente todos los aspectos de aquélla.

    e) Antes y durante el funcionamiento de la central, los diversos componentes se someten a pruebas para comprobar que funcionan de acuerdo con lo previsto en el proyecto. Asimismo se efectúa el mantenimiento preventivo de la instalación.

    f) La Administración regula la concesión de licencias al personal de operación de la central, las cuales hay que renovar periódicamente.

    g) La Administración ejerce una vigilancia sobre el buen funcionamiento y el cumplimiento de las especificaciones de explotación durante toda la vida de la central.

    h) Antes de que la central comience a funcionar, se estudia el fondo radiológico de la zona. Durante la explotación, se ejerce una vigilancia ambiental para comparar los resultados de sus medidas con el fondo y poder determinar la más mínima influencia de la instalación sobre la zona.

     

    104. ¿Cómo es la seguridad de una central nuclear durante su operación?
    La seguridad de una central nuclear durante su operación se realiza con varios sistemas de seguridad.

    El control de la operación se basa en seguir la potencia del reactor y en controlar su reactividad. Para ello, el sistema de instrumentación y control del reactor determina el valor de todas las variables de la operación, como son la temperatura del refrigerante, el flujo neutrónico, etc., limitando sus valores, los cuales controla mediante el flujo de refrigerante, y las barras de control.

    Además, existe el sistema de protección del reactor cuyo fin es producir el disparo del reactor, o la parada rápida del mismo, mediante una rápida inserción de las barras de control ante una indicación de que algún parámetro del reactor está en valores fuera del rango previsto.

    Además de estos sistemas, la seguridad durante la operación de la central está complementada con la inspección, vigilancia y comprobación periódicas de dichos sistemas, mediante ensayos previamente programados. Existe también, un plan de vigilancia radiológica ambiental, tanto en el emplazamiento de la central, como en la zona de los alrededores de la misma, durante todo el período de explotación, y básicamente consiste en:

    a) Toma de datos de dosis en las estaciones ambientales seleccionadas.
    b) Toma de muestras de la fauna y la flora de la zona.
    c) Toma de muestras de agua, aire y leche.
    d) Preparación y recuento radiológico de las muestras.
    e) Evaluación radiológica y cálculo de dosis acumuladas.
     

    105. ¿Qué se entiende por garantía de calidad y cómo se aplica durante las diversas etapas de la vida de una central nuclear?
    La garantía de calidad es un conjunto de métodos de gestión de la calidad, aplicados en forma sistemática y planeada, con las siguientes características.

    a) Se trata de una gestión integrada de la calidad; es decir, abarca todos los períodos de la vida de la instalación, desde su diseño a su desmantelamiento definitivo pasando por la fabricación, la construcción, el montaje, las pruebas y puesta en marcha, la explotación y el mantenimiento, y sin establecer fronteras entre las empresas o grupos que intervienen en las fases, de tal modo que los programas de garantía de calidad de todas las entidades participantes han de estar coordinados y establecidos con un criterio unitario.

    b) Se trata de un programa de "cero defectos", es decir, donde hay que asegurarse que todos los elementos sometidos al programa poseen la calidad exigida.

    No solamente ha de conseguirse esta calidad, sino que hay que establecer una evidencia objetiva de que así ha sido, y esta evidencia ha de documentarse, archivándose la documentación durante toda la vida de la instalación.

    Este sistema, introducido inicialmente en los Estados Unidos, demostró muy pronto su eficacia, por lo que, con muy ligeras variantes, ha sido adoptado por todas las reglamentaciones nacionales e internacionales. El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) publicó en 1979 su recomendación 50-C-QA "Código de práctica de garantía de calidad para la seguridad en las centrales nucleares", que básicamente es equivalente al sistema norteamericano.

    En España se aplican ambos sistemas a nuestras centrales (en realidad, se aplica el sistema vigente en el país de origen de la central y el del OIEA), habiéndose publicado ya tres normas UNE compatibles con ambos.

    La importancia que nuestra reglamentación da a la garantía de calidad es tal que entre la documentación que preceptivamente se ha de presentar a la Administración al solicitar cada una de las autorizaciones pertinentes, se encuentra el describir la organización de garantía de calidad que se va a aplicar en la fase siguiente.

    Los brillantes resultados que se han obtenido al emplear los métodos de garantía de calidad en las instalaciones nucleares han dado lugar a que en muchos otros sectores industriales de alta tecnología se estén aplicando ya métodos semejantes.

     

    106. ¿Qué ocurrió en la central nuclear de Three Mile lsland (Harrisburg)?
    La central nuclear Three Mile lsland está situada a tan sólo 16 km. de la ciudad de Harrisburg (Pensilvania), que tenía una población de unos
    70.000 habitantes.

    El accidente se produjo el día 28 de marzo de 1979 en la unidad 2 (TMI-2), que llevaba un año de funcionamiento. El reactor es del tipo de agua a presión, con un diseño diferente de los reactores similares funcionando en España,

    La causa inicial fue la obstrucción de una tubería del circuito de depuración del condensado, debido a un exceso de aglomeración de las resinas empleadas en dicho sistema. Este hecho, que en sí no tiene una gran importancia, en TMI-2 desencadenó una serie de sucesos, con fallos, errores y otras circunstancias. Parece que la principal de las causas fue el incumplimiento del reglamento del funcionamiento de la central, al mantener inadvertidamente cerradas dos válvulas de aislamiento del sistema de alimentación de emergencia, después de una inspección. Posteriormente se produjeron errores en la interpretación de los sucesos, lo que dio lugar a decisiones equivocadas.

    El resultado final del accidente produjo un daño importante al núcleo del reactor, y una emisión de producto radiactivos al exterior ligeramente superior a la autorizada.

    Los efectos radiológicos sobre la población cercana a la central fueron sin embargo muy bajos. Según las estimaciones realizadas por un grupo de técnicos de la Comisión de Regulación Nuclear (NRC), del Departamento de la Salud, Educación y Bienestar y de la Agencia de Protección Ambiental, se observó una dosis equivalente colectiva hasta el día 7 de abril de 3.300 personas-rem, lo cual representa un incremento del 1,5 por 100 en la dosis equivalente anual recibida en la zona debida a la radiación natural, que es de unos 100 mrem en dicha zona. La conclusión del informe fue que la dosis equivalente recibida por la población representaba un riesgo mínimo de producción de efectos estocásticos en dicha población.

    El accidente de TMI-2 puso de manifiesto que el concepto de seguridad a ultranza había funcionado correctamente y que para que el accidente ocurriera fue necesario que se provocara una cadena de sucesos desfavorables. Por este motivo se han sacado importantes conclusiones para mejorar la seguridad de las centrales, definiéndose medidas correctoras que los distintos países han ido incluyendo dentro de sus centrales (excepto los países dentro de la órbita de la Unión Soviética), y sobre todo las medidas se han extendido a la formación y entrenamiento del personal operador de las centrales, los cuales en este caso tuvieron una actuación destacada en la evolución del accidente.

     

    107. ¿Qué ocurrió en Chernobil?
    La central nuclear de Chernobil consta de cuatro unidades de 1.000 MWe cada una, equipadas con un reactor del tipo RBMK, que es de tipo heterogéneo con moderador de grafito, refrigerado por agua en ebullición, que circula a través de un canal en el que se encuentra el combustible.

    Los reactores RBMK no disponen de edificio de contención, en el sentido que se tienen de él en las centrales occidentales, sobre todo las PWR y BWR, La parte superior del edificio del reactor es un cierre convencional sobre las paredes de hormigón, y por tanto no tiene el carácter de cuarta barrera de seguridad.

    Además de esta característica, este tipo de reactores carece del concepto de seguridad intrínseca, ya que se da la circunstancia de que el coeficiente de reactividad por aumento de la temperatura en el grafito es positivo, y también es positivo el coeficiente de huecos del refrigerante. Por tanto en algún punto de la operación se produce una situación inestable.

    El accidente se produjo cuando al realizar un experimento de tipo convencional, en el que se pretendía demostrar que la energía eléctrica producida por el alternador a partir de la inercia de la turbina sin vapor podría usarse para alimentar ciertos componentes del sistema de refrigeración de emergencia, hasta que estuvieran disponible los generadores de emergencia.

    En el experimento se violaron las normas de funcionamiento, llevando el reactor a situaciones en las que el margen de seguridad se redujo a límites inaceptables, por las características intrínsecas del reactor.

    La descripción oficial del accidente indica que ocurrió la noche del 25 al 26 de abril de 1986 provocado por un transitorio de potencia, al aumentar la reactividad como consecuencia de la ebullición del agua. Al acumularse una energía en el combustible del orden de 300 cal/g, se produjo una disgregación del combustible seguida de dos explosiones. La violencia de la energía desprendida provocó la elevación de la losa soporte del reactor, rompiendo la cavidad del reactor, haciendo por tanto inoperativo el recinto de contención.

    La entrada de aire facilitó la combustión del grafito; y también el contacto con el exterior provocó la liberación de productos radiactivos, alcanzándose niveles de varios millones de curios al día.

     

    108. ¿Qué ocurrió en Vandellós I?
    En la central de Vandellós l, situada en la provincia de Tarragona, y con un reactor de tipo grafito-gas, se produjo, el 19 de octubre de 1989, un accidente que se inició por un incendio en un edificio convencional de la central y tuvo múltiples implicaciones.

    El incendio se origina como consecuencia de la rotura de tuberías de engrase, lo que produjo un vertido importante de aceite en muy poco tiempo. A continuación y como consecuencia del incendio se produjo una serie sucesiva de fallos de sistemas, como, por ejemplo, una alimentación deficitario de agua en los generadores de vapor, una inundación de los bajos del edificio de turbinas y edificio del reactor, por entrada del agua del mar, entrada de humo en el edificio de auxiliares eléctricos y sala de mando.
     

    Pese a todos estos hechos, se consiguió llevar la central a la situación de parada segura, sin alcanzar en los elementos combustibles temperaturas cercanas a la de fusión de vainas; no se produjo eliminación de anhídrido carbónico del circuito de refrigeración, así como tampoco se produjo daño alguno a las personas que intervinieron en el control de la central.

    La principal conclusión que se obtiene de este accidente es que en ningún momento S produjo contaminación de zonas ni de las personas involucradas en las labores de recuperación de la central, ni vertidos radiactivos al exterior.

     

    109. ¿Se podría producir un accidente semejante al de Chernobil en las centrales nucleares españolas?
    El accidente de la central nuclear de Chernobil no se podría producir nunca en las centrales españolas por diversos motivos.

    1. No existe ninguna central nuclear española con diseño similar a la de Chernobil, que además tiene coeficientes de reactividad del moderador y refrigerante positivos.

    2. La seguridad intrínseca de los reactores nucleares españoles es tal que los coeficientes de reactividad son siempre negativos, por tanto ante condiciones extremas de seguridad, nunca producirán un accidente de reactividad.

    3. Las centrales nucleares españolas se basan en el concepto de seguridad a ultranza, izando las barreras físicas interpuestas al escape de la radiación o productos radiactivos. i última barrera, no existente en reactores similares al de Chernobil, hubiera sido capaz de tener toda la energía liberada en el accidente, así como los productos radiactivos con lo cual, en el caso de que Chernobil hubiera tenido una barrera de estas características, el accidente se hubiera producido, pero sin liberación de productos al exterior.

     

    110. ¿Existe cooperación internacional en la prevención de accidentes nucleares?
    Sí. Existe el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) creado en 1957 y con sede en Viena. Este organismo elabora, mediante colaboración con los Estados Miembros, estudios sobre seguridad nuclear, protección radiológica, garantía de calidad, tratamiento y evacuación de desechos radiactivos, etcétera. Estos estudios se publican en forma de recomendaciones y normas, que en muchos casos han servido como base a la elaboración de la reglamentación nacional de los Estados Miembros.

    También en la OCDE, existe la Agencia de Energía Nuclear, que en una de sus direcciones técnicas se encarga de la seguridad nuclear y la protección radiológica. Además los explotadores de centrales nucleares de los países occidentales han creado la asociación WANO. Su misión es maximizar la seguridad y fiabilidad de la explotación de las centrales nucleares mediante el intercambio de información.

    Estas organizaciones son las que más han desarrollado la colaboración internacional, aunque existen cooperaciones bilaterales, como en el caso español, que acepta la normativa de las centrales de los países de origen, como son Estados Unidos y Alemania. Por tanto, todos los desarrollos que se hacen en materia de seguridad en esos países, se aceptan en las centrales españolas, así como las recomendaciones de las organizaciones citadas.