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.
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.
