¿Puede ocurrir un Chernobyl en Buenos Aires?

Una nueva serie adictiva de HBO, esta vez sobre la tragedia del accidente en la planta nuclear de Chernobyl –ocurrido en el año 1986 en esa localidad del norte de Ucrania que todavía era parte de la URSS-, cautiva con una trama atrapante que nos traslada al mundo sepia de la burocracia soviética. La excelente calidad de la serie, en todo sentido, muestra los estragos materiales y personales que causó el incendio del reactor número 4 de la central nuclear.

Imposible no preguntarse si un accidente de esa magnitud puede ocurrir en Argentina, más aún teniendo en cuenta que en la localidad de Lima, a 100 km de la Ciudad de Buenos Aires, se encuentran dos centrales nucleares muy potentes, Atucha 1 (potencia bruta de 362 MW) y Atucha 2 (potencia bruta de 745 MW). La tercera se encuentra en Córdoba, en el Embalse del Río Tercero (potencia bruta de 648 MW).

El accidente de Chernobyl, en la planta nuclear Vladimir Illich Lenin, ocurrió el 25 y 26 de abril de 1986. Antes de una parada de rutina del reactor número 4, el personal a cargo comenzó a prepararse para una prueba, consistente en determinar durante cuánto tiempo las turbinas giraban y suministraban energía a las bombas de circulación principales después de una pérdida del suministro eléctrico principal. Esa prueba se había llevado a cabo en Chernobyl el año anterior. Pero en esta oportunidad, debido a un retraso, la realizó el turno de operadores que no había preparado la prueba; fatalmente, pues no conocían los detalles. En el transcurso de las acciones insensatas que condujeron a la explosión, siempre según consta en el Informe del "Grupo Asesor Internacional de Seguridad Nuclear" del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) sobre el accidente, los directivos al mando de la prueba cometieron más de doscientas violaciones a los manuales y reglamentos de operación de la central e impidieron, al menos en dos ocasiones, que la computadora de control cerrara automáticamente la instalación como estaba programado para estos casos.

Cuando quisieron hacer el apagado de emergencia -el botón AZ-5, como se ve en la serie-, ya era demasiado tarde; el reactor estaba en una condición extremadamente inestable. Una característica del diseño de las barras de control causó un aumento dramático de potencia cuando se insertaron sólo parcialmente en el reactor. La interacción del combustible muy caliente con el agua de refrigeración produjo la fragmentación del combustible junto con la rápida producción de vapor y un aumento de la presión. El exceso de presión provocó que la placa de cubierta de 1000 toneladas del reactor se desprendiera parcialmente, rompiendo los canales de combustible y atascando todas las barras de control, lo que generó una explosión de vapor y liberó productos de fisión a la atmósfera.

Aproximadamente dos o tres segundos después, otra explosión arrojó fragmentos de los canales de combustible y del grafito caliente. Nuevamente, como se ve en la serie. Dos trabajadores murieron a consecuencia de estas explosiones. Esa fue la principal liberación de radiactividad. Desde el segundo hasta el décimo día después del accidente, unas 5000 toneladas de boro, dolomita, arena, arcilla y plomo fueron lanzadas al núcleo en llamas por los helicópteros, en un esfuerzo por extinguir el incendio y limitar la liberación de partículas radiactivas. Otros 29 empleados fallecieron en los tres meses siguientes. Según el informe de la OIEA sobre las consecuencias del accidente, redactado por el Dr. Abel J. González, Director de la División de Seguridad Radiológica y de Desechos del Departamento de Seguridad Nuclear de este organismo, unas 1000 personas recibieron grandes dosis de radiación durante el primer día, otras 200.000 personas recibieron alrededor de 100 mSv (la cantidad de radiación se mide en milisievert -mSv-, por ejemplo una radiografía de tórax: 0,1 mSv), 20.000 cerca de 250 mSv y algunos 500 mSv. En total, 600.000 personas recibieron dosis de radiación por los trabajos de descontaminación posteriores al accidente. Eran los famosos "liquidadores".  

¿Puede ocurrir algo semejante en nuestras centrales?

Consultando el material oficial de la Organización Internacional para la Energía Atómica (OIEA) y conversando con especialistas de la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) se pueden hacer algunas puntualizaciones interesantes.

En primer lugar sobre el tipo de reactor.

El de Chernobyl era un reactor RBMK moderado por grafito y refrigerado por agua en ebullición, peligroso y con pocos márgenes de seguridad, un diseño militar adaptado a uso civil. El RBMK fue la culminación del programa soviético para fabricar reactores refrigerados por agua, basados en sus reactores de producción de plutonio. Si se utiliza agua ligera como refrigerante y grafito como moderador, es posible usar uranio natural como combustible. De esta forma, un reactor de gran potencia puede construirse sin que requiera separación de isótopos, tales como uranio enriquecido o agua pesada. Esta configuración también lo hace inestable.

Atucha 1 es del tipo PHWR (reactor presurizado de agua pesada) refrigerado y moderado con agua pesada (D20), y al igual que Atucha II funcionan con uranio natural y agua pesada. Ambas tienen sistemas de seguridad actualizados, con defensa en profundidad con barreras sucesivas, esfera de contención de hormigón reforzado, separación física entre sistemas de seguridad y vigilancia en servicio, además de tener todos los sistemas certificados por el organismo internacional de energía nuclear (OIEA). La URSS, en cambio, operaba sus centrales como instalaciones secretas de nivel militar, por ello, hasta el momento del accidente los organismos internacionales no tenían acceso a sus instalaciones.

El diseño utilizado en Chernobyl era intrínsecamente inseguro, como lo describe el informe del "Grupo de Trabajo de Expertos de la URSS, Causas y Circunstancias del Accidente en la Unidad 4 Chernobyl y Medidas para Mejorar la Seguridad de Reactores RBMK-Moscú (1991)", un aumento de la temperatura provoca un aumento de potencia. La mayor dificultad en máquinas térmicas suele ser refrigerar. Los nuestros, al revés que los soviéticos, son intrínsecamente más seguros, son de tipo PHWR, reactor de agua pesada presurizada (Pressurized heavy water reactor) y una de sus características es evitar este riesgo al no usar el grafito como moderador. Por el contrario los RBMK tiene un "coeficiente de potencia positivo", lo que significa que un incremento de la potencia en el reactor tiende a un mayor incremento de la tasa de reacción. Los coeficientes de vacío positivos y de potencia elevados pueden producir condiciones incontrolables y no han estado permitidos en otros diseños de reactores. Fuentes del área nuclear de la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) afirman que en el caso de las centrales nucleares argentinas, todos los sistemas de seguridad están actualizados y cumplen con las exigencias locales e internacionales proporcionando a la planta elevados niveles de confiabilidad y disponibilidad. Atucha II es una central nuclear de probado diseño al que se le incorporó la experiencia operativa obtenida de Atucha I. Cuenta con sistemas de seguridad actualizados al concepto de defensa en profundidad con barreras sucesivas, doble contención de acero y hormigón, separación física entre sistemas de seguridad y programa de vigilancia en servicio.

La diferencia más grande con el caso de Chernobyl, además de la cultura de seguridad y el apego a los protocolos de los profesionales que manejan las centrales nucleares argentinas es la doble contención estructural; un elemento con el que los rusos no contaban en aquella época los rusos, porque se construyó una central barata; el resultado es que los elementos radioactivos carecían de todas estas barreras de protección. En cambio, explican los especialistas locales, la efectividad de los elementos de contención física quedó probada en los Estados Unidos cuando en la central Three Mile Island hubo un incidente, pero no se produjo liberación de radiación al medio ambiente ni hubo personas afectadas.            

Todas nuestras centrales tienen una defensa estructural de hormigón reforzado (el típico domo), que mantiene encapsulado al reactor y lo protege incluso de ataques militares desde el exterior. Además están preparadas para un evento del tipo Fukushima, donde el tsunami provocado por el terremoto inundó las instalaciones e inhabilitó los motores Diesel de respaldo para hacer funcionar las bombas de refrigeración. Atucha 1 y 2 tienen sus Diésel de respaldo elevados por encima de la cota de máxima inundación del Paraná. Por último, aunque no menos importante, la realización de pruebas de las características que provocaron el accidente de Chernobyl están bajo estrictas medidas de seguridad, en manos de personal experto y con monitoreo del organismo internacional. Una parada técnica, o una prueba de presión, se programan con mucha anticipación bajo protocolos internacionales. Los informes posteriores al accidente hacen hincapié en la "baja cultura de la seguridad" en la URSS y, podemos agregar, las condiciones políticas de ocultamiento y silenciamiento de las críticas, típicas del régimen soviético.

Ni el tipo de diseño del reactor, ni la cultura organizacional, ni el monitoreo internacional facilitan un evento similar en nuestro país; y a lo anterior hay que sumar las medidas de seguridad y las estructuras de contención, resultando en una probabilidad extremadamente baja de eventos catastróficos, aunque, ni en ésta, ni en ninguna otra actividad industrial humana, existe el riesgo cero.

Hoy en día alrededor del 40 por ciento, o más, de la energía generada en Rusia la aportan 11 reactores RBMK basados en el mismo diseño de Chernobyl, aunque se les han realizado importantes modificaciones para prevenir un accidente similar.

El autor es profesor de Historia Económica (UBA y UNlaM). Fue asesor de la Secretaría de Ciencia y Tecnología de la Nación

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