por Dave Lochbaum
Los estudios de
riesgo de centrales nucleares (también llamados evaluaciones
probabilísticas de riesgo) examinan eventos postulados tales como
como terremotos, rupturas de tuberías, pérdidas de energía,
incendios, etc., y el conjunto de componentes de seguridad instalados
para evitar daños en el núcleo del reactor. Los resultados de los
estudios de riesgo de las centrales nucleares se utilizan para
priorizar los recursos de inspección y ensayos: los componentes con
un riesgo más significativo reciben más atención.
Los estudios de
riesgo de centrales nucleares son verdaderos bosques de árboles de
eventos y árboles de fallas. La figura 1 ilustra un árbol de
eventos simple. El evento iniciador (A) en este caso podría ser algo
que reduzca la cantidad de agua de refrigeración del reactor, como
la rotura de un tubo conectado al recipiente del reactor. El sistema
de protección del reactor (B) está diseñado para detectar esta
situación y apagar inmediatamente el reactor.
 |
| Figura 1. Fuente: Nuclear Regulatory Commission |
El árbol de eventos se ramifica hacia arriba en función de las probabilidades de que el sistema de protección del reactor lleve a cabo esta acción con éxito, y hacia abajo si no lo hace. Dos bombas de refrigeración de emergencia (C y D) pueden proporcionar agua de refrigeración de reemplazo a la vasija del reactor, para reponer el inventario perdido. De nuevo, el árbol de eventos se ramifica hacia arriba para las posibilidades de que las bombas cumplan satisfactoriamente esta función y hacia abajo en caso de falla.
Finalmente, se
examinan las chances de que el calor extraído después del accidente
pueda mantener el enfriamiento del núcleo del reactor después de la
respuesta inicial. La columna de la derecha describe los diferentes
caminos que se pueden tomar para el evento iniciador. Se supone que
el evento de inicio ya sucedió, por lo que cada ruta comienza con A.
Los caminos AE, ACE y ACD dan como resultado el daño del núcleo del
reactor. Las letras añadidas a la letra del evento iniciador definen
qué falla(s) adicional(es) condujo al daño del núcleo del reactor.
La ruta AB conduce a otro árbol de sucesos: el Anticipated Transient
Without Scram (ATWS) (Transistorio anticipado sin parada) debido a
que el sistema de protección del reactor falló en la parada
inmediata del reactor y otros sistemas de mitigación están
involucrados.
El riesgo general
se determina por la suma de las probabilidades de los caminos que
conducen al daño del núcleo. Se expresa típicamente como 3.8 ×
10-5 por año-reactor (en notación científica 3.8E-05 por
año-reactor). Tiendo a tomar el recíproco de estos valores de
riesgo. El riesgo de 3.8E-05 por año-reactor, por ejemplo, se
convierte en un accidente de reactor cada 26.316 años -cuanto mayor
es el número, menor es el riesgo.
Los árboles de
fallas examinan las razones por las cuales no funcionan componentes
tales como las bombas de refrigeración de emergencia. Las razones
pueden incluir un interruptor de control defectuoso, una fuente de
alimentación inadecuada, un
fallo por apertura de
una válvula en el tubo de succión de una
bomba, y así sucesivamente. Los árboles de fallas establecen
las posibilidades de que los componentes de seguridad cumplan con
éxito sus funciones necesarias. Los árboles de fallas permiten a
los árboles de sucesos determinar las probabilidades de que las
rutas se desplacen hacia arriba para tener éxito o
hacia abajo para fallar.
Los estudios de
riesgo de centrales nucleares han existido desde hace mucho tiempo.
Por ejemplo, la Atomic Energy Commission (AEC) (NdR: Comisión de
Energía Atómica de Estados Unidos) (precursora de la actual Nuclear
Regulatory Commission y el Department of Energy), completó el
documento WASH-740 en marzo de 1957 (Figura 2), con el llamativo título
"Teóricamente posible pero altamente improbable". A pesar
de los accidentes graves que fueron etiquetados como "altamente
improbable", la AEC no hizo publico este informe hasta 1973
después que lo filtrara la Union of Concerned Scientists. En enero
de 1975, uno de los primeros actos de la recientemente creada Nuclear
Regulatory Commission (NRC) fue publicar una actualización del
WASH-740. El WASH-1400, también llamado NUREG-75/014 y el Informe
Rasmussen, fue benignamente titulado "Estudio de Seguridad de
Reactores: Evaluación de Riesgos de Accidentes en Plantas
Comerciales de Energía Nuclear de
Estados Unidos".
 |
| Figura 2. Fuente: Atomic Energy Commission |
Estudios de riesgo de centrales nucleares: Antes
En junio de 1982,
la NRC publicó el documento NUREG/CR-2497, "Precursors to
Potential Severe Core Damage Accidents: 1969-1979, A Status Report"
(Antecedentes de potenciales accidentes con daños graves al núcleo:
1969 - 1979, Informe de estado), que informó sobre el riesgo de
daños al núcleo de 52 eventos significativos durante ese período
de 11 años. Los acontecimientos incluyeron la crisis de marzo de
1979 en la unidad 2 de Three Mile Island (TMI-2), que tenía un
riesgo de daño del 100 %. En el esfuerzo se examinaron 19.400
informes de eventos presentados por los licenciatarios a la AEC/NRC
durante ese período, se seleccionaron 529 eventos para una revisión
detallada, se identificaron 169 antecedentes de accidentes y se
encontró que 52 de ellos eran significativos desde una perspectiva
de riesgo. El evento TMI-2 encabezó la lista, con el incendio en
Browns Ferry de marzo de 1975 colocándose en segundo
lugar.
La industria
nuclear evaluó independientemente los 52 eventos significativos
reportados en NUREG/CR-2497. Los análisis de la industria también
encontraron que la fusión TMI-2 tenía un riesgo 100 %, pero no
estaban de acuerdo con todos los cálculos de riesgo de la NRC. De
los diez eventos más significativos, el riesgo calculado por la
industria promedió sólo el 11,8 % del riesgo calculado por la NRC.
De hecho, si se excluye la fusión de TMI-2, la coincidencia "más
cercana" fue para la pérdida de potencia exterior en Haddam
Neck (en Connecticut) en 1974. El riesgo calculado de la industria
para este evento fue menos del 7 % del riesgo calculado de la NRC.
Huelga decir (sin dejar de escribirlo) que la industria nunca, nunca
calculó un riesgo que sea mayor al calculado por la NRC. La
industria calculó que el riesgo del incendio de Browns Ferry era
inferior al 1 % del riesgo determinado por la NRC; es decir, el
riesgo de la NRC era "sólo" 100 veces más alto que el
riesgo de la industria para este evento.
¿Cómo se supera
la brecha de riesgo?
La brecha de
riesgo de esa época puede fácilmente atribuirse a la inmadurez de
los modelos de riesgo y a la escasez de datos. En las décadas
transcurridas desde los primeros estudios de riesgo, los modelos de
riesgo se han vuelto más sofisticados y el volumen de experiencia
operativa ha crecido exponencialmente.
Por ejemplo, la
NRC emitió la Generic Letter 88-20, “Individual Plant Examination
for Severe Accident Vulnerabilities” (Carta Genérica 88-20, Examen
Individual de Planta para Vulnerabilidades en Accidentes Graves). En
respuesta, los propietarios desarrollaron estudios de riesgo
específicos para sus centrales. La NRC emitió documentos tales como
NUREG/CR-2815, “Probabilistic Safety Analysis Procedures Guide”
(Guía Probabilística de Procedimientos de Análisis de Seguridad),
para transmitir sus expectativas sobre los modelos de riesgo. Además
emitió una serie de documentos de orientación como la Regulatory Guide 1.174, “An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment
in Risk-Informed Decision on Plant-Specific Changes to the Licensing
Basis” (Guía Regulatoria 1.174, Un enfoque para el uso de la
evaluación probabilística del riesgo en la decisión informada
sobre los cambios específicos en la licencia de planta). Estas son
una pequeña muestra de los documentos emitidos por la NRC acerca de
cómo llevar a cabo estudios de riesgo de centrales nucleares,
orientación que simplemente no estaba
disponible cuando se realizaron los tempranos
estudios de riesgo.
Un complemento
para la maduración de los estudios de riesgo de centrales nucleares
es la expansión masiva de los datos disponibles sobre el rendimiento
de los componentes y la fiabilidad humana. Los árboles de eventos
empiezan con eventos iniciadores: la NRC ha disecado
significativamente las frecuencias de eventos iniciadores. Los
árboles de fallas se centran en el rendimiento a nivel de
componentes y sistemas, por lo que la NRC ha recopilado y publicado
una amplia experiencia operativa sobre el rendimiento de los componentes y la fiabilidad de los sistemas. Además la NRC compiló
datos sobre los tiempos de operación de reactores para poder
desarrollar tasas de falla a partir de los datos de componentes y
sistemas.
Dada la
sofisticación de los modelos de riesgo actuales en comparación con
los estudios de riesgo de la primera generación, y las bibliotecas
más completas de información sobre reactores en funcionamiento, el
lector probablemente pensará que la brecha entre los riesgos
calculados por la industria y la NRC se ha reducido
significativamente.
Excepto por estar
absolutamente equivocado, usted estaría totalmente en lo cierto.
Estudios
de riesgo de centrales nucleares: Ahora
Desde 2000, la
NRC ha utilizado los estudios de riesgo de centrales nucleares para
establecer la importancia de las violaciones a los requisitos
reglamentarios; con los resultados determinan si se emite un hallazgo
verde, blanco, amarillo o rojo. La Union of Concerned Scientists
examinó diez de los hallazgos amarillos y rojos determinados por la
NRC desde el año 2000. La comparación "más cercana"
entre la NRC y la evaluación del riesgo de la industria fue para la
violación de 2005 en Palo Verde (Arizona), donde los trabajadores
vaciaron rutinariamente el agua de las tuberías de succión de las
bombas de refrigeración de emergencia del núcleo. El riesgo
calculado por la industria para ese evento fue del 50 % (la mitad)
del por la NRC; lo que significa que el regulador consideró este
riesgo como el doble del contemplado por la industria. Y eso fue lo
más cerca que estuvieron los puntos de vista del riesgo. De estas
diez violaciones significativas, el riesgo calculado de la industria
promedió sólo 12.7 % del riesgo calculado por la NRC. En otras
palabras, la brecha de riesgo se redujo solamente un poquito a lo
largo de las décadas.
¿Regulación
de
riesgo
deformada?
Durante décadas,
la NRC ha calculado sistemáticamente que los riesgos de las
centrales nucleares son unas 10 veces mayores que los riesgos
calculados por la industria. Los estudios de riesgo de las centrales
nucleares son herramientas analíticas cuyos resultados forman parte
de la toma de decisiones en materia de seguridad. Los velocímetros,
los termómetros y las balanzas también son instrumentos analíticos
cuyos resultados forman parte de la toma de decisiones en materia de
seguridad. Pero un velocímetro que lee una décima parte de la
velocidad registrada por el radar de un policía de tráfico, o un
termómetro que muestra que un niño tiene una temperatura de una
décima parte de su temperatura real, o una balanza que mide una
décima parte de la cantidad real de un producto químico que debe
ser mezclado en una píldora de prescripción, son herramientas no
confiables que no deberían continuar siendo utilizadas para tomar
decisiones responsables en seguridad.
Sin embargo, la
NRC y la industria nuclear siguen utilizando estudios de riesgo que
claramente tienen escalas significativamente diferentes.
El 6 de mayo de
1975, Stephen H. Hanauer, un asesor técnico de la NRC, escribió un
memorándum a Guy A. Arlotto, subdirector de Estándares de Seguridad
y Protección de Materiales de la NRC. El segundo párrafo de este
memorándum de dos párrafos expresaba la sincera opinión del Dr.
Hanauer sobre los estudios de riesgo de las centrales nucleares:
"Puedes hacer que los números probabilísticos prueben
cualquier cosa, con lo cual quiero decir que los
números probabilísticos no prueban nada".
Curiosamente, la
brecha de riesgo crónica ha demostrado que el difunto Dr. Hanauer
estaba totalmente en lo cierto respecto a su evaluación del valor de
los estudios de riesgo de centrales nucleares. Cuando los modelos de
riesgo permiten a quienes los usan obtener resultados que no están en el
mismo lugar, solo en el mismo campo, los resultados no prueban nada.
La NRC debe
cerrar la brecha de riesgo, o deshacerse de un método que no prueba
nada sobre los riesgos.
Traducido por Cristian Basualdo
Traducido por Cristian Basualdo
Fuentes:
Dave Lochbaum, Nuclear Plant Risk Studies: Then and Now, 29/09/17, Union of Concerned Scientists.
La obra de arte que ilustra esta entrada es "Nuclear Marsh" del artista Wolfang Ertl.
No hay comentarios:
Publicar un comentario