i{e\"iSla .\le:-.:icana de Física 23 (1974) FA IOS.•.FA 120 FA 105

ALGUNOS ASPECTOS DE SEGUIUDAD EN LA EVALUAGON

DE SITIOS PARA UI3ICAR CENTRALES NUCLEARES

Ricardo F. Gerdingh Landín

Departamento de Seguridad)' Salvaguardias

Instituto N aciorlO/ de Energía Nuclear

(Recihido; enero 22,1974)

ABSTHACT; SafelY evaluations of siles for nuclear power plants require

lhat cenain Iq;al sleps be taken and s[udies performed onseveral suhjects. This anicle shows lhe legal bases on which

the InstilulO Nacional de ¡':ner~ía Nuclear is presently workin,g

as well as lhe methods [ha! could be used to know rhe fission

and deca}' products iIlV{'nlory, {h(, 3nlOunt of ches{. char escape

lo lhe ou[sid{' {OllvirOlllllell[ afrer passing through [he engi.

Ill'l'ring safe{y fealures, the cOflcc'nrrarion along rhe dispcrsion

c10ud <lud Ihe dosis ({l an individual l':-.:posed ro [he cloud.

With rill'se dala i{ is possihh' (O {'stimat(' lhe radiation risks

associat(,d wilh a nuclear pow('r plant durin,g normal and ah-

normal ('ondilions. A dislinction is maJe bl'rwl'en the Design

Basis ACt~iJ{OfHcondition, uf .1 very low prllbabiliry of occurrenu',

¡¡nd lhl' normal operariull l"ondition. 11l{' conclusiuns ("lTlphasiz('rh,' ~{'ncral cOllcep!.s ,'xposed in [his .Hticl, ..

FA 106

l. INTRODUCClON

Gerdingh

La selección de un sitio para ubicar una central nuclear, en especialSI esta es para generar electricidad, requiere de estudios de muy diversa Ín-dole, tales como, económicos, de servicio, de seguridad, etc. Aquéllos quese refieren a la seguridad de la planta, van encaminados a la protección dela población que actual o potencialmente pueda estar sujeta a ciertos riesegos por radiación ionizantc.

Las características del sitio que afecten a la seguridad pueden sercausantes de un accidence, como temblores, inundaciones, huracanes, etc.,o bien pueden atenuar o intensificar el riesgo una vez que el Accidente Basede Diseño (ABD) ha sucedido, como vientos, lluvias, colinas, uso de tierras,etc. En este trabajo se expondrán las bases para evaluar inicialmente el si-tio suponiendo que el ABD ha sucedido, piua lo cual conviene definir el ries-go (R) por radiación (medido en rems-hombre) de cierto accidente como elproducto de la probabilidad de que tal accidente suceda (P), de los factotesde atenuación o amplifica<;ión (F), del daño al individuo (D), y en ocaSIonespor el número de individuos afectados (N), o sea:

R ; PPDN (1)

El daño por radiación en los límites esperados es más o menos bienconocido y se mide en rem, lo cual permite establecer unfl escala numéricaentre rem y riesgo.

Los factores F son aquéllos que se determinan por las característi-cas del sitio mismo y de los Sistemas Especiales de Segutidad (SES) integta-dos a la planta, y han de evaluarse con detalle.

La probabilidad P de que suceda determinado accidente se calcula enbase a observaciones experimentales y ciertas suposiciones, y es la combi-nación de probabilidades de los eventos individuales (mutuamente exclusivoso no) que causan el accidente analizado. Sin embargo, como en la actualidadno se tienen suficientes datos a causa de la infrecuente ocurrencia de loseventos de interés, se dificulta la determinación precisa de P.

Actualmente no existe ningún método, internacionalmente aceptadopara estimar el riesgo, aunque para una central nuclear, independienteMentedel tipo y sitio, si se cubre el riesgo al individuo (en rem) lueda cubierto elriesgo a la población (rems-hombre), es decir, si N = 1 el cálculo es conser.vador.

En algunos países (como Alemania) el término F es el más importantepara reducir el riesgo, puesto que ,.;oeobserva que sus sistemas especiales de

Seguridad para centrales nucleares ... FA 107

seguridad son muy estrictos y que se hacen estudios detallados sobre los di .•versos caminos que pueden seguir los elementos radiactivos para afectar alas personas.1 En otros (como Inglaterra) se h,acen estudios para determi-nar el riesgo en base a probabilidades y se compara éste con aquéllos deotro tipo de actividades, tales como accidentes automovilísticos, enfermeda-des, etc. 2.

A pesar de estos estudios, en la mayoría de los países, se diseñan.en base al accidente más severo qu~ pueda suceder, aunque de una muy bajaprobabilidad de ocurrencia durante la vida de la central (30 Ó 40 años). Paraevaluar el 'riesgo se le asigna a P el valor uno y sobre ello se hacen los de-más estudios. Este método puede seguirse en México, por lo cual se hanpropuesto guías y bases que se describen a continuación.

2. BASES PARA LA EVALUACION EN REGIMEN DE ACCIDENTE o

En el Diario Oficial del 12 de enero de 19723 aparece la Ley Orgáni-ca del Instituto Nacional de Energía Nuclear, que se crea "para intervenir enlas actividades relacionadas con el aprovechamiento de la energía nuclearcon fines pacíficos" (art. 10). Seleccionando ciertas fracciones del articulo 3D

se muestran algunas obligaciones y atribuciones delINEN relacionadascon las centrales nucleares:

VI.- Determinar, conjuntamente con la Secretaría de Salubridad yAsistencia y las demás depende.lcias competentes, las normasgenerales sobre el manejo de instalaciones o equipos que Con-tengan materiales radiactivos, incluÍdo su transporte, con elfin de controlar la seguridad nuclear;

XI.- Intervenir con las autoridades competentes en la autorización,vigilancia y supervisión del uso y manejo de combustibles nu-cleares;

XII.- Autorizar, vigilar y supervisar la ubicación, el diseño. la cons-trucción y la operación de reactores nucleares;

XIII.- Autorizar, vigilar y supervisar la producción, el uso y el, apro-vechamiento de materiales radiactivos, en los términos del Re-glamento.

De estas fracciones, en especial la XII, se puede ver la necesidad decrear un reglamento para emitir permisos de construcción y operación. A talefecto se ha propuesto el Anteproyecto de Reglament04 que está siendo eva-luado por las autoridades indicadas.

lOA 108 Gerdin¡:h

Estahlecido un H.eglamcnto es necesarIO contar con unas gUias que

permilall estahlecer con claridad la información requerida y los valores de

referencia con los cuales se podrá hacer la comparación numérica en el pro"ceso de la evaluación. El INEN ha preparado un anteproyecto de Guías.

De este último documento interesa analizar el inciso <) (Criterios so.bre /0 uhicación de reactores fluc/eares) del Capítulo VII (Aspectos Opera-cionales), del cual se extraen ciertos conceptos.

Se define el Area de exclusión como "aquella área alrededor del rcae"tOf nuclear en donde el Titular de la licencia tiene <Jutoridad para determi-nar todas las actividades, inclusive la exclusión o el [[ansiado, ya sea debienes o de personas dentro de esta área" ..•• La guía para calcular las di-

mellsiones d.e esta área son "tales que un individuo que se encuentre en

cualquier PUllto de los límites de ella, durante las dos horas siguientes e in-

mediatas a una "liberación postulada" de productos de fisión no reciba una

dosis total de radiación a cuerpo entero mayor de 2') rems como resultado de

esa exposición o una dosis total de radiación a la glándula tiroides en exce-so de 300 rems, como resultado de la exposición a yodo".

También se define una Zona de baja población que significa "aquella

área inmediata alrededor del área de exclusión en la que hay residentes, cu ...

yo número y densidad son tales, que en caso de un accidente serio se pue'"

dan tomar medidas que permitan protegerlos" .... Esta Zona es "de dimen-

siones tales que un individuo que se encuentre en cualquier punto del límite

extcrior de esta zona y que se expone a la nuhe radiactiva resultante de la

"liberación postulada" de los productos de fisión durante el tiempo total que

ésta tarde en pasar, no reciba una dosis total de radiación a cuerpo entero

en cxceso de 25 rems o una dosis total de radiación como resultado de esa

exposición a la glándula tiroides en exceso de 150 rems como resultado dela exposición a yodo".

Finalmente, existe también una Distoncia 01 centro de poblacüitl (1<•...finida como "la distancia que existe entre el reactor nuclear y el límite de

la zona urhana de un centro de población densamente poblado y que contengamás de 25,000 residentes". Su valor mínimo es "1..3) veces la distancia que

existe entre el reactor y el límite exterior de la zona de baja población" •..Todas estas definiciones y valores (excepto los 150 rems al tiroides

en la Zona de baja población) son las bases que se usan para hacer las eva-luaciones en los Estados Unidos6• El INEN, después de estudiar las posi-

bilidades y necesidades de ~1éxico optó por incluir en el anteproyecto deGuía estos mismos criterios. Una vez que se tienen los valores guías es ne ...c{."sario contar con un método para hacer la evaluación. Nuevamente, en losEstados Unidos existen publicados los "Regulatory Guilles" donde aparecenalgunos métodos en los aspectos importantes de las evaluaciones de centra-les nucleares, siendo de especial interés la 1.3 y la 1.47,8

Seguridad para ce"'rales "ucleares ... F AI09

Si se aceptan e:otos criterios como aplicables en México, el INEN yacuenta con un método probado para hacer los cálculos en las evaluacionesque será descrito a continuación.

3. INVENTARIO DE PRODUCTOS DE FISION

Los llamados productos de fisión (p. f.) son elementos químicos resul-tantes de la fisión de núcleos pesados, en especial del U-215, que es el com-bustible principal de los reactores comerciales, aunque también se quema unafracción del plutonio producido en el mismo reactor.

Para saber cuales son los elementos que existen dentro del núcleodel reactor y calcular su cantidad es necesario acudir a experimentos y medi-ciones muy complejos, encontrándose que lo~ valores de rendimiento por fisiónreportados pueden diferir y en ocasiones no son muy completos; sin embargo,si se quiere hacer la evaluación de centrales nucleares, es necesario haceruna decisión sobre que valor:es han de escogerse. Esta decisión ha sido to-mada en aquellos países que se han enfrentado con el problema, de tal suerteque el programa de cómputo a disposición del INEN: "ESnORA 11,,9,10 tieneen su archivo de datos los mismos valores para el rendimiento del U-235, queel programa de cómputo "RIBD" desarrollado en Estados Unidos 11. Resulta-dos del programa ESDORA, desarrollado en España y ajustado y mejorado pa-ra México, han sido comparados con otros programas del ex.tranjero encontrán-dose una magnífica concordancia entre todos ellos 12.

Los p. f. decaen por emisión heta, emitiendo gammas en ocasiones, ge-nerándose así cadenas ae decaimiento, con lo que se creal; más elementosradiactivos. Como es frecuente considerar unas 80 cadenas radiactivas enlas que cada una puede tener hasta 6 elementos, se ve la necesidad de usarprogramas de cómputo.

La ecuación que permite calcular la cantidad N de un elemento i en eltiempo 1 es

dN./ dI = (3.2 x 10 10 PI':. ) + (~.N). - (AN) .I • 1-1 I

(2)

con 3.2)( 1010 fisiones/wau -seg., P la potencia térmica del reactor en waus,y•. el rendimiento del elemento i por fisión del U-23'S en átomos/fisión, A laConstante de decaimiento, y finalmente i-1 se refiere al isótopo anterior en lacadena radiactiva.

Una vez que se tiene el inventario de los p. f. y de su decaimiento se

FA 110 Gerdingh

procede a estudiar diversos accidentes, la forma que és[Os afectan al núcleodel reaCWT, el camino y cantidad que siguen los p. f. hasta llegar a la últimabarrera, denominada loledificio del reactor" y finalmente la cantidad que lograescapar a la atmósfera.

4. ESCAPE DE LOS ELEMENTOS RADIACTIVOS A LA ATMOSFERA

Conocidas las cantidades acumuladas de los radionucleidos de iote-res es necesario estudiar la forma en que éstos escapan de los elementoscombustibles al refrigerante y finalmente al edificio del reactor.

Del (¡po de accidente depende la cantidad del combustible afectadoy la función temporal que representa el escape. Se han propuesto algunasfunciones13 pero para reactores de agua ligera la USA EC acepta una libera'"ción inmediata (o sea una función S) de 100% de los gases nobles, 25% delos halógenos y 1% del resto7• Estos valores implican el accidente de ma.yores cOllsecuencias previsibles, o sea el AnD.

Los análisis termodinámicos de los transitorios ocasionados por di-versos accidentes son sumamente interesantes e importantes para la seguri-dad y la economía. Valores específicos pueden encontrarse en los volumi-nosos Ir¡formes de Seguridad de las centrales nucleares.

Los radionucleidos presentes en el.edificio de contención logran es-capar a la atmósfera después de pasarse por filtros, sistemas de ventilación,(en cuyo caso la remoción temporal es constante), a través de varios recin-tos de contención (en cuyo caso la función de escape se mide experimental-mente durante las pruebas de hermeticidad, y resulta de difícil expresión ana-lítica, lo que sugiere una solución por intervalos temporales en los que se'-lproxima a una función fácil de manejar). Los radionucleidos pueden hacer-se pasar por sistemas de retención, elevados por chmeneas, etc., que for-man los SES.

Para calcular la cantidad Qi que escapa a la atmósfera debido a libe-raclOncs en el intervalo de tiempo T puede usarse la siguiente expresión:

{V (')}cxp (-11.:[")

, 1'(,)

'nI).! N.(¡)dt• I •

tI - 1

con T = tn - tn_l' T' el tiempo de retardo si hay tal sistema, V(r) la constan-tc de \.cntilación del recinto (r), E (r) la función de escape natural, o sea el

Seguridad para cePl/ra/es nuc!earf'S ••• FA 111

número de cambios de aire en estc intervalo (si es que no cxiste V), [) es elfactor de paso a través de filtros para el isótopo i, YN(t) es la cantidad delelemento disponible para escapar en ese intervalo de tiempo. N(t) en cl in-tervalo n se puede estimar a partir de

(dN./dt), . (4)

sabiendo que 1]Ni (r -1) es lo que escapa de acuerdo con la función P..ó V delrecinto anterior al recinto r, P y W son los factores de desaparición por prc-cipitación y lavado, y los demás términos ya se definieron9•

Como- el tiempo durante el cual se supone expuesta una persona a lanube radiactiva es de 2 horas para el "área de exclusión" y ~O días en la de"baja población" para simplicidad en los cálculos se considera que el tiempoque dura el escape y el que dura la exposic¡'ón es el mismo.

La cantidad total que escapa a la atmósfera se dispersará en ella deacuerdo a las condiciones meteorológicas persistentes por lo que será nece-sario calcular la concentración en la nube radiactiva según se discute a con-tinuac ión.

5. DlSPERSION DE LOS ELEMENTOS RADIACTIVOS EN LA ATMOSFERA

Las condiciones climatológicas propias del lugar constituyen el fac-tor más importante en la dispersión de los elementos radiactivos.

De los diferentes modelos existentes para calcular la dispersión at-mosférica, los más usados son el de Sutton y el de Pasquilll", sin embargoel sugerido por el Organismo Internacional de Energía Atómica es el modelode las categorías de Pasquill1s•

Conocidas la velocidad del viento U(m/s) y la categoría de Pasquill(A, B •...• F). que refleja en forma progresiva el grado de estabilidad de la at-mósfera, a la cual se le asocian los valores de los coeficientes de difusiónay (x) a lo largo del eje de la nube y, u%(x) en la dirección vertical, ambos enfunción de la distancia al punto de emisión X. se puede calcular la conceutra-ción integrada para el radioisótopo i ,(Ci s/cm.3) Con

exp{(-y'/2a')_ [(z-h)'/2a']}' rc= Y, , Z JA¡(t)dt

~ x OrrU(a'+€') (a'+€')'

y )' % %

(5 )

FA 112 Gerd ins:h

Los términos € consideran la perturbación introducida por la secclOn

del edificio eo la dirección del viento; si z es la altura de emisión y h la al-tura del sucio en el punco x con respecto al nivel en el punto de emisión,siempre se tendrá la concentración en el centro de la nube. r es el tiempoque dura la condición meteorológica con una fuente de emisión A'. Al hacercoincidir d tiempo final de esa condición con uno de los tiempos finales delos intervalos en que se dividió el período de escape se evitan muchos pro-blemas de límites .

..1, o sea la cantidad por intervalo que existe sujeta a la dispersiónse puede calcular a partir de

(dA./Jtl =O.+(\.Al.,-(\.+R+BlA.,J " - r ,. I

(6)

donde Q,. es lo que escapa en el intcf\'alo temporal n calculada a partir de laec. (3>' C\.A>,<_l lo que se crea por desintegración del isótopo padre y?\., R YB lo que desaparece por desintegración, precipitación por lluvia y precipita-ción seca respectivamente.

Cuando ya se conoce la concentración de los radionucleidos en la nu-he es posible calcular la dosis externa por radiación gamma y beta, la dosisinterna al cuerpo entero y a ciertos órganos de interés, tanto la resultante du-rante el paso de la nube, como la in(('grada a ')0 años. Estos conceptos seexponen a continuación.

6. CALCULO DE LAS DOSIS A CAUSA DE UN ACCIDENTE EN

UN l{EACTOI( NUCLEAI{

El mayor riesgo de una central nuclear es la liberación de grandescantidades de productos radiactivos al medio ambiente, donde pueden entraren contacto con el individuo produciendo un daño, que se mide en rems, y sepuede valorar de acuerdo con los siguientes criterios.

Las dosis externas beta y gamma a causa del isótopo i se calculancon

4.46. 10.12(C\.P.5). T•

(8)

Seguridad para cenlra/es "ue/pares ... FAI13

En estas expresiones los valores numencos resultan de ajustar uni-dades, e es la concentración del isótopo i en la nube, E es la energía pordesintegración y 5 la razón entre el coeficiente de absorción del tejido al delaire, F(x) es un factor de corrección por la geometría de la nube16 y T el tiem-po que dura la exposición.

Para calcular la dosis interna producida por el isótopo i al órgano demasa m, cuando se está inhalando durante el tiempo T, puede usarse

.•.D¡ = (1.6x 10.s/m) \E¡J Q¡ (1) di

O(9)

donde Q¡ repcsenta la cantidad del isótopo dentro del organismo, y puedeestimarse a partir de

(dQ/ di) = (V/C). + ('\Q). ,(GQl.I • ~ I

(10)

El término F. de la expresión (8), es la energía absorbida en el órga ..no de interés. De la ecuación (lO) se sabe que Ves la velocidad de respira-ción (m3/seg), fla fracción del isótopo que se deposita en el órgano conside-rado, e la concentración en la nube y e; es la suma de las constantes de de"saparición por decaimiento radiactivo y eliminación biológica. Todos estosvalores pueden encontrarse en tablas17•

Una vez que el isótopo se ha depositado en el órgano, seguirá causan-do daño aún cuando ya no se ingieran cantidades adicionales; por lo tanto.es necesario además calcular la dosis D,~a partir del momento en que cesa lainhalación del isótopo, lo cual se puede hacer con las ecuaciones

n:I

T(1.6x 10.s/m) ,\.E.J O: (I')dl'" -,.•. (11)

donde Q; den ora el valor de º,. al tiempo " posterior al momento en que cesóla inhalación, y con la condición inicial

(I3)

FA 1 14 Gerdingh

La dosis (otal es simplemente la suma de D y V* para codos los Ta-

d ioisótopos. Estos cálculos se realizan para el cuerpo entero y 8 órganosintcrnos: tiroides, pulmón, hígado, riñón, bazo, músculo, gónadas y huesos.

Por lo que respecta a la evaluación del riesgo por radiación asocia-do al sitio elegido para ubicar una central nuclear, queda incompleto si, ade-más del accidente, no se analiza el régimen de operación normal, cuyos cri-terios se describen a continuación.

7. EVALUACION EN REGIMEN DE OPERACION NORMAL

Las centrales nucleares deben estar diseñadas en forma tal, que laprobabilidad de que suceda un accidente severo sea extremadamente peque-ña; además, debe asegurarse la existencia de equipos y sistemas que miti-guen las consecuencias aún suponiendo que este accidente suceda. Sin em~bargo, el caso de accidente no es la situación normal en la planta.

Bajo el régimen de operación normal, las centrales nucleares, al igualque cualquier otra industria, produce ciertos desechos. En el caso de plan-tas nucleares, entre sus desechos se encuentran elementos radiactivos, cu-ya disposición debe ser reglamentada, vigilada, etc., y cuyos riesgos debenestimarse.

La mayoría de los desechos radiactivos de las centrales nuclearesse procesan hasta alcanzar el estado sólido y se les da el blindaje adecua~do para su disposición final. A pesar de ello, existen descargas de mate~riales radiactivos en aguas y en la atmósfera; la concentración de estos ele-mentos en el agua o en la atmósfera es controlada y no debe pasar ciertosvalores, conocidos como Concentraciones Máximas Permitidas (CMP).

En México se aceptan los valores de las CMP recomendados por laComisión In/emacional de Protección RadioJógica,18 pero a causa de que [aUSA EC está disminuy('ndo estos valores, y como la primera central nucleo.eléctrica qU(' adquirirá la eFE será de fahricación americana, se está estu~diando la posibilidad de que en México se establezcan los nuevos valoressugeridos por la USA EC.

A pesar de la existencia de estos valores como guías y de los siste-mas que poseen las centrales para no sobrepasarlos, los radioisótopos, unavez en el amhiente, pued,'n reconcentrarse y pasar al ser humano, por ejemplo,por inhalación, ingestión de agua, cadenas alimenticias, etc.

Para estimar este tipo de riesgo por radiación, es necesario conocerla cantidad de elementos emitidos, su dispersión en el medio, los factores

Seguridad para centrales nucleare."; ... FAllS

concentrantes (plantas, animales, etc.) y la influencia de éstos en la cadenaalimenticia de [os individuos que viven dentro y en los alrededores de la zo~na de influencia de la central nuclear.

Los estudios de tipo ecológico, biológico, alimenticio, demográfico,etc., no son campo directo de la física y por lo tanto se excluyen de este ar~tículo, en virtud de lo cual la discusión se limitará a las concentraciones dedesecllos gaseosos.

Las cantidades de elementos radiactivos que escapan a la atmósferahan sido medidas y reportadas para todas las unidades actualmente en opera~ción 19, así que pueden usarse de base para las estimaciones de emisiones deuna central nuclear futura. También se !Jan desarrollado métodos que permi~ten estimar estos valores2'J.

Conocidas las cantidades que escapan durante períodos prolongados,se puede calcular la concentración integrada de nuhes radiactivas, conside-rando una emisión de 30 años por ejemplo, pero tomando en cuenta el tiempoque sopla el viento en determinada dirección, las condiciones asoc iadas aesa dirección, etc.

La fórmula apropiada es:

(14)

donde X es la concentración del isótopo en la nube (Ci/m3), F la frecuenciacon la que sopla el viento en la dirección analizada (%), T es la fracción deltiempo que dura una condición meteorológica determinada dentro de la direc-ción analizada, x es la distancia entre la fuente de emisión y el punto de in-terés, n el número de sectores que se consideran de la rosa de los vientos yel resto de los términos ya son conocidos de la eco (5)14.

A causa de que se está analizando la dosis durante la vida de la plan-ta, los tiempos de duración de las condiciones meteorológicas en las direc-ciones de interés (producto de 0.01 FT) resultan de años. Obviamente, estono significa que la condición persista continuamente en ese período, pero co-mo lo que interesa es la dosis total integrada, por efecto de exposición direc-ta a la nube radiactiva, el orden de aparición de las distintas condiciones noes de importancia.

Por las razones mencionadas el cálculo de dosis se realiza a partirde las mismas ecuaciones que en régimen de accidente (ecs. 9 a 13L

Nuevamente, la existencia de varias cadenas radiactivas, distancias,condiciones, etc., crean la convivencia de contar con un programa de cómputo.El lNEN ~ambién posee el programa ANEXDO realizado para estos fines21.

FA 116 Gerdingh.

Además de la exposición directa, existe el nesgo a través de las ca-denas alimenücias cuyos alimentos provienen de las regiones en los alrede-dores de la planta nuceloeléctcica, por ejemplo los yodos acumulados en lospastos son ingeridos por el ganado y pasan al ser humano a través de la le-che. Como se ve, es importante calcular la cantidad de radioisótoposque se deposita sobre la superficie del terreno. Ya que en este caso no in-teresa la cantidad total que se ha depositado durante todo el tiempo, sino laque existe en cierto período, tomando también en cuenca la creación y desa-parición por decaimiento, es muy importante el orden en el cual se introducenlos datos de las condiciones meteorológicas en el programa de cómputo. Porotro lado, es imposible predecir cual será el orden real de aparición de es-tas condiciones una vez que la planta entre en operación; además, por razo-nes de programación es prácticamente necesario hacer un resumen de lascondiciones meteorológicas.

Para solucionar este problema puede.usarse el procedimiento ejempli-ficado a continuación.

Se supone, por simplicidad en la presentación, que existen 3 condi-ciones meteorológicas cuyos tiempos de duración son la' lb' le' respectiva-mente. A partir de la ecuación:

(dN Idl) ¡ = (KX)¡ + (ANl¡_t- (ANl¡ (15)

se puede estimar la cantidad del isótopo í que exista en la superficie del te-rreno bajo la nube radiactiva al final de la condición en cuestión, si X es laconcentración en la nube y K la constante de precipitación seca o por lluviasegún el caso.

Suponiendo que ya se tienen calculadas las cantidades A, B Ye deradioisówpos al final de cada período de duración, y que el orden en que seintrodujeron los datos al programa es el alfabético, entonces la deposicióntotal D sería, para cada radioisótopo í

D. = Aexp(-A.(tb+1 l)+Rexp(-A.(t)\ +cI I e I e '1 (16)

es decir, lo depositado al final de A estará sujeto al decaimiento durante elperíodo lb + le' o sea mientras suceden las demás condiciones, en cambio lacantidad B sólo está sujeta al decaimiento durante el período le'

Por lo ya discutido es necesario que el orden de las deposiciones noinfluya en el resultado, entonces también deben cumplirse las relaciones si-guientes:

ISeguridad pata centrales nucleares .••

~-A exp(-AI )+B exp(-A(I +1 »):¡.Ce a e

Sumando estas 6 ecuaciones se obtiene:

FA 117

(I6a)

(I6b)

(I6c)

(I6d)

(l6e)

+ 2B [1 + J¡ exp (-Al ) + J¡ exp (Al ) + exp (-A(I + I ))) +.• a c a e

(l7)

Pero como lo que se quiere es tener el valor de la contaminación des-pués de un tiempo cualquiera Ix debe cumplirse que Ix sea lo suficientemen.te grande para que hayan existido las 3 condiciones en ese período con unapersistencia relativa igual a la del período total. Si la persistencia varía,puede considerarse añadiendo un "factor de peso" FP al valor correspondien-te dado por

(lB)

donde lax es el tiempo que ha durado A en el período x y l, = la + lb + le."El primer paréntesis del 20 miembro en la ec. (l8) es el -factor de t

normalización" y el 20, la fracción de A. en Ix con respecto a A total, llama.

da "fracción de duración".

Finalmente, una vez ajustada la frecuencia relativa de las condicio .•nes en el período Ix, el valor de D en ese momento sería (Ix/I,) D, con lo quese obtiene:

FA 118 Gerdingh,

(19)

expreSlOn final fácilmente programable, aún para más de 3 condiciones.Para comprobar la generalidad de las ecuaciones anteriores se verifi-

cará su validez con algunos casos particulares. En el primer caso se supo.ne que sólo c;¡sre la condición A, es decir 1J= e = o y lb = te = O enCOnces

la ec. (17) se reduce a

6D = 2A (1 + y, + y, + 1) o sea, D = A (20)

Tomando ahora la eco (9) si t ,lb ó t = O la ecuación no es apli-ax x excable por el argumento posterior a la eco (17), por lo que debe acudir se a es-ta ecuación.

Analizando ahora el factor de peso por separado; éste debe ser 1 sila persistencia relativa a A en Ix es igual a aquélla en ti ' o sea

de manera que la condición necesana sí se cumple. Similarmente para losorros factores (PP)b y (PP)c'

8. CONCLUSIONES

El emplazamiento de una central nuclear requiere del análisis de se.guridad de la misma. Parte de este análisis se refiere al sitio para ubicarla planta e involucra, entre otros puntos de vista, la evaluación de riesgo porradiación tanto en caso de accidente como en operación normal.

En base a su ley orgánica, los criterios que sirven para el análisisantes mencionado los establece en México el INEN. A este efecto, este or.ganismo ha sugerido y sigue desarrollando los anteproyectos de reglamentosy guías pertinentes.

Seguridad para centrales nucleares ... FA 119

Los métodos aquí presentados son aquellos con los que cuenta actual.mente el lNEN para delerminar la bondad de un sitio desde el punto de vistadel riesgo radiológico al público tanto en régimen de accidente como en ope.ración normal.

La imporc:ancia de esta labor y su creciente interés, molÍva una aclÍ.vidad con[inua den [ro del INEN, [anW en el desarrollo y aplicación de progra-mas de cómputo como en la recolección de da[os perc:inentes a su verificación.

RE FER ENCIAS

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RESUMEN

La evaluación de la seguridad de los SitiOS para ubicar centrales nu.c1eares, requiere que se tomen ciertos pasos legales y se hagan estudios demuy diversas disciplinas. En este artículo se exponen las bases legales so-bre las que el Instituto Nacional de Energía Nuclear está trabajando actual-mente, así como los métodos que le permiten realizar cálculos numéricos paraconocer el inventario de los productos de fisión y de decaimiento, la canti-dad de éstos que escapa a la atmósfera después de pasar por sistemas espe-ciales de seguridad, concentración en la nube que los dispersa y dosis al in-dividuo expuesto a esa nube. Con estos datos se pueden estimar los ries-gos por radiación asociados a la central durante condiciones normales y anor-males. Se hace la distinción entre el régimen de Accidente Base de Diseño,de muy baja probabilidad de ocurrencia, y las condiciones normales de ope-ración. Las conclusiones ayudan a fijar los conceptos generales expuestosen el artículo.