¿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, unas 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.
¿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.
¿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.
¿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.
¿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.
¿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.
¿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.
¿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.
¿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.