Accidente nuclear de Fukushima Daiichi: descripción del evento

Entorno Nuclear
ACCIDENTE NUCLEAR DE FUKUSHIMA
DAIICHI. DESCRIPCIÓN DEL EVENTO
Andrés Rodríguez Hernández ([email protected]),
Gonzalo Mendoza Guerrero, Mario Raúl Perusquía del Cueto, Javier
Ortiz Villafuerte, Juan Ramón Mota Aguilar, Gerencia de Ciencias
Aplicadas, Departamento de Sistemas Nucleares
1. Introducción
Aun cuando en la prensa nacional e internacional
se difundió extensamente el accidente nuclear
de la planta de Fukushima Daiichi, el público
en general no tiene el contexto adecuado ni la
información suficiente sobre los acontecimientos
de la secuencia del mismo. En este artículo se
explican con cierto detalle los aspectos que se
consideran importantes para comprender mejor
su evolución.
La Central Nuclear Fukushima Daiichi es un
conjunto de seis reactores nucleares situados
en la ciudad de Okuma, Prefectura de Fukushima
en Japón. Antes del accidente, este complejo
generaba una potencia total de 4,7 GWe,
colocándola como una de las 25 centrales
nucleares más grandes del mundo. El reactor 1
de Fukushima Daiichi fue diseñado por la
compañía estadounidense General Electric y
puesto en operación comercial en el año 1971,
siendo el primer reactor nuclear construido y
gestionado por la compañía japonesa Tokyo
Electric Power Company (TEPCO). Los seis reactores
de Fukushima Daiichi son del tipo de agua en
ebullición (en inglés BWR), el primero de los
cuales tiene una capacidad de generación de
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Contacto Nuclear
460 MWe, los reactores 2, 3, 4 y 5 de 784 MWe y
el sexto de 1100 MWe.
En los siguientes apartados se describe
brevemente el diseño de la Central Nuclear
Fukushima Daiichi. Después se presenta la
cronología de los eventos más importantes
ocurridos durante el accidente, el cual se debió a
un sismo de 9.0 grados en la escala de Richter
ocurrido el 11 de marzo de 2011. A su vez el
sismo dio origen a un tsunami que impactó la
costa noreste de Japón. Posteriormente se
describen las acciones de respuesta más
relevantes emprendidas ante tal accidente y a
continuación se mencionan los planes
anunciados por TEPCO para los próximos meses
con el objeto de controlar el accidente de manera
segura y mitigar sus efectos. Finalmente se
expresan algunas reflexiones sobre los
acontecimientos y las posibles repercusiones en
la seguridad de las centrales nucleares de
potencia.
2. Descripción de la planta
En la figura 1 se muestran dos diagramas del
diseño de los reactores de agua en ebullición 1,
2, 3, 4 y 5 de Fukushima Daiichi (el sexto reactor
de 1100 MWe tiene una contención de diseño
tipo Mark II que es más reciente). En ella se
aprecian, entre otros, la vasija del reactor, el
contenedor primario, la alberca de supresión y el
edificio del reactor (contenedor secundario).
Figura 1. Instalaciones de un BWR con contención Mark I. (1: Vasija del reactor; 2: Contención primaria; 3: Contención
secundaria; 4: Línea de descarga de vapor; 5: Alberca de supresión de presión; 6: Desfogue del pozo seco a la alberca de
supresión; 7: Pozo seco; 8: Tubería de alivio de la vasija del reactor; 9: Barras de control; 10: Alberca de combustible gastado;
11: Combustible gastado; 12: Tubería de venteo de la contención primaria; 13: Combustible en el núcleo del reactor).
En algunas situaciones de operación anormal o
insegura de una central nuclear, las barras de
control se insertan súbitamente de forma
automática para detener el proceso de reacciones
nucleares de fisión y apagar el reactor (es decir,
el reactor se lleva a condiciones de subcriticidad).
La finalidad es impedir el daño al combustible
después de una perturbación a la operación
normal de la planta o en condiciones que se
consideran inseguras para el reactor. Sin
embargo, se requiere la operación de sistemas
de enfriamiento para remover el calor que
produce el decaimiento radiactivo de los
productos de fisión en el núcleo del reactor
después del apagado. Cuando un reactor se
apaga, las fisiones cesan pero se sigue liberando
energía como «calor de decaimiento». En tales
condiciones se requiere de la actuación de
sistemas de enfriamiento del núcleo, los cuales
son alimentados eléctricamente por la red externa
de corriente alterna de la central. Los sistemas
de remoción de calor en el caso de la planta de
Fukushima Daiichi utilizan como último
sumidero de calor al mar, es decir, transfieren el
calor residual a través de circuitos sucesivos de
enfriamiento que llega al mar.
Cada uno de los reactores, como se muestra en
la figura 1, cuenta con albercas para guardar
temporalmente el combustible gastado que se
extrae de los reactores durante las recargas de
combustible, mismo que también despide calor
residual que requiere de sistemas de
enfriamiento operando continuamente.
La planta de Fukushima Daiichi cuenta además
con una instalación centralizada para el
Contacto Nuclear
5
almacenamiento de combustible gastado
proveniente de las 6 unidades. Esta instalación
es del tipo alberca y está situada dentro de un
edificio cerrado independiente.
3. Pérdida de potencia eléctrica
El soporte eléctrico de corriente alterna a la central
es suministrado por la red externa. Ante una
pérdida de energía eléctrica, la planta obtiene
esta energía de generadores diesel de
emergencia que son parte del diseño de la central.
En estas condiciones, los sistemas de emergencia
y de apagado seguro son alimentados por dichos
generadores. Sin embargo, en el caso de que
simultáneamente se den una serie de fallas que
traigan como consecuencia la pérdida del
suministro de los generadores diesel de la planta,
se cuenta con un sistema para inyectar
refrigerante a la vasija del reactor denominado
Sistema de Enfriamiento del Núcleo con el
Reactor Aislado (en inglés RCIC). Este sistema
RCIC tiene una bomba impulsada por una turbina
de vapor, el cual proviene de la vasija del reactor,
que succiona agua del tanque de
almacenamiento de condensado o
alternativamente de la alberca de supresión
enviando el vapor de escape a esta última. El
suministro eléctrico para el control de la
operación de este sistema en el caso específico
de Fukushima lo proporciona un banco de
baterías que tiene una vida aproximada de ocho
horas.
Generalmente la función del sistema RCIC (no
definido como sistema de enfriamiento de
emergencia) es mantener un nivel adecuado de
agua en la vasija cuando el reactor queda
aislado del condensador principal por un cierre
de las válvulas de aislamiento de vapor principal
(en inglés MSIV) y se pierde el caudal de repuesto
del agua de alimentación. Todos los componentes
activos de este sistema se alimentan de fuentes
eléctricas de corriente directa, excepto el sistema
de ventilación del cuarto del RCIC.
6
Contacto Nuclear
El sistema RCIC funciona automáticamente por
bajo nivel de agua en la vasija del reactor. El
tiempo que el sistema puede permanecer en
operación dependerá; (a) de la duración de las
baterías, (b) de los efectos del calentamiento de
la alberca de supresión (que puede causar el
disparo por alta presión en el escape de la turbina
del RCIC), (c) por pérdida de enfriamiento de la
bomba del RCIC, y (d) el calentamiento del área
del RCIC por falta de ventilación (lo que puede
causar un disparo por alta temperatura). En estas
circunstancias la probabilidad de fundición del
núcleo depende de que la recuperación de la
corriente alterna se dé antes de que la
degradación progresiva del RCIC y sus sistemas
de soporte hagan este sistema inoperativo.
4. Resumen de sucesos significativos
El sismo de magnitud 9.0 grados en la escala
Richter se presentó el 11 de marzo de 2011 a las
2:45 pm hora local e interrumpió el suministro
de energía eléctrica externa a la Central
Fukushima Daiichi. Como consecuencia, se
efectuó el apagado automático en las unidades
1, 2 y 3 de la planta que estaban operando en
ese momento. Las barras de control en estas
unidades se insertaron exitosamente en forma
automática en el núcleo del reactor, deteniendo
las reacciones de fisión en cadena. Los reactores
4, 5 y 6 habían sido previamente apagados para
propósitos de mantenimiento de rutina. Los
generadores diesel de respaldo, diseñados para
suministrar la energía eléctrica requerida
después de la pérdida de potencia externa,
empezaron a proveer energía a las bombas de
los sistemas de enfriamiento de los seis reactores
en forma normal. Sin embargo, aproximadamente
una hora después del sismo, un gran tsunami
con oleaje de más de 14 metros de altura impactó
sobre la costa e inundó el sitio de la central,
dejando inoperables los generadores diesel de
respaldo y provocando una pérdida total de
corriente alterna (en inglés Station Blackout). Esto
a pesar de que la planta contaba con un dique
de 5.7 metros de altura como protección contra
oleajes de gran tamaño.
Aun cuando los bancos de baterías
proporcionaban soporte a componentes no
esenciales, desde el punto de vista de suministro
eléctrico, el sitio entero quedó en apagado total.
Con esto se perdió la capacidad para mantener
el enfriamiento de los reactores 1, 2 y 3 y de las
albercas de combustible gastado de las seis
unidades. En particular, la alberca de la unidad
4 almacenaba todo el combustible del núcleo
del reactor, el cual estaba en mantenimiento
mayor desde el 30 de noviembre anterior.
Sin energía eléctrica después del tsunami, el
único recurso de enfriamiento a los núcleos de
los reactores 1, 2 y 3 por diseño era la inyección
de agua mediante el sistema RCIC apoyada en
los bancos de baterías mencionados. Sin embargo,
estos sistemas progresivamente quedaron fuera
de operación en las tres unidades en las ocho
horas siguientes al tsunami, conforme a diseño
y debido al incremento en las temperaturas de
los sistemas y al agotamiento de las baterías.
Ante la pérdida de enfriamiento total las vasijas
de los reactores se presurizaron por el aumento
de temperatura y la generación adicional de
vapor. Las válvulas de alivio se abrieron para
desfogar vapor hacia la contención primaria.
El 12 de marzo, ante la falta de otras alternativas,
se inició la inyección de agua de mar a los
reactores con bombas portátiles. Esta es una
medida extrema que se decide cuando no existen
otras opciones. Es de entender que los operadores
de los reactores suponían que el combustible
dentro de ellos ya había sufrido daños
irreversibles tras casi un día sin enfriamiento.
Se continuó aliviando presión de las
contenciones primarias en las 3 unidades para
evitar daños o explosiones por sobrepresión.
El venteo de la contención de la unidad 1 liberó,
además de vapor y otros gases, cantidades
significativas de hidrógeno que se fueron
acumulando en la parte superior de la
contención secundaria. El hidrógeno se produce
en un reactor como consecuencia de la reacción
de la aleación de zircaloy del encamisado del
combustible con vapor de agua en condiciones
de alta temperatura. La presencia de esta reacción
confirmaba que el nivel de agua había bajado y
que al menos una parte del combustible estaba
descubierta y en contacto con vapor de agua. El
hidrógeno llegó a tales concentraciones en la
contención secundaria (edificio del reactor) de
la unidad 1, que produjo el 12 de marzo una
explosión que destruyó totalmente el techo del
edificio. El hidrógeno explota por sí solo cuando
alcanza concentraciones mayores a 4% en
volumen en aire.
El 14 de marzo ocurrió en la unidad 3 una
segunda explosión de hidrógeno en la parte
superior del contenedor secundario destruyendo
el techo y causando daños también a la estructura
de la contención secundaria de la unidad 4
adyacente. Una tercera explosión ocurrió el 15
de marzo en el interior del contenedor primario
de la unidad 2, dañando en esta ocasión la
alberca de supresión de presión que se encuentra
en la parte baja de la contención primaria (figura
1). Se informó que los niveles de radiación
excedieron el límite legal (100 mSV/año) por lo
que los trabajadores comenzaron a evacuar la
planta. Tiempo más tarde, se advirtió que el nivel
de radiación disminuyó a 72 mSV/año. Dados
los altos niveles de radiación registrados, se
sospechó la existencia de daños a la vasija del
reactor 2 y el filtrado hacia el exterior, a través
de fracturas en la misma, de productos de fisión
liberados por daño en el combustible. Todos los
trabajadores en la central salvo 50 tuvieron que
permanecer fuera hasta que los niveles de
radiación disminuyeron a límites permitidos. La
Agencia de Seguridad Nuclear e Industrial de
Contacto Nuclear
7
Japón (NISA) estimó posteriormente que en cada
reactor se habían generado entre 800 y 1000 kg
de hidrógeno.
La pérdida total de enfriamiento también afectó
las albercas de combustible gastado ubicadas
en el piso de recarga de los edificios de cada
uno de los reactores (figura 1). Como se mencionó
antes, la unidad 4 había parado para actividades
de recarga y mantenimiento desde el 30 de
noviembre de 2010, todo el combustible del
reactor se había depositado en la alberca de
combustible gastado. La unidad 5 había parado
el 3 enero de 2011, y la 6, el 14 de agosto de
2010. En ambos casos, el combustible se mantuvo
dentro de los reactores y por tanto sus respectivas
albercas de combustible gastado contenían un
menor número de éstos.
En las unidades 3 y 4 se evaporó una cantidad
significativa de agua de las albercas dejando
expuesto el combustible. Una vez más, el 15 de
marzo, se produjo una cuarta explosión así como
un incendio en el edificio del reactor 4. La
explosión se atribuyó a acumulación de
hidrógeno generado por la reacción del vapor
de agua con el encamisado del combustible en
la alberca de combustible gastado. Las autoridades
japonesas informaron al OIEA que se había
liberado radioactividad a la atmósfera tras la
explosión y el incendio (figura 2).
El 18 de marzo las autoridades de Japón elevaron
el nivel de severidad del accidente
provisionalmente de 4 a 5 en la escala
internacional de eventos nucleares y radiológicos
(INES) del OIEA, en la cual el evento de máximas
consecuencias es el nivel 7. Se continuó
trabajando para reponer la energía eléctrica de
la central con el fin de activar nuevamente la
refrigeración de los reactores y de las albercas.
Los sistemas de enfriamiento de emergencia
habían sufrido daños tanto por el tsunami como
por las distintas explosiones, de modo que la única
forma de intentar enfriar el combustible en los
reactores 1, 2 y 3, así como en las albercas de
combustible de las unidades 3 y 4, era rociando
agua por medio de helicópteros y camiones de
bomberos, mismos que además tenían el
problema de que no se podían acercar lo suficiente
a sus objetivos por los altos niveles de radiación
existentes.
En ese momento, el problema más importante
Figura 2. Explosiones de hidrógeno en las unidades 1, 2, 3 y 4 y fuga en las trincheras.
Es posible que algunas de las explosiones realmente hayan sido de vapor.
U1, U2 y U3: Acumulación y
explosión de hidrógeno por
venteo del contenedor hacia
el edificio del reactor
8
Contacto Nuclear
U2: Explosión de hidrógeno
dentro del contenedor
primario.
U4: generación de hidrógeno ocasionó incendio y
explosión, destrozando el
techo del edificio.
U1 a U4: Eventos relevantes además de los daños al
combustible en los reactores
de las unidades 1, 2 y 3.
de resolver lo constituía el combustible
almacenado en las albercas de combustible
gastado, mismo que no contaba con sistemas
de enfriamiento funcionales y cuyos edificios
habían perdido el techo o parte de él. De sufrir
el combustible fracturas o fundición por altas
temperaturas, podría liberar materiales y gases
altamente radiactivos directamente a la atmósfera.
La creciente posibilidad de fundición del
combustible y liberación de material radiactivo
no fue menguada hasta que se obtuvo el apoyo
de un sistema de grúa especial que permitía
colocar una manguera directamente encima de
los edificios de los reactores y dirigir a control
remoto y con mayor precisión (que los
helicópteros y los camiones de bomberos) chorros
de agua hacia el combustible caliente.
Por otro lado, los esfuerzos por recuperar la
energía eléctrica en la central estuvieron también
sujetos a múltiples contratiempos. Los trabajos
incluyeron el tendido de nuevas líneas de
transmisión y la reparación de subestaciones
dentro y fuera de la planta. Para el 24 de marzo
se había recuperado parcialmente la energía
eléctrica, sin embargo, continuó la
indisponibilidad de los sistemas de enfriamiento
esenciales. Haciendo uso de equipo portátil se
continuó la inyección en los reactores de agua
de mar mezclada con boro, material que se utiliza
para inhibir la reacción nuclear en cadena.
Incluir boro en el agua señala que los operadores
sospechaban de daños severos al núcleo y un
posible derretimiento o ruptura del mismo, el
cual de acumularse en el fondo en ciertas
condiciones de geometría podría reiniciar las
reacciones nucleares en cadena (alcanzar
«criticidad»).
No se disponía entonces del último sumidero
de calor, es decir, de la posibilidad de desechar
el calor residual de los reactores hacia el mar
utilizando los circuitos de agua de enfriamiento,
dado que los mismos estaban inutilizados. La
única alternativa para mantener el enfriamiento
era seguir inyectando agua de mar que al pasar
por el núcleo se contaminaba y acababa por
estancarse en las partes bajas de los edificios.
El día 28 de marzo se detectó agua contaminada
en las inmediaciones de la unidad 1 con niveles
de radiación de 1000 mSv/hr. Posteriormente se
descubrió que el agua provenía de una fractura
en la base del edificio del reactor de la unidad 2.
La fuga dirigió el agua, que contenía material
radiactivo proveniente seguramente del núcleo
dañado de la unidad 2, hasta las trincheras
adyacentes a los edificios de turbina (figura 3).
El accidente de Fukushima, que en días
anteriores se había clasificado como nivel 5 en
la escala INES, fue reclasificado provisionalmente
a finales de marzo como nivel 7, nivel asignado
también al accidente de Chernobyl, aunque sus
consecuencias no son comparables.
Figura 3. Fuga de agua contaminada desde la unidad 2.
1: Edificio del reactor, 2: Edificio de turbina; 3: Fuga de agua
contaminada hacia el mar e inyección de silicato de sodio para
detener la descarga
El 4 de abril se decidió iniciar una descarga hacia
el océano Pacífico de 10,400 toneladas de agua
ligeramente radiactiva almacenada en tanques
con el propósito de liberar espacio para
Contacto Nuclear
9
almacenar agua con mayor contaminación para
su posterior tratamiento.
El 5 de abril, 520 metros cúbicos de agua
contaminada con yodo-131 proveniente de la
unidad 2 con 4,700 TBq de actividad se fugó
hacia el mar antes de que la fuga pudiera ser
taponada (figura 3). La presencia de yodo-131
hizo suponer que el combustible del núcleo de
la unidad 2 se había fundido parcialmente y
escurrido a través de las penetraciones inferiores
de la vasija, propiciando fugas de agua a través
de la vasija del reactor. En mayo se consiguió
una barcaza de 136 metros de largo con lo que
se aumentó la capacidad de almacenamiento
de agua contaminada. Se procuraron nuevas
instalaciones de tratamiento de agua con las
cuales se pretende procesar la misma y
reutilizarla para el enfriamiento de los reactores.
El 5 de mayo, doce trabajadores entraron al
edificio del reactor de la unidad 1 por primera
vez desde el día del sismo. Debido a la radiación
sólo pudieron permanecer allí no más de 90
minutos, tiempo en el que instalaron ductos para
circular aire por un sistema de filtrado. Con ello
se pretendían bajar los niveles de radiación y
tener mejores condiciones para que el personal
pudiera entrar por períodos más largos y así
concretar la instalación de tuberías que
permitieran restablecer la circulación de agua
de enfriamiento.
5. Niveles de radiación
Como resultado del accidente, se liberaron
cantidades significativas de materiales radiactivos
hacia la atmósfera y hacia el mar, contaminando
algunas áreas alrededor de la planta. Sin
embargo, una de las conclusiones de un reporte
del OIEA (Reporte de la misión internacional de
expertos del OIEA de búsqueda de hechos. 2 de
junio de 2011) fue que la organización para
proveer protección contra la radiación a gran
1 0 Contacto
Nuclear
escala dentro y fuera de la planta fue efectiva a
pesar de las severas complicaciones que se
presentaron debidas a los mismos eventos.
Asimismo, el reporte indica que no se detectó
ningún caso confirmado de daños a la salud por
radiación (síndrome de radiación aguda) en
ninguna persona como consecuencia de
exposición a la radiación por el accidente nuclear.
Mientras que las consecuencias radiológicas
aparentan ser menores, las consecuencias
ambientales y a la sociedad fueron muchas y de
largo alcance. Fue necesaria la evacuación de
decenas de miles de personas de los alrededores
de la planta, se impusieron restricciones sobre
algunos productos alimenticios y agua potable y
hubo cierta contaminación hacia el mar.
En cuanto a las liberaciones de radionúclidos a
la atmósfera, la mayor de éstas se dio tras la
explosión de hidrógeno de la unidad 1 el 12 de
marzo, cuando se detectó cesio y yodo en los
alrededores de la planta. Cantidades considerables
de yodo-131, cesio-137, cesio-134 y xenón-133 se
detectaron en los días siguientes, en los que
ocurrieron la explosión de la unidad 3 el día 14,
y la explosión con ruptura de la alberca de
supresión de la unidad 2 el día 15. TEPCO estimó
que desde esas fechas y hasta el 13 de abril una
radioactividad de 130 PBq de yodo-131 había sido
liberada por los reactores, equivalente a 0.16%
del inventario total estimado dentro de los mismos.
El pasado junio, NISA estimó que el total de
actividad liberado a la atmósfera desde el inicio
del accidente había sido de 770 PBq contando la
actividad del yodo y del cesio. Esta es una de las
razones por las que el accidente fue reclasificado
provisionalmente a nivel 7 de la escala INES del
OIEA. Aún así, este nivel de radiación es alrededor
de 15% del valor calculado para el accidente de
Chernobyl.
Dentro de la planta, hasta el 29 de junio,
alrededor de 115 personas fueron expuestas a
Figura 4. Comparación de las radiaciones emitidas.
Picos de radiación liberados a la atmósfera, detectados durante los eventos en Fukushima, en
comparación con las razones de dosis de otros accidentes e incidentes nucleares y radiológicos.
niveles de radiación de entre 100 y 250 mSv, y 9
adicionales probablemente recibieron dosis por
arriba de 250 mSv debido a la inhalación de
gases de yodo-131. Durante el día se encuentran
aproximadamente 200 trabajadores en el sitio y
a la fecha unos 3,500 trabajadores de un total
de 3,700 han recibido revisiones internas de
exposición a la radiación. El límite de dosis para
trabajadores en condiciones normales es de 100
mSv/año, pero dadas las condiciones del
accidente, las autoridades japonesas decidieron
fijar un límite de dosis efectiva de 250 mSv
durante el período del mismo. La dosis de cortoplazo aceptada internacionalmente para
trabajadores en condiciones de emergencias que
estén llevando a cabo acciones para salvar vidas
es de 500 mSv. Estas dosis aunque significativas,
no provocan ningún daño físico inmediato aún
cuando a largo plazo pueden significar un ligero
incremento en la posibilidad de contraer algún
daño a la salud.
Tres trabajadores sufrieron quemaduras de
radiación en pies y piernas por exposición
inadvertida a agua altamente contaminada en
el sótano del edificio de turbinas. Estas personas
fueron dadas de alta de un hospital después de
haber sido examinadas por 4 días sin
probabilidad alguna de que tengan
consecuencias a largo plazo. También, como se
dio a conocer en la prensa en los inicios del
accidente, dos trabajadores murieron en la etapa
inicial del mismo y otro más murió el 14 de
Contacto Nuclear 1 1
mayo, todos ellos por causas no relacionadas
con exposición a la radiación.
mayores niveles, registrando en abril lecturas de
0.266 mSv/día.
El gobierno de Japón con apoyo del OIEA ha
llevado a cabo monitoreo ambiental de aire y de
mar en la planta y sus alrededores. Como se
dijo antes, los mayores niveles de yodo-131 se
detectaron a mediados de marzo, y éstos no
presentaron riesgos a la salud. Con una vida
media de 8 días, dejó de detectarse yodo-131
desde finales de abril y, en general, los niveles
de radiación presentan ya una tendencia
decreciente.
Cálculos hechos con datos a fines de mayo
mostraron que un área de 500 km2 dentro del
área de exclusión de 20 km, y otra área de tamaño
similar al noroeste de la planta (áreas
consideradas con la mayor cantidad de
contaminación) presentarán dosis anuales de 20
mSv hasta un año después del accidente. Esto
coincide con estimaciones hechas por el Instituto
de Radioprotección y Seguridad Nuclear (ISRN)
de Francia que indican que es improbable que
las dosis externas máximas para la población
viviendo en los alrededores de la planta
sobrepasen los 30 mSv/año en el primer año
después del accidente. El nivel de dosis de fondo
en la región es en promedio de 2-3 mSv/año, y
llega a ser de hasta 50 mSv/año en algunos sitios.
Como resultado de las emanaciones de radiación
de la planta, el 4 de abril se registraron niveles
de 0.06 mSv/día en la ciudad de Fukushima a
65 km de la planta, 60 veces más alto de lo
normal pero dentro de los límites establecidos
por las autoridades. El límite de seguridad
establecido por el gobierno central a mediados
de abril para áreas públicas era de 0.09 mSv/día.
Un sitio, cerca de la población de Litate a 30 km
de la planta, ha sido el que ha presentado
En cuanto al público de las inmediaciones, no se
han encontrado consecuencias a la salud al
monitorear a 195,345 residentes viviendo en la
vecindad de la planta hasta fines de mayo. Un
Block: Unidad (reactor)
Freisetzungen: liberación
Brand: incendio
Figura 5. Razones de dosis medidas después de las explosiones de hidrógeno en Fukushima.
1 2 Contacto
Nuclear
total de 1,080 niños sometidos a pruebas de
exposición en glándula tiroides resultaron estar
dentro de límites seguros de acuerdo al reporte
del OIEA de junio mencionado.
Uno de los mayores retos en la planta ha sido
disponer del agua contaminada en los edificios
de reactores, los edificios de turbinas y la
acumulada en las trincheras de cableado y de
tuberías. Asimismo, el agua que alcanzó a
filtrarse y llegar al mar en las primeras semanas,
llevaba consigo radionúclidos por arriba de los
límites permitidos.
Como se explicó arriba, agua contaminada de la
unidad 2 con 4,700 TBq de actividad se fugó
hacia el mar a principios de abril. Hubo también
liberaciones deliberadas en esas mismas fechas
de alrededor de 10,400 metros cúbicos de agua
con poca contaminación. El propósito fue liberar
espacio para almacenar agua con más
contaminación y permitir condiciones de trabajo
más seguras. NISA confirmó que no hubo
cambios observables en los niveles de
radioactividad en el mar como resultado de dicha
descarga, que acumulaba 0.15 TBq. En mayo, se
fugaron 250 metros cúbicos de agua
contaminada con 20 TBq de la unidad 3 pero
pudo ser contenida cerca de la planta.
Grandes cantidades de agua contaminada se han
acumulado. Se trabaja en la instalación de
capacidad adicional de tratamiento para procesar
y reciclar mucha de esa agua para enfriamiento.
Se ha liberado radioactividad al mar con actividad
relativa no muy alta por lo que no se ha tenido
un impacto mayor más allá de la frontera de la
planta. Las concentraciones de radiactividad
afuera han estado debajo de los niveles
reglamentarios desde abril.
Según un reporte conjunto de la Organización
Mundial de la Salud y la FAO de las Naciones
Unidas publicado en mayo, los isótopos con
mayor vida media detectados en el entorno
marino han sido el cesio-134, con vida media
de 2 años y el cesio-137 con vida media de 30
años. Del yodo detectado inicialmente no quedan
Foto 1. Momento en que la ola del tsunami alcanza la planta de Fukushima Daiichi. Puede observarse
que al impactarse la altura del agua superó la del edificio del reactor
Contacto Nuclear 1 3
rastros por su vida media corta. Los cesios pueden
ser transportados a través de largas distancias
por las corrientes marinas, principalmente en
dirección al este de Japón; sin embargo, se espera
que las grandes cantidades de agua del océano
Pacífico rápidamente dispersen y diluyan esos
materiales radiactivos. Se reportó también que
pruebas de agua marina a 30 km de la costa de
Japón han mostrado que las concentraciones
de radionúclidos han decaído rápidamente a
niveles muy bajos.
6. Situación actual y plan de recuperación
El 17 de abril, TEPCO reportó la situación de la
central y anunció planes de recuperación para
los siguientes seis a nueve meses:
A la fecha del reporte, se inyectaba agua
boratada a los reactores de las unidades
1, 2 y 3, y nitrógeno a sus contenciones
primarias. Esto para evitar mezclas
explosivas de hidrógeno y oxígeno.
También se informó que el daño en el
núcleo de los reactores de las unidades
1, 2, y 3 se estimaba en 55%, 35% y 30%,
respectivamente.
En las albercas de combustible gastado
de las unidades 3 y 4 se continuaba con
la reposición de agua para mantener
cubierto el combustible.
1 4 Contacto
Se planea en un término de tres meses
restablecer el enfriamiento de una forma
más eficaz mediante intercambiadores de
calor y además inundar las contenciones
para asegurar que el combustible
parcialmente
fundido
quede
completamente cubierto.
Relacionado con el inventario de agua
contaminada de alto y bajo nivel, se
instalarán tanques de almacenamiento así
como sistemas de descontaminación y
tratamiento para su reutilización.
Se estiman posibles daños en la estructura
de la alberca de combustible gastado de
la unidad 4, que en este momento no
garantiza poder soportar otro sismo de
magnitud similar al del 11 de marzo. Se
planea la instalación de estructuras para
reforzarla.
Se efectuarán acciones para inhibir la
dispersión de desechos radioactivos
depositados en el suelo de la central para
poder proceder a remover los escombros.
Además, se instalarán cubiertas en los
edificios de los reactores y se solidificarán
suelos con concreto.
Se continuará con el monitoreo de
radiación dentro y fuera de la central y
cuando sea procedente se reincorporará
a la población evacuada en el área de 20
Km alrededor de la planta.
La energía eléctrica externa se había
recuperado pero se utilizaban bombas
portátiles para la inyección de agua fresca,
suspendiéndose la inyección de agua de
mar.
7. Conclusiones y consideraciones
Se planea instalar intercambiadores de
calor para desplazar energía calorífica al
último sumidero (el mar), ya que hasta
la fecha sólo se había inyectado agua
sin recirculación.
El análisis preliminar posterior al accidente
permite pensar que, aún cuando el sismo tuvo
una magnitud considerable, la planta de
Fukushima Daiichi no sufrió daños mayores como
resultado del mismo, salvo por la pérdida de
Nuclear
Foto 2. Vista de una de las estructuras de la planta de Fukushima Daiichi, colapsada por el tsunami.
energía eléctrica externa que fue subsanada
inmediatamente con el arranque de las plantas
diesel de emergencia tal como estaba previsto.
Sin embargo cuando el tsunami, de magnitud
muy por encima de lo esperado en esa zona y
mayor al postulado en el diseño de la planta,
impactó la central aproximadamente una hora
después, se produjeron los mayores daños a la
misma incluyendo la inhabilitación de los
generadores diesel, daños a los demás equipos
de emergencia, daños a equipos de bombeo y
al circuito correspondiente al último sumidero
de calor (ver fotos 1, 2 y 3). Estos dos eventos en
conjunto dejaron sin sistemas de enfriamiento
a múltiples reactores a la vez y a sus albercas
de combustible gastado, con remotas
posibilidades de recuperar la energía eléctrica y
la capacidad de enfriamiento en forma oportuna.
Ante la severidad de los acontecimientos es
necesario resaltar la eficacia con que los sistemas
de contención diseñados para estos reactores
soportaron las secuelas del evento. La
complejidad y amplitud de este accidente ha
rebasado todos los eventos sucedidos a la fecha
en instalaciones nucleares, incluyendo el
accidente de Chernobyl, puesto que nunca antes
se había tenido la pérdida de control simultánea
en cuatro reactores (sin contar a los de Onagawa
y Fukushima Daini, que también tuvieron
contratiempos aunque fueron controlados sin
consecuencia). A pesar de ello y del daño severo
que sufrió el combustible en las cuatro unidades,
los sistemas de barrera intrínsecos en el diseño
de estos reactores contuvieron en su interior casi
la totalidad de los materiales de fisión del
combustible y solamente un porcentaje mínimo
fugó al exterior (un 0.16% del inventario total de
la radioactividad de yodo-131 como se explicó
antes). Ello en contraste con el accidente de
Chernobyl, (provocado por error humano y no
por eventos naturales), donde se estima que la
explosión del combustible mismo dio lugar a la
expulsión de alrededor del 25% de la masa del
núcleo del reactor directamente a la atmósfera
llevando consigo 5.2 EBq de yodo-131
equivalente. Es un mérito de la tecnología de
los reactores de agua ligera que los sucesos en
Fukushima hayan tenido un impacto a la
población y al ambiente muy por debajo de lo
sucedido en Chernobyl.
Contacto Nuclear 1 5
Se espera que como consecuencia de los eventos
en Fukushima se hagan revisiones a
profundidad de la filosofía de operación y de
control de reactores nucleares en caso de
accidentes severos. Será necesario analizar los
eventos potenciales que puedan conducir a este
tipo de accidentes: identificar potenciales
vulnerabilidades, aplicar medidas para
contrarrestar tales vulnerabilidades, plantear
equipos y/o sistemas que coadyuven a mitigar
las consecuencias de un accidente severo y
revisar las guías actuales para gestión de dichos
accidentes.
El accidente severo en Fukushima Daiichi se
debió a eventos catalogados como «accidentes
más allá de las bases de diseño de la planta», es
decir, que sufren ocurrencias no consideradas
en el diseño por su baja probabilidad. A nivel
mundial, la industria nuclear y las autoridades
que la regulan reconocen la necesidad de
reevaluar las vulnerabilidades de las instalaciones
nucleares ante accidentes más allá de las bases
de diseño. Además esta industria, como pocas, se
caracteriza por llevar a cabo análisis de incidentes
fuera de lo normal y de promover el desarrollo
de soluciones y recomendaciones con el fin de
obtener mejoras en la operación y la seguridad
de sus instalaciones.
Como ejemplo de ello, el accidente de la Isla de
las Tres Millas condujo a mejoras en la respuesta
de la contención primaria ante accidentes de
fundición de núcleo y a la introducción de
atmósferas inertes en dichas contenciones. El
análisis del accidente de Chernobyl llevó al
rediseño del sistema de venteo de contenciones
primarias. Estos dos hechos permitieron una mejor
respuesta de las contenciones a la severidad del
accidente de Fukushima, disminuyendo
considerablemente las consecuencias del mismo.
Foto 3. Partes del techo y otras estructuras exteriores de la Central Fukushima Daiichi arrancadas y
arrastradas por el tsunami.
1 6 Contacto
Nuclear
Después del accidente de la Isla de las Tres
Millas, la industria nuclear ha puesto un gran
énfasis en la evolución de accidentes severos y
la respuesta a emergencias. Las centrales
nucleares han capitalizado la experiencia
operacional y de mejoras en la capacidad
predictiva de las herramientas computacionales
de análisis para optimizar los procedimientos de
emergencia.
Queden como reflexiones las siguientes
expresiones recientes del Director General del
OIEA Yukiya Amano:
Asimismo, la NRC ha llevado a cabo extensos
estudios a los procedimientos de accidentes
severos para implementar requerimientos
regulatorios enfocados a una mejor respuesta
ante dichos accidentes. Cabe decir que aunque
el costo adicional implícito a estas mejoras no
ha hecho universal su adopción, un número
importante de centrales nucleares ha integrado
los procedimientos de accidentes severos como
una extensión de sus procedimientos de
operación de emergencia.
credibilidad y transparencia así como hacer
Sólo en los Estados Unidos se han concretado
acciones como el Programa IPE (examen
individual de planta), Programa IPEEE (examen
individual de planta para eventos externos),
Programa de Investigación sobre Accidentes
Severos, Programa de Gestión de Accidentes,
Programa de Mejoras en el Comportamiento de
Contenciones y el Programa de Mejoras de
Operaciones de Planta.
Para aprender de las lecciones de los eventos
ocurridos en el accidente de Fukushima y sacar
el mejor provecho de ello, consideramos que el
campo de acción a futuro en cuanto al estudio
de accidentes severos debe enfocarse a todas
aquellas actividades tendientes a evitar o reducir
la magnitud de daño al núcleo, a preservar la
capacidad de las funciones de la contención
(incluyendo reducir la probabilidad de explosiones
de hidrógeno) y a reducir las consecuencias de
una descarga radiactiva al ambiente.
«... la seguridad de cada planta en el mundo
debe ser revisada, primero por las autoridades
de cada país, pero con una segunda opinión
de parte del OIEA, con el fin de aumentar la
los procesos relacionados con la seguridad de
las plantas más efectivos.»
«...tenemos que responder en forma urgente
a la ansiedad del público.»
«...los ojos del mundo estarán sobre nosotros
en los próximos días.»
Referencias
[1] Tokio Electric Power Co. Sitio en internet http://
www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/index-e.html.
[2] Nuclear and Industrial Safety Agency. Sitio en internet http:/
/www.nisa.meti.go.jp/english/.
[3] International Atomic Energy Agency. Sitio en internet http://
www.iaea.org/newscenter/news/tsunamiupdate01.html.
[4] World Nuclear Association. Chernobyl Accident 1986. http:/
/www.world-nuclear.org/info/chernobyl/inf07.html.
[5] Carta Genérica 88-20, denominada «Individual Plant
Examination of External Events for Severe Accident
Vulnerabilities» 10CFR50.54 (f) y en el NUREG-1407)
[6] World Nuclear News, Last Updated: 22 June 2011.
[7] IAEA International Fact Finding Expert Mission of the
Fukushima Daiichi NPP Accident following the Great East Japan
Earthquake and Tsunami. OIEA. Junio de 2011.
[8] Fukushima Accident 2011. World Nuclear Association. 30
de Junio de 2011.
[9] Impact on seafood safety of the nuclear accident in Japan.
World Health Organization y Food and Agriculture Organization
of the United Nations. Mayo de 2011.
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