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INTERPRETACIÓN DE LA ESCALA INES CUANDO SE APLICA A LA CALIFICACIÓN DE ACCIDENTES EN CENTRALES NUCLEARES.
¿CONVIENE MODIFICAR LA ESCALA?
Agustín Alonso
(Prof. Emérito, Tecnología Nuclear)
1. Presentación del documento
La aplicación de la Escala Internacional de Sucesos Nucleares, INES, en adelante la
Escala, a la calificación de los sucesos que han tenido lugar en la central de Fukushima
1 no ha servido para satisfacer el objetivo fundamental de la Escala: informar a la población transmitiendo la verdadera gravedad del accidente. La aplicación de los
criterios que se exponen en el Manual del Usuario de la Escala incluyen el accidente de
Fukushima en el nivel 7, en el que también se encuentra el accidente de Chernobyl-4, a
pesar de que la actividad liberada en Fukushima es cerca de diez veces inferior a la
liberada en Chernobyl-4 y las correspondientes consecuencias radiológicas de la
liberación órdenes de magnitud inferiores.
Aunque correcta de acuerdo con el Manual, la inclusión de la central japonesa en el
nivel 7 ha permitido que las consecuencias del accidente japonés se hayan equiparado
con las de la central ucraniana, lo que ha engendrado un pánico internacional exagerado,
comparaciones inadecuadas entre ambos accidentes y ha alimentado, hasta límites
extremos, la fobia y los sentimientos antinucleares de la población y sus representantes
institucionales. Esta circunstancia invita a interpretar correctamente el significado de la
Escala INES y a proponer su modificación ya que, por sus consecuencias y
características, ambos accidentes no deberían encontrarse en el mismo nivel.
En la disertación inicial, repetida en las conclusiones, en la Conferencia Ministerial
sobre Seguridad Nuclear celebrada en Viena, junio 20-24 de 2011, el Director General
del Organismo Internacional de Energía Atómica, OIEA, Dr. Yukiya Amano afirmó
“The INES rating proved to be ineffective communications tool in the case of the
Fukushima Dai-ichi accident. I am asking the INES Advisory Committee to consider
ways in which the scale might be improved”. Se han expresado consideraciones
similares en otras manifestaciones internacionales, así como en el seno del International
Nuclear Safety Group, INSAG, y en otras instituciones.
Esta Nota se ha redactado y difundido entre los Miembros de la Sociedad Nuclear
Española, SNE, con el objetivo de fomentar un foro de opinión sobre la aplicación de
la Escala INES a las centrales del parque nuclear español e instalaciones y actividades
de la segunda mitad del ciclo del combustible. Con tal fin, se resaltan las dificultades
que se presentan en la aplicación de la Escala; se exponen opiniones y propuestas
discutibles, y se buscan otras opiniones, así como información adicional, todo ello con
la participación abierta de los Socios de la SNE. El foro de opinión servirá para conocer
mejor el origen, contenido y objetivos de la Escala; la necesidad de informar con
prontitud y precisión sobre la severidad de los accidentes nucleares, y estimar las
ventajas de la prevención de accidentes y la gestión efectiva en el caso de que sucedan.
2
De ser oportuno, podría también servir para participar, de la forma establecida, en el
complicado proceso de revisión de un documento relevante del OIEA.
2. Desarrollo histórico de la Escala INES
La Escala fue originalmente creada por las autoridades nucleares francesas en los años
ochenta con el objetivo de calificar las anomalías e incidentes de sus propias centrales
nucleares. La escala fue presentada al Comité de Actividades Reguladoras, Committee
on Nuclear Regulatory Activities, CNRA, de la Agencia de Energía Nuclear, NEA, de la
OECD y considerada como elemento útil para calificar la gravedad de los accidentes
nucleares. Su valor fue pronto apreciado por el OIEA, quien, junto con la NEA, en
marzo de 1990, incorporan la Escala a un sistema de información conjunta por un
periodo provisional. Durante este periodo, la aplicación de la Escala fue observada
largamente, en primer lugar por la mayor parte de los países miembros de la NEA,
posteriormente por los Estados Miembros del OIEA. La Escala fue aceptada y
considerada útil. El Consejo de Seguridad Nuclear, CSN, la introdujo en su propio
sistema de información en 1990.
Después del periodo de prueba, la Escala fue revisada para tener en cuenta la
experiencia acumulada. Originalmente la Escala se aplicaba sólo a las centrales
nucleares; sin embargo, la experiencia demostró la importancia de incluir accidentes e
incidentes con efectos radiológicos potenciales o reales en otros tipos de instalaciones
nucleares, tales como los conjuntos críticos, los reactores de investigación, las
instalaciones del ciclo del combustible nuclear y los transportes de sustancias nucleares,
así como en sucesos relacionados con las instalaciones radiactivas y el transporte de
materiales radiactivos. Con tal intención, la Escala fue revisada y ampliada en 1992. Se
incluyó además un detallado Manual del Usuario [1], que establece criterios que ayudan
a determinar la calificación de anomalías y accidentes en los distintos tipos de
instalaciones y actividades.
En el año 2001 se revisó el Manual del Usuario [2] con el objetivo principal de refinar
los criterios de calificación de sucesos relacionados con las instalaciones del ciclo del
combustible y con los transportes de sustancias nucleares y materiales radiactivos. En
esta nueva edición del Manual se reconoció que todavía faltaban detalles relacionados
con el transporte y con anomalías y accidentes asociadas a las fuentes de radiación,
sobre las que el CSN estaba trabajando con detalle. Las contribuciones del CSN han
sido explícitamente reconocidas en la nueva edición de 2008 del Manual [3] en el que se
modifica y mejora la terminología de la propia Escala, que incluye los mismos niveles
anteriores, pero su definición es más precisa y el Manual del Usuario más detallado,
pero mucho más complejo.
El nuevo Manual del Usuario es un documento complejo, cuya aplicación requiere
conocimientos profundos sobre la prevención de accidentes y la mitigación de sus
consecuencias. En el caso de las centrales nucleares, la calificación de las anomalías,
niveles 0 a 3, requiere saber discernir con prudencia el concepto de defensa en
profundidad, los criterios de diseño, los procedimientos de operación, la prevención de
accidentes y la mitigación de sus consecuencias, así como tener una idea precisa del
principio sobre el liderazgo y gestión de la seguridad y del concepto de cultura de la
seguridad y cómo deben ser aplicados a cada caso, todos ellos elementos de muy difícil
cuantificación.
3
Por todo ello, parece oportuno simplificar el Manual y evitar, hasta el límite máximo
posible, los elementos de cuantificación difícil.
Tema de opinión 1: Escala específica para centrales nucleares e instalaciones de la
segunda mitad del ciclo del combustible. La aplicación de la Escala a todo tipo de
instalaciones y actividades que supongan un riesgo radiológico introduce un elemento
de heterogeneidad que complica su aplicación. El inventario radiactivo de las centrales
nucleares y las instalaciones y actividades de la segunda mitad del ciclo del
combustible - almacenamiento, transporte y reelaboración del combustible usado;
gestión y transporte de residuos de elevada intensidad específica - es órdenes de
magnitud superior al inventario radiactivo de cualquier reactor nuclear de
investigación; conjunto crítico; instalación radiactiva; gestión y transporte de residuos
de media, baja y muy baja actividad. Por tal razón, se estima conveniente crear una
Escala específica, dentro de la Escala general, para las centrales nucleares y las
instalaciones y actividades asociadas a la segunda mitad del ciclo del combustible, que
se base sobre principios y conceptos que sean cuantificables con precisión y facilidad.
3. El objetivo y aplicación de la escala INES
La Escala es el instrumento internacional que se utiliza para comunicar a la población y
a las autoridades la gravedad de cualquier suceso relevante que esté relacionado con la
operación de las instalaciones nucleares y radiactivas y con las actividades relacionadas
que supongan un riesgo para la salud y seguridad de las personas o para el medio
ambiente. La Escala no debe ser utilizada para establecer planes de emergencia u otras
medidas de protección o gestión de accidentes, ni tampoco sirve para analizar las causas
y consecuencias de anomalías y accidentes, sólo sirve para indicar el nivel de gravedad
de la situación en momentos relevantes de un acidente; reconoce, pero no considera, que
las medidas de protección que se tomen puedan modificar la gravedad de las
consecuencias del suceso en cuestión.
La gravedad de cada suceso corresponde teóricamente a un incremento de
aproximadamente un orden de magnitud para cada aumento de un nivel en la Escala,
que intenta así ser logarítmica. La calificación de los sucesos se basa sobre: (1) los
efectos sobre las personas y el medio ambiente; (2) la situación de las barreras y los
controles radiológicos en las instalaciones; y (3) los efectos sobre la defensa en
profundidad. Como es bien sabido, los sucesos se clasifican en siete niveles: los niveles 4 a
7 se denominan “accidentes” y los niveles 1 a 3 “incidentes”. Los sucesos sin
significación para la seguridad están clasificados como “Debajo de la escala / Nivel 0”.
La aplicación de la Escala a las centrales nucleares españolas, desde 1991 hasta el año
2009, ambos incluidos, ha sido glosada en el documento del Foro Nuclear [4] sobre la
seguridad de las centrales del parque nuclear español. El incendio de 1989 en las
turbinas de la central nuclear de Vandellós I fue calificado a posteriori en el nivel 3. En
el intervalo indicado se han registrado 35 sucesos en el nivel 1 y tres en el nivel 2, lo
que supone una frecuencia esperada del orden de 15 sucesos de nivel 1 por cada 100
años de operación acumulada o 15 sucesos de nivel 2 por cada milenio de operación
acumulada. Estos índices son comparables con la experiencia de otros países. Sin
embargo, el número de sucesos de nivel cero ha variado entre 36 y 95 por año entre los
años 2005 a 2009, lo que supone una frecuencia excesiva e innecesaria de aparición de
4
sucesos irrelevantes en los medios de comunicación. Circunstancia que invita a
proponer el tema de opinión que sigue.
Tema de opinión 2: Los sucesos de nivel 0 no deben ser parte de la Escala. Los
sucesos sin significación para la seguridad no deberían ser objeto de consideración en
la Escala porque no tienen interés informativo para la sociedad. Son situaciones
previstas, muy frecuentes, que sólo tienen interés como experiencias operativas. Es
cierto que una frecuencia excesiva de estos sucesos es un indicador de la falta de
liderazgo y gestión de la seguridad con potenciales efectos negativos sobre la cultura
de seguridad, el entrenamiento adecuado del equipo de explotación y la falta de interés
por la retroalimentación de la experiencia operativa, en contra de la establecido en el
Principio 3 de los Principios Fundamentales de Seguridad del OIEA. Tales síntomas
deben ser inmediatamente corregidos por el titular bajo la supervisión del órgano
regulador sin formar parte de la Escala. Además, la publicación de los numerosos
sucesos de nivel cero contribuye a fomentar innecesariamente la fobia nuclear.
El Manual del Usuario aprecia la dificultad de calificar aquellos accidentes que se
desarrollen con lentitud y no sea posible determinar con precisión su gravedad inicial.
En tales situaciones la Escala recomienda se establezcan calificaciones provisionales,
que puedan ser modificadas a medida que se desarrollan los sucesos hasta llegar a la
calificación definitiva. Los niveles asignados de forma provisional pueden ser mayores
o menores que los definitivos. Se considera conservador comenzar con niveles
superiores, basados en estimaciones pesimistas de la situación futura, pero no cabe
despreciar la conveniencia de comenzar asignando niveles inferiores que evolucionen
hacía niveles superiores a fin de evitar alarmas innecesarias a la población. Puede que el
proceso a seguir dependa de cada situación.
La asignación de niveles por las autoridades japonesas a los accidentes de Fukushima se
hizo en cuatro escalones sucesivos:
1. La primera designación, formulada el 11 de marzo, el mismo día del terremoto y
maremoto, se asignó el nivel 3 a las centrales de Fukushima 1 y Fukushima 2,
por pérdida del suministro eléctrico externo y del sumidero final de calor. El
nivel 3 se ha mantenido para las unidades de Fukushima 2, que pudieron ser
refrigeradas.
2. La segunda designación, formulada el 12 de marzo, se asignó el nivel 4 a la
unidad 1 de Fukushima 1, como consecuencia de la explosión de hidrógeno en el
edificio del reactor y la potencial liberación del 0,1 % del inventario de
productos volátiles.
3. La tercera designación, formulada el 18 de marzo, elevó al nivel 5 la situación
de las unidades 1, 2 y 3 de Fukushima 1, porque la liberación prevista de
nucleidos volátiles había sido superior al 0,1 % del inventario; se mantuvo el
nivel 3 para la piscina de desactivación de la unidad 4.
4. La cuarta designación, formulada el 18 de abril, elevó al nivel 7, el estado
conjunto de las unidades 1, 2 y 3 de Fukushima 1, porque la liberación estimada
conjunta de nucleidos volátiles (I-131 y Cs-137) medido en I-131 equivalente
era superior a 5.1016
Bq.
5
La asignación de niveles en la Escala por las autoridades japonesas ha seguido el
criterio de menor a mayor a medida que se conocían con detalle la situación de cada una
de las centrales. Se estima que la asignación de los tres primeros niveles ha sido
acertada y bien escalonada; durante la primera semana cabía la posibilidad de que se
pudiese conseguir la refrigeración, a pesar de que las explosiones de hidrógeno
revelaban el deterioro y posible fusión del núcleo; sin embargo, la cuarta y última
asignación ha llegado demasiado tarde, lo que ha disminuido la credibilidad de las
autoridades japonesas e incrementado la percepción pública del riesgo nuclear.
Tema de opinión 3: Asignación de niveles en el caso de sucesos de larga duración. Los sucesos nucleares con evolución lenta plantean el dilema de la asignación
provisional en la Escala comenzando en un nivel estimado superior con la
potencialidad de ser disminuido a la vista de la evolución real de los acontecimientos;
esta aproximación tiene la desventaja de crear pánico innecesario si la gravedad de la
situación real es menor que la inicialmente asignada, pero la ventaja, entre otros
aspectos, de aliviar la tensión social inicial y de haber puesto en práctica las medidas
apropiadas de protección desde el inicio de los acontecimientos. La situación inversa,
basada en le evolución real de los acontecimientos, tiene le ventaja de no causar pánico
social innecesario, pero la desventaja de causar una ansiedad creciente, si la gravedad
de la situación aumentase; además podría incrementar el riesgo de retrasar la puesta
en práctica de las medidas de emergencia.
4. Clasificación de incidentes en las centrales nucleares en funcionamiento
La importancia de los incidentes reside en su mayor frecuencia y en la necesidad de que
sean transmitidos a la sociedad con precisión. Los incidentes no causan daños
radiológicos, sólo revelan deterioros en la seguridad de las centrales, la información
suministrada debe explicar con precisión el deterioro en la seguridad que supuso el
incidente. El capítulo 5 del Manual se refiere a los incidentes que pueden ocurrir en las
centrales nucleares en explotación, incluyendo la puesta en marcha y la parada caliente
del reactor. Los incidentes son situaciones anómalas previsibles sin consecuencias
radiológicas en las que fallan algunos elementos de seguridad con incremento del riesgo
de accidente. La base de la clasificación es fundamentalmente determinista, y toma
como referencia el concepto de defensa en profundidad, si bien introduce también
consideraciones probabilistas elementales. Entiende que la defensa en profundidad se
verá amenazada si:
1) Los sistemas de seguridad no hacen frente de la forma prevista a los sucesos
iniciadores considerados en el diseño.
2) La operabilidad de uno o más sistemas de seguridad se ha mantenido de forma
degradada durante algún tiempo, aunque no haya ocurrido el suceso iniciador
que requiere la actuación del sistema o sistemas degradados.
4.1 Situaciones con suceso iniciador
Para situaciones originadas por un suceso iniciador es necesario conocer la frecuencia
esperada del suceso iniciador y el nivel de degradación del sistema o sistemas
6
requeridos. El Manual distribuye la frecuencia esperada del suceso iniciador en cuatro
grupos:
1. Prevista. Suceso iniciador que puede ocurrir con certeza una o varias veces
durante la vida operacional de la central (es decir, f ≥ 10-2
por año).
2. Posible. Suceso iniciador, previsto en el diseño de la central, que puede ocurrir
con una frecuencia esperada en el intervalo 10-4
≤ f < 10-2
por año.
3. Improbable. Suceso iniciador, previsto en el diseño de la central, que puede
ocurrir con una frecuencia esperada f < 10-4
por año).
4. Más allá del diseño. Suceso iniciador, no previsto en el diseño original de las
centrales en explotación, cuya frecuencia esperada suele ser f ≤ 10-7
por año
(dato añadido por el autor)1.
El Manual describe los estados de degradación de los componentes y sistemas de
seguridad que han de realizar las tres funciones básicas: (1) controlar la reactividad; (2)
refrigerar el combustible, y (3) confinar la radiactividad. Los estados de degradación se
definen en función de su complemento, la operabilidad2, como sigue:
A. Plena. Todos los sistemas y componentes de seguridad previstos para hacer
frente a cada suceso iniciador contemplado en el diseño mantienen la
redundancia y diversidad originales.
B. Mínima requerida por los límites y condiciones de operación, LCO. Se satisface
la función de seguridad requerida sin la redundancia y diversidad establecidas en
el diseño pero aceptadas en los límites y condiciones de operación, normalmente
establecidos en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento.
C. Adecuada. Se satisface la función de seguridad requerida, pero fuera de los
límites y condiciones de operación, por ejemplo sin la redundancia y diversidad
indicada o con retraso aceptable en la operación, por ejemplo en la extracción
del calor residual, inyección de refrigerante de emergencia o aislamiento del
recinto de contención o cuando la función de seguridad se consigue con sistemas
distintos de los sistemas de seguridad. El Manual considera que en algunos
casos, las categorías B y C pueden ser iguales.
D. Inadecuada. No se satisface la función de seguridad que demanda el suceso
iniciador considerado.
1 Los accidentes no considerados en el diseño original, los llamados accidentes graves, han sido
investigados en profundidad y se han desarrollado procedimientos administrativos, componentes,
estructuras y sistemas tecnológicos adicionales para prevenir su ocurrencia y mitigar sus consecuencias en
el caso de que se produzcan. Sin embargo, tales procedimientos y medios tecnológicos no incluyen el
nivel de redundancia y diversidad que se consideran en la base de diseño. 2 Se utiliza la expresión operabilidad de una función de seguridad como sustitutivo de la operabilidad de
los sistemas, componentes y estructuras incorporados al diseño que han de hacer frente al suceso iniciador
considerado en el diseño.
7
La frecuencia esperada del suceso iniciador y la operabilidad de las funciones de
seguridad se representan en forma matricial en el cuadro 9 del Manual que se reproduce
seguidamente.
CUADRO 9. SUCESOS CON INDICADOR REAL
Operabilidad de la función de seguridad
Frecuencia del suceso iniciador (1)
Prevista
(2)
Posible
(3)
Improbable
A Plena
0 1 2
B Mínima requerida por los límites y
condiciones operacionales
1 o 2 2 o 3 2 o 3
C Adecuada
2 o 3 2 o 3 2 o 3
D. Inadecuada 3 + 3 + 3 +
Si la operabilidad es plena, la calificación del suceso debería ser 0 para todos las
sucesos iniciadores previstos, con independencia de su probabilidad; sin embargo, el
Manual considera que no se han tomado medidas para prevenir sucesos iniciadores
posibles e improbables y que tal situación debe ser reflejada en la Escala en los niveles
1 y 2 respectivamente. Si la operabilidad fuese la mínima requerida por los límites y
condiciones de operación, la calificación también debería ser 0 para todos los sucesos
iniciadores, con independencia de su probabilidad. Sin embargo, la Escala asigna
valores de 1 a 2 para sucesos previsibles, y de 2 a 3 para sucesos posibles e improbables
por entender, en ambos casos, que un fallo adicional daría lugar a un accidente.
Finalmente, se observa que si una función de seguridad es inadecuada, se habrá
producido un accidente, por lo que el símbolo 3+ representa una situación accidental
que puede encontrarse en las niveles 4 a 7 de la Escala.
En la descripción del Manual se introduce el concepto de suceso más allá del diseño; es
decir suceso con graves consecuencias no contemplado en la base del diseño por su
reducida frecuencia esperada, generalmente ligada a sucesos naturales de magnitud
excepcional, como en Fukushima 1, o a sucesos inducidos por actividades humanas
malintencionadas. Tales accidentes graves han sido considerados en programas
experimentales puestos en marcha después del accidente de TMI-2, que han dado lugar
al establecimiento de guías específicas para la gestión de accidentes graves y a la
incorporación de medios técnicos adicionales para el control del hidrógeno, la reducción
del término fuente y la extracción del calor de desintegración por inundación exterior de
la vasija.
Además, las pruebas de seguridad que se van a realizar en todo el mundo como
consecuencia del accidente de Fukushima servirán para añadir nuevos procedimientos,
incorporar nuevos equipos e introducir modificaciones de diseño, cuando sea necesario,
para hacer frente a pérdidas duraderas del suministro eléctrico y del sumidero final de
calor y para reducir el término fuente. Esta nueva circunstancia obliga a revisar el
Cuadro 9 del Manual, en la forma que se propone en la tabla 1 siguiente, en la que se ha
añadido una nueva columna que refleja los sucesos no contemplados en el diseño
8
original, pero considerados como accidentes graves, cuya frecuencia esperada de
ocurrencia se denomina remota. Dada la frecuencia con la que pueden aparecer las
circunstancias descritas, la propuesta que se formula toma la forma de tema de opinión
Tabla 1. Propuesta de matriz para la asignación de niveles en la Escala INES en función
de la frecuencia esperada del suceso iniciador y la operabilidad de las funciones de
seguridad.
Operabilidad de la función de seguridad
Frecuencia del suceso iniciador
(1)
Prevista
(2)
Posible
(3)
Improbable
(4)
Remota
A Plena
0 0 0 1
B Mínima requerida por los LCO
1 1 1 2
C Adecuada
2 2 2 3
D. Inadecuada 4 a 10 4 a 10 4 a 10 4 a 10
Tema de opinión 4: a ) La operabilidad máxima no debe ser objeto de la Escala salvo en circunstancias remotas. Se estima que si la operabilidad de los sistemas es plena y
se han satisfecho las funciones de seguridad previstas y necesarias para hacer frente al
suceso iniciador, la situación se encuentra fuera de la Escala, y no debe ser objeto de
información pública, con independencia de la probabilidad del suceso iniciador3. En el
caso de sucesos remotos extraordinarios, que no fueron contemplados en el diseño
original, pero que han sido considerados posteriormente y superados con éxito en la
práctica, la calificación debe limitarse al nivel 1 en función de lo extraordinario del
suceso iniciador.
b) La operabilidad mínima y la adecuada son incidentes de nivel 1 y 2 sin incluir otras circunstancias de carácter subjetivo. Para el caso de operabilidad mínima, el
nivel debe ser aumentado en una unidad para tener en cuenta la pérdida de diversidad
y redundancia de sistemas y componentes y en dos niveles, para el caso de que la
operabilidad haya sido simplemente adecuada. Si la operabilidad es inadecuada los
niveles pasan a la consideración de accidente, que en esta propuesta incluyen los
niveles 4 a 10, como se expone más adelante.
4.2 Situaciones con disminución de la operabilidad y sin suceso iniciador
El Manual analiza el caso de que en el curso de de las evaluaciones periódicas de la
seguridad o en la realización de pruebas y verificaciones periódicas se descubra que
algunos componentes y sistemas de seguridad han permanecido inoperables desde un
3 La asignación del nivel 0 no evita que cada uno de los sucesos iniciadores que se produzcan, con
independencia de la frecuencia esperada, se someta a un análisis de sus causas intrínsecas y se defina su
significación como experiencia operativa.
9
cierto tiempo o existan defectos intrínsicos de diseño. De haber ocurrido algún suceso
iniciador que hubiese requerido la actuación de tales sistemas y componentes no hubiese
sido posible completar la función de seguridad lo que hubiese conducido a un accidente.
El Manual considera y justifica la asignación de valores como se indica en el cuadro 10.
CUADRO 10. SUCESOS SIN INICIADOR REAL
Operabilidad de la función de seguridad
Frecuencia del suceso iniciador (1)
Prevista
(2)
Posible
(3)
Improbable
A Plena
0 0 0
B Mínima requerida por los LCO
0 0 0
C Adecuada
1 o 2 1 1
D. Inadecuada 3 2 1
El Manual reconoce que la clasificación de un suceso dependerá del alcance de la
degradación de las funciones de seguridad y de las probabilidades del suceso iniciador
que las requiera, lo que asigna niveles mayores a los sucesos iniciadores de mayor
probabilidad, pero ignora el tiempo durante el cual ha permanecido la degradación,
considerado relevante; de forma ilógica introduce el caso de la operabilidad plena,
cuando el postulado principal es la degradación de la operabilidad.
El Manual tampoco considera el tiempo de respuesta de las funciones de seguridad
requeridas. La función de control de la reactividad debe ser automático o muy rápido;
además si no es posible controlar la reactividad se pueden desencadenar dificultades en
la refrigeración del combustible y la contención de la radiactividad. La función de
refrigeración del combustible tiene un pequeño margen temporal; sin embargo, de no
conseguirlo con eficacia se pone en riesgo la contención de la radioactividad. La
función de confinamiento de la radiactividad dispone de un mayor margen temporal;
además la liberación de actividad supone la rotura simultánea o sucesiva de las barreras
de contención de la radiactividad, en especial la barrera de presión y la barrera de
contención.
Las consideraciones anteriores invitan a establecer niveles relacionados con la
degradación de la operabilidad de la función y su permanencia temporal y con la
función de seguridad a realizar, sin depender de la probabilidad del potencial suceso
iniciador. Esta última hipótesis se basa en el riesgo que supone la degradación. Definido
el riesgo como el producto de la probabilidad por el daño causado, los daños que cabe
esperar de los sucesos iniciadores previstos son menores que los de los fenómenos
iniciadores remotos, pero su probabilidad es mucho mayor, de modo que el producto de
ambos factores es aproximadamente igual para todo tipo de sucesos iniciadores. En todo
10
caso, puesto que no han existido sucesos iniciadores de ningún tipo, el nivel máximo
que cabe asignar se reduce al nivel 3.
A la vista de los comentarios anteriores, se ha creado la tabla 2 en la que se considera el
nivel de la Escala que corresponde a cada combinación de las variables puestas en
juego; es decir, la operabilidad, el tiempo de permanencia del deterioro y el tipo de
función de seguridad a realizar por el sistema demandado.
Tabla 2. Propuesta de matriz para la asignación de niveles en la Escala INES en función
del tiempo de deterioro de las funciones de seguridad.
Operabilidad de la función de seguridad
Tiempo de permanencia del deterioro (días) ≤ 1 d ≤ 10 d ≤ 10
2 d ≤ 10
3 d ≤ 10
4 d
a b c a b c a b c a b c a b c
B. Mínima requerida por los LCO
0
0
0
0
0
0
1
0
0
2
1
0
3
2
1
C. Adecuada
0
0
0
1
0
0
2
1
0
3
2
1
3
3
2
D. Inadecuada 2
1
0
3
2
1
3
3
2
3
3
3
3
3
3
a. Representa el deterioro del sistema de control de la reactividad
b. Representa un deterioro en el sistema de refrigeración del combustible
c. Representa un deterioro en el sistema de contención de la radiactividad
La propuesta que se formula en la tabla 2 se desvía conceptualmente de la propuesta que
se formula en el cuadro 10 del Manual. Considera parámetros fácilmente medibles, tales
como el tiempo de permanencia del deterioro y urgencia con la que es necesario hacer
frente a las funciones de seguridad potencialmente demandadas. Aunque menos
frecuentes que las incidencias con suceso iniciador, las incidencias por deterioros no
conocidos son también relevantes. Por tales razones, la propuesta que se formula toma
la forma de tema de opinión.
Tema de opinión 5: a) Deterioro de la función de control de la reactividad. Si el
sistema de control de la reactividad mantiene las redundancias mínimas necesarias
establecidas en los límites y condiciones de operación, el deterioro se podría mantener
fuera de la Escala hasta 100 días, ya que al cabo de dicho tiempo la aparición de un
suceso iniciador que requiriese su función podría haber aparecido con certeza. Esta
situación sería clasificada en el nivel 1 aumentado en una unidad cuando el tiempo de
permanencia del deterioro aumente en un factor diez. Si el deterioro se encontrase por
debajo de los límites y condiciones de operación, pero mantuviese su función, el
deterioro no debería permanecer más de diez días y sería clasificado en el nivel 1 con
los aumentos previstos en el nivel anterior hasta un nivel máximo de 3. Si el deterioro
impide la función de control de la reactividad, el reactor debe ser apagado de forma
11
inmediata y el sistema corregido. El incidente sería clasificado en el nivel 2,
aumentando hasta el nivel 3 si la situación se mantuviese durante más de un día.
b) Deterioro de la función de refrigeración del combustible. Si el sistema de
refrigeración del combustible mantiene las redundancias mínimas necesarias
establecidas en los límites y condiciones de operación, el deterioro se podría mantener
fuera de la Escala durante 1000 días, ya que al cabo de dicho tiempo la aparición de
un suceso iniciador que requiriese su función de forma urgente, por ejemplo en el caso
de pérdida de refrigerante, podría haber aparecido con elevada probabilidad. Tal
situación sería calificada en el nivel 1 aumentando en una unidad cuando el tiempo de
deterioro aumente en un factor diez hasta un máximo de nivel 3. Si el deterioro hubiese
superado los límites y condiciones de operación, pero mantuviese su función, el
deterioro no debería durar más de 100 días y sería clasificado en el nivel 1 con los
aumentos previstos en el nivel anterior, hasta un máximo de nivel 3. Si el deterioro
impide la función de refrigeración adecuada del combustible, el reactor debe ser
apagado de forma inmediata y el sistema corregido. El incidente sería clasificado en el
nivel 1, aumentando hasta el nivel 3 si el deterioro se hubiese mantenido por encima de
100 días.
c) Deterioro de la función de contención de la radiactividad. Si el sistema de
contención de la radiactividad mantiene las redundancias mínimas necesarias
establecidas en los límites y condiciones de operación tal deterioro se podría tolerar
durante 10 000 días, ya que al cabo de dicho tiempo la aparición de un suceso
iniciador que requiriese su función de forma urgente, por ejemplo en el caso de
deterioro del núcleo del reactor y pérdida de la barrera de presión, podría haber
aparecido con elevada probabilidad. Tal situación sería calificada en el nivel 1. Si el
deterioro hubiese superado los límites y condiciones de operación pero mantuviese su
función, el deterioro no debería durar más de 1 000 días y sería clasificado en el nivel
1 y en el nivel 2 por encima de dicho tiempo. Si el deterioro impide la función de
contención de la radiactividad, el reactor debe ser apagado en menos de diez días y el
sistema o componente corregido. El incidente sería clasificado en el nivel 1 con
aumentos progresivos hasta el nivel 3.
5. La asignación de niveles en el caso de accidentes en centrales nucleares.
Para las centrales nucleares, el vigente Manual del Usuario, apartado 2.2.2, define los
niveles 4 a 7 en función de la actividad emitida durante el accidente. En los niveles 4 y
5 añade también el nivel de deterioro del núcleo del reactor, aunque no se produzcan
liberaciones de radiactividad al exterior. En todos los casos, la definición tiene una
estructura común y la radiactividad liberada al exterior varía por factores de diez, de
acuerdo con el carácter logarítmico de la Escala. El texto repetido de las definiciones se
transcribe seguidamente:
“Nivel 7” Suceso que tiene como resultado una emisión medioambiental
correspondiente a una cantidad de radiactividad equivalente a una emisión a la
atmósfera de más de varias decenas de miles de terabequerelios4 de yodo-131”
4 Terabequerelio (10
12 Bq)
12
El texto se mantiene para los niveles anteriores sustituyendo la cantidad liberada por las
expresiones:
“Nivel 6…del orden de miles a decenas de miles…”
“Nivel 5...del orden de cientos a miles de…”
“Nivel 4…del orden de decenas a cientos de…”
Es de interés observar que en las definiciones antes mencionadas se hace referencia a las
emisiones a la atmósfera y al yodo-131. Cabe especular si deben ser contabilizadas las
emisiones de líquidos radiactivos que pueden terminar en los sistemas hidrológicos
asociados al sumidero final de calor, caso de los vertidos al mar en el accidente de
Fukushima. Parece que la referencia exclusiva a las emisiones a la atmósfera es un error
del Manual del Usuario y que tales emisiones deben ser contabilizadas para todas las
posibles vías de escape de la radiactividad.
El cuadro 2 del Manual del Usuario incluye la equivalencia radiológica en yodo-131de
los distintos nucleidos potencialmente liberados; para cada nucleido incluido en la lista
se define el factor por el que es preciso multiplicar la actividad emitida para obtener su
equivalente en yodo-131. De esta forma es posible sumar la actividad de los
radionúclidos liberados en forma de actividad de yodo-131 equivalente. Las emisiones
de cesio-137, por ejemplo, deben ser multiplicadas por 40 para poder ser añadidas al
equivalente total, mientras que las de cesio-134 han de ser multiplicadas por tres, por su
vida más corta y menor toxicidad. Se ha seleccionada el yodo-131por ser el nucleido
que se libera en mayor cantidad a causa de su mayor volatilidad. Los gases nobles
radiactivos se liberan totalmente, pero su efecto radiológico se desprecia.
El Manual del Usuario advierte que `no conviene usar valores numéricos precisos en
las definiciones de los niveles, cuando la magnitud de la emisión sólo pueden ser
estimadas de forma aproximada´. Sin embargo, para ayudar a interpretar de forma
coherente los criterios de la Escala se sugiere que los límites entre los niveles sean
aproximadamente 500, 5.000 y 50.000 terabequerelios de yodo-131 equivalente. Estos
valores han sido utilizados por los representantes oficiales del OIEA en sus
manifestaciones sobre el nivel en la escala INES que debe asignarse al accidente en la
central de Fukushima 1. Los valores numéricos citados se han incorporado en la tabla 3,
que también incluye la denominación que se da a cada nivel accidental considerado.
Además de las definiciones y límites cuantitativos que se encuentran en el Manual, en la
propia Escala se encuentran descripciones sobre las medidas de protección de las
personas que deben utilizarse para cada uno de los niveles accidentales que se definen.
En todos los casos se hace referencia a las contramedidas previstas en el plan de
emergencia establecido.
Tales descripciones se incluyen también en la tabla 3, en la que a los datos del Manual
se añaden los límites en yodo-131 equivalente, que antes se indican y fijan la separación
entre niveles. Se ha utilizado como unidad el múltiplo 1016
Bq, sin nombre específico,
equivalente a decenas de miles de terabequerelios, porque puede ser convertida
fácilmente en megacurios (5.1016
bequerelios<>1,35 megacurios)
13
Tabla 3. Denominación, descripción y límites numéricos utilizados en la escala INES
para la calificación de accidentes en centrales nucleares1.
Nivel
Nombre
Limites I-131 equivalente (x1016 Bq)
Descripción
7
Accidente
grave
≥ 5
Liberación grave de materiales
radiactivos con amplios efectos
en la salud y el medio ambiente,
que requiere la aplicación y
prolongación de las
contramedidas previstas.
6
Accidente
importante
de ≥ 0,5 hasta<5
Liberación importante de
materiales radiactivos, que
probablemente requiera la
aplicación de las contramedidas
previstas.
5
Accidente con
consecuencias
de mayor
alcance
de ≥ 0,05 hasta <0,5
1) Liberación limitada de
materiales radiactivos, que
probablemente requiera la
aplicación de algunas de las
contramedidas previstas.
2) Daños graves en el núcleo del
reactor.
4
Accidente con
consecuencias
de alcance
local
de ≥ 0,005 hasta <0,05
1) Liberación menor de
materiales radiactivos con
escasa probabilidad de tener que
aplicar las contramedidas
previstas, salvo los controles
locales de alimentos.
2) Fusión o daño al combustible,
que provoca una liberación
superior al 0, 1% del inventario
del núcleo. 1. Deducida de la Escala y del Manual del Usuario.
6. Relación entre las liberaciones de productos radiactivos y las dosis potencialmente recibidas por la población.
Para cada uno de los niveles accidentales, el Manual del Usuario hace referencia a las
medidas de protección que cabe considerar, pero indica con claridad que no puede
existir una relación lineal entre las dosis recibidas por la población y el llamado término
fuente o magnitud de la liberación, ya que las dosis reales han de ser función de las
medidas de protección. De modo que, incluso en accidentes clasificados en el nivel 7,
las consecuencias del accidente sobre la salud y seguridad de las personas pueden no ser
relevantes, por ejemplo si la población fuese evacuada a lugares remotos. Esta
circunstancia se enfrenta con la percepción social de la gravedad de una situación
14
accidental, generalmente basada en los daños a la salud y seguridad individual y
colectiva.
El Manual del Usuario considera que en los accidentes de nivel 7 las liberaciones
pueden representar una fracción significativa del inventario radiactivo del núcleo del
reactor, de lo que cabe esperar efectos estocásticos en la salud de la población afectada e
incluso efectos deterministas en las personas que no hayan tomado medidas preventivas,
tales como la protección en refugios, la descontaminación externa y la ingestión de
pastillas de yoduro potásico a fin de bloquear la absorción del yodo radiactivo por la
glándula tiroides y evitar la aparición de carcinomas de tiroides muy probables en niños
y adolescentes. Sin embargo, como ha ocurrido en Fukushima 1, la población y el
personal de operación han sido protegidos con eficacia y no hay constancia de que se
hayan producido efectos deterministas ni que se puedan producir efectos estocásticos
relevantes.
Los impactos sobre el medio ambiente de los accidentes clasificados en el nivel 7
pueden ser significativos, incluso a largo plazo, lo que pude impedir el retorno de los
evacuados, requerir la confiscación de alimentos, necesitar la descontaminación de las
superficies duras e implantar medidas agrícolas oportunas para poder restaurar los
terrenos fértiles contaminados. Sin embargo, la relevancia y el coste de tales actividades
son función de los radionúclidos liberados y de su forma química. Tanto en Chernobyl 4
como en Fukushima 1, los nucleidos liberados más significativos han sido el yodo-131
y el cesio-137, pero en el caso de Chernobyl-4 hay que añadir otros productos de fisión
de vida larga, tales como el estroncio-90 y el rutenio-106 y los productos de activación
del combustible, en especial el plutonio-239 y el propio combustible, uranio-235 y
uranio-238, cuy o índice de toxicidad es miles de veces mayor que la del yodo.
En las secuencias accidentales con oxidación de la vaina y fusión del combustible, los
elementos volátiles, tales como el yodo y el cesio, aparecen en forma de aerosoles; una
fracción del yodo se convierte en yoduro de metilo, que se comporta como un gas noble
y su toxicidad no es, por tanto, relevante. El cesio reacciona pronto con el vapor de agua
para formar hidróxido de cesio soluble. Los elementos refractarios de elevada
temperatura de ebullición aparecen en forma de partículas calientes en secuencias
explosivas. En el accidente de Chernobyl-4 el 20 % de las liberaciones se produjeron en
la fase explosiva que liberó todo tipo de elementos, mientras que el resto se produjo en
la fase de fusión del combustible, que duró diez días; mientras que en Fukushima la
mayor parte de la liberación se produjo en los primeros días después de iniciado el
accidente fundamentalmente por oxidación y deterioro y de las vainas del combustible y
fusión del núcleo, con predominio de los elementos volátiles.
El Manual incluye el cuadro 3 en el que se relacionan los niveles de las Escala con las
dosis recibidas por las personas. En lo que se refiere a situaciones accidentales, el nivel
mínimo asociado es el 4 que corresponde a la aparición de menos de varias decenas de
efectos determinista letales o a la probabilidad de que aparezcan efectos deterministas
como resultado de una dosis absorbida en todo el cuerpo del orden de unos pocos grays.
El nivel mínimo se incrementa en una unidad cuando el número de afectados varía entre
varias decenas y algunas decenas y en dos unidades cuando el número de afectados es
superior a algunas decenas. Esta imprecisión en los límites de separación entre niveles
se mantiene en la asignación de los niveles 1 a 3, en los que se hace referencia a la
superación de los límites de dosis reglamentarias y restringidas, tanto para los
15
trabajadores profesionalmente expuestos, como a los miembros del público. Se advierte
que las indeterminaciones del Manual impiden la asignación objetiva de los niveles de
la Escala y recomiendan la introducción de límites que se puedan cuantificar con mayor
facilidad.
Aunque el Manual considera el tema en otros apartados, el lenguaje utilizado es muy
poco preciso en este campo, lo que invita a proponer un sistema más cuantitativo, que se
base en las dosis recibidas por los miembros del público y los trabajadores y por el
número de personas afectadas utilizando la escala logarítmica. Parece evidente que los
daños radiológicos, reales o potenciales, tanto de incidentes como en caso de accidentes,
han de ser objeto de atención preferente para la sociedad. Sin embargo, el Manual no
concreta con precisión los límites establecidos en la clasificación. Se estima que se trata
de un grave defecto del Manual que debe ser corregido, por lo que se ha considerado
tema de opinión.
Tema de opinión 6: Necesidad de disponer de niveles basados en las consecuencias radiológicas. El Manual de la Escala INES es muy poco concreto en lo que se refiere a
la asignación de niveles basados en las dosis reales o potenciales recibidos por los
trabajadores profesionalmente expuestos y a los miembros del público, a pesar de que
la exposición a la radiación y las consecuencias para la salud deberían ser las más
importantes preocupaciones sociales, por encima de las liberaciones de radiactividad
al exterior y su composición isotópica. Consecuencias radiológicas pueden aparecer en
todos los niveles de la Escala. En el caso de las personas, tanto profesionales expuestos
como miembros del público pueden recibir dosis superiores a los límites establecidos
para cada situación, tanto con efectos deterministas como estocásticos. Los efectos
sobre el medio ambiente pueden limitarse a los alrededores de la instalación o afectar
a regiones más amplias y pueden tener una permanencia variable. Se estima que será
muy difícil establecer límites radiológicos cuantitativos precisos e incorporarles de
forma adecuada a los límites de naturaleza técnica antes descritos, por lo que se
propone la no introducción de límites radiológicos en la Escala INES.
7. La asignación del nivel 7 al accidente en la central nuclear de Fukushima 1.
En la declaración realizada el 12 de abril de 2011 por la Agencia Nuclear e Industrial,
NISA, del Ministerio japonés de Economía, Comercio e Industria [5] se anunció que la
calificación en la escala INES del accidente en la central de Fukushima 1 se elevaba
desde el nivel provisional cinco, para cada una de las tres unidades afectadas, hasta el
nivel provisional siete, para el conjunto de las tres. La declaración añadía que se hacía
de acuerdo con las estimaciones realizadas, después del 17 de marzo, por la Agencia de
Seguridad Industrial, NISA, y por la Comisión de Seguridad Nuclear del Japón, NSC.
La adición de las liberaciones de cada una de las tres unidades de una misma central no
está contemplada en el vigente Manual del Usuario por lo que la calificación podría ser
distinta para cada una de las tres unidades.
En las estimaciones de NISA, se dice que los cálculos se han basado en el análisis de los
daños estimados que han sufrido los reactores afectados; se añade que se han tenido en
cuenta otras consideraciones, que no se describen. En el caso de las estimaciones
realizadas por la NSC los vertidos se basan en los resultados de las contaminaciones de
yodo-131 y de cesio-137 que se han encontrado en el medio ambiente, sin incluir
detalles adicionales. Tanto en un caso como en otro, los vertidos conjuntos que han
16
tenido lugar hasta el momento de la notificación conducen al nivel 7 en ambas
estimaciones. En todo caso, no se menciona la descarga de otros contaminantes, en
especial otros isótopos del yodo y del teluro, así como del cesio-134, con un periodo de
semidesintegración de 750 días e inventario relevante.
La última estimación disponible de las emisiones de radiactividad a la atmósfera se
encuentra en el informe oficial presentado por la delegación japonesa en la Conferencia
Ministerial del OIEA celebrada en Viena entre el 20 y 24 de junio 2011 [6]. En dicho
informe se estima que la actividad emitida a la atmósfera hasta el 12 de mayo fue de
1,6.1017
Bq de yodo-131 y 1,5.1016
Bq de cesio-137, no se incluyen datos sobre otros
nucleidos. La estimación parte de las contaminaciones medidas sobre el terreno, de las
que se deduce la fuente mediante el modelo del código SPEEDI. En ningún caso se
señalan los límites de error de las estimaciones realizadas.
El informe indica que las liberaciones a la atmósfera comenzaron durante la mañana del
12 de marzo procedentes de los venteos del pozo seco del recinto de contención de la
unidad 1. Los venteos de la unidad 3 comenzaron entre las 8 y las 9 horas de la mañana
del día 13 de marzo, mientras que las liberaciones de la unidad 2 comenzaron el 15 de
marzo a causa de los venteos realizados y la explosión interna que tuvo lugar en dicha
unidad. Aunque las descargas principales se mantuvieron hasta el 16 de marzo, con una
duración total de unos cuatro días, pequeñas liberaciones han tenido lugar a lo largo del
tiempo.
También tuvieron lugar descargas al mar de agua contaminada, tanto intencionadas
como accidentales, durante las que se vertieron cantidades significativas de yodo-131
(2,8.1015
Bq) y cesio-137 (0, 94.1015
Bq). Estas emisiones, un orden de magnitud
inferior a las atmosféricas no se han tenido en cuenta en la clasificación del accidente en
la Escala. Los resultados de los cálculos estimados por NISA se reproducen y amplían
en la tabla 4.
Tabla 4. Liberación de I-131 y Cs-137 y equivalente en I-131 estimado por NISA
Nucleido Periodo Inventario1
(Bqx1018) Actividad Liberada2
(Bqx1016)
Fracción de Liberación3
(%)
Actividad Equivalente4
(Bqx1016) I-131 8,05 d 5,22
16
3,06 16
Cs-137 30 a 0,58
1,5
2,58 60
Total 76
1. Estimación del autor (ver texto).
2. Información de NISA
3. Cociente porcentual de la relación entre la actividad liberada y el inventario
4. Se observa que la liberación equivalente de I-131 es 15 veces superior (76/5) al limite inferior
del nivel 7 de la escala INES
El inventario se ha calculado para el caso de un reactor térmico que use uranio-235
como combustible al cabo de un año de irradiación y un día después de apagado [7]; se
supone también que el combustible se renueva por tercios cada año y que el accidente
tiene lugar un año después de la última recarga. En tales condiciones, la acumulación de
equilibrio del yodo-131 del reactor es 23 kCi/Mwt <> 850.1012
Bq/Mwt; en las mismas
condiciones la acumulación acumulada de cesio-137 en las tres últimas recargas es de
17
2x1.3 kCi/Mwt <>96.1012
Bq/Mwt. El cesio-134, también liberado, tiene una influencia
muy pequeña en el cálculo. Su actividad es ¼ de la actividad del cesio-137 en las
condiciones del cálculo, pero su equivalencia en yodo-131 se limita a tres veces, por lo
que sólo añadiría una cifra decimal al resultado obtenido en la tabla 2. Los periodos de
desintegración de los otros isótopos del yodo y del teluro tampoco introducirían
cambios significativos en la estimación.
Se ha informado que la potencia térmica de la unidad 1 era de 1380 Mwt, mientras que
en las unidades 2 y 3 ascendía a 2.381 Mwt, de modo que la potencia total involucrada
llegaba a 6.142 Mwt. Con estos datos, el inventario total aproximado de las tres
unidades ascendía a 5,22.1018
Bq de yodo-131 y a 0,58.1018
Bq de cesio-137. Se
observa que las fracciones de liberación de ambos radionúclidos conducen a resultados
comparativos anómalos. En contra de lo esperado, la fracción de liberación del cesio-
137 es muy parecida (2, 58 %) de la fracción de liberación del yodo-131 (3, 06 %),
cuando cabe esperar una relación aproximada de 1/2.
Tema de opinión 7: El valor de las liberaciones de yodo-131 equivalente. La
estimación realizada por NISA se basa exclusivamente en las emisiones de yodo-131 y
de cesio -137medidas en yodo-131 equivalente, ignorando otros productos de fisión y
de activación, sin embargo la estimación ha sido considerada aceptable para el fin
propuesto. Es dudoso que en circunstancias similares la fuente radiactiva pueda ser
estimada directamente, aunque pueda ser valorada a partir de las contaminaciones
producidas sobre el terreno o del deterioro conocido del núcleo y del recinto de
contención. En ambos casos, los resultados tendrán errores que no deben ser
superiores a un orden de magnitud. Se debate si el procedimiento de asignación de
niveles puede ser mejorado utilizando medidas directas u otros parámetros de
naturaleza cuantitativa.
8. Comparación con el escape radiactivo en el accidente de Chernobyl-4 La notificación de NISA afirma que la liberación de materiales radiactivos en
Fukushima 1 es, hasta el momento del cálculo, la décima parte de la experimentada en
Chernobyl-4, cuyos valores son bien conocidos. En el análisis realizado por la Agencia
de Energía Nuclear de la OECD diez años después del accidente [8] se estima el
inventario de radionúclidos en el núcleo del reactor de Chernobyl-4 en el momento del
accidente, así como la actividad liberada de productos de fisión y de activación del
combustible. De todos estos productos radiactivos se han seleccionado el yodo-131 y el
cesio-137 con fines comparativos. Los datos se incluyen en la tabla 5.
Tabla5. Liberación de I-131 y Cs-137 equivalente en I-131 en el accidente de
Chernobyl-4
Nucleido Periodo
Inventario (x1018 Bq)
Actividad Liberada (x1018 Bq)
Fracción de Liberación (%)
Actividad Equivalente (x1016 Bq)
I-131 8,05 d 3, 2
1,76
55 176
Cs-137 30 a 0,28
0,085
30 340
Total
516
18
Se observa que la actividad equivalente liberada es 100 veces superior al límite inferior
del nivel 7 de la escala INES; por tanto, como se había anunciado por NISA, 6,7 veces
superior (516/76) a la actividad liberada en Fukushima. Se observa también que la
fracción de liberación de yodo-131 (55%) y de cesio-137 (30 %) está de acuerdo con lo
esperado. En Chernobyl-4 se liberaron además otros productos de fisión de vida larga,
tales como el Sr-90 y el rutenio-106, así como productos de activación del combustible,
en especial plutonio 238, plutonio-239 y plutonio-240, cuyos factores de equivalencia
con el I-131 son muy grandes; sólo trazas de estos isótopos se han detectado en el caso
de Fukushima. En la tabla 6 se estima la actividad equivalente liberada en el accidente
de Chernobyl-4 corregida con la inclusión de otros productos de fisión y activación del
combustible
Tabla 6. Liberación ampliada de productos de fisión y de activación del combustible en
el accidente de la central nuclear de Chernobyl 4.
Nucleido Periodo
Inventario (x1018 Bq)
Fracción de liberación (%)
Actividad liberada (Bq)
Factor de peligrosidad
(%)1
Actividad equivalente (x1016 Bq)
I-131 8,05 d 3, 2
55 1,76
1 176
Cs-134 2 a 0, 18 30 0.054 3 16
Cs-137 30 a 0,28
30 0,085
40 340
Sr-90 28 a 2,3.
5 0,115.
20 230
Ru-106 1 a 2,1.
3,5 0,073.
6 44
Pu-238 86 a 0,001 3,5 0,000035 104 35
Pu-239 24.400
a
0,00085
3.5 0,00003 104
30
Pu-240 6.580 a 0,0012 3,5 0,000042 104 42
Total 913
1. Se ha supuesto que los factores de peligrosidad del plutonio ´238 y del plutonio-240, que no figuran en el manual
del usuario, coinciden con los del plutonio-239.
Se observa que cuando se añaden otros nucleidos representativos, la actividad
equivalente liberada en el accidente de Chernobyl-4 es de 12 veces superior (913/76) a
la que se estima ha sido liberada hasta la fecha en el accidente de Fukushima 1. En la
tabla 7 se resumen los valores encontrados. De acuerdo con el Manual de la Escala, las
liberaciones en ambos accidentes son compatibles con el nivel 7, pero se diferencian en
factores próximos a diez o superiores.
Tabla 7. Resumen y comparación de las emisiones de yodo-131 equivalente en los
accidentes de Fukushima y Chernobyl 4.
Estimación Actividad liberada (x1016 Bq)
Factor de superación de la escala
Relación Chern/ NSC (limitada)
Relación Chern/ NISA (ampliada)
NISA 76 15,2 7 12
Chernobyl
limitada
516 103,2
Chernobyl
ampliada
913 182,6
19
Se observa que las emisiones de Fukushima son un orden de magnitud inferiores a las
de Chernobyl-4 lo que, de acuerdo con el carácter logarítmico que pretende la Escala,
ambos accidentes deben ser clasificados en niveles distintos.
9. Comparación de las consecuencias radiológicas
Las consecuencias radiológicas de los accidente en las centrales nucleares se miden en
función de las dosis recibidas por los miembros del público, los trabajadores y las áreas
territoriales contaminadas. Las dosis recibidas por los miembros del público y los
trabajadores de la central pueden ser mitigadas por las medidas de protección que se
pongan en práctica. Las áreas contaminadas y los niveles de contaminación dependen de
la tasa y duración de las emisiones, a su vez dependientes de las características del
accidente y su gestión.
Pocas horas después del terremoto que inició el accidente de Fukushima 1 se declaró de
forma progresiva la evacuación (hasta 20 Km.) o el refugio en locales cerrados (hasta 30
Km.) de las personas potencialmente afectadas, seguidos de la profilaxis mediante el
bloqueo de la glándula tiroides mediante pastillas de yoduro potásico. No obstante, ya
se dispone de mapas detallados de la contaminación del suelo habiendo encontrado
algunas contaminaciones relevantes en áreas habitadas más allá de los límites
establecidos en la emergencia y hasta 70 km de la central afectando a la ciudad de Iwaki
entre otras. La situación de estos habitantes esta siendo considerada.
En el informe presentado en la Conferencia Ministerial sobre Seguridad Nuclear se
indica que hasta el 23 de mayo de 2011 unas 7 800 personas habían recibido una dosis
media de 7, 7 mSv; 30 de las cuales habían recibido dosis ligeramente superiores a 100
mSv cuya salud está siendo controlada. Se ha medido la contaminación externa de cerca
de 200 000 personas, de las que 100 personas superaron el límite establecido (100 000
desintegraciones por minuto) que fueron descontaminadas. Se ha prestado muy
temprana atención a las dosis que hayan podido recibir personas de hasta 14 años de
edad en la glándula tiroides. De entre los 1 080 jóvenes de 0 a 15 años de edad que se
han evaluado ninguno ha superado el límite de 0, 2 microSv/hora, que equivale a una
dosis en el tiroides de 100 mSv.
Se ha mantenido un control de los alimentos potencialmente contaminados, vegetales,
agua, leche y productos del mar. Se han establecido límites muy restrictivos de
contaminación y se han confiscado aquellos productos que han superado los límites
establecidos. Las cantidades que ha sido necesario confiscar han sido muy limitadas.
Estas medidas permiten deducir que los efectos radiológicos del accidente sobre la salud
de las personas serán muy poco relevantes.
Aún en los momentos más difíciles de la gestión del accidente, no se ha registrado caso
alguno en el que las dosis recibidas por el personal de explotación, más de 7 000
personas, haya originado daños deterministas, ni siquiera en tres trabajadores que
recibieron dosis elevadas en las extremidades inferiores por usar calzado inapropiado.
También se ha declarado que, hasta ahora, en ningún caso se han recibido dosis
superiores a 250 mSv, que es el límite establecido para casos de emergencia y que la
mayoría de las dosis recibidas no han pasado de 100 mSv. Estos valores se asocian con
pequeños riesgos de aparición de efectos estocásticos, principalmente leucemias, que
están siendo prevenidas mediante la constitución de un banco de sangre voluntario, que
20
servirá para tratar tales casos si aparecen. En todo caso, cualquier trabajador que pueda
superar la dosis de emergencia es apartado y sometido a vigilancia médica.
Aunque aún no se han levantado mapas precisos de la contaminación del suelo. Se ha
medido la contaminación del poso radiactivo depositado sobre el suelo a distintas
distancias de la central y se han encontrado valores máximos de unas pocas decenas de
bequerelios por metro cuadrado. Los niveles de radiación en el aire pueden producir
dosis del orden de los microSv por hora. Es cierto que una parte sustantiva de la
actividad liberada se desplazó y dispersó sobre el mar, depositándose sobre la superficie
del agua seguida de la dispersión en profundidad, por lo que cabe deducir que la
contaminación del agua del mar y su efecto sobre el ecosistema marino será también
poco relevante.
Los efectos del accidente de Chernobyl 4 han sido analizados con gran detalle. El
Comité Científico de Naciones Unidas para los Efectos de la Radiación Atómica,
UNSCEAR, en su informe de 1998 [9], concluye que de los 600 trabajadores que se
encontraban en la central cuando se inició el accidente 134 recibieron dosis de radiación
de entre uno y 20 Sieverts de los que 28 murieron a lo largo de los tres primeros meses.
Concluyen también que el medio millón de personas que intervinieron en la fase de
recuperación recibieron dosis medias de 120 mSv, entre los que, hasta la fecha del
informe, no se han observado efectos estocásticos definidos. Se añade que 115.000
personas evacuadas recibieron dosis medias de 30 mSv, en este grupo de población, y
otros que han recibido dosis parecidas, ya se han observado unos 6.000 casos de cáncer
de tiroides entre las personas que eran niños o adolescentes en el momento del
accidente. La mayor parte de estas afecciones han tenido tratamiento médico efectivo.
En el informe de la NEA antes citado se observa que dentro del territorio de la antigua
Unión Soviética, se contaminaron unos 3.100 km2
con poso radiactivo de cesio-137
superior a 1.5 MBq/m2; 7.200 km
2 con niveles comprendidos entre 0,6 y 1.5 MBq/m
2 y
103.000 km2 con valores comprendidos entre 40 y 600 kBq/m
2 , afectando a más de 2
700 000 personas; mientras que en el accidente de Fukushima la zona fuera del radio de
20 km2
con contaminaciones superiores a 0, 6 MBq/m2
es del orden de 870 km2
que
afectan a unas 70 000 personas.
De todo lo anterior se concluye que las consecuencias radiológicas del accidente de
Chernobyl-4 fueron órdenes de magnitud superiores a las que ya se han producido y
pueden ser finalmente esperadas en el accidente de Fukushima 1. Tal circunstancia, de
gran interés social, no queda representada en la clasificación de la Escala INES. Este
caso se encuentra también en la clasificación de la gravedad de otros fenómenos
naturales o provocados por el hombre; por ejemplo, en la clasificación de los
terremotos, la base de la clasificación se encuentra en la energía desprendida, no en las
consecuencias, que pueden variar sustancialmente. De igual forma, la clasificación de
los accidentes nucleares se podría basar sólo en los criterios técnicos fácilmente
cuantificables que se describen en los párrafos anteriores y prescindir en la Escala de las
consecuencias radiológicas.
Puesto que las consecuencias radiológicas tienen un gran interés social y su magnitud
está relacionada con la del accidente, aunque matizada y perturbada por muchos otros
parámetros y circunstancias, la asignación de cualquier nivel en la Escala debe ir
seguida de una información provisional sobre las posibles consecuencias. La asignación
21
de cualquier nivel debe ir seguida por la puesta en marcha inmediata y preventiva de los
planes de emergencia establecidos para limitar las consecuencias del accidente. La
separación de las bases técnicas de la clasificación de las consecuencias del suceso
impediría la comparación inadecuada de las consecuencias de accidentes que se
encuentren en el mismo nivel, caso de Fukushima y de Chernobyl, y proporcionaría
información adecuada, tanto de interés técnico como social. Esta proposición es un
interesante tema de opinión.
Tema de opinión 8. La importancia de las consecuencias radiológicas de los accidentes. La estimación de los daños y riesgos radiológicos para la salud de las
personas y la contaminación ambiental parecen parámetros más directos y de mayor
interés para la sociedad que las liberaciones de nucleidos radiactivos; ambas
consideraciones están relacionadas, aunque afectadas por multitud de parámetros
ambiéntales, sociales, económicos y por la protección en caso de emergencia. Por tales
razones, la Escala INES debería basar la clasificación sobre bases exclusivamente
técnicas, de fácil cuantificación, y prescindir de toda referencia a los efectos, reales y
estimados, causados por el accidente sobre la salud de las personas y la contaminación
del medio ambiente. Dado el interés social de las consecuencias, cada denominación
específica debe ir acompañada de una estimación de las consecuencias y de las
medidas de emergencia a tomar para limitarlas.
10. Propuesta de modificación de la Escala INES en los niveles correspondientes a los accidentes en instalaciones nucleares.
Para que la Escala INES pueda satisface mejor su intención primaria de informar a la
población sobre la gravedad de los accidentes en instalaciones nucleares es preciso
clasificar en niveles distintos los accidentes de Fukushima 1 y de Chernobyl-4.
Siguiendo la lógica de la propia Escala – la gravedad de cada nivel pretende ser diez
veces superior al anterior – y respetando la conveniencia universal de calificar los
sucesos en diez niveles, se propone la modificación de la parte superior de la Escala en
lo que respecta a las centrales nucleares y a las instalaciones de la segunda mitad del
ciclo del combustible, cómo se expone en la tabla 7.
El nivel 7 incluye accidentes graves en centrales o instalaciones nucleares individuales,
en los que pueden producirse liberaciones de radiactividad de hasta el 3 % del
inventario radiactivo. El nivel 8 incluye accidentes que involucren a varias unidades en
un mismo emplazamiento, que sean producidos por fallos graves en todas o en parte de
ellas por alguna causa común. La existencia de emplazamientos con unidades múltiples
justifica el nivel 8. El nivel 9 incluye accidentes extremos en una unidad nuclear que
supongan liberaciones superiores al 3% del inventario radiactivo, tales accidentes deben
ser considerados extremadamente remotos, tanto para las centrales en explotación como
para los nuevos diseños.
Finalmente, el nivel 10 se refiere a sucesos, que pueden aparecer de forma inesperada,
con capacidad para cambiar la historia de la humanidad, tales como la caída de
meteoritos, erupciones volcánicas generalizadas o pandemias, así como guerras
generalizadas o ataques terroristas masivos, todos ellos sucesos históricos a pesar de su
remota probabilidad . Su inclusión en la Escala tiene también como objetivo demostrar
a la población que toda actividad humana está siempre sometida a un riesgo residual y
que los accidentes en las centrales nucleares no tienen las consecuencias apocalípticas
22
que se les atribuye. En todo caso, los riesgos nucleares del nivel 10 para la salud y
seguridad de la población y para el medio ambiente serían una fracción muy pequeña de
los riesgos propios de la causa que los produce.
Tabla 6. Propuesta de modificación de la Escala INES en lo que respecta a los
accidentes en centrales e instalaciones nucleares
Nivel
Nombre
Limites I-131 equivalente (x1016 Bq)
Descripción
10
Accidente
máximo
posible
≥ 5.000
Liberación máxima posible y
dispersión amplia de productos
radiactivos de fisión y de productos
de activación del combustible de
toxicidad elevada a causa de
fenómenos naturales extraordinarios
o producidos por el hombre.
9 Accidente
extremo
De ≥ 500 hasta <5.000
Liberación extrema de materiales
radiactivos con amplios efectos
reales sobre la salud y el medio
ambiente, que requiere la aplicación
y prolongación de las contramedidas
previstas. Ejemplo Chernobyl-4
8 Accidente
muy grave
De ≥ 50 hasta <500
Liberación muy grave de materiales
radiactivos con efectos sobre la
salud y el medio ambiente, que
requiere la aplicación y
prolongación de las contramedidas
previstas. Ejemplo las tres unidades
de Fukushima 1 en su conjunto.
7
Accidente
grave
De ≥ 5 hasta <50
Liberación grave de materiales
radiactivos con efectos potenciales
sobre la salud y el medio ambiente,
que requiere la aplicación y
prolongación de las contramedidas
previstas. Ejemplo unidades
individuales de Fukushima 1
11. Resumen La revisión de la Escala que se propone descarta la necesidad de informar sobre sucesos
de nivel 0 y establece diez niveles. Los tres primeros, de 1 a 3 incluyen incidentes que
conservan la denominación del Manual actual, pero se introducen modificaciones más
cuantitativas sobre la clasificación. La modificación más relevante se encuentra en los
incidentes relacionados con el deterioro mantenido en la operabilidad de las funciones
de seguridad.
23
Los niveles 4 a 10 se refieren a accidentes; se conservan las definiciones de los niveles
4, 5 y 6, pero el nivel 7 se subdivide en cuatro niveles, cuyas liberaciones de
radiactividad se diferencian por factores de 10. Se mantiene la denominación de
accidente grave para el nuevo nivel 7 y se añaden nuevas denominaciones: accidente
muy grave, nivel 8; accidente extremo, nivel 9, y accidente máximo posible, nivel 10.
Para cada uno de los nuevos niveles se incluyen las correspondientes definiciones.
Se propone también no incluir consideraciones sobre las consecuencias radiológicas de
los accidentes y basar la Escala sobre aspectos exclusivamente técnicos cuantificables.
Reconociendo que el interés social de la Escala reside en las consecuencias, se propone
que la asignación del nivel de cada suceso vaya acompañado de una declaración
específica de las consecuencias, reales o potenciales, y de las medidas de emergencia
previstas para limitarlas.
La propuesta es el tema más relevante para el foro de opinión que se pretende
desarrollar.
Tema de opinión 9: Justificación de la propuesta. El análisis del Manual de la Escala
revela dificultades intrínsecas en su aplicación derivadas de la inexistencia de
umbrales entre niveles que puedan ser definidos con precisión y cuantificados con
facilidad, así como de la consideración de circunstancias no cuantificables. El
documento justifica y formula una primera mejora, con umbrales técnicos bien
definidos y cuantificables, que se someten a consideración. Se propone que la Escala no
debería considerar los daños y riesgos reales o previstos para la salud y seguridad de
las personas y los efectos sobre el medio ambiente; reconociendo el interés social de
las consecuencias, se propone que a cada asignación concreta de cualquier nivel se
añadan las consecuencias especificas, reales o potenciales, que se puedan deducir del
suceso que se califica y las medidas necesarias para reducir tales consecuencias.
12. Referencias [1] OIEA y NEA/OECD, INES: La Escala Intencional de Sucesos Nucleares. Manual
del Usuario, Edición revisada y ampliada 1992. OIEA, Viena (1992).
[2] OIEA y NEA/OECD, INES: La Escala Intencional de Sucesos Nucleares. Manual
del Usuario, Edición revisada y ampliada 2001. OIEA, Viena (2001).
[3] OIEA y NEA/OECD, INES: La Escala Intencional de Sucesos Nucleares y
Radiológicos. Manual del Usuario, Edición revisada y ampliada 2008. OIEA, Viena
(2009).
[4] FORO NUCLEAR, Seguridad del parque nuclear español. Análisis de los
principios fundamentales de la seguridad de las instalaciones y actividades nucleares.
Foro de la Industria Nuclear Española, Madrid (2010).
[5] Ministry of Economy, Trade and Industry, Nuclear Safety Commission of Japan,
INES Rating on the Events in Fukushima Dai-chi Nuclear Power Station by the Tohoku
District –off the Pacific Ocean Earthquake, News Release, April 12 (2011).
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[6] Prime Minister of Japan and his Cabinet, Report of the Japanese Government to the
IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety. The Accident at the TEPCO´s
Fukushima Nuclear Power Stations, Vienna, IAEA (2011).
[7] Thompson T J and Beckerley J G, The Technology of Nuclear Reactor Safety, Vol
2, Reactor Materials and Engineering, Table 1-1, pag. 527, The MIT Press, Cambridge
Massachusetts (1973).
[8] NEA/OECD, Chernobyl Ten Years On. Radiological and Health Impact. An
appraisal by the NEA Committee on Radiation Protection and Human Health, Nuclear
Energy Agency, Paris (1996).
[9] UNSCEAR, 2008 Report,Sources and Effects of Ionizing Radiation, Appendix D,
Health Effects due to Radiation from the Chernobyl Accident, Exposures and Effects of
the Chernobyl Accident, United Nations, New York (2011)
Madrid, 3 de mayo de 2011.
Rev.1, 4 de junio de 2011.
