Destacados Noticias El Accidente de Fukushima-Daiichi: lecciones aprendidas hasta el momento
| El Accidente de Fukushima-Daiichi: lecciones aprendidas hasta el momento |
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A las 14:46 del pasado viernes 11, hora local, el nordeste de Japón fue azotado por un terremoto de 9,0 grados en la escala de Richter cuyo epicentro se encontraba muy próximo a la costa y a pocos kilómetros bajo la corteza de la Tierra, el mayor del que se tiene registro histórico en alcanzar un área de alta densidad poblacional y de alto desarrollo industrial.Incluso para un país de alto riesgo sísmico y cuya cultura y tecnología se han adaptado para disminuir este riesgo, tal acontecimiento, en una escala de probabilidad de 1 cada 1.000 años, superó toda capacidad de respuesta desarrollada a lo largo de siglos por Japón. Traducción: Fundación NPSGlobal
Anexo 1
SISTEMAS DE CONTENCIÓN BWR PWR ANEXO 2  ANEXO 3 ANEXO 4 • Desviación (0) – Debajo de la escala. Ninguna importancia en relación a la seguridad. • Anomalía (1) – Puede ocurrir debido a una falla en el equipo, un error humano o procedimientos inadecuados. Estas situaciones son consideradas típicamente “Debajo de la escala”. • Incidente (2) – incidente con una falla importante de los dispositivos de seguridad, pero en los cuales subsisten defesas en profundidad suficiente para hacer frente a las fallas adicionales. Evento resultante de una dosis recibida por un empleado por encima del límite de la dosis anual establecida y/o un evento que implique la presencia de cantidades significativas de radioactividad en áreas del emplazamiento para las cuales, de acuerdo con el diseño, tal hecho no sería justificable y exige medidas correctivas. • Incidente Importante (3) – liberación externa por encima de los límites autorizados, resultando, para el individuo más expuesto fuera del área de emplazamiento, en una dosis de orden de décimos de milisieverts (las dosis se expresan en términos de dosis equivalente efectiva; dosis de cuerpo entero). Cuando sea conveniente, esos criterios pueden ser expresados en términos de los límites anuales de descarga de aguas residuales correspondientes, permitidos por las autoridades nacionales. Probablemente, las medidas de protección fuera del área de instalación no serán necesarias. Los eventos en el área de emplazamiento, implicando dosis recibidas por los empleados suficientes para causar efectos agudos en la salud y/o eventos que provoquen una grave contaminación, como, por ejemplo, la liberación de algunos millares de terabequeréis de actividad en una contención secundaria de donde el material puede ser retornado a un área de almacenamiento satisfactorio. Incidentes en los cuales una falla complementaria de los sistemas de seguridad podría conducir a condiciones para un accidente o una situación en que los sistemas de seguridad serían incapaces de impedir dicho accidente. • Accidente sin riesgo fuera del emplazamiento (4) – liberación externa de radioactividad que resulte, para el individuo más expuesto fuera del área de emplazamiento, en una dosis de orden de algunos milisieverts. Con dicha liberación, sería poco probable la necesidad de aplicar medidas de protección fuera del área de emplazamiento, ejecutándose, tal vez, un control de alimentos locales. Un accidente de este tipo podría resultar en daños a la central nuclear, tales como la fusión parcial del núcleo de un reactor de potencia, o eventos similares en instalaciones que no sean reactores, creando problemas graves para volver a la normalidad en el área del emplazamiento. La irradiación de uno o más trabajadores que implique la sobreexposición con alta probabilidad de muerte precoz. • Accidente con riesgo fuera del emplazamiento (5) – liberación externa de materiales radioactivos. Esta liberación resultaría, probablemente, de la aplicación parcial de contramedidas previstas en los planes de emergencia, con el objetivo de reducir la morbilidad de efectos en la salud. Se puede incluir daños graves a una parte importante del nuclear de un reactor de potencia, un accidente críticamente importante o un incendio o una explosión importante, que liberen grandes cantidades de radiactividad dentro del emplazamiento. • Accidente importante (6) – liberación externa de materiales radioactivos. Esta liberación resultaría, probablemente, de la aplicación integral de contramedidas previstas en los planes locales para casos de emergencia, buscando limitar los efectos graves sobre la salud. • Accidente Grave (7) – liberación externa de una fracción importante de material radioactivo de un emplazamiento grande. Estaría constituida, típicamente, por una mezcla de productos de fisión radioactivos de vidas cortas y largas. Esa liberación podría ocasionar efectos tardíos para la salud de la población de una amplia región, posiblemente, a más de un país y consecuencias a largo plazo para el medio ambiente. Un ejemplo de este nivel es el accidente de Chernobyl, en Ucrania (1986). Con respecto a la población, un evento de nivel 5 (el máximo de la escala es 7), que corresponde a una liberación externa limitada de material radioactivo, requiere la implementación parcial de contramedidas planeadas de seguridad, y es considerado accidente con riesgo moderado para el área externa de la Planta. Solamente para los eventos de nivel 6 (accidente importante) y nivel 7 (accidente grave), se deberán tomar medidas amplias e irrestrictas para evitar riesgos para las poblaciones cercanas a las plantas. ANEXO 5   ANEXO 6  ANEXO 7 Doscientos cuarenta y dos reactores nucleares de tipo Angra (PWR) han sido construidos y están en funcionamiento, ocurriendo en una de ellas un accidente nuclear grave, previsto en el diseño, sin consecuencias para el medio ambiente. Fue el accidente de Three Miles Island (TMI), en Estados Unidos. En este accidente, se filtró agua y vapor del Circuito Primario, pero ambas quedaron retenidas en la Contención. Con la perdida de agua que realizaba la refrigeración de los combustibles, éstos se sobrecalentaron y se fundieron parcialmente, aunque permanecieron confinados en el Contenedor de Presión del Reactor. Se evacuó parcialmente la ciudad (lo cual no era necesario). El Gobernador recomendó la salida de mujeres y niños, quienes retornaron a sus casas el día siguiente. Contrariamente a lo previsto, muchas personas quisieron observar el accidente de cerca, siendo contenidas por tropas militares y por la policía. Aunque el reactor Angra 1 es del mismo tipo de TMI, éste no corre peligro de sufrir un accidente similar, porque ya han sido tomadas las medidas preventivas para evitar la repetición de los errores humanos que causaron dicho accidente. El mismo accidente no podría ocurrir en un Angra 2, porque el diseño prevé dichas fallas y los medios para evitar que sucedan. La figura muestra como quedó el Contenedor de Presión de Three Miles Island después del accidente, pudiéndose observar los elementos combustibles y las barras de control fundidos y que el Contenedor no sufrió daños.  ANEXO 8 A la 1h24 min del día 26 de abril de 1986, un sábado por la mañana, ocurrió el peor accidente en la historia de la generación industrial de energía nuclear. Dos explosiones, un después de la otra, lanzaron al aire las 1.000 toneladas de recubrimiento de hormigón que sellaban el reactor nuclear número 4 de Tchemobyl. “Llovieron” fragmentos fundidos del núcleo en las regiones aledañas y se liberaron productos de fisión en la atmósfera. El accidente costó probablemente centenares de vidas y contaminó bastas áreas de tierra en Ucrania. Diversas razones posiblemente contribuyeron al desastre. Evidentemente, el diseño del reactor no era nuevo (cerca de 30 años de edad en la época del accidente) y había sido concebido previamente a los sofisticados sistemas de seguridad controlados por computadora; por esta razón, los procedimientos para lidiar con emergencias en el reactor dependían fuertemente de la habilidad de los operadores. Este tipo de reactor tenía también la tendencia de “salirse de control” cuando funcionaba con baja capacidad. Así, los procesos operacionales para el reactor prohibían estrictamente que funcionara por debajo del 20% de su capacidad máxima. Fue principalmente una combinación de circunstancias y errores humanos los que causaron el accidente. Irónicamente, los eventos que condujeron al desastre fueron pensados para hacer más seguro al reactor. Las pruebas, diseñados por un equipo especial de ingenieros, fueron realizadas para evaluar se el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo podía ser operado durante la rotación de inercia de una posible reducción de la producción del turbogenerador, en el caso de una interrupción de alimentación externa. De igual manera, aunque este dispositivo de seguridad hubiera sido probado antes, no hubiera funcionado satisfactoriamente y las nuevas pruebas del dispositivo modificado hubieran sido realizadas con el reactor funcionando con capacidad reducida durante el periodo de evaluación. Las pruebas fueron programadas para la tarde del viernes 25 de abril de 1986, y la reducción de la producción de la planta comenzó a las 13h00. Poco después de las 14h00, mientras tanto, cuando el reactor funcionaba con aproximadamente la mitad de su capacidad total, el controlador de Kiev solicitó que el reactor continuase suministrando electricidad para la red local. De hecho, se mantuvo vinculado a la red hasta 23h10. El reactor debía ser detenido para su mantenimiento anual en el martes siguiente y la solicitud del controlador de Kiev en realidad redujo la "ventana de oportunidad" para la prueba. A continuación, se realiza la cronología de las últimas horas previas al desastre que fue publicada en el Bulletin of the British Psychological Society el año siguiente. Las acciones significativas de los operadores están en cursiva. Son de dos tipos: errores (indicados por una "E") y violaciones de procedimientos (marcadas con una "V'). 25 abril de 1986 13h00 La reducción de capacidad se inició con la intención de lograr una capacidad de 25% para las condiciones de la prueba. 14h00 El sistema de emergencia para la refrigeración del núcleo (ECCS – emergency core cooling system) se ha desconectó del circuito principal (esto era parte del plan de pruebas). 14h05 El controlador de Kiev solicitó que la unidad continúe con el suministro de la red. El ECCS no fue reconectado (V). (No se considera que esta violación específica haya contribuido mater materialmente al desastre; pero sí indica una actitud de descuido por parte de los operadores en relación al cumplimiento de los procedimientos de seguridad). 23h10 A unidad fue desvinculada de la red y se continuó con la reducción de la capacidad para llegar al 25% de la capacidad planificado para las pruebas. 26 de abril de 1986 00h28 Un operador sobrepasó negativamente el punto de ajuste para la producción pretendida (E). La producción cayó en un peligroso 1% (El operador había desconectado el “piloto automático” y había intentado alcanzar el nivel deseado a través de controles manuales). 1h00 Después de un largo e intenso esfuerzo, la producción del reactor finalmente se estabilizó en un 7%, muy por debajo del nivel pretendido y dentro de la zona de peligro por baja capacidad. En este momento el experimento debió ser abandonado, pero no lo fue (E). Este fue el error más significativo (contrario a una violación): significó que todas las actividades subsecuentes se realizarían en la zona de máxima inestabilidad del reactor. Esto aparentemente no fue observado por los operadores. 1h03 El total de las ocho bombas fueron accionadas (V). Las normas de seguridad limitaban a seis el número máximo de bombas utilizadas simultáneamente. Esto muestra una profunda incomprensión de la física del reactor. La consecuencia fue el aumento del flujo del agua (y la reducción de la fracción de vapor) absorbiendo más neutrones, exigiendo que se retiren más elementos de control para sostener el bajo nivel de producción. 1h19 El flujo de agua de alimentación se triplicó. Aparentemente los operadores esperaban lidiar con una presión de vapor y niveles de agua decreciente. Decidieron entonces reducir aún más la cantidad de vapor atravesando el núcleo, exigiendo que se retiren aún más elementos de control. Además se suprimió la detención automática de la recolección de vapor (V). Esto provocó que el reactor se vea privado de uno de sus sistemas automáticos de seguridad. 1h22 El supervisor de dirección solicitó un informe impreso para establecer el número de elementos de control que se encontraban realmente en el núcleo. El informe indicó que sólo subsistían seis de ocho elementos. Está estrictamente prohibido operar un reactor con menos de 12 elementos. A pesar de eso, el supervisor de turno decidió continuar con las pruebas (V). Esta fue una decisión fatal: dejó al reactor sin “frenos”. 1h23 Las válvulas de la línea de vapor para el turbogenerador número 8 estaban cerradas (V). Es objetivo de esto era establecer las condiciones necesarias para repetir las evaluaciones, pero su consecuencia fue la desconexión de los cerraduras automáticas de seguridad. 1h24 Se intentó cerrar el reactor repentinamente, actuando sobre los elementos de cierra de emergencia, pero estos se estancaron en los tubos ya deformados. 1h24 Se sucedieron dos explosiones. El techo del reactor voló por los aires, provocando 30 incendios en regiones aledañas. 1h30 Se llamó a los bomberos en servicio. Otras unidades fueron llamadas desde Pripyat y Tchernobyl. 5h00 Se extinguieron los incendios externos, pero el incendio de grafito del núcleo continuó por varios días. La investigación posterior esclareció diversos puntos significativos que contribuyeron al desastre: • El programa de pruebas estaba mal planeado y el apartado de medidas de seguridad era inadecuado. Debido a que el sistema de emergencia para la refrigeración del reactor (ECCS) se cerró durante los ensayos, la seguridad del reactor de hecho se redujo sustancialmente. • El diseño de las pruebas fue llevado a la práctica sin ser aprobado por el grupo del proyecto, que era responsable por el reactor. • Los operadores y los técnicos que estaban realizando el experimento deberían haber tenido habilidades diferentes y no superpuestas. • Los operadores, aunque altamente calificados, probablemente pensaron que completar la evaluación antes del cierre mejoraría su reputación. Estaban orgullosos de su habilidad para lidiar con el reactor incluso en condiciones inusuales y eran consientes de la rápida reducción de la “ventana de oportunidad” dentro de la cual deberían haber completado la prueba. Seguramente había perdido cualquier sensibilidad con relación a los peligros involucrados en el funcionamiento de un reactor. • Los técnicos que habían planeado la evaluación eran ingenieros eléctricos de Moscú. Su objetivo era resolver un problema técnico complejo. A pesar de haber planeado los procedimientos de prueba, probablemente no sabían mucho sobre la operación de una planta nuclear en sí. En conjunto, realizaron una mezcla peligrosa: Un grupo de ingenieros de una especialidad, que no eran ingenieros nucleares, dirigiendo a un equipo de operadores dedicados, y por ende, demasiado confiados. Cada grupo probablemente asumió que el otro sabía lo que estaba haciendo. Además ambas partes tenían poco o ningún entendimiento de los peligros que estaban generando o del sistema del cual estaban abusando. |
El miedo es la forma más eficaz de control social: Las sociedades amedrentadas reaccionan en manada, dejándose llevar por el primer grito de alerta. En el nombre de la reducción de una amenaza sobrevalorada los líderes pueden actuar libremente en la búsqueda de otros objetivos no relacionados con la reducción de la propia amenaza. 
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