Escala de Dosis por Radiación

Me ha parecido muy útil el esquema que están divulgando los japoneses para que se entienda la gravedad y, en muchos casos, la ausencia de gravedad cuando se dan lecturas de radiación.

Aquí se podrá ver que hay radiación natural en nuestro mundo cotidiano y que nuestro cuerpo la absorbe sin problemas.

Es más, más de uno os vais a sorprender al ver la radiación que se toma cuando uno va al médico a determinadas pruebas diagnósticas (rayos X, TAC, etc) frente a la radiación que puede uno tomar trabajando en  una central nuclear.

¿Podría reproducirse Fukushima en Cofrentes?

Aunque admiro -por una vez- la respuesta sensata de nuestros políticos en el día de ayer, no deja de sorprenderme lo apresurado de las medidas que se están tomando en Alemania. Claro está que alli están en época electoral y el partido de los verdes tiene mucho peso.

Por tanto, antes de que alguien quiera tomar el mismo ejemplo presa del pánico quiero dar algunos datos sobre las características de una central de tecnología BWR (Reactor de Agua en Ebullición) bastante nombrada últimamente, Cofrentes.

¿Qué tiene de distinto Cofrentes de Fukushima?

La verdad es que tiene bastantes cosas distintas:

• Emplazamiento:
• La probabilidad de terremotos y la magnitud de éstos en la localización de Cofrentes (Valle de Ayora, Valencia)es ampliamente menor que la zona más estable de Japón.
• No hay posibilidad de tsunamis pero sí de riadas. El emplazamiento original de Cofrentes se cambió al inicio del proyecto al calcular la máxima avenida que consideraba la rotura de las presas de Alarcón y Contreras de manera simultánea. De esta manera, el emplazamiento se desplazó un centenar de metros hacia una zona más elevada. No sé si se apreciará bien en esta fotografía, pero hay una gran diferencia de cotas entre el reactor y el río.

• Se cuenta con un antecedente, el 20 de octubre de 1982 hubo una gran riada en la zona que supuso la desaparición de 20 trabajadores de la central, al llevarse la riada el autobús que usaban para desplazarse al trabajo. El nivel del río subió más de 10 metros sin que ningún sistema de la central, todavía en construcción, se viera afectado. Decir que en esos días se recogieron en Cofrentes 576l/m2 y que ocurrió el fatídico accidente de la rotura de la presa de Tous.
• Caracterísitcas Técnicas:
• Cofrentes tiene un diseño de reactor BWR-6 y de contención tipo Mark-III frente al diseño de Fukushima (BWR-3 y Mark-I). Esto se traduce en las siguientes mejoras:
• Seguridad de SCRAM (inserción de barras de control en el reactor).
• Además de los sistemas de Fukushima, cuenta con un sistema de inserción alternativo (ARI) en caso de fallo del sistema normal
• Sistemas de Evacuación del Calor.
• Cuenta con un sistema de spray (HPCS) frente al sistema de inyección del BWR-3 (HPCI). Esto es una ayuda a que el agua fría se reparta mejor en el núcleo.
• Cuenta con una piscina de supresión frente a la cámara de supresión. Esto significa que tiene más volumen de agua para aguantar la descarga del vapor del núcleo que el toro del diseño Mark-I.
• Cuenta con un sistema de enfriamiento del nucleo aislado (RCIC) frente al condensador de nucleo aislado (CI). El CI era un simple condensador por convección natural que tomaba el vapor de las válvulas de seguridad y alivio (SRV) y lo devolvía al reactor. Se basa en una turbobomba accionada por el propio vapor que proviene de unas válvulas del sistema de evacuación de calor residual (RHR) de modo que no compromete la acción de seguridad de las SRV y se puede abrir antes a elección del operador y que aspira de la piscina de supresión o del depósito de condensado para inyectar de nuevo en el núcleo.
• Cuenta con un sistema de inyección (LPCI) y otro de spray a baja presión (LPCS) frente a los dos trenes de spray del nucleo (CS) del BWR-3. El LPCS es similar al HPCS pero para funcionar a baja presión y el LPCI es un modo de funcionamiento de un lazo del RHR.
• Cuenta con un sistema de evacuación de calor residual de 3 lazos (RHR) frente al sistema de enfriamiento en parada de 2 lazos (SHC) del BWR-3.
• Robustez de Diseño:
• Piscina de combustible gastado separada del reactor: Al contrario que Fukushima, un accidente en el reactor no afectaría al combustible gastado porque se encuentra en un edificio anexo e igualmente protegido que la contención secundaria.
• Aporte alternativo a la piscina de supresión: En caso de perder rápidamente el volumen de agua de la piscina de supresión (como ha ocurrido en Fukushima 2), el agua de las piscinas superiores se aportaría inmediatamente a la piscina de supresión para mantener la función de supresión en todo momento.
• Alimentaciones
• Cofrentes cuenta con hasta 6 posibles interconexiones de la red eléctrica para evitar una pérdida total de alimentación desde el exterior. Una de ellas proviene de una central de bombeo puro (La Muela I y II) y, por tanto, no se trata de una central hidráulica al uso que pudiera tener daños en su bóveda, simplemente, porque no tiene, es como un gran depósito elevado.
• El diseño de la central cuenta con 3 generadores diésel. Uno de ellos dedicado exclusivamente a alimentar el HPCS, principal sistema para llevar el nucleo a parada segura nada más hacer SCRAM y que ha fallado en Fukushima 1 y 3
• Mejoras en el diseño base
• El accidente de TMI supuso una gran cantidad de lecciones a aprender que fueron integradas sin excepción en todas las centrales que en ese momento (1979) se estaban construyendo en España. Voy a poner solamente las más relevantes:
• Sistema de ignición y recombinación de Hidrógeno: Dependiendo de las características del problema, se podría llevar el hidrógeno a unas presiones y temperaturas determinadas que, en unión con oxígeno, formaría agua en lugar de explotar. Además, en caso de requerirlo, hay unos detectores de hidrógeno que activarían unas bujías encargadas de quemar el hidrógeno antes de permitir una explosión. No sabemos si Fukushima no tenía instalados estos sistemas o si dejaron de estar operables ante la pérdida de energía exterior y de emergencia
• Venteo Dedicado de la Contención: Hemos podido ver que en Fukushima han explotado las contenciones secundarias de los reactores #1 y #3. Sin duda, estas plantas no contaban con este sistema. El venteo dedicado está contemplado para este tipo de accidente, el operador lo abriría de modo que aliviría presión contra el exterior y la alimentación de las válvulas depende de una batería dedicada que duraría hasta 48horas.
• Mejoras en la instrumentación para dar información suficiente a los operadores.
• Mejoras en el entrenamiento y formación de los operadores a través del diseño de nuevos escenarios en los simuladores y la creación de un instituto dedicado exclusivamente a la formación en seguridad nuclear (INPO)

Nueva información sobre Fukushima 3 y Onagawa

Abro un nuevo post en lugar de actualizar el que detalla el estado de Fukushima #1 porque la calidad de la información ha bajado y no quiero enrarecer un documento que ha quedado bastante claro, como así me lo estáis haciendo saber, cosa que agradezco enormemente.

Lo primero, decir que el reactor #3 de Fukushima es una versión mejorada del #1. En este caso, el reactor ya es un BWR-4 manteniendo un diseño de contención Mark I. Las mejoras más señalables es que tiene un segundo sistema de inyección a alta presión para parar el nucleo además del HPCI. Este sistema se denomina RCIC (enfriamiento del reactor con nucleo aislado) y se basa en una turbobomba que se alimenta del vapor que todavía queda en el reactor y que impulsa agua del tanque de condensado o de la cámara de supresión para el enfriamiento del nucleo cuando la presión del reactor está a unos 30bar (nada más parar, el reactor está por encima de 60bar).

Otra mejora que presenta este sistema es un segundo sistema de enfriamiento a baja presión y que se denomina así precisamente (LPCI). Este sistema también toma el agua de la cámara de supresión o del tanque de condensado.

Hay poca información porque la página con boletines horarios de TEPCO está caída (no sabemos si por falta de electricidad, dado que se ha autorizado a corte de 3 horas o por saturación del servidor, me inclino por la segunda posibilidad).

Se ha comentado que en el día de ayer, el HPCI funcionó correctamente pero el problema ha sobrevenido cuando se ha intentado arrancar de nuevo. Hay que subrayar que el HPCI no inyecta agua continuamente sin parar, cuando el reactor llegar a nivel 8, el sistema recibe orden de paro porque una excesiva cantidad de agua en el reactor es perjudicial para su diseño. Tras el paro, se entiende que ha ido descendiendo el nivel y cuando ha llegado de nuevo la orden de arranque es cuando ha fallado.

En el día de hoy hubieron de evacuar vapor a la atmósfera para evitar la presurización entre las 8:41am y las 9:20am (Hora Japonesa). Tras el venteo prepararon agua borada para inyectar, iniciada la inyección han visto cómo el nivel del reactor ha continuado descendiendo, por lo que han procedido a inyectar agua de mar borada.

No se trata de que metan el agua de mar por donde estaban metiendo el agua normal sino que se denomina "inyección de refrigerante alternativa", lo cual se hace desde otro sistema distinto, en este caso en sistema de protección contra incendios. Quizás, esto es especulación mía, el problema del HPCI y de inyección de agua borada (quizás a través del LPCI) pueda tener alguna raiz común, seguramente se habrán inundado. He oido esta tarde en las noticias que los técnicos planeaban sustituir los motores a lo largo de esta tarde-noche.

También se ha comentado que la válvula de venteo empleada para aliviar presión presenta problemas, no se detalla si los problemas son de apertura o de cierre, lo 1º significaría que ante un aumento de la presión, la válvula pudiera quedarse atascada, lo 2º significaría que la válvula no ha quedado bien cerrada y pudiera estarse liberando vapor en pequeñas cantidades. Esto, considerando que los niveles de radiación no están aumentando, significaría que los trenes de filtrado funcionan perfectamente y que no se está subiendo la presión en el reactor tan rápido como si quedara la válvula bien cerrada.

Aqui dejo el link de donde he tomado la información, las explicaciones adicionales son mías.

Ha habido una nueva explosión, esta vez en el reactor #3. Por las informaciones que llegan, la causa debe ser la misma que en el reactor #1. Asímismo, la radiación medida no refleja un gran incremento y se asegura que la contenición mantiene igualmente su integridad.

Las fotos son preocupantes, tal como se expone en la foto zenital, se ve liberación de vapor desde la contención del reactor #3

 Ahora comento el estado de la central de Onagawa.

Pongo aquí el link de su página principal, accesible pero con información anticuada y de ningún interés en estos momentos. Solo decir que la unidad #1 es del año 84, que la #2 es del año 95 y la #3 del 2002.

Sobre lo que pasa exactamente en Onagawa no podemos decir mucho.

Lo único fiable es lo informado por la agencia internacional de la energía atómica IAEA, en la que se informa de que el operador del emplazamiento ha declarado la alerta por altos niveles de radiación, de acuerdo al artículo 10 de su plan de emergencia en grado INES-1. Sin embargo, indican que están investigando el origen y causa de dicha radiación.

Por curiosidad, dado que no sabemos qué unidad está implicada, dejo un link de WANO sobre el último y más moderno reactor instalado allí.

Atendiendo a lo publicado por la Agencia de Seguridad Japonesa (NISA), los reactores #1 y #3 llegaron a condición de parada fría las 0:58 y 1:17am JST respectivamente del día 12. Se confirma que hubo un incendio en la primera planta de la nave de turbinas y que fue extinguido el día 11 a las 22:55, por tanto, dado el ruido en las noticias, se recomienda desconfiar de noticias que aunen incendio en Onagawa con la alerta por alta radiación.

ULTIMA HORA: Los niveles de radiación detectados en el emplazamiento han descendido a valores normales y las autoridades japonesas están manejando la hipótesis de que dicho incremento puntual podría proceder de las liberaciones realizadas en la central de Fukushima Daiichi

Datos sobre el accidente en la central nuclear de Fukushima 1

Dada la magnitud del accidente, me parece que lo mejor es dar datos objetivos y no alarmas infundadas o sobre ocurrencias no calculadas. Procedo a describir un tipo de instalación que no conozco en profundidad y espero no cometer errores de bulto, sin duda me equivocaré menos de lo que ya he visto decir en nuestros informativos.

Hay dos instalaciones con nombres parecidos:

• Fukushima Daini, con 4 reactores que han parado debido al terremoto y que se encontraban todos en condiciones de parada segura y niveles de reactor estables antes de editar este artículo. La nueva información aparece subrayada.

A las 6pm del día 11 (hora japonesa) se detectó una subida de la presión del reactor nº1 y se pensó en una posible fuga del refrigerante. A las 11pm no se detectó aumento de la radiación y esa posibilidad ha ido perdiendo fuerza. Sin embargo, los reactores 1, 2 y 4 han ido desarrollando problemas con el paso del tiempo. Se ha inyectado agua del tanque de condensado para bajar la  presión y temperatura de las cámaras de supresión (más abajo explico qué son) cuando se ha observado que los respectivos sistemas de evacuación de calor residual no eran suficientes. A pesar de dicha inyección, la temperatura ha superado los 100º en los tres reactores a las 5:22am, 5:32am y 6:07am respectivamente. Esto ha supuesto un incidente de tipo 1, según el artículo 15 de su plan de emergencia que estipula la evacuación de la población en un radio de 3km de este emplazamiento.

• Fukushima Daiichi, con 6 reactores, 3 de los cuales estaban en parada para revisión y 3 que estaban en operación y que entraron en disparo del reactor (SCRAM) por el terremoto.

La instalación de Fukushima Daiichi está dañada. No podemos conocer los daños en detalle más allá de lo que sabemos por lo que publica la empresa propietaria TEPCO en sus publicaciones horarias.



Sabemos que el terremoto provocó el SCRAM de las unidades en operación de varios emplazamientos nucleares, suponiendo una pérdida repentina superior al 30% de la energía del país en ese momento. Esto supuso la pérdida de energía exterior (SBO - station black out) y que los generadores diésel de emrgencia entraron en funcionamiento pero una hora después, la ola provocada por el terremoto inundó dichos generadores, también hubo un pequeño incendio en un edificio de servicios no relacionado con equipos nucleares. La central cuenta con baterías y se comenzó a preparar la llegada de unidades diésel móviles, que llegaron hacia las 4:20am del día 12 (siempre hora japonesa), comenzando las labores de interconexión.

La unidad nº1 es un reactor de agua en ebullición de tecnología General Electric tipo BWR 3 y con un diseño de contención Mark I (para información, en España se cuenta con dos reactores tipo BWR, en Cofrentes hay un BWR 6 con diseño de contención Mark III y en Garoña uno similar al accidentado, solo que en una zona de mucho menor incidencia de terremotos)..

Procedo a dar una somera explicación de una parada normal para entender conceptos que se puedan seguir dando en las próximas horas.

• En el momento que se produce el SCRAM se insertan las barras de control encargadas de absorber los neutrones del reactor de modo que se lleve el reactor a condición subcrítica -número decreciente de neutrones-. Las barras de control contienen Boro fundamentalmente como elemento absorbedor de neutrones.
• El vapor que se está produciendo en ese momento queda "embotellado" en el reactor al cerrar las válvulas de aislamiento del vapor principal (MSIV). En este momento comienza a aumentar la presión del reactor y se controla la presión del reactor con unas válvulas de seguridad y alivio (SRV) que van abriendo de manera controlada hacia la contención primaria (hay dos contenciones, la primaria contiene al reactor y la secundaria contiena a la primaria, en Chernobyl no había secundaria) y mediante un sistema de inyección (HPCI, que entra nada más parar) y otro de aspersión del nucleo (CS - Core Spray, que entra cuando la presión del reactor ha bajado de determinado valor), encargado de inyectar agua fría para el paulatino enfriamiento y despresurización del reactor.
• Deja de llegar vapor a las turbinas y abren sus bypasses previos a turbina para derivar el vapor que pudiera acelerar la turbina hacia el condensador, encargado de enfriar el vapor.
• El edificio de la contención funciona normalmente en presión negativa para asegurar que no se producen escapes hacia el exterior (Mark III). Un aumento de la presión en la contención debe ser controlada, en caso de tener que evacuar gases/vapores al exterior para evitar la presurización, éstos pasan por un tren de filtrado de alta eficiencia encargado de absorber los gases potencialmente dañinos, especialmente Iodo. En el caso del diseño Mark I, deduzco por la información suministrada al público que se trabaja con presión positiva (400kPa, 4bar aprox).
• Además, en el caso del diseño Mark I, hay una cámara de supresión, que es un volumen en forma de toro dentro del hormigón que contienen agua  y es a donde llegan las salidas de las tuberías de las SRV. el motivo de que tengan agua es para que parte de la presión que se libera con la apertura de dichas SRV se reduzca al enfriarse el vapor liberado a estado líquido al entrar en contacto con el agua de dichas cámaras. La temperatura de estas cámaras se controlará mediante los sistemas de evacuación de calor residual del reactor.
• El enfriamiento del núcleo consta de varios sistemas redundantes para evitar que un fallo de un sistema pueda provocar el fallo de todos los demás. Además de los ya comentados, el diseño BWR-3 tiene varios trenes de evacuación de calor residual (IC, SHC y CCS) para mantener el combustible y la contención en temperaturas controladas y con un margen de seguridad que evite que un fallo simpre pueda llevar el reactor a criticidad y la liberación de gases al exterior.

• Si el lector quiere ahondar en la tecnología y del programa de gestión de accidentes acometido en estos reactores puede hacerlo en el siguiente link (dicho link compara también las diferencias entre las generaciones de BWR, del 3 al 6). También dejo otro enlace sobre los sistemas de seguridad de estos reactores. También incluyo un link de una animación en 3D de la estructura de Fukushima 1

Después de esta introducción, parece ser que la unidad insertó las barras de control pero la presión de la contención comenzó a subir, esto es, los equipos encargados de eliminar calor de la contención no funcionaban correctamente o no eran capaces de disipar todo el calor que pudiera provenir del núcleo, lo que sugiere la posibilidad de un accidente con pérdida de refrigerante (LOCA - Loose Of Coolant Accident). Un LOCA es el accidente más severo que se postula (es decir, se calcula y dimensionan los sistemas de seguridad y salvaguardas de ingeniería para poder llevar la instalacíón a condición segura) en el que hay un riesgo de que el combustible pudiera quedar descubiero (sin refrigerante), pudiendo romperse las vainas que contienen el combustible y poder liberar muchos más gases al exterior (esto ya ocurrió en 1979 en la instalación de Three Mile Island, coincidió con la salida al cine de la película "el síndrome de China" y también conllevó un gran refuerzo de los sistemas de seguridad de las centrales nucleares del mundo occidental. Por cierto, no llegó radiactividad a los núcleos urbanos). 
Aquí, las tareas se enfocan a dos áreas, la primera, atacar la causa, es decir, enfriar el núcleo y evitar que se pueda descubrir, y la segunda, salvaguardar la integridad de la estructura, aliviando controladamente gases al exterior a través de los trenes de filtrado.
 
Parece ser que para la primera se ha solicitado más refrigerante y se pretenden acometer un plan de bajada de la temperatura mediante aspersión aérea de los reactores así como recuperar la generación eléctrica con la que alimentar los auxiliares que pudieran garantizar el buen funcionamiento de todos los sistemas de evacuación de calor. Si se recuperara la alimentación, las posibilidades de controlar la situación aumentarían.

Para la segunda acción, se pasan los gases a evacuar por trenes de filtrado de alta eficiencia que contienen carbón activo midiéndose principalmente las concentraciones de Iodo; siguiéndose lo establecido en el plan de emergencia correspondiente allí establecido. A las 7:00am se ha sabido que las autoridades han decretado la evacuación de la población en un radio de 10km de esta instalacion. Esto significa que se está siguiendo lo que marca el protocolo de manera que se siguen los pasos indicados para evitar cualquier posible efecto en la población, no quiere decir que ya se estén produciendo efectos en ese radio.
 
Por último, puede que alguien con dudosa intención encuentre que en esta unidad ya se detectó un fallo en los generadores diésel en 2007, pero ese fallo se detectó, se analizó (un componente mal montado) se revisó y se comprobó que la instalación volvía a quedar en perfecta operabilidad. Lo que sí parece es que las instalaciones marítimas deberán revisar su protección contra olas gigantes -contra seísmos ya habían acreditado su protección, llegando a aguantar seismos de hasta 7.2 en los últimos 10 años-.

Se ha sabido en el boletín de las 1:00pm que un trabajador de la unidad 1 de Fukushima daiichi ha recibido una gran dosis de radiación (106.3mSv)


Incluyo un video de youtube de la explosión del reactor nº1 que ha ocurrido coincidiendo con una réplica del terremoto que ha llegado a 6 en la escala de richter. La verdad es que es escalofriante. Podría sugerirse que se debe a una acumulación de hidrógeno. El hidrógeno se genera como disociación del agua en el reactor. Teóricamente se debe contar con sistemas de quemado y recombinación de hidrógeno, TEPCO deberá aclarar si este reactor los tenía instalados y si estaban operables. Pudiera haber ocurrido que tras haber conseguido despresurizar, tal como anunciaban a las 2:40pm, se haya pasado a una concentración explosiva de hidrógeno, no es una afirmación, es una posibilidad.



12-marzo-2011 21:00 CET: Se confirma que la explosión se ha debido a la acumulación de hidrógeno en el interior del reactor. Dicho hidrógeno seguramente proviene de la reacción de degradación del Zircalloy, uno de los materiales con que se construyen los elementos combustibles, ante una superación de los límites térmicos de los elementos combustibles. Esto se sabe al haber detactado productos de fisión de vida corta que obedecen a esta hipótesis.

Se puede decir que ha ocurrido un 2º TMI (Three Mile Island, Pittsburg 1979). De hecho TMI fue caracterizado en la escala de accidentes como INES 5 (Chernobyl fue INES 7, el máximo) y este accidente se ha caracterizado como INES 4.

Aquí incluyo un video (en inglés) con imágenes de este reactor en una recarga ordinaria y una explicación gráfica de cómo los sistemas fueron fallando



Ha ocurrido una explosión entre la contención y el edificio del reactor, quedando dañadas las paredes del edificio. No ha habido ninguna explosión dentro de la contención, por lo que su integridad se mantiene. Incluyo una imagen muy explicativa:

Este hecho es una "buena noticia" -dentro de lo que cabe- para poder asumir, junto a la dirección de los vientos de la tierra hacia el mar, que la población no se verá expuesta a grandes dosis de radiación. En el momento de la explosión la dosis en el perímetro de la central era de 1mSv/h y 3 horas después la dosis era de 0,0705 mSv/h. A las 03:08am JST del día 13, la medida era de 0,04mSv/h

En estos momentos la contención está siendo inundada con agua de mar y boro.

En mi opinión, con toda seguridad el reactor nº1 está inutilizado. No lo sabemos, pero tardará mucho tiempo en determinarse si los otros tres reactores que están juntos podrán volver a funcionar algún día. Este accidente hará reflexionar ya no solo en la protección contra sismos -que ya se contempla- sino en la protección contra tsunamis en centrales que puedan estar expuestas -como son las japonesas-. No olvidemos que, según las informaciones publicadas, fue la inundación que ocasionó el tsunami la que propició el fallo de los generadores diesel de emergencia encargados de alimentar los equipos auxiliares de evacuación de calor residual.


ÚLTIMA HORA (13-marzo-2011 16:00 CET): Se declara la alerta sobre el reactor nº3 de Fukushima Daiichi.
Ayer entró correctamente el sistema de inyección de agua a alta presión y el reactor estaba bajo control. Este sistema para cuando se detecta que el reactor llega a nivel 8 y garantizar que la masa de agua no supera los límites de diseño de la vasija del reactor.. El sistema paró como debía hacerlo y no han conseguido arrancarlo cuando el nivel ha comenzado a bajar.

¿Sabemos la verdad sobre Ali Syed?

He vivido unos cuantos años por el norte y todo lo relativo a Cantabria me toca el corazoncito. No soy el primero al que le extraña que, en una época de crisis global, venga un desconocido "salvador" y todo el mundo le abra la puerta para que le "salve" un poquito más, empezando por el presidente de la comunidad que, como todo el mundo sabe, tiene más tiempo dedicado a la tele que al objeto de por lo que se le paga.

Pues bien, a mi me olía a tocomocho. Un desconocido viene con 10 millones de euros asegurando que tiene 8000 y todo el mundo se lo cree. Por cierto, con ese prometido capital, no aparece en la lista Forbes.
Y a poco que uno empieza a buscar, Eureka!, uno encuentra:

Huido de su India natal, versiones contradictorias entre si su familia tenía tierras o si apenas tenía para subsistir además de reclamaciones de impagos. Dejo el link del periodico Indio Deccan chronicle

En la web de la BBC, fuente de la que no duda quien aquí escribe, se habla de huida en 2005 por impagos de alquiler de vacaciones y en 2007 de reclama´ción de impagos por costas judiciales. Todo esto lo sacó la BBC tras su fallido intento de compra del equipo inglés "Blackburn Rovers". Pese a que dice tener empresas en Inglaterra, solo figura en 2, y fueron cerradas hace tiempo. Aqui el link

Pero esto se pone más interesante. La propia BBC informa en Agosto de 2010 que el ministerio de Bahrein  cerró una empresa de este "empresario" por violación de términos de comercio exterior. Aquí el link

Hay que reconocer la movilidad de este indio en este mundo globalizado. En Australia y Nueva Zelanda se le reclama, ya no se le acusa solamente, 100millones de dólares australianos por estafa. Se piden créditos que nunca se devuelven o se piden intereses con la promesa de dar un crédito que tampoco llega. Aquí el link

Por último, un estafado australiano ha comenzado a airear documentación y la publica en su propia web, que no tiene desperdicio, incluidos los mails de la gente de Ali Syed para comprarle la web y callarle. Pongo la dirección como tal. http://www.wikifrauds.net/

¿Hay trampa en tanto ahorro?

Llevamos varios días con anuncios relativos al ahorro cuando menos, curiosos.

Se nos presenta que el Estado debe ahorrar y la primera medida es reducir la velocidad de circulación.

Ante esta medida uno se pregunta, ¿quién ahorra aquí?

De lo que la siguiente cuestión aflora ¿quién paga el combustible? La respuesta es obvia, cada conductor.

Por tanto, si el gobierno grava el combustible con un 70% de impuestos y el pago del combustible es inmediato, no aplazado, ¿por qué el gobierno quiere que gastemos menos para ingresar menos dicho Gobierno? ¿Por qué no ha empezado con un piloto en alguna empresa municipal de transportes para cuantificar el ahorro de sus autobuses? Es en este caso particular donde la cosa pública sí ahorraría dinero sin necesidad de una ley ni tanta parafernalia.

Un análisis simple "qui prodest" indica que el beneficiado directo de esta medida son las empresas encargadas de fabricar y colocar los millones de nuevas etiquetas con la nueva restricción de velocidad.

La siguiente medida ya es más típica de nuestros políticos, con la excusa del ahorro, gastar en una inversión inicial mayor que el propio ahorro. Me estoy refiriendo, obviamente, a la medida de cambio de neumáticos por unos de consumo eficiente. Nadie se plantea cambiar neumáticos si no están gastados, bueno los fabricantes recomiendan que no pasen más de 5 años puestos para evitar cristalización, pero podríamos hacer una encuesta sobre el porcentaje de población que es consciente de este extremo.

Si decía Miguel Sebastián esta mañana que solo el 10% de españoles conocía la existencia de las bombillas de bajo consumo antes de la famosa campaña de las dos bombillas, sería curioso extrapolar un dato sobre el de los neumáticos a partir del de las bombillas.

En fin, pero por incompetente que sea este gobierno, pensemos bien por un momento. ¿Todo esto es para beneficiar a algún fabricante de neumáticos -ninguno es español y esta medida tampoco haría cambiar el mix de vendedores actual- o para beneficiar a un fabricante de pegatinas?

El fabricante estaría bien conocerlo pero debe haber algo más.

Si bien es cierto que últimamente tenemos al gobierno socialista que más medidas a adoptado únicamente en función de los mercados, ¿qué podría afectar a los mercados que estuviera relacionado con el combustible?

Pues bien, este ahorro no va a hacer recaudar más al gobierno -salvo que ya estén retarados todos los radares, pero incluso así, ese ingreso no debería ser mantenido puesto que a la gente no le sobra el dinero para pagar multas todos los días- ¿qué puede haber detrás?

Espero equivocarme, pero me temo que se esté cerniendo una crisis de desabastecimiento debido a las revueltas en Túnez, Libia y Egipto. Señores, ciñámonos los cinturones. En España hay reservas, a ver cuánto se alargan en el tiempo las revueltas y a ver si podemos aguantar el tirón.