Revista Ciencia

Chernobyl, explosión del reactor número 4.

Publicado el 26 junio 2019 por Carerac @abcienciade
Chernobyl, explosión del reactor número 4.

Durante nuestra generación atómica han ocurrido 4 graves accidentes radioactivos:

  • En la planta atómica de Mayak, USSR en 1957.
  • En la central nuclear de “Three Mile Island” en 1979.
  • En la central nuclear de Chernobyl, USSR en 1986.
  • En la central nuclear de “Fukushima, Japón en 2011.

Cerca de 400.000 personas fueron evacuadas dado que la contaminación afectó a una zona de 200.000 km² por Cesio-137 cerca de 37.000 Bq/m². En Europa la contaminación por Cesio-137 alcanzó un área de 3.900.000 km² a un nivel de 4.000 Bq/m².

La mas importante y más conocida es la de Chernobyl. A las 1.23 horas del 26 de Abril de 1986, el cuarto reactor de la central nuclear de Chernobyl explotaba. Sucedía el peor accidente nuclear en época de paz, causando un elevado aumento de radioactividad en el medio ambiente. La central nuclear se encontraba a 3 km de la ciudad de Pripyat, con una población de 49.000 personas y a 18 km de la ciudad de Chernobyl. La actividad total de la radiación causada por la explosión del reactor durante los 10 días siguientes fueron aproximadamente de 1019 Bq. Solamente en Ucrania, Bielorrusia y Rusia alrededor de 9 millones de personas fueron directamente afectadas teniendo en cuenta que la radiactividad implicada fue 200 veces mayor que las bombas atómicas lanzadas sobre Hiroshima y Nagasaki.

Las consecuencias sobre la salud son difíciles de determinar, aunque algunos estudios sugieren entre 4000 y 9000 muertes por cáncer en Ucrania, Bielorrusia y Rusia. Seguramente los datos reales del impacto de Chernobyl permanecerán para siempre en el anonimato. Indudablemente la contaminación durará siglos y las zonas directamente afectadas continuaran con restricciones durante décadas.

Chernobyl, explosión del reactor número 4.
Mapa región de Chernobyl

Que sucedió en Chernobyl?

Cuando sucedió el accidente, en la planta nuclear habían 470 personas, de las cuales 200 eran operarios, 250 obreros de la construcción, 20 bomberos y guardias. De estos, 134 personas recibieron una dosis muy elevada de radiación. 28 de ellos murieron en los siguientes cuatro meses después del accidente.

Selección del tipo de reactor

Una condición esencial sobre el accidente, fue la elección del tipo de reactor nuclear usado en Chernobyl, conocido como RBMK (Reáktor Bolshói Móschnosti Kanálny) que se podría traducir como “Reactor de Canal de Alta Potencia”. Este tipo de reactor fue construido únicamente en Rusia, como parte del programa soviético para fabricar reactores refrigerados por agua, basados en sus reactores de producción de plutonio moderado por grafito. De esta manera si se utiliza agua ligera como refrigerante y grafito como moderador, es posible utilizar uranio poco enriquecido como combustible (2% Uranio-235). Conocido como un reactor de agua ligera moderado por grafito (LWGR), donde solo se utiliza un único circuito en el cual el combustible nuclear hacer hervir el agua produciendo vapor.

El control de la potencia se realiza mediante 211 barras de carburo de boro y grafito que absorben neutrones. Introduciendo los barras se aumenta la absorción de los neutrones y se disminuye la potencia del reactor, en cambio retirándolas se disminuye la absorción, aumentando la potencia del reactor. La potencia total es 3200 MW térmicos y 1000 MW eléctricos.

Esta combinación de moderador por grafito y refrigerado por agua ligera no se encuentra en ningún otro diseño de reactores nucleares, lo que hace del RBMK un diseño único en la URSS. Una de las características más significativas del reactor RBMK es el coeficiente positivo por vacío (burbujas de vapor). Significa que cuando una parte del agua líquida es reemplazada por vapor, la potencia del reactor aumenta.

Coeficiente positivo de vacío (Positive Void Coefficient)

El reactor refrigerado por agua contiene una cierta cantidad de vapor en el núcleo. Dado que el agua líquida es un refrigerador y un absorvedor de neutrones más eficiente que el vapor, un cambio en la proporción de vapor (que adquiere la forma de burbujas de vapor dentro del flujo de agua y se le denomina vació o cavitación) en el refrigerante, afecta a la cantidad de reacciones nucleares y por tanto a la potencia del núcleo. †

Chernobyl, explosión del reactor número 4.
Esquema reactor RBMK

En los reactores RBMK el moderador y el refrigerante están separados por materiales distintos como hemos visto. En este caso un exceso de vapor reduce la propiedad de refrigeración del reactor y si el moderador no se modifica, la reacción nuclear sigue manteniéndose. Dejando en esta situación solamente la propiedad de absorber neutrones al agua como elemento esencial. Y si existe un exceso de burbujas de vapor la absorción disminuye, favoreciendo el aumento de la reacción nuclear y la potencia del núcleo. Todas estas observaciones indican que el coeficiente de las burbujas de vapor (vació) es un factor decisivo y dominante.

Consiguiendo un reactor de gran potencia sin necesidad de utilizar uranio enriquecido como combustible y agua pesada como refrigerador. Así se obtiene un reactor nuclear más barato pero también más inestable. Conviene subrayar que el RBMK era el único reactor atómico que utilizaba una combinación de grafito como moderador y agua refrigerante, esta condición lo hace altamente inestable en condiciones de baja potencia.

En 1972 se discutió en Kiev acerca el tipo de reactor que se tenia que construir en Chernobyl. Bryukhanov, el director abogaba por el tipo PWR (Pressurized Water Reactor). De esta manera informó al ministro de energía de Ucrania, Aleksin Makukhin. Sin embargo el científico Alekzandrov se opuso indicando que el RBMK era el reactor más seguro y producía la electricidad de una forma más barata. Por esta razón se decidió construir un reactor RBMK-1000 en Chernobyl, donde 1000 indica que produce 1000 MW de potencia.

La construcción del primer reactor RBMK empezó en marzo de 1970, siendo operativo en noviembre de 1974. Posteriormente se construyeron otros 14 reactores RBMK totalmente operativos en USSR antes del accidente de Chernobyl. Así que en total habían 15 reactores RBMK en USSR en abril de 1986, 4 en Leningrado, 4 en Chernobyl, 4 en Kursk, 2 en Smolensk y 1 en Ignalina.

Reactores nucleares RBMK

Estos reactores RBMK de segunda generación eran prácticamente una copia de los primeros RBMK desarrollados en 1960 por los mismos científicos y ingenieros que participaron en el programa soviético de armas nucleares. Aplicando el mismo criterio de secretismo en su desarrollo para los reactores nucleares, siendo totalmente prohibido hacer pública cualquier incidencia ocurrida en los reactores. A causa de este secretismo y la ausencia de incidentes se considero a la URSS como la más segura a nivel nuclear, sin embargo 11 accidentes habían ocurrido antes de la explosión de Chernobyl. Así se condicionó y fabricó la falsa creencia a los operadores de las centrales nucleares que estas no diferían demasiado de las centrales eléctricas convencionales. Desafortunadamente esta información habría sido de gran ayuda para aumentar la seguridad nuclear y prevenir el accidente de Chernobyl. Por otra parte esto indica que un accidente similar podría haber ocurrido en cualquiera de los 15 reactores RBMK operativos en la URSS.

Chernobyl contaba con 4 reactores en 1986, el primero y segundo pertenecían a la primera generación y el tercero y cuarto a la segunda generación. La construcción del primer reactor empezó en marzo de 1970, siendo operativo en septiembre de 1979. El cuarto se empezó a construir en abril de 1979 siendo operativo el 20 de diciembre de 1983. La serie de reactores RBMK estaba formado por 1661 barras (canales) de combustible nuclear y 211 barras para los sistemas de control y protección, dividas en cuatro grupos:

  • 24 barras acortadas de absorción para regular la distribución axial de neutrones (SAR)
  • 24 barras de absorción para la regulación manual de la distribución radial de neutrones (MR)
  • 139 barras de absorción de autocontrol de la potencia del reactor (AC)
  • 24 barras de emergencia (ER)

Cronología del accidente

Chernobyl, explosión del reactor número 4.

Irónicamente la causa del accidente en el reactor número 4 fue un experimento diseñado para mejorar la seguridad de la central nuclear. La central se considero operativa el 20 de diciembre de 1983 y empezó a generar electricidad sin dejar un margen de tiempo suficiente para realizar pruebas de seguridad. Hay que hacer notar que en la Unión Soviética el 22 de diciembre es festivo para los trabajadores de la industria energética, un día especial donde se reciben aclamaciones públicas por el trabajo y bonificaciones extraordinarias. Así pues, se aceleró la puesta en marcha de la central para no perder estas bonificaciones, dejando algunas pruebas esenciales postergadas.

Una de las pruebas no realizadas antes que el reactor fuera operativo era comprobar el funcionamiento de la turbina en caso de defecto. Si este se produce, la turbina empieza a pararse, pero mientras esta girando continua produciendo electricidad. Esta electricidad es necesaria para alimentar las bombas de circulación del agua, las barras de control y la iluminación de la sala y el panel de control. Siendo esencial para la seguridad del reactor y por tanto no puede fallar. Normalmente se tardan unos 20 segundos en bajar completamente las barras de control, por tanto la turbina tiene que proveer de electricidad al menos durante estos 20 segundos.

Evidentemente la central cuenta con generadores diesel, pero también tardan un tiempo en alcanzar los 5,5 MW necesarios para suministrar la tensión a las bombas de alimentación de agua, que oscila entre los 60 – 75 segundos.

El objetivo de la prueba o experimento consistía en determinar durante cuanto tiempo podía estar girando la turbina por el efecto de la inercia mecánica sin acción del vapor, pero conectada a las cargas auxiliares como las bombas de emergencia proporcionando electricidad. Un experimento inicial se realizo en 1982 y se comprobó que el voltaje generado por la turbina era insuficiente. Se volvió a realizar en 1984 modificando algunos detalles pero otra vez resulto negativo. Otro intento se realizó en 1985 y otra vez dio un resultado negativo. El 25 de abril de 1986 las cuatro unidades de Chernobyl estaban operativas. Aprovechando que se tenia que realizar una mantenimiento en el reactor 4 se programó volver a realizar el experimento. Un total de 1659 barras fueron cargadas con combustible

Fase 1: Preludio

25 de Abril de 1986

El reactor se encuentra en las condiciones de máxima potencia de 1000MW eléctricos y 3000MW térmicos.

01:00 h: Los operadores empiezan a reducir la potencia lentamente hasta llegar a los 1600 MW térmicos

13:05 h: Con el reactor a 1600 MW térmicos se desconecta el turbo generador número 7 de la red. Cuatro de las bombas principales de circulación y dos de las bombas de alimentación se conectan al turbo generador número 8 en preparación para el experimento.

14:00 h: El sistema de emergencia de refrigeración del núcleo se desconecta del circuito primario, dado que se espera inicialmente un bajo nivel de vapor durante el experimento. Sin embargo el controlador de la red eléctrica en Kiev indica que el experimento tiene que anularse, pues se necesita la electricidad generada por la unidad 4 hasta las 23:10, dado que otra planta de energía ha quedado inesperadamente fuera de linea. La activación del reactor con el sistema de emergencia de refrigeración del núcleo desactivado es una violación grave de las normas de funcionamiento del reactor (primer error), aunque no parece que influenció en el accidente. Simplemente continuaron trabajando en algunos protocolos del test al mismo tiempo que estaban generando potencia para suministrar la electricidad demandada por la red.

16:00 h: Este retraso de casi 10 horas tuvo graves consecuencias, pues los miembros del turno de día se habían ido hacia tiempo y el turno de tarde testaba terminando. Estos habían recibido información acerca del test experimental durante los días previos y conocían todo el procedimiento a seguir. Según el procedimiento inicial el test experimental debería haber concluido durante el turno de día, así pues el turno nocturno no estaba familiarizado con el protocolo diseñado inicialmente. Con el agravante y la presión de realizar el test en poco tiempo.

Achier Razachkov, Yuri Tregub y A. Uskov eran los operadores responsables del test durante el turno de día. Yuri Tregub decidió quedarse para ayudar al turno de noche, pues estos desconocían cuales eran los procedimientos a seguir.

Fase 2: Preparación del experimento

23:10 h: Los nuevos operadores vuelven a reducir la potencia del reactor para alcanzar una potencia entre 700 -1000 MW térmicos, llegando al nivel de 720 MW térmicos a las 00:10 h del 26 de abril.

26 de Abril de 1986

00:28 h: El sistema automático de control (LAR system) que operaba 12 barras de control es desconectado. A continuación se comete el mayor error (segundo error), al no reprogramar el ordenador para mantener la potencia entre 700 – 1000 MW en regulación automática (AR system). Como consecuencia el operador no pudo estabilizar la potencia del reactor a este nivel y continuó cayendo hasta 30 MW térmicos. El ingeniero senior Leonid Toptunov y el director de turno Alexander Akimov decidieron insertar las barras de absorción en el núcleo y así conseguir parar el reactor.

Llegados a este punto hay que explicar brevemente una las condiciones de las reacciones nucleares, la producción de Xenon-135.

Uno de los productos de la fisión del Uranio es el Teluro-135 con un período de semidesintegración de 19 segundos, para dar Yodo-135 que a su vez de desintegra en Xenon-135 en 6,57 horas. El Xenon-135 es un gran absorbente de neutrones y por tanto su presencia en las barras de combustible reduce considerablemente la potencia del núcleo del reactor, dado que los neutrones son las partículas que provocan la fisión del Uranio.

Al absorber un neutrón el Xenon-135 se transforma en Xenon-136, que es estable y ya no absorbe neutrones de forma masiva. Esta acumulación de Xenon-135 se denomina intoxicación o envenenamiento por Xenon. El Xenon-135 se desintegra en 9,2 horas para dar Cesio-135. Así pues, cuando se produce esta elevada concentración solamente queda esperar que se “queme” el Xenon absorbiendo neutrones y desintegrándose, teniendo que parar el reactor.

Durante la primera reducción del reactor número 4, hacia 24 horas que se había producido una gran cantidad de Xenon-135. Y la caída de potencia a 30 MW aumentó más su concentración, así pues la única solución era parar el reactor, era lo que estaban a punto de realizar Leonid y Alexander.

Pero el jefe adjunto ingeniero de operaciones de la unidad 3 y 4, Alexander Dyatlov los obligó a quitar las barras de control fuera del núcleo para volver a aumentar la potencia del reactor, pues quería realizar el test a cualquier precio. Era la única manea de evitar la captura de neutrones por el envenenamiento de Xenon.

Después de quitar las barras de control la potencia del reactor volvió a aumentar.

Fase 3: El experimento

01:03 h: La potencia del reactor alcanza los 200 MW térmicos y se decide continuar con el experimento. Se conectan 2 bombas de circulación que estaban en reserva, de manera que el total de bombas operativas es 8. Este exceso de flujo de agua refrigerante del núcleo pasa a ser mayor que el necesario para la potencia operativa en ese momento. Se hizo para garantizar la refrigeración del reactor después de la desconexión prevista del turbogenerador 8 y 4. Creyendo que las condiciones del reactor eran estables se continua la prueba. Sin embargo el reactor se encontraba en una situación de alto peligro debido al coeficiente positivo de vació.

La potencia del reactor fue inferior a la prevista y por tanto también disminuye la cantidad de vapor en la tubería y la presión disminuye a lo largo del combustible. Como resultado el flujo del refrigerante es mas alto que el esperado como consecuencia de tener 8 bombas en funcionamiento, y la tubería principal entra en cavitación y vibración. (tercer error)

El reactor se encontraba en ese momento solamente al 7% de la potencia máxima y el caudal del refrigerante a través del núcleo al 115-120% del normal, alcanzando los 58.000 m³ /h. En esta condiciones el agua absorbe más neutrones y conduce a una disminución de la potencia del núcleo(coeficiente positivo de vació), para evitar esta disminución se retiran más barras de control de las permitidas por seguridad. La disminución en la generación de vapor trae como consecuencia una caída en la presión de vapor. Los operadores tratan de controlar manualmente tanto la presión de vapor como el nivel de vapor.

Como se pudieron realizar estas operaciones que alteraban completamente las normativas de seguridad?. El operador Uskov dijo posteriormente que “Normalmente no teníamos la necesidad de seguir las instrucciones” porque durante la fase de formación se repetía que “una planta nuclear no puede explotar”. El operador Kazachkov dijo “Normalmente trabajábamos con menos barras de control que las requeridas y nunca paso nada”.

01:19:00 h: El operador jefe abre la válvula principal para aumentar el caudal de agua en el colector de vapor. A medida que el agua fría del colector pasa al núcleo, la generación de vapor cae notablemente y para compensar esta disminución se quitan completamente 12 barras de control automáticas. Para mantener el reactor a la potencia de 200 MW sube manualmente otras barras de control, dejando solamente un único grupo de 8 barras de control automáticas. Se desconecta el sistema de apagada de emergencia automática para evitar que el reactor se apague a si mismo (cuarto error).

Se desconecta el sistema de emergencia de refrigeración para evitar que funcione durante la prueba.

01:19:58 h: Se cierra una linea de vapor al condensador, pero la presión de vapor sigue aumentando los siguientes minutos.

01:21:50 h: El operador cierra bruscamente el flujo de alimentación, consiguiendo un aumento en la temperatura de los colectores de vapor a la entrada del reactor. El sistema automático de control empieza a bajar las barras para contrarrestar el efecto del aumento del vacío. Hay que tener en cuenta que el sistema operativo estándar indica que son necesarias mantener 15 barras de control para estos casos, pero los parámetros del reactor parecen relativamente estables.

01:22:30 h: En este momento solamente existían 8 barras dentro del reactor, de las 211 existentes. La normativa exigía al menos 15 barras. La elevada reactividad del núcleo se incremento notablemente hasta niveles que exigían la apagada inmediata del reactor. Sin embargo se ignoró este requerimiento y se continuo con el experimento (quinto error). Las medidas observadas en el monitor del núcleo indica que el perfil del flujo de neutrones es normal en el plano radial pero doblemente picado en la dirección axial, con un pico altamente elevado en la región superior del núcleo. Causado por el envenenamiento por Xenon en la parte central del reactor.

Con las pocas barras de control en el reactor, el agua en el núcleo se convierte en el elemento más importante para absorber neutrones. En esta situación operativa de baja potencia una bajada de la presión o un incremento de la temperatura del agua en la entrada del reactor podría causar que entrara en ebullición. Y dado el coeficiente positivo de vacío el resultado seria un elevado aumento en la potencia del reactor. De esta manera el reactor se encontraba en una situación altamente crítica, que el operador no entendió.

01:23:04 h: El experimento vuelve a iniciarse con el reactor operando a 200 MW y el sistema automático de apagada desconectado. Se cierran las válvulas del circuito de vapor del turbogenerador número 8 y se apagan las cuatro bombas principales de circulación del agua. Inexplicablemente para los operadores la potencia del reactor empieza a aumentar. Lo que esta ocurriendo es que al cerrar las bombas de circulación y las válvulas, el caudal del refrigerante y la alimentación del agua se reducen, causando un incremento de la temperatura en la entrada del reactor y por tanto en la generación de burbujas de vapor. Disminuye la absorción de neutrones en el agua, que en estas condiciones de operación era el único elemento efectivo. El exceso de neutrones acelera la reacción nuclear y se produce un aumento en la potencia del núcleo.

01:23:31 h: La potencia del reactor aumenta significativamente y se intenta compensar con 12 barras de control automático (sexto error), pero no produce resultado. El agua refrigerante en el reactor esta en ebullición y el reactor nuclear continua aumentado su potencia.

Fase 4: La Explosión

01:23:40 h: Leonid Toptunov, responsable de las barras de control ordena una reinserción de emergencia de todas las barras de emergencia y de control. Akimov presiona el botón AZ-5, que introduce todas las barras en el reactor, es el más alto nivel de emergencia disponible para apagar el reactor. Las barras empiezan a moverse hacia el núcleo.

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Botón AZ-5

Esta situación es altamente peligrosa, cuando todas las barras se encuentran fuera del reactor el efecto inicial de la inserción es aumentar la reactividad en la parte baja del núcleo. Esto es debido al desplazamiento del agua por los tubos de grafito. Se había detectado este problema en la central de Ignalina también funcionando con un reactor RBMk en 1983 pero se creyó que las condiciones especiales nunca volverían a ocurrir.

Cuando las barras se insertan, el agua es desplazada. Una vez insertadas, la parte superior del canal de control por el carburo de boro y en la parte inferior por el grafito. Dado que el carburo de boro absorbe mucho más eficazmente los neutrones que el agua y el grafito, el efecto del desplazamiento es producir una disminución de la reactividad nuclear. Esto es lo esperado en las condiciones de funcionamiento normales.

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Esquema de una barra de control

Pero en otras condiciones el desplazamiento del agua por el grafito puede inducir un aumento de la reactividad nuclear. Las condiciones operativas de baja potencia del reactor y un alto flujo en el refrigerante causa un aumento de la cavitación y debido al coeficiente positivo de vacío, se crea un aumento de la concentración de neutrones, y debido a la contaminación por Xenon, la distribución de la concentración de neutrones era más elevada en la parte superior del reactor.

En estas condiciones es cuando se oprime el botón AZ-5.

Cuando la barra de control va siendo introducida a la velocidad de 0.4 m/s, antes que el carburo de boro pueda hacer su efecto de absorber neutrones, el agua en la parte inferior del canal es desplazada por el grafito, precisamente en la región donde hay una mayor cantidad de neutrones. Pero el grafito tiene un poder de absorción menor que el agua y por tanto se produce un aumento en la cantidad de neutrones desde el canal de control al combustible nuclear. La altura del reactor es de 7 metros, a la velocidad de 0,4 m/s se tardan 17,5 segundos en insertar la barra completamente. Tan solo 3 segundos son suficientes para que la reactividad positiva creada aumente el flujo de neutrones a las barras de combustible contaminadas por xenon, se produce una quema del Xenon-135 que incrementa la velocidad de la reacción.

Después de varios segundos se sintieron varias sacudidas y las barras de absorción se habían detenido sin llegar a insertarse completamente en el núcleo. Akimov desconecta los servos que controlan el movimiento de las barras para permitir que caigan por su propio peso dentro del núcleo. Pero los tubos de combustible se habían deformado debido al elevado aumento de la presión del vapor y las barras de control no se mueven. El test ha durado solamente 36 segundos, el reactor ha alcanzado 530 MW y continua incrementando exponencialmente su potencia.

01:23:44 h: El reactor alcanza 120 veces su potencia máxima. Gran parte del combustible nuclear se fisiona y aumenta la presión de vapor que rompe los tubos de combustible en parte inferior del reactor. El núcleo permanece sin agua y se produce una explosión que destruye el reactor.

01:24:00 h: Se produce una primera explosión debido a la rotura de los tubos de combustible por la presión de vapor. El núcleo permanece sin agua y se produce una segunda explosión que destruye el reactor. El núcleo del reactor 4 esta completamente destruido, las paredes y el techo casi no existen. El sistema de refrigeración de emergencia esta completamente destruido en la parte norte del edificio del reactor y enterrado bajo escombros. La estructura de metal ha caído 4 metros de su posición inicial y el reactor es un espacio vació lleno de escombros y polvo de grafito de las barras de control.

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