Centrals nuclears. L'avaluació probabilística de la seva seguretat

Modernament, l'electricitat és la forma més utilizada d'energia. Es produeix, sobretot, mitjançant generadors impulsats per turbines hidràuliques o turbines de vapor, màquines que converteixen la força viva d'un fluid en moviment de rotació: les hidràuliques utilitzen l'energia potencial de l'aigua acumulada en embassaments; les de vapor la força expansiva d'aquest, originada en la combustió de substàncies fòssils o en reaccions nuclears.

Central Nuclear d'Atucha

Tant la producció d'electricitat com la de substàncies químiques i altres activitats industrials es realitzen, generalment, a gran escala i requereixen l'aplicació de processos tecnològics complexos, el desenvolupament es va veure acompanyat per un potencial creixent per provocar danys severs i, a vegades, persistents a les persones i l'ambient. Aquest potencial s'ha denominat risc tecnològic.
La necessitat de comprendre els mecanismes implícits en el risc tecnològic i d'establir normes per al seu control, així com de mitigar els efectes més adversos dels accidents, va portar a la creació d'una disciplina anomenada anàlisi de risc, o avaluació probabilística de seguretat (EPS ) en el cas particular de les centrals nuclears. La primera estimació de les conseqüències nocives d'emissions radioactives accidentals (l'accident per antonomàsia en una central nuclear data de 1957 i va ser publicada en els EUA per la Nucleur Regulatory Commission, amb el títol: Treoretical Possibilities and Consequences of Major Accidents in Large Nucleur Power Plants (WASH 740)). Al 1967, al Regne Unit, FR. Farmer va proposar determinar valors màxims acceptables del risc que pot córrer el públic a causa d'eventuals accidents en reactors nuclears (tècnicament, establir una línia límit en un diagrama de probabilitats-conseqüències).

El 1975, l'esmentat ens nord-americà va donar a conèixer l'informe del professor del Massachusetts Institute of Technology, HC Rasmussen: Reactor Safety Study: An Assessment of Accidental Risks in US Commercial Nuclear Power Plants (WASH 1400), primer estudi del risc de possibles danys en el nucli de reactors nuclears, precursor de molts dels mètodes d'anàlisi emprats actualment a l'EPS. Alguns anys després, el 1981 es va publicar a la República Federal Alemanya un estudi similar al nord-americà, aplicat a les centrals nuclears d'aquest país. L'autoritat reguladora argentina va ser la primera a adoptar en la dècada dels 70, un criteri probabilístic de seguretat com a part del procés de llicenciament d'instal·lacions nuclears. Aquest s'inspira en la concepció probabilística del risc rodiológico (o risc de les radiacions, per a la salut) i en el principi de limitació de dosi usada en la protecció radiològica. Els accidents ocorreguts a Three Mile Island, prop de Harrisburg (1979) i Txernòbil (1986) van dirigir l'atenció del públic i d'autoritats a la seguretat de les centrals nuclears i van renovar l'interès per estudis sobre el tema. Des de llavors, es van realitzar, i es continuen fent nombroses EPS de centrals nuclears a tot arreu del món, fins i tot a l'Argentina, on actualment se n'elabora una d'Atucha I.
El reactor de potència d'una central nuclear empra la calor generada per reaccions nuclears de fissió per escalfar aigua i produir vapor. Aquest és usat, en la mateixa forma que en les centrals tèrmiques convencionals (les calderes funcionen mitjançant la combustió d'hidrocarburs), per impulsar una turbina acoblada a un generador elèctric. Hi ha diversos tipus de reactors nuclears de potència, algunes de les característiques genèriques són semblants. Consten d'un nucli, format principalment pels elements combustibles, canals de refrigeració i un mitjà moderador. Els elements combustibles són acoblaments de tubs d'aliatge de zirconi hermèticament tancats, cadascun dels quals allotja en el seu interior pastilles de diòxid d'urani, el material en què es produeixen les reaccions de fissió, els productes romanen confinats a l'interior dels tubs. Els canals de refrigeració envolten als elements combustibles i permeten la circulació del refrigerant primari (aigua comuna, aigua pesada, diòxid de carboni o sodi, segons el tipus de reactor), que porta la calor generada per la fissió als generadors de vapor.

En els reactors de potència d'una central nuclear empra la calor generada per reaccions nuclears de fissió per escalfar aigua i produir vapor. Aquest és usat, en la mateixa forma que en les centrals tèrmiques convencionals (les calderes funcionen mitjançant la combustió d'hidrocarburs), per impulsar una turbina acoblada a un generador elèctric. Hi ha diversos tipus de reactors nuclears de potència, algunes de les característiques genèriques són semblants. Consten d'un nucli, format principalment pels elements combustibles, canals de refrigeració i un mitjà moderador. Els elements combustibles són acoblaments de tubs d'aliatge de zirconi hermèticament tancats, cadascun dels quals allotja en el seu interior pastilles de diòxid d'urani, el material en què es produeixen les reaccions de fissió, els productes romanen confinats a l'interior dels tubs. Els canals de refrigeració envolten als elements combustibles i permeten la circulació del refrigerant primari (aigua comuna, aigua pesada, diòxid de carboni o sodi, segons el tipus de reactor), que porta la calor generada per la fissió als generadors de vapor.
En els reactors de cicle directe, el refrigerant primari es transforma en vapor i mou directament la turbina; en els de cicle indirecte, escalfa l'aigua d'un circuit secundari per produir el vapor que acciona la turbina. En alguns reactors el refrigerant primari compleix la funció de mitjà moderador altres requereixen un moderador especial -ja sigui líquid o sòlid-que ocupa l'espai entre els canals de refrigeració.
Com més gran sigui la temperatura del fluid que utilitza una màquina tèrmica, major serà el rendiment de la conversió de calor en potència útil. Per aquesta raó, la temperatura del refrigerant primari dels reactors nuclears puja a diversos centenars de graus centígrads i, conseqüentment, la pressió de treball al voltant de cent atmosferes. El nucli s'allotja, llavors, en recipients o tubs que han de resistir aquestes pressions; juntament amb els generadors de vapor les bombes d'impulsió del refrigerant i els conductes de connexió, constitueixen el circuit primari o de pressió del reactor que oficia, també, de segon confinant dels productes de fissió. El control de les reaccions de fissió i, per tant, de la potència tèrmica del reactor es realitza mitjançant la inserció en el nucli d'un conjunt de barres que contenen materials absorbents de neutrons (cadmi, bor, hafni, etc.).
Els reactors nuclears tenen dispositius automàtics de protecció o sistemes de seguretat, és a dir; 1 sistema d'extinció del reactor, un sistema de refrigeració d'emergència del nucli i un sistema de contenció. El sistema d'extinció s'activa en el cas que certs paràmetres de funcionament del reactor -la potència, la pressió en el circuit primari, el nivell d'aigua en els generadors de vapor- assoleixin valors que comprometin la seguretat. El terme extinció es refereix a la interrupció de les reaccions de fissió en el nucli, que no només pot ser necessària per raons de seguretat sinó, també, per fer el manteniment normal de les instal·lacions o quan la central ha de sortir de servei. El sistema de refrigeració d'emergència actua davant de qualsevol falla en el circuit primari de refrigeració que inhabiliti la remoció de la calor generada pel combustible; proveeix d'aigua en quantitat suficient per refredar el nucli durant el temps que sigui necessari. El sistema de contenció evita l'alliberament a l'ambient dels productes de fissió, en el cas que fallin el primer i segon confinament; actua, a més, com supressor de pressions en accidents que impliquin la ruptura de la barrera de pressió del circuit primari.

Una característica particular dels reactors nuclears és la necessitat de remoure la calor del nucli, quan s'han extingit les reaccions de fissió, ja que els productes d'aquesta generen calor de decaïment radioactiu que, de no ser evacuat, provocaria danys als elements combustibles. Els reactors nuclears disposen de sistemes especials de refrigeració per remoure aquesta calor del nucli, la quantitat del qual depèn de la història de potència del reactor abans de la seva detenció i decreix exponencialment amb el temps transcorregut des d'aquesta.
La taula 2 ressenya alguns aspectes tècnics dels cinc tipus de reactors nuclears de potència que componen la majoria de les centrals nuclears actualment en operació. La figura I mostra un esquema simplificat del reactor d'aigua a pressió (PWR).

Fig. 1 - Esquema simplificat del reactor d'aigua a pressió (PWR)

Les pràctiques d'enginyeria normalment acceptades i d'ocupació corrent per la indústria nuclear fan que les centrals nuclears es dissenyin, construeixin i operin de manera que tinguin marges molt folgats de seguretat, i que es facin servir procediments i programes de control dels sistemes tècnics i humans que han estat ben definits i provats.
Els primers criteris aplicats a la seguretat de centrals nuclears eren de caràcter determinista; es postulava un incident extraordinari -anomenat màxim occident creïble- i es dissenyaven els sistemes de seguretat per controlar aquest accident. No es considerava possible que succeïssin accidents majors que el definit, les conseqüències dels sistemes de seguretat estaven dissenyats per superar en el cas que sobrevisquessin. La majoria de les centrals nuclears van ser dissenyades sobre la base d'aquests criteris.
Després es va comprendre que no havien de excloure eventuals seqüències de falles que inhabilitessin funcions essencials d'una instal·lació i que resultessin en l'alliberament a l'ambient dels productes de fissió continguts en el nucli del reactor, amb els consegüents efectes sobre la salut de la població. Precisament, l'EPS té com a propòsit identificar i analitzar aquestes seqüències de falles, avaluar la probabilitat que ocorrin i determinar la magnitud de les seves conseqüències radiològiques. A causa de la seva extensió, complexitat i caràcter multidisciplinari, és convenient dividir l'EPS en tres etapes (també anomenades nivells), que són:

* Anàlisi i avaluació del risc. Donats als elements combustibles en el nucli del reactor;
* Estudi dels models de difusió dels productes de fissió a l'interior de l'edifici del reactor i avaluació del risc de falla del sistema de contenció;
* Estudi de les vies de dispersió dels productes de fissió alliberats i avaluació de les conseqüències en les persones i l'ambient.

La principal dificultat que enfronta l'EPS és que, en una central nuclear, les seqüències de falles rellevants són, en realitat, molt infreqüents. En un temps raonable, és pràcticament impossible obtenir registres estadístics que permetin inferir la probabilitat que es produeixin aquestes seqüències. Una solució viable consisteix a descompondre els incidents complexos en una successió d'altres bàsics més simples i estimar la probabilitat d'aquells a partir de la d'aquests, per als quals és més fàcil que hi hagi dades. Aquest enfocament clarament reduccionista és el fonament de les tècniques anomenades arbre d'esdeveniments i arbre de falles, profusament emprades en la primera etapa de l'EPS.
L'arbre d'esdeveniments constitueix una tècnica d'anàlisi basada en la lògica de dos estats o lògica binaria. L'anàlisi s'inicia amb l'ocurrència hipotètica d'un succés anomenat esdeveniment iniciant (ii) i continua amb l'estudi dels seus possibles conseqüències determinades per l'acció reeixida o fallida dels sistemes de seguretat o altres. L'ei és una falla que inhabilita una o més funcions essencials de la instal·lació i requereix que actuï algun sistema de seguretat per controlar-la; aquestes funcions són el control de la potència del reactor, l'extracció de la calor dels elements combustibles i el confinament dels productes de fissió. Els ii poden ser interns (trencament d'un cat del circuit primari) o externs; aquests, al seu torn, poden ser naturals (sisme, tornado) o antropogènics (caiguda d'un avió sobre l'edifici del reactor). L'enumeració dels ei es basa en experiències acumulades en instal·lacions similars, judici d'experts i inferència inductiva; a cada el correspon un arbre d'esdeveniments.

A cada node, l'arbre d'esdeveniments es bifurca en dues branques que representen la falla o l'èxit, respectivament, dels sistemes l'acció s'oposa a la propagació de l'accident. Cada branca -o, el que és equivalent, cada succés de falla o èxit té una probabilitat associada. La probabilitat de falla es dedueix de l'arbre de falles confeccionat per al sistema (veure 'Teoria de la fiabilitat'); la d'èxit és el seu valor complementari a la unitat, a causa del caràcter binari de l'arbre d'esdeveniments. Els successos de falla o èxit dels diferents sistemes inclosos en l'arbre d'esdeveniments no són independents, donada l'existència d'elements comuns entre ells; per tant, les seves probabilitats associades són probabilitats condicionals. La figura 2 mostra un exemple simplificat de l'arbre d'esdeveniments corresponent al trencament d'una canella del circuit primari.

La primera etapa de l'EPS conclou una vegada determinades totes les seqüències (i les seves respectives probabilitats d'ocurrència) dels arbres d'esdeveniments que corresponen a diferents estats del nucli del reactor. La segona etapa s'ocupa majorment d'aquells estats que impliquen danys en els elements combustibles, que ocorren com a conseqüència d'un desequilibri entre generació i extracció de calor en els elements combustibles i el refrigerant, respectivament. La calor que no s'extreu eleva la temperatura del sistema i acaba per destruir els tubs en què s'allotgen les pastilles d'òxid d'urani o, en els accidents més greus, provoca la fusió parcial o total dels elements combustibles del nucli (meltdown, en la literatura en anglès).
La falla dels elements combustibles implica la pèrdua de la primera barrera del confinament dels productes de fissió. En el cas que romangui intacta la barrera de pressió, aquests es difonen en el refrigerant primari i és insignificant la fracció que surt a l'exterior; en el cas que aquesta barrera falli, ho fan a l'interior de l'edifici del reactor. La segona etapa de l'EPS procura representar i avaluar aquests fenòmens de difusió i més, analitza la fiabilitat del sistema de contenció compost per l'edifici del reactor i els seus dispositius d'aïllament, els dispositius dissenyats per remoure els productes de fissió i la de supressió de pressions.
Si el sistema de contenció no fallés, els productes de fissió romandrien confinats fins a la seva completa remoció i les conseqüències radiològiques serien menyspreables. Si, en canvi, ocorregués una falla i es perdés la integritat de la contenció, aquests productes es dispersarien en l'ambient i podrien tenir conseqüències radiològiques en la salut del públic. La segona etapa de l'EPS culmina amb la determinació de les vies possibles d'alliberament de productes de fissió a l'exterior, la composició isotòpica d'aquests i les corresponents probabilitats d'ocurrència. La tercera etapa de l'EPS part d'una hipotètica alliberament accidental a l'ambient, des d'un o diversos punts del sistema de contenció, de productes de fissió que es dispersarien per diferents vies, com l'atmosfera, els cursos d'aigua superficials (rius, llacs) i profunds (napes). etc. La dispersió atmosfèrica depèn, principalment, de les condicions meteorològiques: la velocitat i direcció del vent, el perfil de temperatures de l'atmosfera i la intensitat de la radiació solar en els accidents diürns, entre d'altres; també influeix, encara que en menor grau, la topografia.

Central Nuclear d'Embassament

Mitjançant l'ús de models matemàtics de dispersió, l'EPS busca determinar com es distribueix en l'aire, a la regió afectada, el material radioactiu. També intenta analitzar amb altres models els fenòmens de deposició radioactiva en els sòls i la transferència de radioactivitat a substàncies alimentàries. En les conseqüències que un accident pugui tenir sobre la salut de la població, influeixen factors com la distribució demogràfica a la regió d'influència, la producció agrícola-ramadera en aquesta regió, els hàbits alimentaris dels pobladors, la procedència i destinació dels aliments, etc. Si ocorregués un accident real, les autoritats de defensa civil i l'organització d'emergència de la central posarien en pràctica un pla d'emergència, un conjunt de mesures que podria arribar fins a l'evacuació de la gent. L'EPS exclou de l'anàlisi aquestes mesures d'emergència.

L'EPS és una disciplina en constant desenvolupament i, per tant, perfectible, a la qual, per cert, és possible atribuir mèrits i defectes. Permet conèixer en profunditat els sistemes d'una instal·lació nuclear i la indole i interdependències dels incidents que poden ocórrer en ella. Descobreix els punts febles del disseny d'una central i indica les vies de correcció, que contribueixen a reduir el risc. Proveeix informació per prendre decisions fonamentades, que facin més racional l'operació. D'altra banda, s'ha criticat la seva falta d'exhaustivitat, especialment en algunes de les seves parts, com l'enumeració dels ei, però ella és inevitable donat el caràcter inductiu dels mètodes d'anàlisi. També se li imputa la incertesa de les dades que fa servir sobre falles de components i sobre probabilitats associades amb incidents que siguin producte de l'acció humana, així com aquells amb els que alimenta models emprats per representar alguns fenòmens no gaire ben compresos, sobre els quals cal investigar més. No obstant aquestes limitacions, l'EPS és una eina indispensable per als que tenen la responsabilitat de decidir sobre qüestions que puguin afectar la seguretat de centrals nuclears.

Font: CienciaHoy