Accidente nuclear de Fukushima Daiichi: descripción del evento
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4 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
Entorno Nuclear<br />
ACCIDENTE NUCLEAR DE FUKUSHIMA<br />
DAIICHI. DESCRIPCIÓN DEL EVENTO<br />
Andrés Rodríguez Hernán<strong>de</strong>z (andres.rodriguez@inin.gob.mx),<br />
Gonzalo Mendoza Guerrero, Mario Raúl Perusquía <strong>de</strong>l Cueto, Javier<br />
Ortiz Villafuerte, Juan Ramón Mota Aguilar, Gerencia <strong>de</strong> Ciencias<br />
Aplicadas, Departamento <strong>de</strong> Sistemas Nucleares<br />
1. Introducción<br />
Aun cuando en la prensa nacional e internacional<br />
se difundió extensamente el acci<strong>de</strong>nte <strong>nuclear</strong><br />
<strong>de</strong> la planta <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong>, el público<br />
en general no tiene el contexto a<strong>de</strong>cuado ni la<br />
información suficiente sobre los acontecimientos<br />
<strong>de</strong> la secuencia <strong>de</strong>l mismo. En este artículo se<br />
explican con cierto <strong>de</strong>talle los aspectos que se<br />
consi<strong>de</strong>ran importantes para compren<strong>de</strong>r mejor<br />
su evolución.<br />
La Central Nuclear <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> es un<br />
conjunto <strong>de</strong> seis reactores <strong>nuclear</strong>es situados<br />
en la ciudad <strong>de</strong> Okuma, Prefectura <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong><br />
en Japón. Antes <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte, este complejo<br />
generaba una potencia total <strong>de</strong> 4,7 GWe,<br />
colocándola como una <strong>de</strong> las 25 centrales<br />
<strong>nuclear</strong>es más gran<strong>de</strong>s <strong>de</strong>l mundo. El reactor 1<br />
<strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> fue diseñado por la<br />
compañía estadouni<strong>de</strong>nse General Electric y<br />
puesto en operación comercial en el año 1971,<br />
siendo el primer reactor <strong>nuclear</strong> construido y<br />
gestionado por la compañía japonesa Tokyo<br />
Electric Power Company (TEPCO). Los seis reactores<br />
<strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> son <strong>de</strong>l tipo <strong>de</strong> agua en<br />
ebullición (en inglés BWR), el primero <strong>de</strong> los<br />
cuales tiene una capacidad <strong>de</strong> generación <strong>de</strong><br />
460 MWe, los reactores 2, 3, 4 y 5 <strong>de</strong> 784 MWe y<br />
el sexto <strong>de</strong> 1100 MWe.<br />
En los siguientes apartados se <strong>de</strong>scribe<br />
brevemente el diseño <strong>de</strong> la Central Nuclear<br />
<strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong>. Después se presenta la<br />
cronología <strong>de</strong> los <strong>evento</strong>s más importantes<br />
ocurridos durante el acci<strong>de</strong>nte, el cual se <strong>de</strong>bió a<br />
un sismo <strong>de</strong> 9.0 grados en la escala <strong>de</strong> Richter<br />
ocurrido el 11 <strong>de</strong> marzo <strong>de</strong> 2011. A su vez el<br />
sismo dio origen a un tsunami que impactó la<br />
costa noreste <strong>de</strong> Japón. Posteriormente se<br />
<strong>de</strong>scriben las acciones <strong>de</strong> respuesta más<br />
relevantes emprendidas ante tal acci<strong>de</strong>nte y a<br />
continuación se mencionan los planes<br />
anunciados por TEPCO para los próximos meses<br />
con el objeto <strong>de</strong> controlar el acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> manera<br />
segura y mitigar sus efectos. Finalmente se<br />
expresan algunas reflexiones sobre los<br />
acontecimientos y las posibles repercusiones en<br />
la seguridad <strong>de</strong> las centrales <strong>nuclear</strong>es <strong>de</strong><br />
potencia.<br />
2. Descripción <strong>de</strong> la planta<br />
En la figura 1 se muestran dos diagramas <strong>de</strong>l<br />
diseño <strong>de</strong> los reactores <strong>de</strong> agua en ebullición 1,<br />
2, 3, 4 y 5 <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> (el sexto reactor<br />
<strong>de</strong> 1100 MWe tiene una contención <strong>de</strong> diseño<br />
tipo Mark II que es más reciente). En ella se<br />
aprecian, entre otros, la vasija <strong>de</strong>l reactor, el<br />
contenedor primario, la alberca <strong>de</strong> supresión y el<br />
edificio <strong>de</strong>l reactor (contenedor secundario).
Figura 1. Instalaciones <strong>de</strong> un BWR con contención Mark I. (1: Vasija <strong>de</strong>l reactor; 2: Contención primaria; 3: Contención<br />
secundaria; 4: Línea <strong>de</strong> <strong>de</strong>scarga <strong>de</strong> vapor; 5: Alberca <strong>de</strong> supresión <strong>de</strong> presión; 6: Desfogue <strong>de</strong>l pozo seco a la alberca <strong>de</strong><br />
supresión; 7: Pozo seco; 8: Tubería <strong>de</strong> alivio <strong>de</strong> la vasija <strong>de</strong>l reactor; 9: Barras <strong>de</strong> control; 10: Alberca <strong>de</strong> combustible gastado;<br />
11: Combustible gastado; 12: Tubería <strong>de</strong> venteo <strong>de</strong> la contención primaria; 13: Combustible en el núcleo <strong>de</strong>l reactor).<br />
En algunas situaciones <strong>de</strong> operación anormal o<br />
insegura <strong>de</strong> una central <strong>nuclear</strong>, las barras <strong>de</strong><br />
control se insertan súbitamente <strong>de</strong> forma<br />
automática para <strong>de</strong>tener el proceso <strong>de</strong> reacciones<br />
<strong>nuclear</strong>es <strong>de</strong> fisión y apagar el reactor (es <strong>de</strong>cir,<br />
el reactor se lleva a condiciones <strong>de</strong> subcriticidad).<br />
La finalidad es impedir el daño al combustible<br />
<strong>de</strong>spués <strong>de</strong> una perturbación a la operación<br />
normal <strong>de</strong> la planta o en condiciones que se<br />
consi<strong>de</strong>ran inseguras para el reactor. Sin<br />
embargo, se requiere la operación <strong>de</strong> sistemas<br />
<strong>de</strong> enfriamiento para remover el calor que<br />
produce el <strong>de</strong>caimiento radiactivo <strong>de</strong> los<br />
productos <strong>de</strong> fisión en el núcleo <strong>de</strong>l reactor<br />
<strong>de</strong>spués <strong>de</strong>l apagado. Cuando un reactor se<br />
apaga, las fisiones cesan pero se sigue liberando<br />
energía como «calor <strong>de</strong> <strong>de</strong>caimiento». En tales<br />
condiciones se requiere <strong>de</strong> la actuación <strong>de</strong><br />
sistemas <strong>de</strong> enfriamiento <strong>de</strong>l núcleo, los cuales<br />
son alimentados eléctricamente por la red externa<br />
<strong>de</strong> corriente alterna <strong>de</strong> la central. Los sistemas<br />
<strong>de</strong> remoción <strong>de</strong> calor en el caso <strong>de</strong> la planta <strong>de</strong><br />
<strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> utilizan como último<br />
sumi<strong>de</strong>ro <strong>de</strong> calor al mar, es <strong>de</strong>cir, transfieren el<br />
calor residual a través <strong>de</strong> circuitos sucesivos <strong>de</strong><br />
enfriamiento que llega al mar.<br />
Cada uno <strong>de</strong> los reactores, como se muestra en<br />
la figura 1, cuenta con albercas para guardar<br />
temporalmente el combustible gastado que se<br />
extrae <strong>de</strong> los reactores durante las recargas <strong>de</strong><br />
combustible, mismo que también <strong>de</strong>spi<strong>de</strong> calor<br />
residual que requiere <strong>de</strong> sistemas <strong>de</strong><br />
enfriamiento operando continuamente.<br />
La planta <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> cuenta a<strong>de</strong>más<br />
con una instalación centralizada para el<br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
5
6 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
almacenamiento <strong>de</strong> combustible gastado<br />
proveniente <strong>de</strong> las 6 unida<strong>de</strong>s. Esta instalación<br />
es <strong>de</strong>l tipo alberca y está situada <strong>de</strong>ntro <strong>de</strong> un<br />
edificio cerrado in<strong>de</strong>pendiente.<br />
3. Pérdida <strong>de</strong> potencia eléctrica<br />
El soporte eléctrico <strong>de</strong> corriente alterna a la central<br />
es suministrado por la red externa. Ante una<br />
pérdida <strong>de</strong> energía eléctrica, la planta obtiene<br />
esta energía <strong>de</strong> generadores diesel <strong>de</strong><br />
emergencia que son parte <strong>de</strong>l diseño <strong>de</strong> la central.<br />
En estas condiciones, los sistemas <strong>de</strong> emergencia<br />
y <strong>de</strong> apagado seguro son alimentados por dichos<br />
generadores. Sin embargo, en el caso <strong>de</strong> que<br />
simultáneamente se <strong>de</strong>n una serie <strong>de</strong> fallas que<br />
traigan como consecuencia la pérdida <strong>de</strong>l<br />
suministro <strong>de</strong> los generadores diesel <strong>de</strong> la planta,<br />
se cuenta con un sistema para inyectar<br />
refrigerante a la vasija <strong>de</strong>l reactor <strong>de</strong>nominado<br />
Sistema <strong>de</strong> Enfriamiento <strong>de</strong>l Núcleo con el<br />
Reactor Aislado (en inglés RCIC). Este sistema<br />
RCIC tiene una bomba impulsada por una turbina<br />
<strong>de</strong> vapor, el cual proviene <strong>de</strong> la vasija <strong>de</strong>l reactor,<br />
que succiona agua <strong>de</strong>l tanque <strong>de</strong><br />
almacenamiento <strong>de</strong> con<strong>de</strong>nsado o<br />
alternativamente <strong>de</strong> la alberca <strong>de</strong> supresión<br />
enviando el vapor <strong>de</strong> escape a esta última. El<br />
suministro eléctrico para el control <strong>de</strong> la<br />
operación <strong>de</strong> este sistema en el caso específico<br />
<strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> lo proporciona un banco <strong>de</strong><br />
baterías que tiene una vida aproximada <strong>de</strong> ocho<br />
horas.<br />
Generalmente la función <strong>de</strong>l sistema RCIC (no<br />
<strong>de</strong>finido como sistema <strong>de</strong> enfriamiento <strong>de</strong><br />
emergencia) es mantener un nivel a<strong>de</strong>cuado <strong>de</strong><br />
agua en la vasija cuando el reactor queda<br />
aislado <strong>de</strong>l con<strong>de</strong>nsador principal por un cierre<br />
<strong>de</strong> las válvulas <strong>de</strong> aislamiento <strong>de</strong> vapor principal<br />
(en inglés MSIV) y se pier<strong>de</strong> el caudal <strong>de</strong> repuesto<br />
<strong>de</strong>l agua <strong>de</strong> alimentación. Todos los componentes<br />
activos <strong>de</strong> este sistema se alimentan <strong>de</strong> fuentes<br />
eléctricas <strong>de</strong> corriente directa, excepto el sistema<br />
<strong>de</strong> ventilación <strong>de</strong>l cuarto <strong>de</strong>l RCIC.<br />
El sistema RCIC funciona automáticamente por<br />
bajo nivel <strong>de</strong> agua en la vasija <strong>de</strong>l reactor. El<br />
tiempo que el sistema pue<strong>de</strong> permanecer en<br />
operación <strong>de</strong>pen<strong>de</strong>rá; (a) <strong>de</strong> la duración <strong>de</strong> las<br />
baterías, (b) <strong>de</strong> los efectos <strong>de</strong>l calentamiento <strong>de</strong><br />
la alberca <strong>de</strong> supresión (que pue<strong>de</strong> causar el<br />
disparo por alta presión en el escape <strong>de</strong> la turbina<br />
<strong>de</strong>l RCIC), (c) por pérdida <strong>de</strong> enfriamiento <strong>de</strong> la<br />
bomba <strong>de</strong>l RCIC, y (d) el calentamiento <strong>de</strong>l área<br />
<strong>de</strong>l RCIC por falta <strong>de</strong> ventilación (lo que pue<strong>de</strong><br />
causar un disparo por alta temperatura). En estas<br />
circunstancias la probabilidad <strong>de</strong> fundición <strong>de</strong>l<br />
núcleo <strong>de</strong>pen<strong>de</strong> <strong>de</strong> que la recuperación <strong>de</strong> la<br />
corriente alterna se dé antes <strong>de</strong> que la<br />
<strong>de</strong>gradación progresiva <strong>de</strong>l RCIC y sus sistemas<br />
<strong>de</strong> soporte hagan este sistema inoperativo.<br />
4. Resumen <strong>de</strong> sucesos significativos<br />
El sismo <strong>de</strong> magnitud 9.0 grados en la escala<br />
Richter se presentó el 11 <strong>de</strong> marzo <strong>de</strong> 2011 a las<br />
2:45 pm hora local e interrumpió el suministro<br />
<strong>de</strong> energía eléctrica externa a la Central<br />
<strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong>. Como consecuencia, se<br />
efectuó el apagado automático en las unida<strong>de</strong>s<br />
1, 2 y 3 <strong>de</strong> la planta que estaban operando en<br />
ese momento. Las barras <strong>de</strong> control en estas<br />
unida<strong>de</strong>s se insertaron exitosamente en forma<br />
automática en el núcleo <strong>de</strong>l reactor, <strong>de</strong>teniendo<br />
las reacciones <strong>de</strong> fisión en ca<strong>de</strong>na. Los reactores<br />
4, 5 y 6 habían sido previamente apagados para<br />
propósitos <strong>de</strong> mantenimiento <strong>de</strong> rutina. Los<br />
generadores diesel <strong>de</strong> respaldo, diseñados para<br />
suministrar la energía eléctrica requerida<br />
<strong>de</strong>spués <strong>de</strong> la pérdida <strong>de</strong> potencia externa,<br />
empezaron a proveer energía a las bombas <strong>de</strong><br />
los sistemas <strong>de</strong> enfriamiento <strong>de</strong> los seis reactores<br />
en forma normal. Sin embargo, aproximadamente<br />
una hora <strong>de</strong>spués <strong>de</strong>l sismo, un gran tsunami<br />
con oleaje <strong>de</strong> más <strong>de</strong> 14 metros <strong>de</strong> altura impactó<br />
sobre la costa e inundó el sitio <strong>de</strong> la central,<br />
<strong>de</strong>jando inoperables los generadores diesel <strong>de</strong><br />
respaldo y provocando una pérdida total <strong>de</strong><br />
corriente alterna (en inglés Station Blackout). Esto
a pesar <strong>de</strong> que la planta contaba con un dique<br />
<strong>de</strong> 5.7 metros <strong>de</strong> altura como protección contra<br />
oleajes <strong>de</strong> gran tamaño.<br />
Aun cuando los bancos <strong>de</strong> baterías<br />
proporcionaban soporte a componentes no<br />
esenciales, <strong>de</strong>s<strong>de</strong> el punto <strong>de</strong> vista <strong>de</strong> suministro<br />
eléctrico, el sitio entero quedó en apagado total.<br />
Con esto se perdió la capacidad para mantener<br />
el enfriamiento <strong>de</strong> los reactores 1, 2 y 3 y <strong>de</strong> las<br />
albercas <strong>de</strong> combustible gastado <strong>de</strong> las seis<br />
unida<strong>de</strong>s. En particular, la alberca <strong>de</strong> la unidad<br />
4 almacenaba todo el combustible <strong>de</strong>l núcleo<br />
<strong>de</strong>l reactor, el cual estaba en mantenimiento<br />
mayor <strong>de</strong>s<strong>de</strong> el 30 <strong>de</strong> noviembre anterior.<br />
Sin energía eléctrica <strong>de</strong>spués <strong>de</strong>l tsunami, el<br />
único recurso <strong>de</strong> enfriamiento a los núcleos <strong>de</strong><br />
los reactores 1, 2 y 3 por diseño era la inyección<br />
<strong>de</strong> agua mediante el sistema RCIC apoyada en<br />
los bancos <strong>de</strong> baterías mencionados. Sin embargo,<br />
estos sistemas progresivamente quedaron fuera<br />
<strong>de</strong> operación en las tres unida<strong>de</strong>s en las ocho<br />
horas siguientes al tsunami, conforme a diseño<br />
y <strong>de</strong>bido al incremento en las temperaturas <strong>de</strong><br />
los sistemas y al agotamiento <strong>de</strong> las baterías.<br />
Ante la pérdida <strong>de</strong> enfriamiento total las vasijas<br />
<strong>de</strong> los reactores se presurizaron por el aumento<br />
<strong>de</strong> temperatura y la generación adicional <strong>de</strong><br />
vapor. Las válvulas <strong>de</strong> alivio se abrieron para<br />
<strong>de</strong>sfogar vapor hacia la contención primaria.<br />
El 12 <strong>de</strong> marzo, ante la falta <strong>de</strong> otras alternativas,<br />
se inició la inyección <strong>de</strong> agua <strong>de</strong> mar a los<br />
reactores con bombas portátiles. Esta es una<br />
medida extrema que se <strong>de</strong>ci<strong>de</strong> cuando no existen<br />
otras opciones. Es <strong>de</strong> enten<strong>de</strong>r que los operadores<br />
<strong>de</strong> los reactores suponían que el combustible<br />
<strong>de</strong>ntro <strong>de</strong> ellos ya había sufrido daños<br />
irreversibles tras casi un día sin enfriamiento.<br />
Se continuó aliviando presión <strong>de</strong> las<br />
contenciones primarias en las 3 unida<strong>de</strong>s para<br />
evitar daños o explosiones por sobrepresión.<br />
El venteo <strong>de</strong> la contención <strong>de</strong> la unidad 1 liberó,<br />
a<strong>de</strong>más <strong>de</strong> vapor y otros gases, cantida<strong>de</strong>s<br />
significativas <strong>de</strong> hidrógeno que se fueron<br />
acumulando en la parte superior <strong>de</strong> la<br />
contención secundaria. El hidrógeno se produce<br />
en un reactor como consecuencia <strong>de</strong> la reacción<br />
<strong>de</strong> la aleación <strong>de</strong> zircaloy <strong>de</strong>l encamisado <strong>de</strong>l<br />
combustible con vapor <strong>de</strong> agua en condiciones<br />
<strong>de</strong> alta temperatura. La presencia <strong>de</strong> esta reacción<br />
confirmaba que el nivel <strong>de</strong> agua había bajado y<br />
que al menos una parte <strong>de</strong>l combustible estaba<br />
<strong>de</strong>scubierta y en contacto con vapor <strong>de</strong> agua. El<br />
hidrógeno llegó a tales concentraciones en la<br />
contención secundaria (edificio <strong>de</strong>l reactor) <strong>de</strong><br />
la unidad 1, que produjo el 12 <strong>de</strong> marzo una<br />
explosión que <strong>de</strong>struyó totalmente el techo <strong>de</strong>l<br />
edificio. El hidrógeno explota por sí solo cuando<br />
alcanza concentraciones mayores a 4% en<br />
volumen en aire.<br />
El 14 <strong>de</strong> marzo ocurrió en la unidad 3 una<br />
segunda explosión <strong>de</strong> hidrógeno en la parte<br />
superior <strong>de</strong>l contenedor secundario <strong>de</strong>struyendo<br />
el techo y causando daños también a la estructura<br />
<strong>de</strong> la contención secundaria <strong>de</strong> la unidad 4<br />
adyacente. Una tercera explosión ocurrió el 15<br />
<strong>de</strong> marzo en el interior <strong>de</strong>l contenedor primario<br />
<strong>de</strong> la unidad 2, dañando en esta ocasión la<br />
alberca <strong>de</strong> supresión <strong>de</strong> presión que se encuentra<br />
en la parte baja <strong>de</strong> la contención primaria (figura<br />
1). Se informó que los niveles <strong>de</strong> radiación<br />
excedieron el límite legal (100 mSV/año) por lo<br />
que los trabajadores comenzaron a evacuar la<br />
planta. Tiempo más tar<strong>de</strong>, se advirtió que el nivel<br />
<strong>de</strong> radiación disminuyó a 72 mSV/año. Dados<br />
los altos niveles <strong>de</strong> radiación registrados, se<br />
sospechó la existencia <strong>de</strong> daños a la vasija <strong>de</strong>l<br />
reactor 2 y el filtrado hacia el exterior, a través<br />
<strong>de</strong> fracturas en la misma, <strong>de</strong> productos <strong>de</strong> fisión<br />
liberados por daño en el combustible. Todos los<br />
trabajadores en la central salvo 50 tuvieron que<br />
permanecer fuera hasta que los niveles <strong>de</strong><br />
radiación disminuyeron a límites permitidos. La<br />
Agencia <strong>de</strong> Seguridad Nuclear e Industrial <strong>de</strong><br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
7
U1, U2 y U3: Acumulación y<br />
explosión <strong>de</strong> hidrógeno por<br />
venteo <strong>de</strong>l contenedor hacia<br />
el edificio <strong>de</strong>l reactor<br />
8 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
Japón (NISA) estimó posteriormente que en cada<br />
reactor se habían generado entre 800 y 1000 kg<br />
<strong>de</strong> hidrógeno.<br />
La pérdida total <strong>de</strong> enfriamiento también afectó<br />
las albercas <strong>de</strong> combustible gastado ubicadas<br />
en el piso <strong>de</strong> recarga <strong>de</strong> los edificios <strong>de</strong> cada<br />
uno <strong>de</strong> los reactores (figura 1). Como se mencionó<br />
antes, la unidad 4 había parado para activida<strong>de</strong>s<br />
<strong>de</strong> recarga y mantenimiento <strong>de</strong>s<strong>de</strong> el 30 <strong>de</strong><br />
noviembre <strong>de</strong> 2010, todo el combustible <strong>de</strong>l<br />
reactor se había <strong>de</strong>positado en la alberca <strong>de</strong><br />
combustible gastado. La unidad 5 había parado<br />
el 3 enero <strong>de</strong> 2011, y la 6, el 14 <strong>de</strong> agosto <strong>de</strong><br />
2010. En ambos casos, el combustible se mantuvo<br />
<strong>de</strong>ntro <strong>de</strong> los reactores y por tanto sus respectivas<br />
albercas <strong>de</strong> combustible gastado contenían un<br />
menor número <strong>de</strong> éstos.<br />
En las unida<strong>de</strong>s 3 y 4 se evaporó una cantidad<br />
significativa <strong>de</strong> agua <strong>de</strong> las albercas <strong>de</strong>jando<br />
expuesto el combustible. Una vez más, el 15 <strong>de</strong><br />
marzo, se produjo una cuarta explosión así como<br />
un incendio en el edificio <strong>de</strong>l reactor 4. La<br />
explosión se atribuyó a acumulación <strong>de</strong><br />
hidrógeno generado por la reacción <strong>de</strong>l vapor<br />
<strong>de</strong> agua con el encamisado <strong>de</strong>l combustible en<br />
la alberca <strong>de</strong> combustible gastado. Las autorida<strong>de</strong>s<br />
japonesas informaron al OIEA que se había<br />
liberado radioactividad a la atmósfera tras la<br />
explosión y el incendio (figura 2).<br />
El 18 <strong>de</strong> marzo las autorida<strong>de</strong>s <strong>de</strong> Japón elevaron<br />
el nivel <strong>de</strong> severidad <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte<br />
provisionalmente <strong>de</strong> 4 a 5 en la escala<br />
internacional <strong>de</strong> <strong>evento</strong>s <strong>nuclear</strong>es y radiológicos<br />
(INES) <strong>de</strong>l OIEA, en la cual el <strong>evento</strong> <strong>de</strong> máximas<br />
consecuencias es el nivel 7. Se continuó<br />
trabajando para reponer la energía eléctrica <strong>de</strong><br />
la central con el fin <strong>de</strong> activar nuevamente la<br />
refrigeración <strong>de</strong> los reactores y <strong>de</strong> las albercas.<br />
Los sistemas <strong>de</strong> enfriamiento <strong>de</strong> emergencia<br />
habían sufrido daños tanto por el tsunami como<br />
por las distintas explosiones, <strong>de</strong> modo que la única<br />
forma <strong>de</strong> intentar enfriar el combustible en los<br />
reactores 1, 2 y 3, así como en las albercas <strong>de</strong><br />
combustible <strong>de</strong> las unida<strong>de</strong>s 3 y 4, era rociando<br />
agua por medio <strong>de</strong> helicópteros y camiones <strong>de</strong><br />
bomberos, mismos que a<strong>de</strong>más tenían el<br />
problema <strong>de</strong> que no se podían acercar lo suficiente<br />
a sus objetivos por los altos niveles <strong>de</strong> radiación<br />
existentes.<br />
En ese momento, el problema más importante<br />
Figura 2. Explosiones <strong>de</strong> hidrógeno en las unida<strong>de</strong>s 1, 2, 3 y 4 y fuga en las trincheras.<br />
Es posible que algunas <strong>de</strong> las explosiones realmente hayan sido <strong>de</strong> vapor.<br />
U2: U2: Explosión <strong>de</strong> hidrógeno<br />
<strong>de</strong>ntro <strong>de</strong>l contenedor<br />
primario.<br />
U4: U4: generación <strong>de</strong> hidrógeno<br />
ocasionó incendio y<br />
explosión, <strong>de</strong>strozando el<br />
techo <strong>de</strong>l edificio.<br />
U1 U1 a a U4: U4: Eventos relevantes<br />
a<strong>de</strong>más <strong>de</strong> los daños al<br />
combustible en los reactores<br />
<strong>de</strong> las unida<strong>de</strong>s 1, 2 y 3.
<strong>de</strong> resolver lo constituía el combustible<br />
almacenado en las albercas <strong>de</strong> combustible<br />
gastado, mismo que no contaba con sistemas<br />
<strong>de</strong> enfriamiento funcionales y cuyos edificios<br />
habían perdido el techo o parte <strong>de</strong> él. De sufrir<br />
el combustible fracturas o fundición por altas<br />
temperaturas, podría liberar materiales y gases<br />
altamente radiactivos directamente a la atmósfera.<br />
La creciente posibilidad <strong>de</strong> fundición <strong>de</strong>l<br />
combustible y liberación <strong>de</strong> material radiactivo<br />
no fue menguada hasta que se obtuvo el apoyo<br />
<strong>de</strong> un sistema <strong>de</strong> grúa especial que permitía<br />
colocar una manguera directamente encima <strong>de</strong><br />
los edificios <strong>de</strong> los reactores y dirigir a control<br />
remoto y con mayor precisión (que los<br />
helicópteros y los camiones <strong>de</strong> bomberos) chorros<br />
<strong>de</strong> agua hacia el combustible caliente.<br />
Por otro lado, los esfuerzos por recuperar la<br />
energía eléctrica en la central estuvieron también<br />
sujetos a múltiples contratiempos. Los trabajos<br />
incluyeron el tendido <strong>de</strong> nuevas líneas <strong>de</strong><br />
transmisión y la reparación <strong>de</strong> subestaciones<br />
<strong>de</strong>ntro y fuera <strong>de</strong> la planta. Para el 24 <strong>de</strong> marzo<br />
se había recuperado parcialmente la energía<br />
eléctrica, sin embargo, continuó la<br />
Figura 3. Fuga <strong>de</strong> agua contaminada <strong>de</strong>s<strong>de</strong> la unidad 2.<br />
1: Edificio <strong>de</strong>l reactor, 2: Edificio <strong>de</strong> turbina; 3: Fuga <strong>de</strong> agua<br />
contaminada hacia el mar e inyección <strong>de</strong> silicato <strong>de</strong> sodio para<br />
<strong>de</strong>tener la <strong>de</strong>scarga<br />
indisponibilidad <strong>de</strong> los sistemas <strong>de</strong> enfriamiento<br />
esenciales. Haciendo uso <strong>de</strong> equipo portátil se<br />
continuó la inyección en los reactores <strong>de</strong> agua<br />
<strong>de</strong> mar mezclada con boro, material que se utiliza<br />
para inhibir la reacción <strong>nuclear</strong> en ca<strong>de</strong>na.<br />
Incluir boro en el agua señala que los operadores<br />
sospechaban <strong>de</strong> daños severos al núcleo y un<br />
posible <strong>de</strong>rretimiento o ruptura <strong>de</strong>l mismo, el<br />
cual <strong>de</strong> acumularse en el fondo en ciertas<br />
condiciones <strong>de</strong> geometría podría reiniciar las<br />
reacciones <strong>nuclear</strong>es en ca<strong>de</strong>na (alcanzar<br />
«criticidad»).<br />
No se disponía entonces <strong>de</strong>l último sumi<strong>de</strong>ro<br />
<strong>de</strong> calor, es <strong>de</strong>cir, <strong>de</strong> la posibilidad <strong>de</strong> <strong>de</strong>sechar<br />
el calor residual <strong>de</strong> los reactores hacia el mar<br />
utilizando los circuitos <strong>de</strong> agua <strong>de</strong> enfriamiento,<br />
dado que los mismos estaban inutilizados. La<br />
única alternativa para mantener el enfriamiento<br />
era seguir inyectando agua <strong>de</strong> mar que al pasar<br />
por el núcleo se contaminaba y acababa por<br />
estancarse en las partes bajas <strong>de</strong> los edificios.<br />
El día 28 <strong>de</strong> marzo se <strong>de</strong>tectó agua contaminada<br />
en las inmediaciones <strong>de</strong> la unidad 1 con niveles<br />
<strong>de</strong> radiación <strong>de</strong> 1000 mSv/hr. Posteriormente se<br />
<strong>de</strong>scubrió que el agua provenía <strong>de</strong> una fractura<br />
en la base <strong>de</strong>l edificio <strong>de</strong>l reactor <strong>de</strong> la unidad 2.<br />
La fuga dirigió el agua, que contenía material<br />
radiactivo proveniente seguramente <strong>de</strong>l núcleo<br />
dañado <strong>de</strong> la unidad 2, hasta las trincheras<br />
adyacentes a los edificios <strong>de</strong> turbina (figura 3).<br />
El acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong>, que en días<br />
anteriores se había clasificado como nivel 5 en<br />
la escala INES, fue reclasificado provisionalmente<br />
a finales <strong>de</strong> marzo como nivel 7, nivel asignado<br />
también al acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> Chernobyl, aunque sus<br />
consecuencias no son comparables.<br />
El 4 <strong>de</strong> abril se <strong>de</strong>cidió iniciar una <strong>de</strong>scarga hacia<br />
el océano Pacífico <strong>de</strong> 10,400 toneladas <strong>de</strong> agua<br />
ligeramente radiactiva almacenada en tanques<br />
con el propósito <strong>de</strong> liberar espacio para<br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
9
10 10 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
almacenar agua con mayor contaminación para<br />
su posterior tratamiento.<br />
El 5 <strong>de</strong> abril, 520 metros cúbicos <strong>de</strong> agua<br />
contaminada con yodo-131 proveniente <strong>de</strong> la<br />
unidad 2 con 4,700 TBq <strong>de</strong> actividad se fugó<br />
hacia el mar antes <strong>de</strong> que la fuga pudiera ser<br />
taponada (figura 3). La presencia <strong>de</strong> yodo-131<br />
hizo suponer que el combustible <strong>de</strong>l núcleo <strong>de</strong><br />
la unidad 2 se había fundido parcialmente y<br />
escurrido a través <strong>de</strong> las penetraciones inferiores<br />
<strong>de</strong> la vasija, propiciando fugas <strong>de</strong> agua a través<br />
<strong>de</strong> la vasija <strong>de</strong>l reactor. En mayo se consiguió<br />
una barcaza <strong>de</strong> 136 metros <strong>de</strong> largo con lo que<br />
se aumentó la capacidad <strong>de</strong> almacenamiento<br />
<strong>de</strong> agua contaminada. Se procuraron nuevas<br />
instalaciones <strong>de</strong> tratamiento <strong>de</strong> agua con las<br />
cuales se preten<strong>de</strong> procesar la misma y<br />
reutilizarla para el enfriamiento <strong>de</strong> los reactores.<br />
El 5 <strong>de</strong> mayo, doce trabajadores entraron al<br />
edificio <strong>de</strong>l reactor <strong>de</strong> la unidad 1 por primera<br />
vez <strong>de</strong>s<strong>de</strong> el día <strong>de</strong>l sismo. Debido a la radiación<br />
sólo pudieron permanecer allí no más <strong>de</strong> 90<br />
minutos, tiempo en el que instalaron ductos para<br />
circular aire por un sistema <strong>de</strong> filtrado. Con ello<br />
se pretendían bajar los niveles <strong>de</strong> radiación y<br />
tener mejores condiciones para que el personal<br />
pudiera entrar por períodos más largos y así<br />
concretar la instalación <strong>de</strong> tuberías que<br />
permitieran restablecer la circulación <strong>de</strong> agua<br />
<strong>de</strong> enfriamiento.<br />
5. Niveles <strong>de</strong> radiación<br />
Como resultado <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte, se liberaron<br />
cantida<strong>de</strong>s significativas <strong>de</strong> materiales radiactivos<br />
hacia la atmósfera y hacia el mar, contaminando<br />
algunas áreas alre<strong>de</strong>dor <strong>de</strong> la planta. Sin<br />
embargo, una <strong>de</strong> las conclusiones <strong>de</strong> un reporte<br />
<strong>de</strong>l OIEA (Reporte <strong>de</strong> la misión internacional <strong>de</strong><br />
expertos <strong>de</strong>l OIEA <strong>de</strong> búsqueda <strong>de</strong> hechos. 2 <strong>de</strong><br />
junio <strong>de</strong> 2011) fue que la organización para<br />
proveer protección contra la radiación a gran<br />
escala <strong>de</strong>ntro y fuera <strong>de</strong> la planta fue efectiva a<br />
pesar <strong>de</strong> las severas complicaciones que se<br />
presentaron <strong>de</strong>bidas a los mismos <strong>evento</strong>s.<br />
Asimismo, el reporte indica que no se <strong>de</strong>tectó<br />
ningún caso confirmado <strong>de</strong> daños a la salud por<br />
radiación (síndrome <strong>de</strong> radiación aguda) en<br />
ninguna persona como consecuencia <strong>de</strong><br />
exposición a la radiación por el acci<strong>de</strong>nte <strong>nuclear</strong>.<br />
Mientras que las consecuencias radiológicas<br />
aparentan ser menores, las consecuencias<br />
ambientales y a la sociedad fueron muchas y <strong>de</strong><br />
largo alcance. Fue necesaria la evacuación <strong>de</strong><br />
<strong>de</strong>cenas <strong>de</strong> miles <strong>de</strong> personas <strong>de</strong> los alre<strong>de</strong>dores<br />
<strong>de</strong> la planta, se impusieron restricciones sobre<br />
algunos productos alimenticios y agua potable y<br />
hubo cierta contaminación hacia el mar.<br />
En cuanto a las liberaciones <strong>de</strong> radionúclidos a<br />
la atmósfera, la mayor <strong>de</strong> éstas se dio tras la<br />
explosión <strong>de</strong> hidrógeno <strong>de</strong> la unidad 1 el 12 <strong>de</strong><br />
marzo, cuando se <strong>de</strong>tectó cesio y yodo en los<br />
alre<strong>de</strong>dores <strong>de</strong> la planta. Cantida<strong>de</strong>s consi<strong>de</strong>rables<br />
<strong>de</strong> yodo-131, cesio-137, cesio-134 y xenón-133 se<br />
<strong>de</strong>tectaron en los días siguientes, en los que<br />
ocurrieron la explosión <strong>de</strong> la unidad 3 el día 14,<br />
y la explosión con ruptura <strong>de</strong> la alberca <strong>de</strong><br />
supresión <strong>de</strong> la unidad 2 el día 15. TEPCO estimó<br />
que <strong>de</strong>s<strong>de</strong> esas fechas y hasta el 13 <strong>de</strong> abril una<br />
radioactividad <strong>de</strong> 130 PBq <strong>de</strong> yodo-131 había sido<br />
liberada por los reactores, equivalente a 0.16%<br />
<strong>de</strong>l inventario total estimado <strong>de</strong>ntro <strong>de</strong> los mismos.<br />
El pasado junio, NISA estimó que el total <strong>de</strong><br />
actividad liberado a la atmósfera <strong>de</strong>s<strong>de</strong> el inicio<br />
<strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte había sido <strong>de</strong> 770 PBq contando la<br />
actividad <strong>de</strong>l yodo y <strong>de</strong>l cesio. Esta es una <strong>de</strong> las<br />
razones por las que el acci<strong>de</strong>nte fue reclasificado<br />
provisionalmente a nivel 7 <strong>de</strong> la escala INES <strong>de</strong>l<br />
OIEA. Aún así, este nivel <strong>de</strong> radiación es alre<strong>de</strong>dor<br />
<strong>de</strong> 15% <strong>de</strong>l valor calculado para el acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong><br />
Chernobyl.<br />
Dentro <strong>de</strong> la planta, hasta el 29 <strong>de</strong> junio,<br />
alre<strong>de</strong>dor <strong>de</strong> 115 personas fueron expuestas a
Figura 4. Comparación <strong>de</strong> las radiaciones emitidas.<br />
Picos <strong>de</strong> radiación liberados a la atmósfera, <strong>de</strong>tectados durante los <strong>evento</strong>s en <strong>Fukushima</strong>, en<br />
comparación con las razones <strong>de</strong> dosis <strong>de</strong> otros acci<strong>de</strong>ntes e inci<strong>de</strong>ntes <strong>nuclear</strong>es y radiológicos.<br />
niveles <strong>de</strong> radiación <strong>de</strong> entre 100 y 250 mSv, y 9<br />
adicionales probablemente recibieron dosis por<br />
arriba <strong>de</strong> 250 mSv <strong>de</strong>bido a la inhalación <strong>de</strong><br />
gases <strong>de</strong> yodo-131. Durante el día se encuentran<br />
aproximadamente 200 trabajadores en el sitio y<br />
a la fecha unos 3,500 trabajadores <strong>de</strong> un total<br />
<strong>de</strong> 3,700 han recibido revisiones internas <strong>de</strong><br />
exposición a la radiación. El límite <strong>de</strong> dosis para<br />
trabajadores en condiciones normales es <strong>de</strong> 100<br />
mSv/año, pero dadas las condiciones <strong>de</strong>l<br />
acci<strong>de</strong>nte, las autorida<strong>de</strong>s japonesas <strong>de</strong>cidieron<br />
fijar un límite <strong>de</strong> dosis efectiva <strong>de</strong> 250 mSv<br />
durante el período <strong>de</strong>l mismo. La dosis <strong>de</strong> cortoplazo<br />
aceptada internacionalmente para<br />
trabajadores en condiciones <strong>de</strong> emergencias que<br />
estén llevando a cabo acciones para salvar vidas<br />
es <strong>de</strong> 500 mSv. Estas dosis aunque significativas,<br />
no provocan ningún daño físico inmediato aún<br />
cuando a largo plazo pue<strong>de</strong>n significar un ligero<br />
incremento en la posibilidad <strong>de</strong> contraer algún<br />
daño a la salud.<br />
Tres trabajadores sufrieron quemaduras <strong>de</strong><br />
radiación en pies y piernas por exposición<br />
inadvertida a agua altamente contaminada en<br />
el sótano <strong>de</strong>l edificio <strong>de</strong> turbinas. Estas personas<br />
fueron dadas <strong>de</strong> alta <strong>de</strong> un hospital <strong>de</strong>spués <strong>de</strong><br />
haber sido examinadas por 4 días sin<br />
probabilidad alguna <strong>de</strong> que tengan<br />
consecuencias a largo plazo. También, como se<br />
dio a conocer en la prensa en los inicios <strong>de</strong>l<br />
acci<strong>de</strong>nte, dos trabajadores murieron en la etapa<br />
inicial <strong>de</strong>l mismo y otro más murió el 14 <strong>de</strong><br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear 11<br />
11
12 12 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
mayo, todos ellos por causas no relacionadas<br />
con exposición a la radiación.<br />
El gobierno <strong>de</strong> Japón con apoyo <strong>de</strong>l OIEA ha<br />
llevado a cabo monitoreo ambiental <strong>de</strong> aire y <strong>de</strong><br />
mar en la planta y sus alre<strong>de</strong>dores. Como se<br />
dijo antes, los mayores niveles <strong>de</strong> yodo-131 se<br />
<strong>de</strong>tectaron a mediados <strong>de</strong> marzo, y éstos no<br />
presentaron riesgos a la salud. Con una vida<br />
media <strong>de</strong> 8 días, <strong>de</strong>jó <strong>de</strong> <strong>de</strong>tectarse yodo-131<br />
<strong>de</strong>s<strong>de</strong> finales <strong>de</strong> abril y, en general, los niveles<br />
<strong>de</strong> radiación presentan ya una ten<strong>de</strong>ncia<br />
<strong>de</strong>creciente.<br />
Como resultado <strong>de</strong> las emanaciones <strong>de</strong> radiación<br />
<strong>de</strong> la planta, el 4 <strong>de</strong> abril se registraron niveles<br />
<strong>de</strong> 0.06 mSv/día en la ciudad <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> a<br />
65 km <strong>de</strong> la planta, 60 veces más alto <strong>de</strong> lo<br />
normal pero <strong>de</strong>ntro <strong>de</strong> los límites establecidos<br />
por las autorida<strong>de</strong>s. El límite <strong>de</strong> seguridad<br />
establecido por el gobierno central a mediados<br />
<strong>de</strong> abril para áreas públicas era <strong>de</strong> 0.09 mSv/día.<br />
Un sitio, cerca <strong>de</strong> la población <strong>de</strong> Litate a 30 km<br />
<strong>de</strong> la planta, ha sido el que ha presentado<br />
mayores niveles, registrando en abril lecturas <strong>de</strong><br />
0.266 mSv/día.<br />
Cálculos hechos con datos a fines <strong>de</strong> mayo<br />
mostraron que un área <strong>de</strong> 500 km2 <strong>de</strong>ntro <strong>de</strong>l<br />
área <strong>de</strong> exclusión <strong>de</strong> 20 km, y otra área <strong>de</strong> tamaño<br />
similar al noroeste <strong>de</strong> la planta (áreas<br />
consi<strong>de</strong>radas con la mayor cantidad <strong>de</strong><br />
contaminación) presentarán dosis anuales <strong>de</strong> 20<br />
mSv hasta un año <strong>de</strong>spués <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte. Esto<br />
coinci<strong>de</strong> con estimaciones hechas por el Instituto<br />
<strong>de</strong> Radioprotección y Seguridad Nuclear (ISRN)<br />
<strong>de</strong> Francia que indican que es improbable que<br />
las dosis externas máximas para la población<br />
viviendo en los alre<strong>de</strong>dores <strong>de</strong> la planta<br />
sobrepasen los 30 mSv/año en el primer año<br />
<strong>de</strong>spués <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte. El nivel <strong>de</strong> dosis <strong>de</strong> fondo<br />
en la región es en promedio <strong>de</strong> 2-3 mSv/año, y<br />
llega a ser <strong>de</strong> hasta 50 mSv/año en algunos sitios.<br />
En cuanto al público <strong>de</strong> las inmediaciones, no se<br />
han encontrado consecuencias a la salud al<br />
monitorear a 195,345 resi<strong>de</strong>ntes viviendo en la<br />
vecindad <strong>de</strong> la planta hasta fines <strong>de</strong> mayo. Un<br />
Block: Unidad (reactor)<br />
Freisetzungen: liberación<br />
Brand: incendio<br />
Figura 5. Razones <strong>de</strong> dosis medidas <strong>de</strong>spués <strong>de</strong> las explosiones <strong>de</strong> hidrógeno en <strong>Fukushima</strong>.
total <strong>de</strong> 1,080 niños sometidos a pruebas <strong>de</strong><br />
exposición en glándula tiroi<strong>de</strong>s resultaron estar<br />
<strong>de</strong>ntro <strong>de</strong> límites seguros <strong>de</strong> acuerdo al reporte<br />
<strong>de</strong>l OIEA <strong>de</strong> junio mencionado.<br />
Uno <strong>de</strong> los mayores retos en la planta ha sido<br />
disponer <strong>de</strong>l agua contaminada en los edificios<br />
<strong>de</strong> reactores, los edificios <strong>de</strong> turbinas y la<br />
acumulada en las trincheras <strong>de</strong> cableado y <strong>de</strong><br />
tuberías. Asimismo, el agua que alcanzó a<br />
filtrarse y llegar al mar en las primeras semanas,<br />
llevaba consigo radionúclidos por arriba <strong>de</strong> los<br />
límites permitidos.<br />
Como se explicó arriba, agua contaminada <strong>de</strong> la<br />
unidad 2 con 4,700 TBq <strong>de</strong> actividad se fugó<br />
hacia el mar a principios <strong>de</strong> abril. Hubo también<br />
liberaciones <strong>de</strong>liberadas en esas mismas fechas<br />
<strong>de</strong> alre<strong>de</strong>dor <strong>de</strong> 10,400 metros cúbicos <strong>de</strong> agua<br />
con poca contaminación. El propósito fue liberar<br />
espacio para almacenar agua con más<br />
contaminación y permitir condiciones <strong>de</strong> trabajo<br />
más seguras. NISA confirmó que no hubo<br />
cambios observables en los niveles <strong>de</strong><br />
radioactividad en el mar como resultado <strong>de</strong> dicha<br />
<strong>de</strong>scarga, que acumulaba 0.15 TBq. En mayo, se<br />
fugaron 250 metros cúbicos <strong>de</strong> agua<br />
contaminada con 20 TBq <strong>de</strong> la unidad 3 pero<br />
pudo ser contenida cerca <strong>de</strong> la planta.<br />
Gran<strong>de</strong>s cantida<strong>de</strong>s <strong>de</strong> agua contaminada se han<br />
acumulado. Se trabaja en la instalación <strong>de</strong><br />
capacidad adicional <strong>de</strong> tratamiento para procesar<br />
y reciclar mucha <strong>de</strong> esa agua para enfriamiento.<br />
Se ha liberado radioactividad al mar con actividad<br />
relativa no muy alta por lo que no se ha tenido<br />
un impacto mayor más allá <strong>de</strong> la frontera <strong>de</strong> la<br />
planta. Las concentraciones <strong>de</strong> radiactividad<br />
afuera han estado <strong>de</strong>bajo <strong>de</strong> los niveles<br />
reglamentarios <strong>de</strong>s<strong>de</strong> abril.<br />
Según un reporte conjunto <strong>de</strong> la Organización<br />
Mundial <strong>de</strong> la Salud y la FAO <strong>de</strong> las Naciones<br />
Unidas publicado en mayo, los isótopos con<br />
mayor vida media <strong>de</strong>tectados en el entorno<br />
marino han sido el cesio-134, con vida media<br />
<strong>de</strong> 2 años y el cesio-137 con vida media <strong>de</strong> 30<br />
años. Del yodo <strong>de</strong>tectado inicialmente no quedan<br />
Foto 1. Momento en que la ola <strong>de</strong>l tsunami alcanza la planta <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong>. Pue<strong>de</strong> observarse<br />
que al impactarse la altura <strong>de</strong>l agua superó la <strong>de</strong>l edificio <strong>de</strong>l reactor<br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear 13<br />
13
14 14 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
rastros por su vida media corta. Los cesios pue<strong>de</strong>n<br />
ser transportados a través <strong>de</strong> largas distancias<br />
por las corrientes marinas, principalmente en<br />
dirección al este <strong>de</strong> Japón; sin embargo, se espera<br />
que las gran<strong>de</strong>s cantida<strong>de</strong>s <strong>de</strong> agua <strong>de</strong>l océano<br />
Pacífico rápidamente dispersen y diluyan esos<br />
materiales radiactivos. Se reportó también que<br />
pruebas <strong>de</strong> agua marina a 30 km <strong>de</strong> la costa <strong>de</strong><br />
Japón han mostrado que las concentraciones<br />
<strong>de</strong> radionúclidos han <strong>de</strong>caído rápidamente a<br />
niveles muy bajos.<br />
6. Situación actual y plan <strong>de</strong> recuperación<br />
El 17 <strong>de</strong> abril, TEPCO reportó la situación <strong>de</strong> la<br />
central y anunció planes <strong>de</strong> recuperación para<br />
los siguientes seis a nueve meses:<br />
A la fecha <strong>de</strong>l reporte, se inyectaba agua<br />
boratada a los reactores <strong>de</strong> las unida<strong>de</strong>s<br />
1, 2 y 3, y nitrógeno a sus contenciones<br />
primarias. Esto para evitar mezclas<br />
explosivas <strong>de</strong> hidrógeno y oxígeno.<br />
También se informó que el daño en el<br />
núcleo <strong>de</strong> los reactores <strong>de</strong> las unida<strong>de</strong>s<br />
1, 2, y 3 se estimaba en 55%, 35% y 30%,<br />
respectivamente.<br />
En las albercas <strong>de</strong> combustible gastado<br />
<strong>de</strong> las unida<strong>de</strong>s 3 y 4 se continuaba con<br />
la reposición <strong>de</strong> agua para mantener<br />
cubierto el combustible.<br />
La energía eléctrica externa se había<br />
recuperado pero se utilizaban bombas<br />
portátiles para la inyección <strong>de</strong> agua fresca,<br />
suspendiéndose la inyección <strong>de</strong> agua <strong>de</strong><br />
mar.<br />
Se planea instalar intercambiadores <strong>de</strong><br />
calor para <strong>de</strong>splazar energía calorífica al<br />
último sumi<strong>de</strong>ro (el mar), ya que hasta<br />
la fecha sólo se había inyectado agua<br />
sin recirculación.<br />
Se planea en un término <strong>de</strong> tres meses<br />
restablecer el enfriamiento <strong>de</strong> una forma<br />
más eficaz mediante intercambiadores <strong>de</strong><br />
calor y a<strong>de</strong>más inundar las contenciones<br />
para asegurar que el combustible<br />
parcialmente fundido que<strong>de</strong><br />
completamente cubierto.<br />
Relacionado con el inventario <strong>de</strong> agua<br />
contaminada <strong>de</strong> alto y bajo nivel, se<br />
instalarán tanques <strong>de</strong> almacenamiento así<br />
como sistemas <strong>de</strong> <strong>de</strong>scontaminación y<br />
tratamiento para su reutilización.<br />
Se estiman posibles daños en la estructura<br />
<strong>de</strong> la alberca <strong>de</strong> combustible gastado <strong>de</strong><br />
la unidad 4, que en este momento no<br />
garantiza po<strong>de</strong>r soportar otro sismo <strong>de</strong><br />
magnitud similar al <strong>de</strong>l 11 <strong>de</strong> marzo. Se<br />
planea la instalación <strong>de</strong> estructuras para<br />
reforzarla.<br />
Se efectuarán acciones para inhibir la<br />
dispersión <strong>de</strong> <strong>de</strong>sechos radioactivos<br />
<strong>de</strong>positados en el suelo <strong>de</strong> la central para<br />
po<strong>de</strong>r proce<strong>de</strong>r a remover los escombros.<br />
A<strong>de</strong>más, se instalarán cubiertas en los<br />
edificios <strong>de</strong> los reactores y se solidificarán<br />
suelos con concreto.<br />
Se continuará con el monitoreo <strong>de</strong><br />
radiación <strong>de</strong>ntro y fuera <strong>de</strong> la central y<br />
cuando sea proce<strong>de</strong>nte se reincorporará<br />
a la población evacuada en el área <strong>de</strong> 20<br />
Km alre<strong>de</strong>dor <strong>de</strong> la planta.<br />
7. Conclusiones y consi<strong>de</strong>raciones<br />
El análisis preliminar posterior al acci<strong>de</strong>nte<br />
permite pensar que, aún cuando el sismo tuvo<br />
una magnitud consi<strong>de</strong>rable, la planta <strong>de</strong><br />
<strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> no sufrió daños mayores como<br />
resultado <strong>de</strong>l mismo, salvo por la pérdida <strong>de</strong>
Foto 2. Vista <strong>de</strong> una <strong>de</strong> las estructuras <strong>de</strong> la planta <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong>, colapsada por el tsunami.<br />
energía eléctrica externa que fue subsanada<br />
inmediatamente con el arranque <strong>de</strong> las plantas<br />
diesel <strong>de</strong> emergencia tal como estaba previsto.<br />
Sin embargo cuando el tsunami, <strong>de</strong> magnitud<br />
muy por encima <strong>de</strong> lo esperado en esa zona y<br />
mayor al postulado en el diseño <strong>de</strong> la planta,<br />
impactó la central aproximadamente una hora<br />
<strong>de</strong>spués, se produjeron los mayores daños a la<br />
misma incluyendo la inhabilitación <strong>de</strong> los<br />
generadores diesel, daños a los <strong>de</strong>más equipos<br />
<strong>de</strong> emergencia, daños a equipos <strong>de</strong> bombeo y<br />
al circuito correspondiente al último sumi<strong>de</strong>ro<br />
<strong>de</strong> calor (ver fotos 1, 2 y 3). Estos dos <strong>evento</strong>s en<br />
conjunto <strong>de</strong>jaron sin sistemas <strong>de</strong> enfriamiento<br />
a múltiples reactores a la vez y a sus albercas<br />
<strong>de</strong> combustible gastado, con remotas<br />
posibilida<strong>de</strong>s <strong>de</strong> recuperar la energía eléctrica y<br />
la capacidad <strong>de</strong> enfriamiento en forma oportuna.<br />
Ante la severidad <strong>de</strong> los acontecimientos es<br />
necesario resaltar la eficacia con que los sistemas<br />
<strong>de</strong> contención diseñados para estos reactores<br />
soportaron las secuelas <strong>de</strong>l <strong>evento</strong>. La<br />
complejidad y amplitud <strong>de</strong> este acci<strong>de</strong>nte ha<br />
rebasado todos los <strong>evento</strong>s sucedidos a la fecha<br />
en instalaciones <strong>nuclear</strong>es, incluyendo el<br />
acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> Chernobyl, puesto que nunca antes<br />
se había tenido la pérdida <strong>de</strong> control simultánea<br />
en cuatro reactores (sin contar a los <strong>de</strong> Onagawa<br />
y <strong>Fukushima</strong> Daini, que también tuvieron<br />
contratiempos aunque fueron controlados sin<br />
consecuencia). A pesar <strong>de</strong> ello y <strong>de</strong>l daño severo<br />
que sufrió el combustible en las cuatro unida<strong>de</strong>s,<br />
los sistemas <strong>de</strong> barrera intrínsecos en el diseño<br />
<strong>de</strong> estos reactores contuvieron en su interior casi<br />
la totalidad <strong>de</strong> los materiales <strong>de</strong> fisión <strong>de</strong>l<br />
combustible y solamente un porcentaje mínimo<br />
fugó al exterior (un 0.16% <strong>de</strong>l inventario total <strong>de</strong><br />
la radioactividad <strong>de</strong> yodo-131 como se explicó<br />
antes). Ello en contraste con el acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong><br />
Chernobyl, (provocado por error humano y no<br />
por <strong>evento</strong>s naturales), don<strong>de</strong> se estima que la<br />
explosión <strong>de</strong>l combustible mismo dio lugar a la<br />
expulsión <strong>de</strong> alre<strong>de</strong>dor <strong>de</strong>l 25% <strong>de</strong> la masa <strong>de</strong>l<br />
núcleo <strong>de</strong>l reactor directamente a la atmósfera<br />
llevando consigo 5.2 EBq <strong>de</strong> yodo-131<br />
equivalente. Es un mérito <strong>de</strong> la tecnología <strong>de</strong><br />
los reactores <strong>de</strong> agua ligera que los sucesos en<br />
<strong>Fukushima</strong> hayan tenido un impacto a la<br />
población y al ambiente muy por <strong>de</strong>bajo <strong>de</strong> lo<br />
sucedido en Chernobyl.<br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear 15<br />
15
16 16 Contacto Contacto Nuclear<br />
Nuclear<br />
Se espera que como consecuencia <strong>de</strong> los <strong>evento</strong>s<br />
en <strong>Fukushima</strong> se hagan revisiones a<br />
profundidad <strong>de</strong> la filosofía <strong>de</strong> operación y <strong>de</strong><br />
control <strong>de</strong> reactores <strong>nuclear</strong>es en caso <strong>de</strong><br />
acci<strong>de</strong>ntes severos. Será necesario analizar los<br />
<strong>evento</strong>s potenciales que puedan conducir a este<br />
tipo <strong>de</strong> acci<strong>de</strong>ntes: i<strong>de</strong>ntificar potenciales<br />
vulnerabilida<strong>de</strong>s, aplicar medidas para<br />
contrarrestar tales vulnerabilida<strong>de</strong>s, plantear<br />
equipos y/o sistemas que coadyuven a mitigar<br />
las consecuencias <strong>de</strong> un acci<strong>de</strong>nte severo y<br />
revisar las guías actuales para gestión <strong>de</strong> dichos<br />
acci<strong>de</strong>ntes.<br />
El acci<strong>de</strong>nte severo en <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> se<br />
<strong>de</strong>bió a <strong>evento</strong>s catalogados como «acci<strong>de</strong>ntes<br />
más allá <strong>de</strong> las bases <strong>de</strong> diseño <strong>de</strong> la planta», es<br />
<strong>de</strong>cir, que sufren ocurrencias no consi<strong>de</strong>radas<br />
en el diseño por su baja probabilidad. A nivel<br />
mundial, la industria <strong>nuclear</strong> y las autorida<strong>de</strong>s<br />
que la regulan reconocen la necesidad <strong>de</strong><br />
reevaluar las vulnerabilida<strong>de</strong>s <strong>de</strong> las instalaciones<br />
<strong>nuclear</strong>es ante acci<strong>de</strong>ntes más allá <strong>de</strong> las bases<br />
<strong>de</strong> diseño. A<strong>de</strong>más esta industria, como pocas, se<br />
caracteriza por llevar a cabo análisis <strong>de</strong> inci<strong>de</strong>ntes<br />
fuera <strong>de</strong> lo normal y <strong>de</strong> promover el <strong>de</strong>sarrollo<br />
<strong>de</strong> soluciones y recomendaciones con el fin <strong>de</strong><br />
obtener mejoras en la operación y la seguridad<br />
<strong>de</strong> sus instalaciones.<br />
Como ejemplo <strong>de</strong> ello, el acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> la Isla <strong>de</strong><br />
las Tres Millas condujo a mejoras en la respuesta<br />
<strong>de</strong> la contención primaria ante acci<strong>de</strong>ntes <strong>de</strong><br />
fundición <strong>de</strong> núcleo y a la introducción <strong>de</strong><br />
atmósferas inertes en dichas contenciones. El<br />
análisis <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> Chernobyl llevó al<br />
rediseño <strong>de</strong>l sistema <strong>de</strong> venteo <strong>de</strong> contenciones<br />
primarias. Estos dos hechos permitieron una mejor<br />
respuesta <strong>de</strong> las contenciones a la severidad <strong>de</strong>l<br />
acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong>, disminuyendo<br />
consi<strong>de</strong>rablemente las consecuencias <strong>de</strong>l mismo.<br />
Foto 3. Partes <strong>de</strong>l techo y otras estructuras exteriores <strong>de</strong> la Central <strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> arrancadas y<br />
arrastradas por el tsunami.
Después <strong>de</strong>l acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> la Isla <strong>de</strong> las Tres<br />
Millas, la industria <strong>nuclear</strong> ha puesto un gran<br />
énfasis en la evolución <strong>de</strong> acci<strong>de</strong>ntes severos y<br />
la respuesta a emergencias. Las centrales<br />
<strong>nuclear</strong>es han capitalizado la experiencia<br />
operacional y <strong>de</strong> mejoras en la capacidad<br />
predictiva <strong>de</strong> las herramientas computacionales<br />
<strong>de</strong> análisis para optimizar los procedimientos <strong>de</strong><br />
emergencia.<br />
Asimismo, la NRC ha llevado a cabo extensos<br />
estudios a los procedimientos <strong>de</strong> acci<strong>de</strong>ntes<br />
severos para implementar requerimientos<br />
regulatorios enfocados a una mejor respuesta<br />
ante dichos acci<strong>de</strong>ntes. Cabe <strong>de</strong>cir que aunque<br />
el costo adicional implícito a estas mejoras no<br />
ha hecho universal su adopción, un número<br />
importante <strong>de</strong> centrales <strong>nuclear</strong>es ha integrado<br />
los procedimientos <strong>de</strong> acci<strong>de</strong>ntes severos como<br />
una extensión <strong>de</strong> sus procedimientos <strong>de</strong><br />
operación <strong>de</strong> emergencia.<br />
Sólo en los Estados Unidos se han concretado<br />
acciones como el Programa IPE (examen<br />
individual <strong>de</strong> planta), Programa IPEEE (examen<br />
individual <strong>de</strong> planta para <strong>evento</strong>s externos),<br />
Programa <strong>de</strong> Investigación sobre <strong>Acci<strong>de</strong>nte</strong>s<br />
Severos, Programa <strong>de</strong> Gestión <strong>de</strong> <strong>Acci<strong>de</strong>nte</strong>s,<br />
Programa <strong>de</strong> Mejoras en el Comportamiento <strong>de</strong><br />
Contenciones y el Programa <strong>de</strong> Mejoras <strong>de</strong><br />
Operaciones <strong>de</strong> Planta.<br />
Para apren<strong>de</strong>r <strong>de</strong> las lecciones <strong>de</strong> los <strong>evento</strong>s<br />
ocurridos en el acci<strong>de</strong>nte <strong>de</strong> <strong>Fukushima</strong> y sacar<br />
el mejor provecho <strong>de</strong> ello, consi<strong>de</strong>ramos que el<br />
campo <strong>de</strong> acción a futuro en cuanto al estudio<br />
<strong>de</strong> acci<strong>de</strong>ntes severos <strong>de</strong>be enfocarse a todas<br />
aquellas activida<strong>de</strong>s tendientes a evitar o reducir<br />
la magnitud <strong>de</strong> daño al núcleo, a preservar la<br />
capacidad <strong>de</strong> las funciones <strong>de</strong> la contención<br />
(incluyendo reducir la probabilidad <strong>de</strong> explosiones<br />
<strong>de</strong> hidrógeno) y a reducir las consecuencias <strong>de</strong><br />
una <strong>de</strong>scarga radiactiva al ambiente.<br />
Que<strong>de</strong>n como reflexiones las siguientes<br />
expresiones recientes <strong>de</strong>l Director General <strong>de</strong>l<br />
OIEA Yukiya Amano:<br />
«... la seguridad <strong>de</strong> cada planta en el mundo<br />
<strong>de</strong>be ser revisada, primero por las autorida<strong>de</strong>s<br />
<strong>de</strong> cada país, pero con una segunda opinión<br />
<strong>de</strong> parte <strong>de</strong>l OIEA, con el fin <strong>de</strong> aumentar la<br />
credibilidad y transparencia así como hacer<br />
los procesos relacionados con la seguridad <strong>de</strong><br />
las plantas más efectivos.»<br />
«...tenemos que respon<strong>de</strong>r en forma urgente<br />
a la ansiedad <strong>de</strong>l público.»<br />
«...los ojos <strong>de</strong>l mundo estarán sobre nosotros<br />
en los próximos días.»<br />
Referencias<br />
[1] Tokio Electric Power Co. Sitio en internet http://<br />
www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/in<strong>de</strong>x-e.html.<br />
[2] Nuclear and Industrial Safety Agency. Sitio en internet http:/<br />
/www.nisa.meti.go.jp/english/.<br />
[3] International Atomic Energy Agency. Sitio en internet http://<br />
www.iaea.org/newscenter/news/tsunamiupdate01.html.<br />
[4] World Nuclear Association. Chernobyl Acci<strong>de</strong>nt 1986. http:/<br />
/www.world-<strong>nuclear</strong>.org/info/chernobyl/inf07.html.<br />
[5] Carta Genérica 88-20, <strong>de</strong>nominada «Individual Plant<br />
Examination of External Events for Severe Acci<strong>de</strong>nt<br />
Vulnerabilities» 10CFR50.54 (f) y en el NUREG-1407)<br />
[6] World Nuclear News, Last Updated: 22 June 2011.<br />
[7] IAEA International Fact Finding Expert Mission of the<br />
<strong>Fukushima</strong> <strong>Daiichi</strong> NPP Acci<strong>de</strong>nt following the Great East Japan<br />
Earthquake and Tsunami. OIEA. Junio <strong>de</strong> 2011.<br />
[8] <strong>Fukushima</strong> Acci<strong>de</strong>nt 2011. World Nuclear Association. 30<br />
<strong>de</strong> Junio <strong>de</strong> 2011.<br />
[9] Impact on seafood safety of the <strong>nuclear</strong> acci<strong>de</strong>nt in Japan.<br />
World Health Organization y Food and Agriculture Organization<br />
of the United Nations. Mayo <strong>de</strong> 2011.<br />
Contacto Contacto Nuclear<br />
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