¿En qué se parece el reactor de Embalse al de Chernóbil?

Montaje del reactor de la Central Nuclear Embalse, un modelo CANDU de tubos horizontales conocido como Calandria.

En el accidente de Chernóbil fue clave el coeficiente de vacío positivo del reactor modelo RBMK, una característica que también presenta el reactor de Embalse, modelo CANDU.

por Cristian Basualdo

La miniserie Chernobyl emitida por el canal HBO batió records de visualizaciones, multiplicó las búsquedas en internet relacionadas con el desastre nuclear y sensibilizó a la opinión pública sobre los peligros de la tecnología nuclear. En este marco, La Voz del Interior publicó el artículo titulado: "Chernobyl", la serie: ¿cuál es el riesgo de que en la central de Embalse ocurra un accidente nuclear? Que incluye una entrevista a Carlos Murúa, técnico nuclear de la Universidad Nacional de Córdoba (1), quien estableció las diferencias entre el reactor de Chernóbil (modelo RBMK de origen soviético) y el de la Central Nuclear Embalse (modelo CANDU de origen canadiense) (2).

El experto comenzó con el moderador, que en los reactores RBMK es de grafito, mientras que los CANDU utilizan agua pesada. Además en Chernóbil se desconectaron los sistemas de seguridad, mientras que en la central cordobesa no puede hacerse, “mucho del funcionamiento de la central soviética estaba en manos de los operarios, en vez de poseer enclavamientos físicos” dijo Murúa. Que explicó que el de Chernóbil fue un accidente único en su tipo, y el peor escenario imaginado para Embalse es un accidente con pérdida de refrigeración como el ocurrido en Fukushima. Agregó que la Central Nuclear Embalse cuenta con un domo de hormigón que serviría para contener los elementos radiactivos que podrían liberarse al ambiente, mientras que la de Chernóbil no tenía domo.

Hasta aquí las diferencias y, aunque La Voz del Interior no lo hizo, corresponde preguntar por las similitudes. Descartando las obviedades (ambos son reactores nucleares de fisión para la producción de electricidad), debemos considerar que en el funcionamiento de un reactor nuclear son importantes las cuestiones neutrónicas relacionadas con la temperatura del combustible, y la temperatura y densidad del refrigerante. Una forma de determinar los cambios frente a perturbaciones es mediante los denominados coeficientes de reactividad.

Gordon R. Thompson es especialista en el tema que nos ocupa y autor del estudio Riesgos de operar reactores CANDU 6, en el cual señaló que los reactores CANDU tienen un coeficiente de vacío positivo. Que se refiere al aumento de la tasa de fisión y la tasa de generación de calor, que se producen si el refrigerante primario se convierte en vapor o deja de circular. Ante esta situación, si los sistemas de parada de emergencia fuesen ineficaces, el reactor experimentaría una violenta excursión de potencia, desafiando la integridad de la estructura de contención.

Y si bien el escenario del accidente de Chernóbil difiere de los escenarios de excursión de potencia que pueden surgir en un CANDU, la existencia de un coeficiente de vacío positivo fue central en el accidente de Chernóbil. Los modelos RBMK y CANDU tienen un coeficiente de vacío positivo, por el contrario la mayor parte de la flota mundial de reactores tiene un coeficiente de vacío negativo. El programa de coperación técnica de la Organización Internacional de Energía Atómica (OIEA) sobre la seguridad de los reactores RBMK impulsó modificaciones de seguridad relacionadas directamente con el accidente de Chernóbil, centradas en reducir el coeficiente de vacío positivo y mejorar el diseño de las barras de control.

Los diseñadores canadienses optaron por agua pesada como moderador, basándose en la experiencia previa con los reactores de investigación. Uno de dichos reactores, denominado NRX, experimentó un accidente el 12 de diciembre de 1952, que implicó un fuerte aumento de la reactividad con una excursión de potencia que fundió el combustible, y produjo una explosión de hidrógeno dentro de la calandria, con fugas de material radiactivo al ambiente. Este accidente es considerado el primero de la industria nuclear civil y, si bien todavía no se había creado la Escala Internacional de Sucesos Nucleares (INES), debido sus características se situaría en el nivel 5 (accidente con consecuencias amplias). El reactor NRX tenía un coeficiente de vacío positivo, al igual que todos los reactores CANDU construidos a la fecha.

Mientras que la respuesta del resto de los diseñadores de occidente al accidente del NRX fue la de evitar los reactores con efecto de vacío positivo; el enfoque canadiense consistió en desarrollar un método de defensa en profundidad basado en el riesgo tolerable. Frenar el potencial de excursiones y oscilaciones de potencia se convirtió en un desafío recurrente. La central nuclear Gentilly 1 fue una versión fallida del CANDU que nunca funcionó correctamente, entró en criticidad en 1972 y cerró en 1977. El principal problema fue que el núcleo del reactor tenía coeficientes de reactividad de potencia y vacío positivos. Esta experiencia impulsó el desarrollo de un sistema de parada de emergencia que implica la inyección de veneno líquido dentro del moderador, surgiendo un consenso dentro de la industria nuclear canadiense de que 2 sistemas de parada de emergencia era respuesta suficiente al riesgo de una excursión de reactividad.

Los trabajos de extensión de vida de la Central Nuclear Embalse no modificaron esta característica desfavorable del reactor. Un modelado del núcleo vaciando el refrigerante sin modificar su temperatura, determinó que la reactividad puede llegar a aumentar en aproximadamente 1300 partes por cien mil (pcm), el coeficiente de reactividad por porcentaje de vacío es 13,3 pcm/% (3).

Central Nuclear Embalse. Reactividad vs porcentaje de vacío de refrigerante. Gráfico: Spinella, Madariaga, Lazarte.

Aunque La Voz del Interior hable de la “nueva” central, la de Embalse es un modelo anticuado que está lejos de cumplir con los estándares tecnológicos de última generación necesarios para los nuevos reactores. Y fue imposible alcanzar los con la extensión de su vida útil, que consistió en reemplazar algunos sistemas, estructuras y componentes envejecidos, pero poco pudo hacerse con el envejecimiento tecnológico y conceptual.

Referencias:

1. Carlos Murúa es director de Capacitación del Centro Universitario de Tecnología Nuclear de la Facultad de Ciencias Exactas Físicas y Naturales de la Universidad Nacional de Córdoba.

2. RBMK es el acrónimo de reáktor bolshói móschnosti kanálny que significa reactor de gran potencia de tipo canal. CANDU es el acrónimo de Canadian deuterium uranium.

3. Determinación de los coeficientes de reactividad por temperaturas de combustible y refrigerante de la Central Nuclear Embalse, Mecánica Computacional Vol XXXIII, págs. 3135-3150 Graciela Bertolino, Mariano Cantero, Mario Storti y Federico Teruel (Eds.) San Carlos de Bariloche, 23-26 Setiembre 2014.