ACCIDENTE NUCLEAR DE FUKUSHIMA DAIICHI. DESCRIPCIÓN DEL EVENTO

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1 Entorno Nuclear ACCIDENTE NUCLEAR DE FUKUSHIMA DAIICHI. DESCRIPCIÓN DEL EVENTO Andrés Rodríguez Hernández 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 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 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). 4 Contacto Nuclear

2 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

3 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

4 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

5 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 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 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. 8 Contacto Nuclear

6 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

7 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 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 10 Contacto Nuclear

8 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 11

9 mayo, todos ellos por causas no relacionadas con exposición a la radiación. mayores niveles, registrando en abril lecturas de 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. 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 Cálculos hechos con datos a fines de mayo mostraron que un área de 500 km 2 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. 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. 12 Contacto Nuclear

10 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 13

11 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. 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. 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. 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 14 Contacto Nuclear

12 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 15

13 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. 16 Contacto Nuclear

14 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. 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. 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. Queden como reflexiones las siguientes expresiones recientes del Director General del OIEA Yukiya Amano: «... 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 credibilidad y transparencia así como hacer 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 [2] Nuclear and Industrial Safety Agency. Sitio en internet /www.nisa.meti.go.jp/english/. [3] International Atomic Energy Agency. Sitio en internet [4] World Nuclear Association. Chernobyl Accident /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 [7] IAEA International Fact Finding Expert Mission of the Fukushima Daiichi NPP Accident following the Great East Japan Earthquake and Tsunami. OIEA. Junio de [8] Fukushima Accident World Nuclear Association. 30 de Junio de [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 Contacto Nuclear 17

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