El objetivo de este artículo es describir los objetivos y los principios básicos de la seguridad de las centrales nucleares. Debemos aclarar que mientras los objetivos marcan aquello que se quiere alcanzar en relación con la seguridad, por principios entenderemos las normas o ideas fundamentales de cualquier tipo implantadas a cualquier nivel para la consecución de estos objetivos.
Los riesgos de las instalaciones nucleares dependen del tipo de instalación y del diseño específico de cada una de ellas. Además de los riesgos comunes a cualquier otra instalación industrial, los riesgos radiológicos son los que caracterizan por excelencia a las centrales nucleares y de aquellos de los que se ocupa la seguridad nuclear. Es un hecho que la liberación de energía nuclear va, por las leyes de la física asociadas a la fisión, acompañada de la liberación de neutrones y rayos gamma así como por la formación de una gran variedad de productos de fisión y de captura radiactivos.
Ante la ausencia de evidencias fiables sobre la relación entre las dosis de radiación y los efectos en el rango de las bajas dosis, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), en una actitud prudente y conservadora, ha asumido la hipótesis de que no existe umbral para la ocurrencia de efectos y que, además, existe una relación lineal entre dosis y efectos. Esta hipótesis presupone que cualquier dosis de radiación, por muy baja que sea, puede, aunque no necesariamente, causar efectos nocivos en la salud de las personas y constituye la premisa de partida para establecer los principios básicos de protección radiológica.
Por tanto, se debe atender a la protección de los individuos y del medio ambiente en todas las fases necesarias para la explotación de las centrales nucleares. Y así, el objetivo básico de la seguridad es proteger a los individuos y al medio ambiente mediante el establecimiento y mantenimiento en las centrales nucleares de una defensa o protección efectiva contra los riesgos radiológicos existentes. Este objetivo se puede dividir formalmente en otros dos propósitos complementarios entre sí.
1. El primero de ellos refiere a asegurar la protección de la radiación. Para ello se debe grantizar que, en primer lugar, durante la operación normal la exposición a la radiación debida a cualquier vía de escape de material radiactivo sea tan pequeña como sea posible teniendo en cuenta factores económicos y sociales. La política implantada en una instalación para la consecución de este objetivo se conoce como ALARA (del inglés As Low As Reasonably Achievable). En segundo lugar, esta exposición debe estar siempre dentro de los límites establecidos. Y en tercer lugar, esta exposición debe ser mitigada en caso de accidente. Durante la operación normal y transitorios operacionales el cumplimiento de estándares de protección radiológica, como el ICRP-60 y el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, asegura una apropiada protección radiológica.
2. El segundo de estos objetivos complementarios es de naturaleza técnica y consiste en adoptar todas las medidas que sean razonablemente posibles para prevenir los accidentes en centrales nucleares y mitigar sus consecuencias en caso de que ocurran. Es decir, asegurar con un alto grado de confianza que, para todos los accidentes postulados y contemplados en el diseño de la planta, las consecuencias radiológicas sean muy pequeñas, y que la probabilidad de ocurrencia de accidentes severos con consecuencias radiológicas graves sea extremadamente pequeña. Este objetivo parte de la hipótesis de que la seguridad absoluta no es alcanzable y que los accidentes severos, como Chernobil-4, a pesar de ser muy improbables, pueden suceder.
Para reducir estos riesgos se desarrollan los diferentes principios fundamentales de la seguridad de las centrales nucleares, que se pueden clasificar en tres grupos. El primero grupo contiene aquellos principios para una gestión y organización segura. El segundo grupo abarca principios relacionados con la defensa en profundidad y por último, el tercer grupo recoge aspectos técnicos de la seguridad.
El primero de los principios fundamentales de la seguridad establece que la primera responsabilidad de un titular de una central es implantar, desarrollar, mantener y mejorar la cultura de seguridad que debe gobernar todas las actividades e interacciones entre todos los individuos y organizaciones involucradas en la gestión y operación de la planta. Este concepto de cultura de seguridad nació tras el accidente de Chernobil-4, cuando en agosto de 1986 las autoridades soviéticas dieron cuenta en Viena de las causas y consecuencias del accidente. Tras escuchar a los expertos soviéticos, los especialistas occidentales concluyeron que la causa raíz de tal accidente fue la falta de cultura de seguridad. Desde entonces este concepto ha evolucionado considerablemente.
El segundo principio relativo a gestión y organización define la responsabilidad del titular. Así, establece claramente que la responsabilidad última de la seguridad reside en la organización explotadora. Este principio es efectivamente primordial y fundamenta la práctica totalidad de los sistemas reguladores. El diseño, construcción y operación de una central nuclear son esfuerzos complejos que afectan a diseñadores, suministradores, empresas contratistas, constructores y autoridades reguladoras. Dentro de esta complejidad, la responsabilidad última de la seguridad no pude quedar sin definición y debe corresponder de manera clara al el titular de la planta. Esto no significa que las otras partes citadas estén libres de responsabilidades ya que son responsables del servicio que suministran, pero en caso de compensaciones y litigios por daños a terceros, el responsable último es el titular.
El tercer principio fundamental de la seguridad refiere a la necesidad de que en todos los países con actividades nucleares debe existir un organismo regulador independiente, y es responsabilidad de los gobiernos la creación esta organización reguladora independiente como parte de un sistema normativo Este organismo debe tener la potestad de promulgar normativa y emitir licencias, debe poseer los recursos necesarios para verificar el cumplimiento con dicha normativa y condicionamientos de las licencias mediante el análisis y la inspección, y, por último,debe tener potestad para aplicar medidas correctoras ante malos cumplimientos de dichas licencias.
El siguiente principio, fundamental para la seguridad de una planta hasta alcanzar el rango de filosofía, es la defensa en profundidad. Si bien el concepto de defensa en profundidad fue introducido en la publicación INSAG-12, el documento de referencia que define este principio es el documento INSAG-10 (1996) del OIEA del que se extrae que la defensa en profundidad persigue un triple objetivo:
1. Por una parte, pretende compensar posibles errores humanos o de componentes.
2. En segundo lugar, intenta mantener la eficacia e integridad de diversas barreras físicas,
3. y por último persigue la protección del público y del medioambiente en caso de fallo de las barreras físicas y la emisión de radiactividad.
Para conseguir estos objetivos se interponen distintas barreras de protección para asegurar que si ocurre un fallo, hay otro nivel posterior de protección que pueda impedir que este fallo progrese y produzca consecuencias no deseadas. Este principio es aplicable a todas las actividades relacionadas con la seguridad, tanto a la disposición de barreras físicas como organizativas o técnicas.
En los reactores de agua ligera se interponen tres barreras físicas independientes: la vaina, la barrera a presión y el edificio de contención y sus sistemas de aislamiento. A veces se incluye también la propia matriz del elemento combustible ya que las investigaciones han demostrado que el UO2 fundido tiene una gran capacidad de retención de productos de fisión, a excepción de los gases nobles y ciertos productos volátiles como los iodos.
La defensa en profundidad se estructura en cinco niveles. Cuando uno de ellos falla, el siguiente se activa. El primer nivel refiere a la operación anormal y el fallo de sistemas. Su prevención se alcanza principalmente a través de un diseño y operación conservadores y un alto nivel de calidad en el aprovisionamiento, instalación y mantenimiento. Si el primer nivel es superado el segundo nivel controla la operación y detecta los fallos. Esto se consigue principalmente mediante los sistemas de protección. Estos sistemas monitorizan múltiples variables- como presiones, temperaturas, flujo de neutrones- y cuando alguna de ellas alcanza un determinado valor o su tendencia supera ciertos márgenes los sistemas de protección actúan de manera automática corrigiendo la situación. Si el segundo nivel fuese superado, el tercer nivel se activaría controlando la progresión de la situación anormal que ya se habría convertido en un incidente serio. Estos accidentes son llamados accidentes base de diseño, que significa que han sido contemplados en el diseño y que en dicho diseño se han incluido salvaguardias ingenieriles y procedimientos para superarlos de manera que no se produzcan emisiones de materiales radiactivos al exterior. En caso de que el tercer nivel fallara, la situación se convertiría en accidente importante que requeriría la actuación del cuarto nivel de la defensa en profundidad. En este nivel, el objetivo primordial es la mitigación de las consecuencias del posible accidente y es comúnmente denominado como gestión de accidentes. Para que esta gestión sea eficaz, se preparan adecuados guías que permiten minimizar las consecuencias radiológicas del posible accidente. El quinto y último nivel de protección reconoce que la seguridad nunca es absoluta, que por ello los accidentes severos pueden ocurrir, por muy pequeña que sea su probabilidad, conduciendo a la emisión de productos de fisión y activación al medioambiente. Por ello, este último nivel consiste en la preparación ante emergencias como medio de protección final de la salud del público mediante determinadas medidas de protección eficaces.
La implantación del principio de defensa en profundidad en una planta dada requiere ciertos instrumentos analíticos que han sido desarrollados a lo largo del tiempo. El primero de ellos es lo que se ha llamado “aproximación determinista” y se basa en el uso de un conjunto de códigos y normas conservadoras ampliamente aceptadas. La segunda herramienta es la que ha sido llamada “aproximación probabilística” que es más joven y es un modo racional de determinar las debilidades de cualquier diseño. Actualmente, ambas aproximaciones son complementarias.
a) La aproximación determinista sirve para alcanzar objetivos como (1) una alta calidad y fiabilidad de ESC, (2) el establecimiento de métodos de detección y control de situaciones anormales y (3) el establecimiento de medios para la mitigación de las consecuencias de accidentes. Se fundamenta en los análisis deterministas de seguridad, que son el tipo de análisis con el que se diseñaron las plantas actualmente en operación. Estos análisis se realizan con modelos de cálculo e hipótesis y datos de entrada muy conservadores, de manera que la evolución de un accidente real quede suficientemente cubierta por los resultados teóricos. Con esos análisis se diseñan las protecciones que hay que incorporar a la central para que se cumplan los criterios establecidos. Estas protecciones son, entre otros, puntos de actuación del sistema de protección del reactor, que son los que van a producir la parada automática del mismo, y los sistemas de emergencia.
b) La aproximación probabilista o Análisis Probabilista de Seguridad (APS) es una metodología que contempla toda posible perturbación de la planta, de origen interno y externo. Su objetivo es estimar el riesgo global de una instalación, identificando las secuencias de accidentes que pueden ocurrir y su probabilidad de ocurrencia. La diferencia fundamental con los análisis deterministas es que no se limita a considerar los fallos únicos, sino que considera todos los posibles fallos y secuencias de los mismos, tanto de fallos de equipos como fallos humanos, y los cuantifica según su probabilidad de ocurrencia. Estos análisis permiten identificar las secuencias de accidentes más probables y los fallos de equipos o fallos humanos que más contribuyen al riesgo. Con ello, se pueden introducir mejoras en el diseño o elaborar procedimientos para evitarlos, así como mejorar la formación en aquellos aspectos que más contribuyen al riesgo, vigilar y establecer la frecuencia de las pruebas periódicas de los componentes más importantes, etc...
El resto de los principios fundamentales de la seguridad establecidos por el OIEA son de naturaleza técnica.
El primero de ellos refiere a la uso de medios de ingeniería ampliamente probados y requiere que el diseño, construcción y operación de las centrales nucleares esté basado en prácticas de ingeniería ampliamente probadas mediante la experiencia y ensayos adecuado así como encuadradas en un completo y satisfactorio conjunto de códigos, normas e instrucciones reguladoras. Este principio es de suma importancia en países importadores de tecnología, como España.
El segundo de los principios técnicos de la seguridad es la garantía de calidad. Esta permite que exista una gran confianza en que los equipos, servicios y tareas realizadas en relación con la central nuclear alcancen los requisitos previamente establecidos. La garantía de calidad es un concepto amplio adoptado por la tecnología nuclear y elevado al rango de principio fundamental. La garantía de calidad comienza en el diseño de la planta, es de suma importancia durante la construcción y montaje y continúa siendo importante en la operación. Todos los equipos importantes para la seguridad son clasificados en clases según la importancia de las funciones de seguridad que tienen que realizar. Así, su diseño, fabricación, instalación y prueba tienen que ser proporcionales a la calidad y fiabilidad que se espera de ellos.
Además, la calidad requiere también aspectos organizativos que están fundamentados en el principio de que la responsabilidad para alcanzar la calidad en una tarea recae en aquellos que la realizan. Otros verificarán que esa tarea ha sido ejecutada correctamente, e incluso otros grupos diferentes auditarán el conjunto del proceso. Este esquema conforma la aplicación de la defensa en profundidad para asegurar que se alcanza la calidad requerida.
El tercer de los principios técnicos es la auto evaluación, que tiene que ser realizada por el personal que trabaja en la planta con la intención de detectar aquellos problemas relacionados con la seguridad o el rendimiento y corregirlos. Esta auto evaluación puede ser realizada mediante una revisión profunda individual mediante revisiones periódicas de actividades de interés específico, como la revisión de seguridad que cada diez años tienen que realizar algunos países, mediante la comparación de la seguridad y el rendimiento con las metas establecidas o mediante observación continua de todas las actividades relacionadas con la seguridad.
El cuarto de los principios lo forman las revisiones independientes o paritarias, realizadas por un equipo de expertos independientes con la intención de descubrir los puntos débiles o los aspectos en los que las mejoras son necesarias. De esta manera, la seguridad de todas las plantas, tanto desde el punto de vista material como organizativo, alcanza excelentes niveles, ya que aquellos aspectos identificados en una revisión y sus mejoras pueden ser adoptados por otras plantas similares mediante procesos de auto evaluación
El quinto de los principios técnicos de la seguridad refiere a los factores humanos, y establece que el entrenamiento y formación son la mejor herramienta para evitar los errores humanos. No obstante, este principio reconoce que los errores humanos son siempre posibles, y por ello deben implantarse los medios necesarios para facilitar la toma de las decisiones correctas, inhibir las incorrectas, así como proporcionar medios para detectar y corregir o compensar estos errores humanos. Se ha reconocido internacionalmente que los errores humanos están detrás de un gran % de incidentes en las centrales nucleares. De hecho, una de las causas del accidente de TMI-2 consistió en la falta de reconocimiento del estado de las válvulas de alivio. Como consecuencia, la llamada interfase hombre-máquina nacida tras el accidente de TMI-2 produjo una revolución en la que se ha llamado ingeniería de factores humanos, diseños ergonómicos de salas de control, procedimientos basados en síntomas y aproximación sistemática mediante entrenamiento. Hoy en día, los factores humanos ocupan un lugar de importancia en los esfuerzos para mejorar los niveles de seguridad en las centrales nucleares.
El sexto de los principios técnicos de la seguridad está basado en la Evaluaciones o Estudios de Seguridad, y requiere que estas evaluaciones estén perfectamente documentadas y puedan ser independientemente revisadas por las autoridades reguladoras, y, además, sean actualizadas para incorporar el estado del arte y las modificaciones realizadas en la planta. Estos documentos constituyen el instrumento a través del cual los titulares demuestran el cumplimiento de las normas de seguridad y las autoridades verifican este cumplimiento. Es importante destacar que estos documentos no tienen nada de estáticos, sino todo lo contrario, ya que son frecuentemente modificados para incorporar los nuevos conocimientos y las modificaciones que sufren la planta y la normativa, así como la experiencia operativa.
Radio protección
El séptimo de los principios técnicos de la seguridad tiene por objeto la Radio protección, y hay que recordar en este punto que la protección de la radiación es el segundo objetivo de la seguridad. Este principio requiere que cada país desarrolle una legislación apropiada de modo que un adecuado sistema de protección radiológica cubra todas las fases de la vida de la planta, desde el diseño hasta la clausura. No obstante, la conversión a requisitos legales de dicho sistema conlleva ciertas dificultades, además, es recomendable que dicho sistema sea uniforme en países diferentes. Con este objetivo, encuentran su base en las recomendaciones de la ICRP y la OIEA. El primero de estos organismos, la ICRP; es una organización internacional de gran reconocimiento creada en 1928 que desde entonces ha venido suministrando recomendaciones relativas a la protección radiológica. Actualmente, la mayoría de países, España incluida a través de su pertenencia a la UE, basa sus sistemas de protección radiológica en las recomendaciones que la ICRP publicó como ICRP-60. A pesar de esto, debemos reconocer, que cada país individualmente tiene la responsabilidad última de desarrollar su propia legislación al respecto.
El octavo de los principios técnicos de la seguridad son la experiencia operativa y la I+D relacionada con la seguridad. Ambas son el principal recurso para la mejora de la seguridad en las centrales nucleares. La experiencia operativa es analizada por el titular, así como por las autoridades reguladoras con el propósito de identificar las causas raíces de los fallos, incidentes y corregirlos. Por su parte, la I+D relacionada con la seguridad nuclear tiene una gran tradición. Su objetivo es mejorar la compresión de los fenómenos, reducir las incertidumbres y consolidar la regulación. Los esfuerzos nacionales del pasado han dejado su lugar a iniciativas internacionales. Una gran parte de ellos son organizados bajo los auspicios de la NEA de la OCDE, y, en menor medida, por la OIEA.
El noveno y último de los principios técnicos de la seguridad tiene por objeto la excelencia operativa, y es un compendio de algunos de los principios ya descritos, como la cultura de seguridad, la calidad, la auto evaluación y la experiencia operativa. No obstante, hay dos elementos característicos de este principio: la aplicación de los APS, o técnicas informadas por el riesgo, y la gestión de accidentes severos. Los APS han alcanzado gran complejidad y la información en ellos contenida sirve actualmente de base para la optimización y mejora de muchos aspectos de la explotación de la planta.
Lo que acabamos de explicar condiciona todos los aspectos de diseño, constructivos, operacionales y reguladores de una central nuclear, y aporta a estas centrales unos niveles de seguridad determinados. El juicio de si esos niveles son aceptables o no para la sociedad no le corresponde en un sistema democrático a los diseñadores, constructores, operadores o reguladores, sino a un organo que represente a dicha sociedad, y, en España, es el Parlamento.
José Luis Pérez