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, si se produce, dará lugar a unos determinados efectos indexados.

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

Riesgo = Daño x Probabilidad

Esta importante relación puede ser de incómoda interpretación y aún más en su comprensión y aceptación. El “daño“ de un accidente asociado a una tecnología concreta (p. ej. el número de víctimas por accidente) puede ser muy elevado pero si su “probabilidad“ de ocurrencia es baja, el resultado final, el “riesgo“, puede ser inferior al de otra tecnología que tenga una alta siniestralidad o probabilidad de accidente (p. ej. el automóvil), pero de muy limitado daño (pocas víctimas por accidente).

En consecuencia, una tecnología como el automóvil que presenta un riesgo muy elevado, pues genera anualmente millones de muertos y accidentados, así como elevados costes económicos, está aceptada socialmente, mientras que otras tecnologías como la nuclear, cuyo riesgo es inferior aunque subjetivamente no lo parezca, genera un rechazo social inmensamente mayor. Sirva para completar estas palabras que el máximo accidente nuclear ocurrido en la central de Chernóbil ha cuantificado el daño real y ha despejado incertidumbres de su medida. Esto se comentará en otra pregunta posterior.

Ante la imposibilidad de vivir en un mundo absolutamente seguro, tanto los individuos como la sociedad aceptan determinados riesgos e, incluso, llegan a olvidarse de su existencia cuando son lo suficientemente pequeños y se está normalmente acostumbrado a ellos. Para poder adoptar decisiones sobre las actividades que puedan implicar daños se han efectuado diversos estudios, relacionados con la postura de las personas, o grupos, frente a determinados riesgos. En estos estudios se
ha comprobado que la actitud ante el riesgo difiere de unos a otros individuos, así como de que se trate de fenómenos conocidos a los que se esté acostumbrado o sean nuevos, y también de si son impuestos o no.

Se ha comprobado que algunas decisiones, a pesar de tener un riesgo mayor que otras, tienen una mayor aceptabilidad. Tal es el caso de quien temiendo viajar en avión lo hace en automóvil, a pesar de que en éste la probabilidad de accidente sea mucho mayor.

En la adopción de decisiones relacionadas con el riesgo, se puede seguir el criterio empírico que consiste en determinar la función de la distribución del riesgo y compararla con las de otros aceptados por la sociedad. La actividad cuestionada será aceptable sólo si la función de distribución es igual o menor que las de otras actividades cuyos riesgos son aceptados.

Además de los riesgos relacionados con la salud, existen otros muchos aspectos importantes, tales como su repercusión social, las ventajas económicas, el impacto en el medio ambiente y los daños físicos, que deben tenerse en cuenta a la hora de decidir una actividad frente a otra.

El aprovechamiento energético del agua para producir energía eléctrica trae consigo una serie de transformaciones que modifican el curso de las aguas de los ríos, como son la construcción de presas, embalses, canales, galerías, etc.

La generación de energía eléctrica mediante el agua presenta la ventaja fundamental de usar un recurso natural renovable, que, empleando además adecuadamente las transformaciones anteriores, puede utilizarse para control de inundaciones, riegos, suministro de agua potable y para instalaciones industriales.

Los riesgos ocasionados por esta forma de energía se concentran en los accidentes catastróficos derivados del hundimiento de presas o embalses.

Durante la fase de construcción, los accidentes que pueden ocurrir afectan fundamentalmente al personal trabajador. Los que pueden ocurrir durante la operación o explotación de la central son de tipo catastrófico, por rotura del muro de contención de la central o por pérdida de asentamiento del mismo, tras un posible desplazamiento del terreno. En ambos casos, se pone en libertad una gran masa de agua.

Los riesgos del empleo del carbón para producir energía eléctrica se localizan en el ciclo de la minería del carbón, en las fases de construcción y en la operación y explotación de la central:

• La minería produce un elevado riesgo de enfermedades respiratorias en los trabajadores, además de enfermedades de tipo nervioso, por inhalación de polvo procedente del proceso de extracción del carbón.
• Durante la construcción los riesgos no son superiores a los de otras actividades industriales, que tienen una frecuencia de ocurrencia característica de la instalación de construcciones civiles de gran envergadura. En ningún caso suelen ser de tipo catastrófico.
• En la fase de explotación hay riesgos para la salud de los trabajadores como son: enfermedades respiratorias por la existencia de polvo de carbón, y posible pérdida de capacidad auditiva por ruidos excesivos. Para el público en general, el riesgo se debe a los gases de combustión (SO2, CO, NOx), hidrocarburos, materia orgánica, cenizas, metales y radionucleidos, que ocasionan enfermedades respiratorias, toxicidad y cáncer. Además, por la producción de gran contenido de cenizas, se puede producir contaminación de aguas subterráneas. Hay que señalar también las lluvias ácidas.
• El impacto ambiental que producen estas centrales hay que valorarlo en el tiempo, y en su medio local, regional o global. A corto plazo y en su entorno se produce una contaminación superficial y de aguas subterráneas, por los gases de combustión, y por las cenizas. En el entorno regional por las emisiones de SO2 y NOx puede producirse deforestación. De forma global y a más largo plazo, se produce un cambio en el ecosistema local, y estas centrales tienen una participación importante por el CO2 en el efecto invernadero. También es cierto que se están desarrollando tecnologías de secuestro del carbono y limpieza de gases que disminuyen dichos efectos.

Los riesgos derivados del ciclo del fuelóleo, desde su extracción como petróleo, el transporte, el refino y su empleo en la central, son fundamentalmente fuego en los yacimientos, emisión de gases orgánicos durante el refino que puede producir gran riesgo de cáncer, daños elevados por fuego en las refinerías, así como durante el transporte.

El riesgo para el público y el impacto ambiental en la explotación de una central térmica de fuelóleo se deben a los gases producidos en su combustión, como SO2, CO, NOx, CO2, hidrocarburos y materia orgánica. Estas centrales tienen una participación importante en el efecto invernadero por el CO2 vertido.

Si bien en una central térmica de gas los riesgos para la salud y el impacto medioambiental son menores que en una de carbón y en una de fuelóleo, durante la combustión aparece fundamentalmente NOx, que produce un gran riesgo de enfermedades respiratorias.

A esto hay que añadir el riesgo de fuego y explosión durante el almacenamiento y transporte del combustible, procesos muy importantes en estas centrales. Este riesgo se debe a la presencia de gases licuados inflamables en la composición del gas natural.

Las emisiones de NOx producen un impacto medioambiental a corto y largo plazo en el entorno regional y local. Al producir CO2, aunque sea menos que las de carbón, estas centrales participan en el efecto invernadero.

Si son de tipo térmico, que usan heliostatos o espejos, los riesgos los producen la luz reflejada en los espejos (que puede producir ceguera) y los fluidos con los que se trabaja, como sales de sodio, que en general son productos tóxicos.

Si se trata de una central solar fotovoltaica, el riesgo más importante se produce en las fábricas de células solares por el gran riesgo de exposición a sustancias y gases tóxicos, y la toxicidad de esos componentes cuyo escape accidental durante el proceso de fabricación es un riesgo para la salud del público.

Un parque eólico está formado por un gran número de unidades eólicas, de elevada altura, con palas de los aerogeneradores de enormes dimensiones sometidas a fuerzas del viento muy intensas. El mayor riesgo se produce si las palas se desprenden, cuando las condiciones del viento superan los límites de diseño.

Si dichos parques están cerca del punto de consumo aparece un riesgo para la población. En este caso hay que añadir el impacto ambiental en forma de ruido y la gran ocupación de espacio, junto con el daño estético.

El riesgo de las centrales nucleares se debe a la presencia y posible escape al exterior de las radiaciones y de los productos radiactivos producidos en el núcleo del reactor.

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

El riesgo nuclear es pequeño, como ya indicaban las cifras del famoso informe preparado por Rasmussen (hoy la probabilidad de accidente es de 10-5 y en nuevos diseños de 10-6). El riesgo es tan bajo porque la probabilidad de producirse un accidente es muy pequeña. Tras recoger la experiencia de los dos accidentes más graves de la historia, los de Three Mile Island (TMI) y Chernóbil, la probabilidad de ocurrencia sigue siendo muy pequeña, y con los nuevos diseños y planes establecidos el daño potencial ocasionado también sigue decreciendo en magnitud.

Si se compara el accidente de TMI, en el cual apenas hubo emisiones radiactivas al exterior, con el de Chernóbil que sí las tuvo, es de resaltar que el concepto de seguridad nuclear impuesto por los países occidentales es mucho más estricto que el impuesto en su día por la antigua Unión Soviética, y que está hoy en línea con los usos mundiales. También ha servido para delimitar el concepto de daño infringido.

En definitiva, se puede afirmar, con los datos existentes, que el riesgo nuclear no solo es bajo sino que hoy es menor, en los nuevos diseños y por las prácticas de operación incorporadas en la industria y que el daño también es limitado y decreciente. La actividad industrial es completamente aceptable para la sociedad, eso sí, siempre que se mantengan las condiciones de existencia de un control y supervisión independientes y de una garantía legislativa y regulatoria, y de estabilidad social.

A la hora de comparar los riesgos entre las centrales nucleares y las que generan electricidad con otras tecnologías, se observa en primer lugar y de forma general, que el número de fallecidos por cualquier actividad relacionada con centrales eléctricas es menor que por cualquier otra actividad humana. Si ahora nos centramos en el empleo de centrales nucleares y analizamos su riesgo, tenemos que referirnos al informe Rasmussen en donde se comparaban la frecuencia de daños materiales originados por fenómenos naturales y los sucesos de actividades humanas, con los ocasionados por el funcionamiento de 100 centrales nucleares. Los riesgos nucleares son siempre extraordinariamente bajos, por la aplicación del concepto de seguridad a ultranza. Este informe conserva su vigencia.

De acuerdo con el criterio de un diseño seguro, la central debe mantener una seguridad intrínseca y una seguridad incorporada. La primera se refiere a la imposibilidad de que se desencadene una reacción nuclear de fisión incontrolada y la segunda a los elementos añadidos que permiten la regulación, control y detención inmediata de esa reacción nuclear. La seguridad intrínseca surge de las características físicas del comportamiento del combustible nuclear mientras que la seguridad funcional
nace de la ingeniería desarrollada y de su diseño con medidas tales como la presencia en el núcleo de elementos de control accionados por el operador o por mecanismos automáticos, así como las barreras de protección interpuestas.

La seguridad intrínseca nace de su diseño y se basa en principios físicos asociados al proceso de fisión nuclear, como la existencia de una configuración específica (geometría) en la distribución del material fisionable y la presencia de un mínimo de este material o “masa crítica“. Entran en este aspecto variables como el enriquecimiento del combustible y la geometría de su distribución, la separación entre barras del combustible, el número total de elementos combustibles, los materiales usados en la vaina y en la estructura de soporte del combustible, el número total de barras de control, la temperatura del refrigerante, la presencia de burbujas de vapor que modifican la moderación neutrónica, etc.

Con los diseños actuales en reactores de agua ligera, en el caso de una elevación de potencia indeseada (sea fortuita o como resultado de error o fallo), la desviación de estos parámetros (distorsión de la geometría, falta de refrigerante, temperatura, burbujas) da lugar inmediatamente a una parada o disminución de potencia por mecanismos naturales, como la disminución de la reactividad por falta de moderación o por mayor temperatura del combustible, sin que sea necesaria la intervención del
operador.

La seguridad nuclear o seguridad incorporada tiene como meta que durante la explotación de una central no haya escapes de productos radiactivos ni de radiación, ni que se produzcan daños al público, al personal de explotación o al medio ambiente. Para ello el diseño de la central procura la detención inmediata de la reacción nuclear, el mantenimiento de la refrigeración del combustible nuclear y el control y confinamiento de los materiales y de las sustancias radiactivas.

Para cumplir este criterio básico, las centrales nucleares se construyen de acuerdo con el principio de seguridad a ultranza. 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, y aceptar que, aún así, podría producirse algún fallo, por lo que, además, han de incorporarse sistemas conocidos como “salvaguardias tecnológicas“ para controlarlos, y adoptarse medidas en la
central que anulen o minimicen las consecuencias de dichos fallos. Ensíntesis, la seguridad nuclear establece unas medidas escalonadas de seguridad, de tal modo que si falla alguna quedan todavía las siguientes para evitar daños.

Para ello se proyectan y construyen las centrales con parámetros y materiales capaces para resolver las situaciones de accidente (incluidos incendios, explosiones, etc.) e impedir que éste se produzca por sucesos naturales externos esperables en la zona de su emplazamiento como sismos, huracanes, riadas, etc. Se adoptan unos niveles de calidad muy superiores a los de la mayoría de las instalaciones industriales y se incorporan sistemas de seguridad que suplen, duplicándolos, a los sistemas principales en caso de fallo de éstos o fallo de alguno de sus componentes.

En relación con otro tipo de acciones no naturales, como son las intencionadas de tipo terrorista, en todas las centrales existe un plan y medidas de protección físicas y de vigilancia que prevén tales acciones. A pesar de estas medidas, nunca se podrá eliminar completamente la posibilidad de fallo, como en cualquier actividad humana, pero su probabilidad será muy pequeña.

Las vías de escape de la radiación y de los productos radiactivos suelen ser similares en cualquier tipo de central nuclear. Para impedir el escape se interponen varias barreras de seguridad, las cuales se describen a continuación:

• El combustible nuclear es un material cerámico, formado por pastillas de óxido de uranio sinterizado de gran densidad, y constituye 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 se apilan, encerradas herméticamente, las pastillas de UO2, y que no deja pasar los productos de fisión al refrigerante; en el diseño se admite que pueda existir una pequeña proporción de defectos mecánicos o porosidades en las vainas.
• La tercera barrera es el circuito primario o circuito de presión, integrado por la vasija del reactor, que es de acero especial de 20 a 25 cm de espesor, revestida interiormente de acero inoxidable, por las bombas de refrigeración, presionador en los reactores PWR, generadores de vapor 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 tres metros de espesor. Todo este edificio va recubierto interiormente por una chapa de acero para asegurar su hermeticidad, incluso en el supuesto de rotura súbita del sistema de refrigeración. En los reactores soviéticos no existía esta cuarta barrera o edificio de contención, que habría aminorado las consecuencias del accidente de Chernóbil. En la actualidad, este recinto se incluye también en esas centrales y se procede al cierre de los que no lo incluyen.

Podría hablarse también de una quinta barrera formada por las salvaguardias tecnológicas: redundancia de equipos, sistemas y componentes, diseño antisísmico, protección contraincendios, sistemas pasivos de control, etc.

Además de la seguridad intrínseca en los reactores nucleares, dada por el diseño de su núcleo, existe la seguridad incorporada que aparece en el diseño del reactor. Consta de las barreras físicas, los sistemas de protección y control del reactor que controlan la reacción nuclear y las salvaguardias tecnológicas. Aquí nos referiremos a estas últimas.

Las salvaguardias tecnológicas son un conjunto de sistemas diseñados para garantizar la protección del reactor (detención inmediata de la reacción nuclear y mantenimiento en este estado) así como el confinamiento de los productos radiactivos de forma que se eviten los accidentes y se reduzcan sus consecuencias exteriores a límites mínimos. En los reactores de agua ligera están primero las salvaguardias enfocadas a asegurar la refrigeración del núcleo aun en el caso de la pérdida por rotura del circuito de refrigeración, evitando que se alcance la temperatura de fusión del combustible y las destinadas al control de la reacción nuclear. La primera, además, está apoyada por la presencia del recinto de contención, que debe ser capaz de soportar la temperatura y presión derivadas del citado accidente y contener, en su caso, el material radiactivo.

Para este fin, se disponen sistemas alternativos o redundantes que cumplen desde el punto de vista de la seguridad la función de refrigeración del núcleo y la de control de la reacción nuclear. Son los siguientes sistemas de seguridad nuclear que detallamos, aunque cabría hacer con mayor extensión una relación de otros que exceden el carácter de esta publicación:

• El sistema de inyección de seguridad, que suministra agua borada a la vasija del reactor en caso de rotura del circuito primario de refrigeración y que actúa de forma pasiva, primero, por descarga de tanques a presión y después mediante bombas de inyección que recirculan el agua recogida en el recinto de contención.
• El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo, que resuelva el fallo del sistema de refrigeración principal, junto con el necesario sistema de evacuación del calor residual que permite evacuar el calor generado en caso de fallo del principal.
• Además, 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, y el segundo para eliminar el calor desprendido en el accidente.

Las medidas de seguridad adoptadas en las centrales nucleares occidentales, y por tanto en las españolas, son entre otras:

a) Selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta sus características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas. 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, la población no sufriría daños inaceptables.

c) Para obtener el permiso de explotación se presenta el Estudio Final de Seguridad, semejante al anterior, pero donde 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.
• Los edificios, sistemas y componentes relacionados con la parada del reactor, su mantenimiento en este estado y el confinamiento de la radiactividad son resistentes al máximo sismo esperable y a sucesos naturales que puedan ocurrir en el entorno.
• Aun en el caso hipotético de un accidente, existen sistemas de seguridad que impiden que sus consecuencias sean 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 garantizar el suministro.
• La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.
• La fabricación de componentes y su instalación y montaje se han realizado de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.

d) Antes de comenzar la operación comercial de la central se prepara 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. Así mismo 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 vigilancia sobre el buen funcionamiento y el cumplimiento de las especificaciones de explotación durante toda la vida de la central. Para ello, existe un regulador independiente, el Consejo de Seguridad Nuclear, que controla y supervisa toda la actividad nuclear, informando al Parlamento y asesorando a la autoridad ejecutiva, el Ministerio de Industria, proponiendo llegado el caso la incoación de expedientes y sanciones, incluida el cierre de instalaciones y pérdida de los permisos concedidos.

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 cualquier influencia de la instalación sobre la zona.

La seguridad de una central nuclear durante su operación se mantiene con varios sistemas.

El control de la operación se basa en seguir la potencia del reactor y en regular su reactividad (coeficiente de aceleración de la reacción nuclear). Para ello, el sistema de instrumentación y control del reactor determina el valor de todas las variables de la operación, como son el flujo neutrónico, la temperatura del refrigerante, caudal, presión, etc., limitando sus valores y regulándolos mediante la concentración de boro en el refrigerante y las barras de control.

Además, existe el sistema de protección del reactor cuyo fin es la parada instantánea del reactor mediante una inmediata inserción de las barras de control ante una indicación de que algún parámetro del reactor tiene valor fuera del intervalo previsto.

Junto con estos sistemas, la seguridad durante la operación de la central está complementada con la inspección, vigilancia y comprobación periódicas de dichos sistemas, equipos y componentes, mediante ensayos previamente programados. Está, a este respecto, la denominada inspección en servicio que de forma mecanizada y con robots verifica periódicamente el estado de las soldaduras de la vasija y de las tuberías del circuito de refrigeración principal.

Existe también un plan de vigilancia radiológica ambiental, tanto en el emplazamiento de la central, como en los alrededores, durante todo el período de explotación. 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.

Se entiende por nivel administrativo de seguridad, el control que la Administración ejerce sobre las empresas propietarias de las centrales nucleares, con el fin de mantener los niveles técnicos requeridos durante el proyecto, la construcción y la explotación de aquéllas.

El primer nivel administrativo de seguridad consiste en una gestión integral de la calidad mediante el estricto control realizado sobre todo el conjunto de actividades de una central nuclear. Se trata de un sistema notarial que documenta todo lo que se hace y controla la adecuación de métodos aplicados y del personal involucrado. En este nivel se encuadra el denominado programa de garantía de calidad, que reúne todas las acciones planeadas y aplicadas sistemáticamente con el objeto de proporcionar una confianza sólida de que todos los materiales, componentes y equipo se comportarán adecuadamente durante la operación de la central. Esta garantía de calidad incluye un control mediante exámenes de cada material, componente o equipo, y la correspondiente gestión de la documentación que garantiza los distintos exámenes realizados.

El responsable de esta gestión integral de la calidad es el explotador de la central nuclear, que normalmente es una empresa eléctrica y para ello suele preparar un plan de coordinación de todos los participantes de la central (ingeniería, fabricantes de equipos y componentes, suministradores, constructores, etc.). El control lo ejercen los órganos competentes de la Administración a través de la inspección realizada por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).

El segundo nivel administrativo de seguridad está formado por toda la normativa, condicionantes y restricciones en la explotación de la central impuestos por los órganos de la Administración. Aquí se incluyen todos los preceptos que marca la reglamentación, los condicionantes y normas específicas incluidos en las autorizaciones dadas por la Administración y los reglamentos internos redactados por el personal de la central, que son aprobados por la Administración por lo que adquieren carácter mandatorio.

La actividad nuclear en España está completamente regulada y normalizada.

No. Para que tenga lugar una explosión nuclear usando uranio es necesario que la concentración del isótopo U-235 sea superior al 90%. En el combustible de las centrales nucleares la concentración en dicho isótopo es inferior al 5%, por tanto es imposible que pueda producirse una explosión nuclear en ellas.

Además, los explosivos nucleares no pueden incorporar elementos moderadores ni absorbentes que permitan controlar el flujo de neutrones, mientras que en los reactores nucleares la presencia de elementos de control hace que la reacción pueda estar siempre controlada y por tanto nunca se pueda producir un aumento incontrolado del número de neutrones.

Pueden, sin embargo, darse accidentes químicos, eléctricos o mecánicos, pues se trata de una instalación industrial. En Chernóbil, de hecho, hubo una explosión de origen químico que dispersó el combustible nuclear al exterior, pero no fue una explosión de origen nuclear.

La central nuclear de Three Mile Island está situada a tan sólo 16 km de la ciudad de Harrisburg (Pennsylvania), 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 en funcionamiento. El reactor es del tipo de agua a presión, con un diseño diferente de los reactores similares que funcionan en España. El desencadenante inicial del accidente fue un fallo humano.

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. Esto, que en sí no tiene una gran importancia, en TMI-2 desencadenó una serie de sucesos, con fallos, errores y otras circunstancias. La principal de las causas fue no cumplir las normas de funcionamiento de la central, al mantener inadvertidamente cerradas dos válvulas de aislamiento del sistema de alimentación de emergencia, después de una inspección. Se produjeron errores en la interpretación de los sucesos, lo que dio lugar a decisiones equivocadas.

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

Sin embargo, los efectos radiológicos sobre la población cercana a la central fueron muy pequeños. Según las estimaciones realizadas por técnicos de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC), del Departamento de Salud, Educación y Bienestar y de la Agencia de Protección Ambiental, se observó una dosis equivalente colectiva hasta el día 7 de abril de 33 personas- sievert, 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 1 mSv en dicha zona. La conclusión del informe fue que la dosis equivalente recibida por la población representaba un riesgo mínimo.

TMI-2 puso de manifiesto que el concepto de seguridad a ultranza había funcionado correctamente y que para que el accidente ocurriera fue necesaria 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 en sus centrales y, sobre todo, se han extendido a la formación y entrenamiento del personal operador de las centrales, quienes en este caso tuvieron una participación destacada en la evolución del accidente.

La central nuclear de Chernóbil constaba de cuatro unidades de 1.000 MWe cada una, equipadas con reactores RBMK, de tipo heterogéneo con moderador de grafito, refrigerado por agua en ebullición, que circula por canales donde se encuentra el combustible.

Los reactores RBMK no tienen edificio de contención, en el sentido que se tiene 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, este tipo de reactores carece del concepto de seguridad intrínseca, ya 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 puede producir una situación inestable.

El accidente se produjo al realizar un experimento de tipo convencional, para demostrar que, en caso de desconexión de las líneas eléctricas exteriores, la energía eléctrica producida por el alternador a partir de la inercia de la turbina sin vapor sería bastante para alimentar transitoriamente ciertos componentes del sistema de refrigeración de emergencia, hasta que estuvieran disponibles sus generadores diésel propios.

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, dadas las características intrínsecas del reactor.

El accidente debemos clasificarlo en su origen como de fallo humano, pues no se concibe la realización de “experimentos” en centrales en operación comercial, ni se concibe que se realizasen rompiendo la línea de responsabilidad de forma que se procediese a desconectar los sistemas de seguridad que impedían su realización y que, además, el técnico que lo realizaba ignorase aspectos del diseño de los reactores RBMK que inevitablemente llevaban a un transitorio de exceso de potencia con resultados catastróficos. Peor aún fue el comportamiento que supuso ocultar el accidente y la generación de una nube radiactiva que fue detectada por el servicio radiológico sueco cuatro días después.

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 del orden de 300 cal/g en el combustible, se produjo la ignición de las camisas de grafito que contenían dicho combustible y la generación de hidrógeno al contacto a esa temperatura del vapor de agua de refrigeración con materiales de las vainas, gas que explosionó.
La violencia de la energía desprendida provocó la elevación de la losa soporte del reactor, rompiendo la cavidad del reactor.

La entrada de aire facilitó la combustión del grafito; y también la apertura al exterior permitió la liberación de productos radiactivos, hasta valores de varios millones de curios al día.

De las consecuencias del accidente existen sucesivos informes editados, destacando el último publicado en 2004, conjuntamente por el OIEA, OMS, y otros organismos internacionales. La polémica desatada por el accidente y su utilización en la disputa ideológica y política se mantiene a este respecto.

En dicho documento se aporta la cifra de 57 muertos directos reconocidos en los momentos iniciales y de varios miles de afectados posteriores que pueden desarrollar o han desarrollado cánceres, especialmente de tiroides, tratables médicamente en su mayoría. Entre los afectados está un segmento de población infantil, por la deficiente gestión inicial del accidente. Es importante constatar la contaminación de la zona limítrofe que motivó evacuar una población muy elevada, calculada en más de
200.000 habitantes, de ciudades, pueblos y granjas cercanos, con los importantes costes sociales y psicológicos asociados. También quedaron afectados unos 240.000 trabajadores movilizados, denominados liquidadores, que incluyen a personal de todo tipo, desde emergencias hasta sanidad e intendencia. Este grupo aumentó más tarde hasta unos 600.000, que estuvieron sujetos a exposiciones menores. El grupo más afectado de estos trabajadores, en número de unos 10.000, actuaron en
las fases inmediatamente posteriores del accidente para la construcción del sarcófago que enterró el reactor dañado, muchas veces sin las protecciones adecuadas, por lo que se expuso a dosis radiactivas elevadas.

La controversia surge al relacionarse con el accidente, en algunos estudios, cualquier fallecimiento posterior.

Con respecto al territorio, quedaron contaminadas sobre todo determinadas zonas en Bielorrusia, pero también en Rusia y Ucrania, con valores de radiación que en algún caso y en zonas muy determinadas alcanzan cinco veces el valor de referencia natural (1 a 5 Ci/km2) pero con isótopos como el Cs-137, que tiene un período de semidesintegración de 30 años. En zonas con contaminación hasta 20 Ci/km2 ha retornado una población de 200.000 habitantes.

Es conveniente hacer un comentario aclaratorio a este respecto. Lo importante es la dosis absorbida que depende de varios factores que miden la incorporación de los radionucleidos a las vías tróficas y al ser humano. Los posibles efectos de esta dosis hay que aislarlos de los propios procesos biológicos de envejecimiento y de la vida. Sólo de esta forma se pueden valorar las consecuencias específicas de este accidente e independizarlas. Las dosis calculadas (media anual) para las zonas afectadas oscilan entre 4 y 40 mSv con presencia de picos superiores (el valor legal establecido para profesionales de la industria nuclear es de 20 mSv). La mayoría de los afectados lo han sido por una deficiente planificación de actuaciones en la gestión del accidente.

También hay que citar que el mayor daño de este accidente, al igual que el de cualquier accidente y de tantas otras situaciones vitales, es el psicológico, pues la salud es una compleja armonía entre alma y cuerpo y puede ser dañada de forma importante por hechos traumáticos como es el abandono del hogar y del entorno vital, derivando, finalmente, en enfermedades. También hay que observar que es muy difícil deslindar, sin disponer de estudios previos extensos, la enfermedad inducida por éste u otro accidente, de las propias patologías de la población y más si se añade a todo ello un entorno de escasos recursos económicos. La falta de estudios epidemiológicos previos de enfermedades en la región afectada impide alcanzar conclusiones objetivas de causa-efecto en el origen de las enfermedades ahora estudiadas, lo cual no significa que se quieran ignorar las consecuencias del accidente, ni disminuirlo, ni difuminar responsabilidades, ni relativizar el inmenso daño del
abandono forzado de lo que es el “hogar”. Sólo se quiere constatar la dificultad y la controversia generada a la hora de crear una estadística de fallecimientos con enfermedades origen, cuando existen multitud de condicionantes específicos y personales que impiden alcanzar la conclusión deseada.

En la central de Vandellós I, 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, el edificio de turbinas, que no tiene relación con componentes radiactivos.

El incendio se originó por 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, especialmente por la inundación de los bajos del edificio de turbinas con entrada del agua de varios circuitos y de la proveniente de la extinción del incendio con un daño en importantes sistemas eléctricos.

Pese a todos estos hechos, los operadores de la central consiguieron llevarla a la situación de parada segura, sin alcanzarse en los elementos combustibles temperaturas críticas; no se produjo deterioro del circuito de refrigeración, ni tampoco daño alguno a las personas que intervinieron en el control de la central.

Como conclusión: en este accidente nunca hubo contaminación de zonas ni de las personas involucradas en las labores de recuperación de la central, ni escapes radiactivos al exterior.

A lo largo de todo el tiempo que llevan funcionando las centrales nucleares comerciales se han producido averías que en ningún caso han ocasionado daños significativos al medio ambiente, excepto en el caso del reactor de Chernóbil.

Chernóbil es el único caso en que ha acaecido el máximo accidente previsible en un reactor, que es la fusión del núcleo, acompañado del peor de los escenarios, el escape de material radiactivo al exterior.

Sólo ha ocurrido otro caso de fusión del núcleo en Three Mile Island, que supuso la parada definitiva de esta central; sin embargo, no se produjeron escapes al exterior, al funcionar adecuadamente las barreras de contención.

El incidente de Vandellós-I, ocurrido en España, no dio lugar al deterioro del reactor ni su combustible, ni tuvo consecuencias radiológicas para los trabajadores, ni la población general, ni el medio ambiente.

Se han producido incidencias de operación en otras centrales nucleares, cuya valoración se realiza atendiendo a criterios como si quedan afectados los sistemas de seguridad, si se trata de fallos de las barreras de contención, si hay escapes de materiales radiactivos al exterior, si hay fallos en la gestión de las instalaciones, incumplimiento de los procedimientos, etc. (ver la cuestión 195, que explica la escala INES).

El accidente de la central nuclear de Chernóbil 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 Chernóbil, que tenía, a determinados niveles de carga, coeficientes de reactividad del moderador y refrigerante positivos. Es decir, la excursión de potencia (y en consecuencia de calor generado) originó que la reacción nuclear de fisión se acelerase. La seguridad intrínseca de los reactores nucleares españoles, con coeficientes de reactividad siempre negativos, ante un incremento súbito de potencia, actúa deteniendo inmediatamente la reacción de fisión nuclear sin necesidad de intervención del operador ni de mecanismos de protección.

2. Las centrales nucleares españolas se basan en el concepto de seguridad a ultranza, usando las barreras físicas interpuestas al escape de la radiación o productos radiactivos. La última barrera, no existente en reactores similares al de Chernóbil, habría sido capaz de contener, al menos, la energía liberada en el accidente, así como retener parcialmente los productos radiactivos, con lo cual, en el caso de que Chernóbil hubiera tenido una barrera de estas características, el accidente se habría producido, pero con una reducción significativa en la liberación de productos al exterior.

3. La cultura de seguridad existente en las instalaciones nucleares y compartidapor el personal responsable de su explotación junto con la existencia de un organismo regulador independiente, el Consejo de Seguridad Nuclear, son una garantía de que actuaciones o situaciones como la citada no se puedan reproducir.

• En la minería del uranio se trabaja con minerales cuya radiactividad se debe a causas naturales. En todas las instalaciones de minería y producción de concentrados de uranio, se toman medidas muy rigurosas para controlar los efectos radiológicos en el medio ambiente, y para la protección radiológica del personal, siguiendo la reglamentación existente.

• Las fábricas de elementos combustibles de óxido de uranio trabajan con uranio ligeramente enriquecido. Durante la fabricación, se emplean métodos físicoquímicos, pero nunca nucleares, con lo que el nivel de radiactividad sigue debiéndose a causas naturales. Se estima que la dosis anual recibida por los trabajadores de la fábrica es superior, en una fracción muy pequeña, a la dosis debida a la radiación natural en dicha zona.

• Las características de seguridad impuestas a las fábricas de elementos combustibles son muy exigentes, a pesar del bajo nivel de dosis que se alcanza, debido sobre todo a que pudieran alcanzarse condiciones de criticidad. Por esta razón, el diseño de la fábrica limita el grado de humedad ambiental, la distancia entre recipientes con uranio, etc.

• El transporte de materiales radiactivos se efectúa mediante contenedores especialmente diseñados, debidamente aprobados y homologados por las autoridades competentes. Estos contenedores deberán haber pasado con éxito pruebas límites como son los de caída libre, resistencia al fuego, penetración e inmersión en agua, etc.

• Durante el tratamiento de combustible irradiado realizado en una fábrica de reelaboración, es necesario emplear medidas de seguridad adecuadas para garantizar el confinamiento de los compuestos de plutonio, así como los productos de fisión y de activación, considerados finalmente como residuos. Además de las medidas continuas de dosis realizadas al personal, se impone un trabajo de control a distancia, para evitar la irradiación por productos emisores de radiación gamma.

Existen dos organizaciones privadas formadas por las empresas responsables de la operación de las centrales nucleares (INPO y WANO) que participan en la cooperación internacional en la prevención de accidentes nucleares. A continuación se describe su funcionamiento y sus objetivos.

Institute of Nuclear Power Operations (INPO)

Las compañías eléctricas propietarias de las centrales nucleares de Estados Unidos fundaron, el 3 de diciembre de 1979, el Institute of Nuclear Power Operations (INPO) con el objetivo de mejorar la seguridad y fiabilidad, y promover la excelencia en la operación de las centrales nucleares.

Después del accidente de Three Mile Island, el 28 de marzo de 1979, en Estados Unidos se creó una comisión para analizar el cómo y porqué el accidente había ocurrido. Algunas de la recomendaciones emitidas por la Comisión Kemeny, y que dieron lugar a la creación de INPO, fueron las siguientes:

• Realizar un sistemático análisis de la experiencia operativa, y hacer que ésta se intercambie de forma rápida y eficaz entre la industria a nivel internacional.

• Establecer un instituto autorizado que certificase la formación del personal de las centrales y el mantenimiento de los conocimientos y habilidades de los mismos.

• Fortalecer la responsabilidad de la dirección a todos los niveles y mejorar la explotación general de la industria nuclear.

INPO es una organización independiente de las centrales nucleares y del organismo regulador de Estados Unidos, NRC. Sin embargo, tiene firmados acuerdos de colaboración y de intercambio de información técnica tanto con la NRC, como con otras organizaciones de Estados Unidos como el Nuclear Energy Institute (NEI). INPO dispone de un programa internacional de participantes al que pertenecen las centrales españolas, desde 1981.

World Association of Nuclear Operators (WANO)

Las compañías eléctricas del mundo propietarias de las centrales nucleares fundaron, el 15 de mayo de 1989, la Asociación Mundial de Explotadores Nucleares (WANO) con el objetivo de alcanzar los más altos niveles de seguridad y fiabilidad en la operación de las centrales nucleares a través del intercambio de información técnica, de la comparación, emulación y comunicación entre sus miembros.

Después del accidente de Chernóbil, se demostró la necesidad de cooperación internacional y de intercambio de información. Los beneficios que una asociación como WANO puede aportar a la comunidad nuclear son directamente proporcionales a la participación específica en sus programas de cada uno de sus miembros, o sea de cada central.

WANO es una organización independiente de cualquier organización gubernamental u de otros organismos reguladores. WANO funciona únicamente para sus miembros y en nombre de ellos, los explotadores de las centrales nucleares. Sin embargo, tiene firmados acuerdos de colaboración y de intercambio de información técnica con el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).

La asociación opera a través de cuatro centros regionales establecidos en Atlanta, Moscú, París y Tokio. Cada centro está dirigido por un Consejo Directivo. Las actividades de estos centros están coordinadas por el centro coordinador de Londres. Los miembros participantes de WANO están distribuidos entre los cuatro centros en base a razones geográficas o técnicas. El personal que trabaja en los centros es cedido temporalmente por las empresas miembros.