CENTRAES NUCLEARES!

El reactor de potencia de una central nuclear emplea el calor generado por reacciones nucleares de fisión (ver 'La Fisión Nuclear') para calentar agua y producir vapor. Este es usado, en la misma forma que en las centrales térmicas convencionales (cuyas calderas funcionan mediante la combustión de hidrocarburos), para impulsar una turbina acoplada a un generador eléctrico. Hay varios tipos de reactores nucleares de potencia, algunas de cuyas características genéricas son semejantes. Constan de un núcleo, formado principalmente por los elementos combustibles, canales de refrigeración y un medio moderador. Los elementos combustibles son ensambles de tubos de aleación de circonio herméticamente cerrados, cada uno de los cuales aloja en su interior pastillas de dióxido de uranio, el material en el que se producen las reacciones de fisión, cuyos productos permanecen confinados en el interior de los tubos. Los canales de refrigeración rodean a los elementos combustibles y permiten la circulación del refrigerante primario (agua común, agua pesada, dióxido de carbono o sodio, según el tipo de reactor), que lleva el calor generado por la fisión a los generadores de vapor En los reactores de ciclo directo, el refrigerante primario se transforma en vapor y mueve directamente la turbina; en los de ciclo indirecto, calienta el agua de un circuito secundario para producir el vapor que acciona la turbina. En algunos reactores el refrigerante primario cumple la función de medio moderador otros requieren un moderador especial -ya sea líquido o sólido- que ocupa el espacio entre los canales de refrigeración.
Cuanto mayor sea la temperatura del fluido que utiliza una maquina térmica, mayor será el rendimiento de la conversión de calor en potencia útil. Por esta razón, la temperatura del refrigerante primario de los reactores nucleares asciende a varios centenares de grados centígrados y, consecuentemente, la presión de trabajo a alrededor de cien atmósferas. El núcleo se aloja, entonces, en recipientes o tubos que deben resistir esas presiones; junto con los generadores de vapor las bombas de impulsión del refrigerante y los conductos de conexión, constituyen el circuito primario o borrero de presión del reactor que oficia, también, de segundo confinante de los productos de fisión. El control de las reacciones de fisión y, por ende, de la potencia térmica del reactor se realiza mediante la inserción en el núcleo de un conjunto de barras que contienen materiales absorbentes de neutrones (cadmio, boro, hafnio, etc.).
Los reactores nucleares tienen dispositivos automáticos de protección o sistemas de seguridad, a saber; un sistemo de extinción del reactor, un sistema de refrigeración de emergencia del núcleo y un sistema de contención. El sistema de extinción se activa en el caso de que ciertos parámetros de funcionamiento del reactor -la potencia, la presión en el circuito primario, el nivel de agua en los generadores de vapor- alcancen valores que comprometan la seguridad. El término extinción se refiere a la interrupción de las reacciones de fisión en el núcleo, que no sólo puede ser necesaria por razones de seguridad sino, también, para realizar el mantenimiento normal de las instalaciones o cuando la central debe salir de servicio. El sistema de refrigeración de emergencia actúa ante cualquier falla en el circuito primario de refrigeración que inhabilite la remoción del calor generado por el combustible; provee de agua en cantidad suficiente para enfriar el núcleo durante el tiempo que sea necesario. El sistema de contención evita la liberación al ambiente de los productos de fisión, en el caso de que fallen el primer y segundo confinamiento; actúa, además, como supresor de presiones en accidentes que impliquen la ruptura de la barrera de presión del circuito primario.
Una característica particular de los reactores nucleares es la necesidad de remover el calor del núcleo, cuando se han extinguido las reacciones de fisión, pues los productos de esta generan calor de decaimiento radiactivo que, de no ser evacuado, provocaría daños a los elementos combustibles. Los reactores nucleares disponen de sistemas especiales de refrigeración para remover ese calor del núcleo, la cantidad del cual depende de la historia de potencia del reactor antes de su detención y decrece exponencialmente con el tiempo transcurrido desde esta.
La tabla 2 reseña algunos aspectos técnicos de los cinco tipos de reactores nucleares de potencia que componen la mayoría de las centrales nucleares actualmente en operación. La figura I muestra un esquema simplificado del reactor de agua a presión (PWR).
TABLA 2 - DIFERENTES TIPOS DE REACTORES TÉRMICOS1
DESIGNACIÓN
SIGLA (EN INGLÉS)
COMBUSTIBLE
REFRIGERANTE PRIMARIO
MODERADOR
BARRERADE PRESIÓN
CICLO DE GENERACION DE VAPOR
REACTOR DE AGUA A PRESIÓN
PWR (Pressurized Water Reactor)
dióxido de uranio enriquecido al 3,2% aproximadamente en el isótopo U235
agua común
agua común
recipiente de presión
indirecto
REACTOR DE AGUA EN EBULLlCIÓN
BWR (Boiling Water Reactor)
dióxido de uranio enriquecido al 2,6% aproximadamente en el isótopo U235
agua común
agua común
recipiente de presión
directo
REACTOR DE AGUA PESADA
PHWR(Pressurized Heavy Water Reactor)
dióxido de uranio natural
agua pesada
agua pesada
recipiente / tubos de presión2
indirecto
REACTOR REFRIGERADO CON GAS
AGR – MAGNOX (Advanced Gas-cooled Reactor)
uranio natural y dióxido de uranio enriquecido al 2,3% aproximadamente en el isótopo U235
dióxido de carbono
grafito
recipiente de contención3
indirecto
REACTOR DE TUBOS DE PRESIÓN MODERADO CON GRAFITO
RBMK4
dióxido de uranio ennquecido entre el 2,0 y el 2,4% en el isótopo U235
agua común
grafito
tubos de presión
directo
1Reactores nucleares en los que la reacción de fisión es sostenida por neutrones térmicos.2Las centrales nucleares Atucha 1 y Atucha II tienen reactores PHWR de recipiente de presión. La central nuclear Embalse tiene un reactor PHWR de tubos de presión.3Estos reactores tienen núcleos de grandes dimensiones y baja densidad de potencia; el gas refrigerante circula a presión moderada, razón por la cual el recipiente de presión actúa también como sistema de contención.4Siglas rusas; la central de Chemobyl tenía cuatro unidades RBMK; la númemo 4 fue destruida por un accidente en abril de 1986 (ver 'Chernobyl').
Fig. 1 - Esquema simplificado del reactor de agua a presión (PWR).
Las prácticas de ingeniería normalmente aceptadas y de empleo corriente por la industrIa nuclear hacen que las centrales nucleares se diseñen, construyan y operen de modo que tengan márgenes muy holgados de seguridad, y que se usen procedimientos y programas de control de los sistemas técnicos y humanos que han sido bien definidos y probados. Los primeros criterios aplicados a la seguridad de centrales nucleares eran de carácter determinista; se postulaba un incidente extraordinario -denominado máximo occidente creíble- y se diseñaban los sistemas de seguridad para controlar ese accidente. No se consideraba posible que sucedieran accidentes mayores que el definido, cuyas consecuencias los sistemas de seguridad estaban diseñados para superar en el caso de que sobrevivieran. La mayoría de las centrales nucleares fueron diseñadas sobre la base de estos criterios.

Luego se comprendió que no debían excluirse eventuales secuencias de fallas que inhabilitaran funciones esenciales de una instalación y que resultaran en la liberación al ambiente de los productos de fisión contenidos en el núcleo del reactor, con los consiguientes efectos sobre la salud de la población. Precisamente, la EPS tiene como propósito identificar y analizar dichas secuencias de fallas, evaluar la probabilidad de que ocurran y determinar la magnitud de sus consecuencias radiológicas. Debido a su extensión, complejidad y carácter multidisciplinario, es conveniente dividir la EPS en tres etapas (también denominadas niveles), que son:
análisis y evaluación del riesgo de dados a los elementos combustibles en el núcleo del reactor;
estudio de los modelos de difusión de los productos de fisión en el interior del edificio del reactor y evaluación del riesgo de falla del sistema de contención;
estudio de las vías de dispersión de los productos de fisión liberados y evaluación de las consecuencias en las personas y el ambiente.
La principal dificultad que enfrenta la EPS radica en que, en una central nuclear, las secuencias de fallas relevantes son, en realidad, muy infrecuentes. En un tiempo razonable, es prácticamente imposible obtener registros estadísticos que permitan inferir la probabilidad de que ocurran dichas secuendas. Una solución viable consiste en descomponer los incidentes complejos en una sucesión de otros básicos más simples y estimar la probabilidad de aquellos a partir de la de estos, para los cuales es más fácil que haya datos. Este enfoque claramente reduccionista es el fundamento de las técnicas llamadas arbol de eventos y arbol de fallas, profusamente empleadas en la primera etapa de la EPS.
El árbol de eventos constituye una técnica de análisis basada en la lógico de dos estados o lógica binario. El análisis se inicia con la ocurrencia hipotética de un suceso denominado evento iniciante (ei) y continúa con el estudio de sus posibles consecuencias determinadas por la acción exitosa o fallida de los sistemas de seguridad u otros. El ei es una falla que inhabilita a una o más funciones esenciales de la instalación y requiere que actúe algún sistema de seguridad para controlarla; dichas funciones son el control de la potencia del reactor, la extracción del calor de los elementos combustibles y el confinamiento de los productos de fisión. Los ei pueden ser internos (rotura de un cado del circuito primario) o externos; estos, a su vez, pueden ser naturales (sismo, tornado) o antropogénicos (caída de un avión sobre el edificio del reactor). La enumeración de los ei se basa en experiencias acumuladas en instalaciones similares, juicio de expertos e inferencia inductiva; a cada el corresponde un árbol de eventos.
En cada nodo, el árbol de eventos se bifurca en dos ramas que representan la falla o el éxito, respectivamente, de los sistemas cuya acción se opone a la propagación del accidente. Cada rama -o, lo que es equivalente, cada suceso de falla o éxito tiene una probabilidad asociada. La probabilidad de falla se deduce del árbol de fallas confeccionado para el sistema (ver 'Teoría de la confiabilidad'); la de éxito es su valor complementario a la unidad, debido al carácter binario del árbol de eventos. Los sucesos de falla o éxito de los diferentes sistemas incluidos en el árbol de eventos no son independientes, dada la existencia de elementos comunes entre ellos; por lo tanto, sus probabilidades asociadas son probabilidades condicionales. La figura 2 muestra un ejemplo simplificado del árbol de eventos correspondiente a la rotura de un caño del circuito primario.
Fig 2.Arbol correspondiente a la Rotura de un caño en circuito primarioEL EVENTO INICIANTE (ei) ES LA ROTURA DE UN CAÑO DEL CIRCUITO PRIMARO, QUE INHABILITA LA EXTRACCIÓN DE CALOR DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES DEL NÚCLEO. LA PRIMERA ACCIÓN DE SEGURIDAD ES LA EXTINCIÓN DEL REACTOR, CON LO QUE LA POTENCIA TÉRMICA DEL SISTEMA SE REDUCE AL CALOR GENERADO POR LA DESINTEGRACIÓN RADIACTIVA DE LOS PRODUCTOS DE FISIÓN. SI EL SISTEMA DE EXTINCIÓN FALLARA (RAMA a), LA REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA NO SERÍA SUFICIENTE, PUES NO TlENE CAPACIDAD PARA EXTRAER EL CALOR QUE CORRESPONDE A LA POTENCIA NOMINAL DEL REACTOR; ESTA SECUENCIA IMPLICARÍA DAÑOS GRAVES AL NÚCLEO. SI EL REACTOR SE EXTINGUIERA (RAMA b), SERÍA NECESARIO EL SUMINISTRO DE ENERGÍA ELÉCTRICA PARA EL ACCIONAMIENTO DE LAS BOMBAS DEL SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA; SI ESTE FALLARA (RAMA C), TAMBIÉN HABRÍA DAÑOS EN EL NÚCLEO, POSIBLEMENTE MENOS GRAVES DADA LA MENOR POTENCIA EN JUEGO. CON EL SUMINISTRO ELÉCTRICO ASEGURADO (RAMA d), DEBE ACTUAR LA REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA; SI ESTA FALLARA (RAMA e), NUEVAMENTE HABRÍA DAÑOS EN EL NÚCLEO; SI NO FALLARA (RAMA f), EL NÚCLEO SE MANTENDRÍA REFRIGERADO Y NO SE DAÑARÍAN LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES.
LA LETRA P CON UN SUBÍNDICE, CORRESPONDIENTE A CADA RAMA DEL ÁRBOL DE EVENTOS, INDICA LAS PROBABILIDADES RESPECTIVAS, GENERALMENTE MUY INFERIORES A LA UNIDAD. DE ALLI QUE EL VALOR DE LA EXPRESIÓN 1-P ei SE APROXIME A 1 y, ENTRE OTROS, EL PRODUCTO Pei (1-Pa) (1- Pc ) (1 - Pe) SE CONSIDERE APROXIMADAMENTE IGUAL A Pei. POR EJEMPLO, LA PROBABILIDAD DE FALLA DE UNO DE LOS SISTEMAS DE EXTINCIÓN DEL REACTOR (EN GENERAL, LOS REACTORES DE POTENCIA TlENEN DOS SISTEMAS DE EXTINCIÓN) ES DEL ORDEN DE 10-3 (O EQUIVALENTE A 0,001), LO QUE PUEDE INTERPRETARSE COMO APROXIMADAMENTE UNA FALLA POR CADA MIL ACTUACIONES. SE VE, ENTONCES, QUE LA DIFERENCIA 1 - 0,001, QUE ES 0,999, TlENE, EFECTIVAMENTE, UN VALOR MUY PRÓXIMO A UNO Y QUE, ASIMISMO, EL PRODUCTO (1 - 0,001) (1 - 0,001), QUE ES 0,998001, TAMBIÉN PUEDE SER CONSIDERADO PRÁCTICAMENTE IGUAL A LA UNIDAD.
La primera etapa de la EPS concluye una vez determinadas todas las secuencias (y sus respectivas probabilidades de ocurrencia) de los árboles de eventos que corresponden a diferentes estados del núcleo del reactor. La segunda etapa se ocupa mayormente de aquellos estados que implican daños en los elementos combustibles, que ocurren como consecuencia de un desequilibrio entre generación y extracción de calor en los elementos combustibles y el refrigerante, respectivamente. El calor que no se extrae eleva la temperatura del sistema y termina por destruir los tubos en que se alojan las pastillas de óxido de uranio o, en los accidentes más graves, provoca la fusión parcial o total de los elementos combustibles del núcleo (meltdown, en la literatura en inglés).
La falla de los elementos combustibles implica la pérdida de la primera barrera del confinamiento de los productos de fisión. En el caso de que permanezca intacta la barrera de presión, estos se difunden en el refrigerante primario y es insignificante la fracción que sale al exterior; en el caso de que esa barrera falle, lo hacen en el interior del edificio del reactor. La segunda etapa de la EPS procura representar y evaluar estos fenómenos de difusión y además, analiza la confiabilidad del sistema de contención compuesto por el edificio del reactor y sus dispositivos de aislamiento, los dispositivos diseñados para remover los productos de fisión y la de supresión de presiones.
TABLA 3 - ALGUNOS RESULTADOS DE LAS EPS DE CINCO CENTRALES NUCLEARES NORTEAMERICANAS
CENTRAL NUCLEAR
SURRY I
ZION I
SEQUOYAH I
PEACH BOTTOM 2
GRAND GULF I
Capacidad de generación (MWe)1
788
1040
1128
1065
1250
Ubicación de la central
WilliamsburgVirginia
WaukeganIllinois
ChattanoogaTennessee
York CountyPennsylvania
Port GibsonMississippi
Tipo de reactor
PWR
PWR
PWR
BWR
BWR
Frecuencia estimada de daños en el núcleo (por reactor-año)2
2,6 x 10-5
1,5 x 10-4
1,0 x 10-4
8,2 x 10-6
2,9 x 10-5
Probabilidad condicional de fálla temprana del sistema de contención
0,001-0,4
0,01-0,2
0,01-0,5
0,01-0,4
0,3-0,4
Fuente : Reactor Risk Reference Document (NU-REG/1150), US, Nuclear Regulatory Commision, 1987.Los datos presentados resultaron de evaluar secuencias de incidentes internos que condujeron a graves daños del núcleo del respectivo reactor, de estimar las correspondientes frecuencias de ocurrencia. La dispersión de valores que se advierte en la última línea de la tabla se debe a incertidumbres (técnicamente llamadas incertezas) del modelo de cálculo de las fallas del sistema de contención.
1 La unidad de medida usual de la potencia generada por las centrales nucleares es el megawatio, equivalente a un millón de vatios y abreviado MW. El subíndice e indica que dicha potencia corresponde a energia eléctrica generada por unidad de tiempo; algunas centrales poducen también vapor para uso industrial o calefacdón.2 Un reactor-año equivale a la operación de una central nuclear durante aproximadamente 8000 horas, con una pausa anual para mantenimiento.
Si el sistema de contención no fallara, los productos de fisión permanecerían confinados hasta su completa remoción y las consecuencias radiológicas serían desdeñables. Si, en cambio, ocurriera una falla y se perdiera la integridad de la contención, esos productos se dispersarían en el ambiente y podrían tener consecuencias radiológicas en la salud del público. La segunda etapa de la EPS culmina con la determinación de las vías posibles de liberación de productos de fisión al exterior, la composición isotópica de estos y las correspondientes probabilidades de ocurrencia. La tercera etapa de la EPS parte de una hipotética liberación accidental al ambiente, desde uno o varios puntos del sistema de contención, de productos de fisión que se dispersarían por distintas vías, como la atmósfera, los cursos de agua superficiales (ríos, lagos) y profundos (napas). etc. La dispersión atmosférica depende, principalmente, de las condiciones meteorológicas: la velocidad y dirección del viento, el perfil de temperaturas de la atmósfera y la intensidad de la radiación solar en los accidentes diurnos, entre otras; también influye, aunque en menor grado, la topografía.
Central Nuclear de Embalse
Mediante el uso de modelos matemáticos de dispersión, la EPS busca determinar cómo se distribuye en el aire, en la región afectada, el material radiactivo. También intenta analizar con otros modelos los fenómenos de deposición radiactiva en los suelos y la transferencia de radiactividad a substancias alimenticias. En las consecuencias que un accidente pueda tener sobre la salud de la población, influyen factores como la distribución demográfica en la región de influencia, la producción agrícola-ganadera en esa región, los hábitos alimentarios de los pobladores, la procedencia y destino de los alimentos, etc. Si ocurriera un accidente real, las autoridades de defensa cvil y la organización de emergencia de la central pondrían en práctica un plan de emergencia, un conjunto de medidas que podría llegar hasta la evacuación de la gente. La EPS excluye del análisis tales medidas de emergencia.
La EPS es una disciplina en constante desarrollo y, por consiguiente, perfectible, a la que, por cierto, es posible atribuir méritos y defectos. Permite conocer en profundidad los sistemas de una instalación nuclear y la indole e interdependencias de los incidentes que pueden ocurrir en ella. Descubre los puntos débiles del diseño de una central e indica las vías de corrección, que contribuyen a reducir el riesgo. Provee información para tomar decisiones fundadas, que hagan más racional la operación. Por otra parte, se ha críticado su falta de exhaustividad, en especial en algunas de sus partes, como la enumeración de los ei, pero ella es inevitable dado el carácter inductivo de los métodos de análisis. También se le imputa la incertidumbre de los datos que usa sobre fallas de componentes y sobre probabilidades asociadas con incidentes que sean producto de la acción humana, así como aquellos con los que alimenta modelos empleados para representar algunos fenómenos no muy bien comprendidos, sobre los cuales es necesario investigar más. No obstante estas limitaciones, la EPS es una herramienta indispensable para quienes tienen la responsabilidad de decidir sobre cuestiones que puedan afectar la seguridad de centrales nucleares.