Aspectos técnicos del incidente nuclear de Harrisburg

Ingeniero nuclear

El reactor nuclear accidentado es de agua a presión, diseñado por Babcock Wilcox. Esto quiere decir que el agua que refrigera al núcleo no hierve, sino que circula a alta presión en estado líquido a través del circuito primario. En un punto de este circuito se encuentra el generador de vapor, que es un intercambiador de calor de tubos. Por una parte de los mismos circula el agua a presión del primario y por la otra el agua del circuito secundario, que, precisamente en este generador, se convierte en el vapor que impulsa la turbina y el generador de electricidad.

A consecuencia de problemas en el circuito de vapor secundario, se produjo un importante exceso de presión en el primario. La presión en éste se regula mediante un recipiente presurizador. Al aumentar la presión se produjo la apertura de una de las válvulas de seguridad del presurizador, pero esta válvula de seguridad falló y no se volvió a cerrar. Este es el momento clave del accidente de Harrisburg, ya que la situación que se produjo fue equivalente a la rotura de una tubería del circuito primario. En la terminología nuclear inglesa, esto es lo que se llama un LOCA (Loss of Coolant Accident), es decir, accidente de pérdida del refrigerante.

El LOCA producido en Harrisburg no es tan grave como el que se originaría por una rotura de tubería, pues el caudal de escape de agua a través de la válvula que no cerró es menor. Al producirse el LOCA se detuvo automáticamente la reacción en cadena y se comenzó a inyectar agua a presión en el circuito primario, pues si no se sigue refrigerando el núcleo hasta que se enfríe a una baja temperatura, puede ocurrir la fundición del mismo, con el consiguiente paso al recipiente de contención de una enorme cantidad de productos de fisión altamente radiactivos.

Por una serie de razones complejas, relacionadas con problemas de control de la presión y caudal en el primario, el aporte del agua de refrigeración al mismo no pudo hacerse sin impedir que en algún momento parte del combustible nuclear quedase sin estar cubierto por el agua de refrigeración, con lo que se produjo la rotura de un porcentaje importante (del 10% al 25%) de las varillas de zircaloy (parecido al acero inoxidable) en las que están contenidos el uranio y los productos de fisión.

Edificio de hormigón

El agua de refrigeración que se inyecta en el primario, después de refrigerar el núcleo, sale por la válvula que no cerró al recipiente de contención. Este es un edificio de hormigón herméticamente cerrado, destinado a recoger dentro del mismo el refrigerante. Como consecuencia de la rotura de las varillas de zircaloy se producen una serie de complicaciones adicionales en el LOCA. Entre ellas destacan las tres siguientes: 1) Cuesta más, en términos de aporte de agua de refrigeración y tiempo, enfriar el núcleo. 2) El agua de refrigeración, después de pasar por el núcleo, está más contaminada con productos de fisión, con lo cual es más radiactiva. 3) Dentro del núcleo se liberan hidrógeno y productos de fisión gaseosos no condensables (diversos isótopos de los gases nobles), que forman una burbuja en la parte superior de la vasija en la que está contenido el núcleo.

Cuando el nivel de agua dentro del recipiente de contención alcanzó unos tres metros, se decidió trasladar del orden de cuarenta a sesenta metros cúbicos del agua recogida allí a unos tanques situados en un edificio auxiliar, fuera de la contención. El objetivo de esta medida era evitar que el agua dañase a los cables y equipos de control. Durante la operación de transvase del. agua contaminada las bombas utilizadas, y que estaban en el edificio auxiliar, comenzaron a verter a través de las juntas, con lo cual se produjo un importante escape de líquido en este edificio auxiliar y la correspondiente liberación de los productos de fisión gaseosos disueltos en el agua. Como este edificio auxiliar es de características muy inferiores al de contención, ha sido preciso liberar, después de haber sido filtrados, los productos gaseosos radiactivos contenidos en el mismo. Estos han sido los escapes de los que se ha informado.

Una central nuclear tiene que construirse de modo que, en condiciones normales, la dosis de radiactividad en la valla de la propiedad sea de 5 mR/año por encima de la radiactividad del medio ambiente. Un trabajador de una central nuclear puede recibir una dosis máxima anual de 5.000 mR: en los instantes de la descarga de gases se han llegado a medir encima directamente de la chimenea de la central valores del orden de 300 a 1.200 mR/hora, si bien estos valores han decrecido notablemente al transcurrir el tiempo. A distancias del orden de tres a cinco kilómetros de la central las lecturas de radiactividad no han sobrepasado los 10-30 mR/hora. Para conocer el impacto de las radiaciones será preciso conocer el tiempo al que ha estado sometido el entorno a los valores medios, para averiguar las dosis totales recibidas. Como se sabe que las madres gestantes y los niños son más sensibles a la radiactividad, por ello, como medida precautoria, se les ha evacuado fuera del área situada en un círculo de ocho kilómetros alrededor de la central.

La incógnita de la burbuja

La incógnita en estosmomentos la constituye la burbuja de gases (en parte productos de fisión y en parte hidrógeno generado por el zircaloy) situada en la parte superior de la vasija del núcleo. Existe el riesgo de que si se trata de hacer salir a estos gases de la vasija, reduciendo la presión, la burbuja podría expandirse, obstruir la entrada del refrigerante y dejar sin cubrir por el agua parte del núcleo, con lo que se produciría la fusión del mismo. En este caso el agua de refrigeración saldría a la contención mucho más contaminada y sería entonces posible que el exceso de presión que se generaría dentro de la contención obligara a dejar escapar parte de lo allí contenido. El impacto sobre el entorno sería entonces de un orden de magnitud diferente a lo hasta ahora acontecido.