Nuevas medidas de seguridad ser¨¢n adoptadas en el futuro en las centrales nucleares espa?olas

El Gobierno espa?ol ha hecho p¨²blico un informe de la comisi¨®n de t¨¦cnicos espa?oles 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 creaci¨®n en Espa?a de un consejo de seguridad nuclear.

El titular de la cartera de Industria y Energ¨ªa, Carlos Bustelo, inform¨® al Gobierno sobre las conclusiones preliminares del estudio elaborado por la delegaci¨®n oficial espa?ola destacada a Estados Unidos con motivo del accidente registrado en la central nuclear de Three Mile Island, Harrisburg (Pennsylvanla). El se?or Bustelo dio cuenta tambi¨¦n al Gobierno de los resultados de las ¨²ltimas inspecciones realizadas con car¨¢cter ordinario en las centrales nucleares en funcionamiento o en construcci¨®n en nuestro pa¨ªs. ?De acuerdo con estas inspecciones -concluye el informe- no se observan anomal¨ªas de ning¨²n tipo en las centrales espa?olas, que, en cualquier caso, difieren de las caracter¨ªsticas t¨¦cnicas de la central norteamericana accidentada. ?El Gobierno ha acordado, en consecuencia, encargar a la Junta de Energ¨ªa Nuclear la realizaci¨®n, con car¨¢cter extraordinario y urgente, de un estudio sobre las centrales nucleares espa?olas en funcionamiento o en proyecto. Este estudio, junto con toda la informaci¨®n disponible sobre el tema, ?servir¨¢ de base -se asegura- para las modificaciones que eventualmente pudieran ser aconsejables introducir en los procedimientos operatorios o en determinados aspectos del dise?o?.

Historia del accidente

Los hechos, seg¨²n se relatan en este informe, que ha hecho p¨²blico el Gobierno espa?ol, sucedieron de este modo: ?Hacia las cuatro de la ma?ana del d¨ªa 28 de marzo se produjo la p¨¦rdida de agua de alimentaci¨®n a los generadores de vapor de la central. El sistema auxiliar, que deb¨ªa suplir la p¨¦rdida de operaci¨®n de este sistema principal, no entr¨® en funcionamiento, por lo que el inventanio de agua en los generadores de vapor disminuy¨® r¨¢pidamente. Esto ocasion¨®, en pocos segundos, la desconexi¨®n de la turbina, el aumento de la presi¨®n en el circuito primario de refrigeraci¨®n y la parada autom¨¢tica del reactor. Como consecuencia de esta alta presi¨®n se abrieron autom¨¢ticamente las v¨¢lvulas de alivio de presi¨®n y se inici¨® una descarga de vapor y agua del circulto primario al tanque de recogida de descargas previsto; sin embargo, al fallar el cierre de la v¨¢lvula de alivio abierto anteriormente, una vez reducida la presi¨®n, rebas¨® su capaciddd y descarg¨® una considerable cantidad de agua al interior del edificio de contenci¨®n. Los sistemas de bombeo de agua en los sumideros actuaron autom¨¢ticamente y trasvasaron este agua al edificio auxiliar, en donde los dep¨®sitos de recepci¨®n se vieron de nuevo rebasados y se produjo una descarga de agua al suelo del edificio auxiliar. La desgasificacl¨®n de este agua, principalmente de gases nobles, no pudo ser retenida por los sistemas de filtrado y ventilaci¨®n 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 t¨¦rmino de primera fase del accidente, se produjo ?durante las horas siguientes, una p¨¦rdida de refrigeraci¨®n del n¨²cleo causada por la parada manual del sistema de refrigeraci¨®n de emergencia del n¨²cleo y de las bombas principales del circuito primario; esto origin¨® la parte m¨¢s grave del accidente. La p¨¦rdida de refrigeraci¨®n ocasion¨® 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 fisi¨®n, principalmente gases nobles y yodo... Igualmente, la alta temperatura alcanzada en la zona de n¨²cleo descubierta origin¨® la reacci¨®n qu¨ªmica del zircaloy de las vainas y el agua; por ello se produjeron cantidades importantes de hidr¨®geno. Tanto este gas como los anteriormente mencionados escaparon parcialmente de la vasija al interior del edificio de contenci¨®n; el resto qued¨® en el interior de la vasija. La mencionada p¨¦rdida de refrigeraci¨®n, producida por la disminuci¨®n excesiva de presi¨®n en el circuito primario de refrigeraci¨®n, ocasion¨® la ebullici¨®n del agua y la formaci¨®n de vapor, parte del cual qued¨®, a su vez, atrapado en el interior de la vasija, impidiendo la adecuada refrigeraci¨®n del n¨²cleo. Esta slituaci¨®n se mantuvo por espacio de varias horas, hasta que se restabileci¨® de nuevo la refrigeraci¨®n del n¨²cleo mediante una bomba principal y uno de los generadores de vapor, lo cual permiti¨® estabilizar las condiciones de la central. Esta no se encuentra todav¨ªa en estado parado en fr¨ªo y se ensayan diversos procedimientos para lograr tal estado. Los edificios de contenci¨®n y auxiliar est¨¢n contaminados y son inaccesibles. El refrigerante del reactor est¨¢ igualmente contaminado y esto representa una de las dificultades principales para lograr la parada en fr¨ªo. Tambi¨¦n se encuentran saturados los sistemas de tratamiento de residuos l¨ªquidos y gaseosos, por lo que el proceso de descontaminaci¨®n ser¨¢ largo y penosio?.

Medidas de seguridad

Tras exponer la historia de los hechos y analizar las causas t¨¦cnicas de los fallos producidos en la mencionada central, se considera que ?el accidente ha tenido una evoluci¨®n en la que los factores humanos han jugado un papel importante. Se recomienda, pues, reforzar, revisar y ampliar en lo necesario la normativa de aplicaci¨®n a la formaci¨®n y entrenamiento de operadores, supervisores y dem¨¢s equipo t¨¦cnico de las centrales nucleares?. Se analizan tambi¨¦n en el informe la adopci¨®n de medidas de emergencia.

En funci¨®n de estos hechos se tratan tambi¨¦n las instrucciones dirigidas por la Junta de Energ¨ªa Nuclear a las centrales nucleares espa?olas en funcionamiento y construcci¨®n, instando a las mismas a la ?revisi¨®n de la idoneidad de los sistemas del reactor para soportar de manera segura los transitorios que dan lugar a disminuci¨®n de presi¨®n y temperatura en el sistema del refrigerante del reactor?, as¨ª como a la ?revisi¨®n de las acciones requeridas por los procedimientos de operaci¨®n; revisi¨®n de todas las posiciones de las v¨¢lvulas relacionadas con la seguridad; revisi¨®n de los modos y procedimientos de operaci¨®n de todos los sistemas proyectados para transferir gases y l¨ªquidos radiactivos fuera de la contenci¨®n; revisi¨®n del plan de emergencia y de vigilancia radiol¨®gica ambiental; revisi¨®n de los procedimientos relativos al control de hidr¨®geno en el recinto de contenci¨®n? y otras medidas similares.

El Gobierno espa?ol, a la luz de este informe, acuerda hacer p¨²blico el mismo, as¨ª como ?encargar a la Junta de Energ¨ªa Nuclear la realizaci¨®n, con car¨¢cter extraordinario y urgente, de un estudio sobre las centrales nucleares espanolas en ftincioriamiento o en proyecto. Este estudio, junto con toda la informaci¨®n disponible sobre el tema, servir¨¢ de base para las modificaciones que eventualmente pudieran ser aconsejables introducir en los procedimientos operatorios o en determinados aspectos del dise?o?. El Gobierno tambi¨¦n acuerda ?remitir al Congreso de los Diputados, en el plazo de las pr¨®ximas semanas, un proyecto de ley sobre la creaci¨®n de un consejo de seguridad nuclear?.