Nuevas medidas de seguridad serán adoptadas en el futuro en las centrales nucleares españolas

El Gobierno español ha hecho público un informe de la comisión de técnicos españoles desplazados a la central de Three Mile Island, Harrisburg, Pennsylvania. A la luz de los datos del informe se va a proceder a nuevas medidas de seguridad en las centrales nucleares y a la futura creación en España de un consejo de seguridad nuclear.

El titular de la cartera de Industria y Energía, Carlos Bustelo, informó al Gobierno sobre las conclusiones preliminares del estudio elaborado por la delegación oficial española destacada a Estados Unidos con motivo del accidente registrado en la central nuclear de Three Mile Island, Harrisburg (Pennsylvanla). El señor Bustelo dio cuenta también al Gobierno de los resultados de las últimas inspecciones realizadas con carácter ordinario en las centrales nucleares en funcionamiento o en construcción en nuestro país. «De acuerdo con estas inspecciones -concluye el informe- no se observan anomalías de ningún tipo en las centrales españolas, que, en cualquier caso, difieren de las características técnicas de la central norteamericana accidentada. »El Gobierno ha acordado, en consecuencia, encargar a la Junta de Energía Nuclear la realización, con carácter extraordinario y urgente, de un estudio sobre las centrales nucleares españolas en funcionamiento o en proyecto. Este estudio, junto con toda la información disponible sobre el tema, «servirá de base -se asegura- para las modificaciones que eventualmente pudieran ser aconsejables introducir en los procedimientos operatorios o en determinados aspectos del diseño».

Historia del accidente

Los hechos, según se relatan en este informe, que ha hecho público el Gobierno español, sucedieron de este modo: «Hacia las cuatro de la mañana del día 28 de marzo se produjo la pérdida de agua de alimentación a los generadores de vapor de la central. El sistema auxiliar, que debía suplir la pérdida de operación de este sistema principal, no entró en funcionamiento, por lo que el inventanio de agua en los generadores de vapor disminuyó rápidamente. Esto ocasionó, en pocos segundos, la desconexión de la turbina, el aumento de la presión en el circuito primario de refrigeración y la parada automática del reactor. Como consecuencia de esta alta presión se abrieron automáticamente las válvulas de alivio de presión y se inició una descarga de vapor y agua del circulto primario al tanque de recogida de descargas previsto; sin embargo, al fallar el cierre de la válvula de alivio abierto anteriormente, una vez reducida la presión, rebasó su capaciddd y descargó una considerable cantidad de agua al interior del edificio de contención. Los sistemas de bombeo de agua en los sumideros actuaron automáticamente y trasvasaron este agua al edificio auxiliar, en donde los depósitos de recepción se vieron de nuevo rebasados y se produjo una descarga de agua al suelo del edificio auxiliar. La desgasificaclón de este agua, principalmente de gases nobles, no pudo ser retenida por los sistemas de filtrado y ventilación de este edificio y se produjo el primer escape incontrolado al exterior de los edificios.»

Con posterioridad a estos hechos, que son englobados bajo el término de primera fase del accidente, se produjo «durante las horas siguientes, una pérdida de refrigeración del núcleo causada por la parada manual del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo y de las bombas principales del circuito primario; esto originó la parte más grave del accidente. La pérdida de refrigeración ocasionó una subida importante de temperatura, que, a su vez, dio luoar a fisuraciones en las vainas de los elementos combustibles, con la consiguiente fuga, de productos de fisión, principalmente gases nobles y yodo... Igualmente, la alta temperatura alcanzada en la zona de núcleo descubierta originó la reacción química del zircaloy de las vainas y el agua; por ello se produjeron cantidades importantes de hidrógeno. Tanto este gas como los anteriormente mencionados escaparon parcialmente de la vasija al interior del edificio de contención; el resto quedó en el interior de la vasija. La mencionada pérdida de refrigeración, producida por la disminución excesiva de presión en el circuito primario de refrigeración, ocasionó la ebullición del agua y la formación de vapor, parte del cual quedó, a su vez, atrapado en el interior de la vasija, impidiendo la adecuada refrigeración del núcleo. Esta slituación se mantuvo por espacio de varias horas, hasta que se restabileció de nuevo la refrigeración del núcleo mediante una bomba principal y uno de los generadores de vapor, lo cual permitió estabilizar las condiciones de la central. Esta no se encuentra todavía en estado parado en frío y se ensayan diversos procedimientos para lograr tal estado. Los edificios de contención y auxiliar están contaminados y son inaccesibles. El refrigerante del reactor está igualmente contaminado y esto representa una de las dificultades principales para lograr la parada en frío. También se encuentran saturados los sistemas de tratamiento de residuos líquidos y gaseosos, por lo que el proceso de descontaminación será largo y penosio».

Medidas de seguridad

Tras exponer la historia de los hechos y analizar las causas técnicas de los fallos producidos en la mencionada central, se considera que «el accidente ha tenido una evolución en la que los factores humanos han jugado un papel importante. Se recomienda, pues, reforzar, revisar y ampliar en lo necesario la normativa de aplicación a la formación y entrenamiento de operadores, supervisores y demás equipo técnico de las centrales nucleares». Se analizan también en el informe la adopción de medidas de emergencia.

En función de estos hechos se tratan también las instrucciones dirigidas por la Junta de Energía Nuclear a las centrales nucleares españolas en funcionamiento y construcción, instando a las mismas a la «revisión de la idoneidad de los sistemas del reactor para soportar de manera segura los transitorios que dan lugar a disminución de presión y temperatura en el sistema del refrigerante del reactor», así como a la «revisión de las acciones requeridas por los procedimientos de operación; revisión de todas las posiciones de las válvulas relacionadas con la seguridad; revisión de los modos y procedimientos de operación de todos los sistemas proyectados para transferir gases y líquidos radiactivos fuera de la contención; revisión del plan de emergencia y de vigilancia radiológica ambiental; revisión de los procedimientos relativos al control de hidrógeno en el recinto de contención» y otras medidas similares.

El Gobierno español, a la luz de este informe, acuerda hacer público el mismo, así como «encargar a la Junta de Energía Nuclear la realización, con carácter extraordinario y urgente, de un estudio sobre las centrales nucleares espanolas en ftincioriamiento o en proyecto. Este estudio, junto con toda la información disponible sobre el tema, servirá de base para las modificaciones que eventualmente pudieran ser aconsejables introducir en los procedimientos operatorios o en determinados aspectos del diseño». El Gobierno también acuerda «remitir al Congreso de los Diputados, en el plazo de las próximas semanas, un proyecto de ley sobre la creación de un consejo de seguridad nuclear».