Centrales Nucleares. La Evaluación Probabilística de su Seguridad

por para Ciencia Hoy el . Publicado en Número 35.

La evaluación probabilística de seguridad es la técnica aceptada para estudiar y prevenir los riesgos que se pudiesen correr en el caso de accidentes en centrales nucleares.

El riesgo que implican las centrales nucleares y la manera de evaluarlo

Modernamente, la electricidad es la forma más utiIizada de energía. Se produce, sobre todo, mediante generadores impulsados por turbinas hidráulicas o turbinas de vapor, máquinas que convierten la fuerza viva de un fluido en movimiento de rotación: las hidráulicas utilizan la energía potencial del agua acumulada en embalses; las de vapor la fuerza expansiva de este, originada en la combustión de substancias fósiles o en reacciones nucleares.

Central Nuclear de Atucha

Central Nuclear de Atucha

Tanto la producción de electricidad como la de substancias químicas y otras actividades industriales se realizan, por lo general, en gran escala y requieren la aplicación de procesos tecnológicos complejos, cuyo desarrollo se vio acompañado por un potencial creciente para provocar daños severos -y, a veces, persistentes- a las personas y al ambiente; este potencial se ha denominado riesgo tecnológico. La Tabla I muestra los accidentes tecnológicos más relevantes ocurridos en lo que va del siglo y sus respectivas consecuencias.

La necesidad de comprender los mecanismos implícitos en el riesgo tecnológico y de establecer normas para su control, así como de mItIgar los efectos más adversos de los accidentes, llevó a la creación de una disciplina llamada análisis de riesgo, o evaluación probabilística de seguridad (EPS) en el caso particular de las centrales nucleares. La primera estimación de las consecuencias nocivas de emisiones radiactivas accidentales -el accidente por antonomasia en una central nuclear- data de 1957 y fue publicada en los EE.UU., por la Nucleur Regulatory Commission, con el título: Treoretical Possibilities and Consequences of Major Accidents in Large Nucleur Power Plants (WASH 740). En 1967, en el Reino Unido, FR. Farmer propuso determinar valores maximos aceptables del riesgo que puede correr el público debido a eventuales accidentes en reactores nucleares (técnicamente, establecer una línea limite en un diagrama probabilidades consecuencias).

En 1975, el mencionado ente norteamericano dio a conocer el informe del profesor del Massachusetts Institute of Technology, H.C. Rasmussen, Reactor Safety Study: An Assessment of Accidental Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants (WASH 1400), primer estudio del riesgo de posibles daños en el núcleo de reactores nucleares, precursor de muchos de los métodos de análisis empleados actualmente en la EPS. Algunos años después, en 1981 se publicó en la República Federal Alemana un estudio similar al estadounidense, aplicado a las centrales nucleares de ese país. La autoridad regulatoria argentina fue la primera en adoptar en la década de los 70, un criterio probabilístico de seguridad como parte del proceso de licenciamiento de instalaciones nucleares. Este se inspira en la concepción probabilística del riesgo rodiológico (o riesgo de las radiaciones, para la salud) y en el principio de limitación de dosis usada en la protección radiológica. Los accidentes ocurridos en Three Hile Island (1979) y Chernobyl (1986) dirigieron la atención del público y de autoridades a la seguridad de las centrales nucleares y renovaron el interés por estudios sobre el tema. Desde entonces, se realizaron, y se continúa haciéndolo, numerosas EPS de centrales nucleares en todas partes del mundo, incluso la Argentina, donde actualmente se elabora una de Atucha I.

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).

Fig. 1 - Esquema simplificado del reactor de agua a presión (PWR).

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.

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).

Fig 2. Arbol correspondiente a la  Rotura de un caño en circuito primario

Fig 2. Arbol correspondiente a la Rotura de un caño en circuito primario

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.

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

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.

Lecturas Sugeridas

RASMUSSEN, H.C., Reoctor safety study; an assessment of accidental risk in US commercial nuclear power plants (WASH - 1400 - MR [NUREG 75014]), 1975, US Nuclear Regulatory Commission. Disponible en la biblioteca de la Comisión Nacional de Energía Atómica.

PRA, Procedures Guide. A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plants (NUREG/CR 2300), 1983, US Nuclear Regulatory Commission.

Radiation, doses - effects - risks, 1985, Programa de las Naciones Unidas para el Ambiente. Hay versión castellana: Radiación: dosis - efectos -riesgos, Sociedad Argentina de Radioprotección.

Eduardo Felizia

Eduardo Felizia

Ente Nacional Regulador Nuclear