riesgos de operar reactores candu 6 final
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Riesgos de operarreactores CANDU 6
C
ampaadeEnerga
POR GORDON R. THOMPSON
Instituto para Estudios de Seguridad y Recursos
(Institute for Resource and Security Studies)
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RIESGOS DE OPERARREACTORES CANDU 6:El reacondicionamiento de Gentilly-2 y susimplicancias globales
POR GORDON R. THOMPSONInstituto para Estudios de Seguridad y Recursos(Institute or Resource and Security Studies)
Elaborado bajo el patrocinio de Greenpeace Canad
Copyright 2008
Edicin original: noviembre 2008Edicin en espaol: junio 2013Traduccin al espaol: Debra JansenIntroduccin a la versin en espaol: Mauro Fernndez
GREENPEACE EN ARGENTINAZabala 3873Ciudad de Buenos Aires, ArgentinaCP 1427 DYGwww.greenpeace.org.ar+54 11 4551 8811
Greenpeace es una de las ms eectivas y reconocidas organizaciones
ambientalistas, apoyada por casi tres millones de individuos en treinta pases.
Greenpeace es una organizacin de campaas, internacional e independiente,
que acta para cambiar actitudes y comportamientos, a n de proteger y
preservar nuestro medio ambiente y promover un uturo pacco.
Greenpeace se ha interesado desde hace mucho en cuestiones nucleares y
ha trabajado para promover el reemplazo de la energa nuclear y combustibles
siles hacia sistemas de energa sustentables basados en la eciencia
energtica y las tecnologas renovables.
INSTITUTO PARA ESTUDIOS DE SEGURIDAD Y RECURSOS(INSTITUTE FOR RESOURCE AND SECURITY STUDIES)27 Ellsworth Avenue, Cambridge, Massachusetts 02139, USA
Telono: 617-491-5177 Fax: 617-491-6904
Correo electrnico: [email protected]
RESUMEN
La operacin de cualquier planta de energa nuclear genera riesgos.
Las centrales CANDU 6 plantean riesgos adicionales derivados de la
utilizacin de uranio natural como combustible y agua pesada como
moderador. Un reactor CANDU 6 podra experimentar una excursin
de potencia violenta, conduciendo potencialmente a una alla de
contencin y una descarga de material radioactivo al medio ambiente.
El combustible agotado descargado de una CANDU 6 podra ser
desviado y utilizado para producir plutonio para armas nucleares. Esos
riesgos son examinados aqu con especial atencin al plan de Hydro-
Quebec para el reacondicionamiento y uncionamiento continuado
de la planta Gentilly 2. Tal accin conducira a un riesgo radiolgico
continuo en Quebec y podra promover la venta de centrales CANDU
6 en otros pases, contribuyendo as a un mayor riesgo de prolieracin
de armas nucleares. El plan de Hydro-Quebec tambin enrenta
riesgos regulatorios. Las cuestiones de seguridad podran incrementarel costo de reacondicionamiento de Gentilly 2, debilitando un caso ya
econmicamente marginal para realizar reormas. Este inorme propone
un enoque para la evaluacin pblica sistemtica de los riesgos
asociados a Gentilly 2.
ACERCA DEL INSTITUTO PARA ESTUDIOS DE SEGURIDAD Y
RECURSOS (INSTITUTE FOR RESOURCE AND SECURITY STUDIES)
El Instituto para Estudios de Seguridad y Recursos (IRSS por sus
siglas en ingls) es una corporacin independiente sin nes de lucro
de Massachusetts, Estados Unidos, undada en 1984. Su objetivo es
promover el uso sustentable de los recursos naturales y la seguridad
humana mundial. En pos de esta misin, el IRSS realiza anlisis
tcnicos y de polticas, programas de campo y de educacin pblica.
Los proyectos del IRSS siempre refejan una inquietud por soluciones
prcticas para problemas de seguridad y recursos.
ACERCA DEL AUTOR
Gordon R. Thompson es el director ejecutivo del IRSS y un proesor
investigador en Clark University, Worcester, Massachusetts. Estudi y
ejerci la ingeniera en Australia y recibi un doctorado en matemtica
aplicada de Oxord University en 1973, por anlisis de plasma
sometido a usin termonuclear. El Dr. Thompson se ha establecido
en los Estados Unidos desde 1979. Sus intereses proesionales
abarcan una variedad de cuestiones polticas y tcnicas vinculadas a
la sustentabilidad y a la seguridad humana mundial. Ha llevado a cabo
numerosos estudios sobre los impactos ambientales y de seguridad
de las instalaciones nucleares y sobre las opciones para reducir dichos
impactos. Por ejemplo, el Dr. Thompson prepar un inorme en el
ao 2000 para el Comit Permanente de Energa, Medio Ambiente
y Recursos Naturales (Standing Committee on Energy, Environmentand Natural Resources ) del Senado canadiense, en el que se discute
el riesgo de accidente que plantea la estacin de generacin nuclear
Pickering A.
RECONOCIMIENTOS
Este inorme ue preparado por el IRSS bajo el patrocinio de
Greenpeace Canad. Shawn-Patrick Stensil asisti al autor obteniendo
inormacin que ue utilizada durante la elaboracin del inorme. El
autor, Gordon R. Thompson, es el nico responsable por el contenido
de la versin en ingls de este inorme. Si el inorme o partes de l
uesen traducidos a otros idiomas, el autor no se hace responsable de
los errores de traduccin.
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INTRODUCCIN A LA EDICIN ARGENTINA
Al iniciar el siglo XX, comenzaron a darse los primeros pasos de relevancia en el descubrimientoy desarrollo de la tecnologa atmica. A lo largo del siglo, la humanidad ha experimentado la
explosin de dos bombas atmicas sobre las ciudades de Hiroshima y Nagasaki, en Japn;
ms de dos mil pruebas nucleares realizadas en todo el planeta y cinco usiones de ncleo en
reactores comerciales de nucleoelectricidad. Mantener escindidos los usos militares y los civiles
de la energa atmica, supone un desao de carcter prcticamente irresoluble. Es necesario
reducir al mnimo exponente posible la generacin de residuos y elementos que aumenten el
peligro de prolieracin para evitar impactos innecesarios e irreparables en el planeta.
En la segunda mitad de siglo, se suscribieron varios tratados internacionales para limitar la
prolieracin y las pruebas nucleares. Sin embargo an no hay compromisos rmes de abandono
de los reactores comerciales, a pesar de los planes voluntarios de algunos pases poseedores detecnologa nuclear, o la conviccin de no innovar por parte de aquellos que no la poseen.
Luego de cinco dcadas de experiencia en la operacin de plantas nucleoelctricas se ha
obtenido una experiencia plagada de accidentes y desaos an sin respuesta. El peor accidente
al cual una planta nuclear puede enrentarse es la usin de su ncleo. La experiencia muestra
que no hemos estado alejados en absoluto de ese escenario. Las usiones de ncleo en Three
Mile Island (TMI), en Estados Unidos (1979); Chernobyl, en la ex Unin Sovitica (1986); y el
colapso de los reactores 1, 2 y 3 del complejo Fukushima-Daiichi en Japn (2011), evidenciaron
un accidente nuclear de gravedad por dcada. La tecnologa especca de TMI, Chernobyl y
Fukushima son muy distintas. Sin embargo, todas allaron.
El presente inorme ue desarrollado en 2008 con el objeto de hacer un anlisis pormenorizado
de los riesgos asociados a la operacin de un tipo de reactor especco de diseo canadiense: el
CANDU 6. El valor del presente anlisis reside en la posibilidad de comprender, ms all del caso
de estudio el reactor Gentilly 2, en Qubec, Canad los peligros que conlleva la operacin de
todo reactor CANDU 6 en actividad.
En Argentina, la Central Nuclear Embalse opera comercialmente con un reactor CANDU 6
desde 1984, un ao despus al inicio de la operacin de Gentilly 2 y dos antes del desastre
nuclear de Chernobyl. Los cuadros tcnicos del sector atmico argentino se han capacitado en
Canad para ganar experiencia en la operacin de este tipo de centrales. All se desarroll esta
tecnologa en la que Argentina busca espejar la experiencia de su planta atmica ubicada en laprovincia de Crdoba.
De all la importancia de comprender los peligros de esta tecnologa que, en el caso del mximo
accidente nuclear posible en Embalse, pondra en peligro a ms de cuatro millones de personas
en un radio de 300 kilmetros a la redonda. Cada particularidad evaluada en este inorme, es
atribuible al caso de la central cordobesa.
Este anlisis no contempla el problema del envejecimiento de componentes crticos de la planta
en lo que respecta a su extensin de vida. Tanto Embalse como Gentilly 2 han anunciado
avances para extender su operacin ms all de los lmites establecidos en sus licencias de
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operacin. Sin embargo, el 3 de octubre de 2012, la empresa que opera Gentilly 2, Hydro-Qubec,anunci ocialmente el cierre permanente de la central. La actualizacin del anlisis nanciero del
proceso, demostr que la inversin requerida para extender la vida til de la central alcanzara los
4.300 millones de dlares, mientras que el cierre permanente estara en el orden de los 1.800 millones.
Desde diciembre de 2012, Gentilly 2 se encuentra uera de servicio.
En el caso argentino, las autoridades anunciaron que Embalse interrumpira su uncionamiento en
noviembre de 2013 para iniciar el proceso de recambio de los componentes crticos, incluida la
llegada de un nuevo reactor CANDU 6 desde Canad. Luego de 21 meses de obras, la planta volvera
a entrar en servicio por 30 aos ms. En cuanto al aspecto econmico, se mencionan obras por
1.300 millones de dlares, una cira menor a un tercio de lo estimado por Hydro-Qubec para cumplir
con todos los requerimientos de seguridad en el proceso de extensin de Gentilly 2.
Actualmente, la planta argentina est operando con una extensin de vida de acto, emitida por la
Autoridad Regulatoria Nuclear el 18 de mayo de 2012, que modic de 210.240 a 225.000 las horas
eectivas de uncionamiento establecidas en la licencia de operacin de Embalse. Desde marzo de
2012, la licencia original de la central se encuentra vencida.
La situacin de Embalse es crtica. A los riesgos que supone la operacin de un CANDU 6, se debe
aadir el riesgo que representa operar la planta ms all de la vida til establecida originalmente, as
como la incertidumbre sobre cmo resultar su uncionamiento luego de la extensin de vida que
se pretende. Un experimento del cual pende la seguridad de millones de personas y la capacidad
productiva de toda una regin.
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Resumen Ejecutivo
Hydro-Quebec planea reacondicionar la planta de energa nuclear Gentilly 2 para extender suvida operativa hasta alrededor de 2040. Este plan implica tres categoras de riesgo que no
ueron correctamente evaluadas. Una es el riesgo de una descarga no planicada de material
radioactivo, por accidente o ataque malicioso. La segunda es el riesgo de que el combustible
nuclear agotado sea desviado y utilizado para producir plutonio para armas nucleares. La
tercera es el riesgo de que las acciones regulatorias incrementen el costo de reacondicionar
Gentilly 2. Este inorme analiza las tres categoras de riesgo, y propone un enoque para la
evaluacin pblica sistemtica de los riesgos asociados a Gentilly 2. Tales evaluaciones podran
proporcionar inormacin importante para los ciudadanos de Quebec, de Canad y del mundo.
CONTExTO/ANTECEDENTES
Gentilly 2 es la nica planta de energa nuclear operativa en Quebec y genera alrededor del
3% de la electricidad de la provincia. Fue encomendada en 1983 y construida segn un
diseo canadiense conocido como CANDU 6. Hydro-Quebec planea reacondicionar Gentilly
2 a un costo actual estimado de 1.900 millones de dlares canadienses (Can$). El argumento
econmico para el reacondicionamiento y extensin de su uncionamiento es dbil, segn
Hydro-Quebec. La operacin de la planta, tras su remodelacin, debe ser aprobada por la
Comisin de Seguridad Nuclear Canadiense (Canadian Nuclear Saety Commission, CNSC).
Atomic Energy o Canada Limited (AECL), una empresa estatal, ha construido 2 plantas CANDU
6 en Canad: Gentilly 2 y la planta Point Lepreau en New Brunswick. Adems, nueve reactoresCANDU 6 provistos por AECL estn uncionando en Argentina, China, Rumania y Corea del Sur.
AECL espera construir nuevos CANDU 6 alrededor del mundo y est buscando oportunidades
en Argentina, Jordania, Rumania, Turqua y otros pases.
RIESGOS ASOCIADOS CON EL DISEO CANDU 6
El concepto de riesgo abarca la probabilidad y magnitud de impactos adversos sobre los seres
humanos y el ambiente. La operacin de cualquier planta nuclear genera riesgos. Los reactores
CANDU 6 plantean peligros adicionales derivados de caractersticas bsicas del diseo,
especialmente del uso de uranio natural como combustible y agua pesada como moderadory rerigerante. Dichas caractersticas generan riesgos adicionales en dos aspectos. Primero,
un reactor CANDU 6 podra experimentar una excursin de potencia violenta, conduciendo
potencialmente a una alla de contencin y a una descarga de material radioactivo al medio
ambiente. Segundo, en una planta CANDU 6 es relativamente sencillo desviar el combustible con
el n de producir plutonio para armas nucleares.
Mantener en uncionamiento Gentilly 2 implicara riesgos especcos para esa planta en
particular, para la zona de Gentilly, para la gestin de Hydro-Quebec y para el clima socio-poltico
canadiense. Los riesgos asociados con otras plantas CANDU 6 dierirn en varios aspectos. No
obstante, las caractersticas de diseo del reactor CANDU 6 son el denominador comn que
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vincula los riesgos asociados con todas las plantas CANDU 6. Canad, como cuna del diseo CANDU6, tiene la responsabilidad de evaluar la infuencia de dicho diseo sobre los riesgos asociados con
este tipo de plantas alrededor del mundo. El Director General de la Agencia Internacional de Energa
Atmica (IAEA por su sigla en ingls) declar en octubre de 2008 que: los proveedores de tecnologa
nuclear tienen el deber de cuidar a los destinatarios y al mundo en general. El plan de Hydro-Quebec
de reacondicionar Gentilly 2 brinda una oportunidad a Canad de ejercer ese deber en cuanto al
diseo CANDU 6.
EL RIESGO DE UNA DESCARGA ACCIDENTAL DE MATERIAL RADIOACTIVO
En caso de una descarga radioactiva no planicada, una planta CANDU 6 tiene muchas caractersticas
en comn con otras plantas de energa nuclear operativas en el mundo. Casi todos estos reactores seencuentran en la categora Generacin II, y la mayora (el 80%) son reactores de agua ligera (LWRs
por su sigla en ingls) que son moderados y rerigerados, justamente, por agua ligera. Los reactores
construidos durante las prximas dcadas estarn en la categora Generacin III.
Cualquier central nuclear en uncionamiento podra experimentar una descarga no planicada de
material radioactivo como resultado de un accidente o un acto malicioso. Hay aspectos especcos
de cada planta que determinan el potencial para tal descarga, pero tambin similitudes generales.
Por ejemplo, cada planta de Generacin II tiene una capacidad relativamente modesta para resistir el
ataque de un grupo bien inormado y con amplios recursos.
Los reactores CANDU 6 son, en muchos aspectos, representativos de los reactores de segunda
generacin. Sin embargo, existe un aspecto en el cual las plantas CANDU, incluyendo las CANDU6, dieren signicativamente de la mayora de las centrales de segunda generacin. Las plantas
CANDU utilizan uranio natural (no enriquecido) como combustible y agua pesada como moderador y
rerigerante. Como resultado, un reactor CANDU tiene un coeciente de reactividad por vaco positivo.
Por lo tanto, si el fujo de agua rerigerante al ncleo uese interrumpido y los sistemas de parada de
emergencia uesen inecaces, el reactor experimentara un violento escape de potencia, desaando
la integridad de la estructura de contencin. Tal evento ocurri en la Unidad 4 de Chernobyl en 1986,
con una gran descarga de material radioactivo a la atmsera. Chernobyl 4 era un reactor RBMK, no
un CANDU, pero tambin tena un coeciente de reactividad por vaco positivo.
Actualmente, AECL est oreciendo una nueva versin del concepto de diseo CANDU, conocido
como el ACR-1000. A la echa no se ha construido ningn reactor ACR-1000. Los cambios de diseoincorporados en el ACR-1000 incluyen el uso de agua ligera como rerigerante principal y uranio
ligeramente enriquecido como combustible. Como resultado de esos cambios, AECL espera que
el coeciente de reactividad por vaco para el ACR-1000 sea ligeramente negativo. Este rasgo del
diseo, de ser alcanzado por AECL, podra permitir que el ACR-1000 sea autorizado en pases que no
aceptaran un coeciente de vaco positivo. Existen indicios de que la CNSC se negara a autorizar una
nueva planta canadiense con coeciente de vaco positivo. La preocupacin por esa cuestin en el
otorgamiento de licencias puede haber infuenciado al gobierno de Ontario para excluir a los CANDU
6 de la lista de diseos a los cuales invita a licitar para la construccin de nuevas centrales nucleares
en Ontario. Esta lista ahora consiste en ACR-1000, el diseo EPR orecido por AREVA y el modelo
AP1000 que orece Westinghouse. Estos ltimos dos modelos son LWRs.
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En el 2000, la IAEA estableci estndares internacionales para el diseo de nuevas centralesnucleares. Esos estndares son, en muchos aspectos, el mnimo comn denominador de las
normas establecidas por reguladores nacionales. No obstante, la IAEA recomienda que las plantas
tengan un comportamiento inherentemente seguro. El modelo CANDU 6 no cumple con esa
norma, ya que tiene un coeciente de reactividad por vaco positivo. Adems, los reguladores
nacionales, incluyendo la CNSC, estn comenzando a exigir que las nuevas centrales nucleares
tengan alguna capacidad para resistir actos maliciosos. El diseo CANDU 6 tiene una capacidad
limitada en ese sentido. Por lo tanto, ser cada vez ms dicil obtener la licencia para los nuevos
reactores CANDU 6 en la medida en que los estndares de proteccin y seguridad aumenten en
todo el mundo. La IAEA est omentando una tendencia hacia normas ms estrictas y uniormes
entre los reguladores nacionales.
EL RIESGO DEL DESVO DE COMBUSTIBLE AGOTADO
AECL espera vender el CANDU 6 a varios pases. Probablemente, aquellos pases vern ventajas del
CANDU 6 que compensarn las cuestiones de riesgo tales como el coeciente de vaco positivo y
la vulnerabilidad a actos maliciosos. Aparentemente el gobierno turco ve estas ventajas. Al solicitar
licitaciones para la construccin de nuevas centrales nucleares en Turqua, el gobierno turco ha
armado que va a considerar la construccin de plantas de tipo CANDU slo si son alimentadas con
uranio natural. El ACR-1000 queda excluido por tal requerimiento, pero el CANDU 6 est permitido.
Una razn para que un gobierno avorezca un diseo de reactor que utiliza uranio natural como
combustible podra ser la alta de necesidad de adquirir los servicios de enriquecimiento de uranio
para dicha planta. Adems, si el uranio pudiera ser extrado en el pas, el ciclo de combustible nuclear
podra llegar a ser enteramente local. Un gobierno podra elegir tal acuerdo desde la perspectiva de
la seguridad econmica y/o energtica. Existe tambin otra consideracin que sera poco probable
que un gobierno discuta en pblico. La implementacin de un ciclo de combustible nuclear local,
con reactores que emplean reabastecimiento de combustible en lnea, proporcionara al pas una
capacidad de reserva para producir plutonio suciente como para un arsenal considerable de armas
nucleares. El gobierno del pas podra aprovechar esa capacidad en el uturo dependiendo de la
evaluacin que el gobierno desarrolle sobre el benecio neto del establecimiento de un arsenal nuclear.
El modelo CANDU 6 emplea uranio natural como combustible y reabastecimiento en lnea. Por
ende, un CANDU 6 podra ser la eleccin de reactor preerida para un gobierno que contempla laposibilidad de implementar un arsenal nuclear. Por lo tanto, los canadienses deben considerar el
riesgo de que la comercializacin del CANDU 6 de AECL pueda contribuir a la prolieracin de armas
nucleares. Al contemplar ese riesgo, se debe tener en cuenta que el crecimiento en la cantidad de
Estados con armas nucleares podra incrementar la probabilidad de una guerra nuclear, en parte
debido a la expansin de los de centros de decisin. Canad tiene experiencia en contribuir, aunque
inadvertidamente, a la prolieracin de armas nucleares ya que suministr el reactor de investigacin
CIRUS a India en la dcada de 1950 con la condicin de que uese utilizado nicamente para nes
paccos. Ms tarde, India produjo plutonio en CIRUS para su ensayo nuclear de 1974 y para la
construccin de armas nucleares.
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EL VNCULO ENTRE RIESGOS EN GENTILLY 2 Y RIESGOS EN OTRAS PLANTAS CANDU 6Tanto el riesgo de una excursin de potencia en una planta CANDU 6, como el riesgo de desvo
del combustible agotado, derivan de la utilizacin de uranio natural como combustible y del
agua pesada como rerigerante y moderador del reactor. El riesgo de una excursin de potencia
violenta existe en Gentilly 2 y en todas las centrales CANDU 6, con algunas dierencias locales.
En cambio, el riesgo de desvo del combustible agotado se relaciona especcamente con cada
pas. Hoy existen pocas posibilidades de que Canad est utilizando plutonio de Gentilly 2 en
armamento nuclear. No puede decirse lo mismo de todos los pases donde existen o puedan
ser construidos reactores CANDU 6. AECL sin duda utilizara el reacondicionamiento de Gentilly
2 como un activo en la comercializacin del CANDU 6. Por lo tanto, al sopesar los costos y
benecios de la remodelacin de Gentilly 2, los ciudadanos de Quebec y de otras partes de
Canad estn obligados a considerar no slo el riesgo de una descarga no planicada sino
tambin el riesgo de contribuir a la prolieracin de armas nucleares.
EL RIESGO REGULATORIO ASOCIADO CON EL REACONDICIONAMIENTO DE GENTILLY 2
Los criterios de la CNSC para la aprobacin de las prrrogas de las licencias de los CANDU
canadienses son imprecisos. Es dicil determinar la rigurosidad con la que la CNSC aplicar estos
criterios a las prrrogas de las licencias y si todas las plantas en busca de prrrogas de licencia
sern tratadas por igual. Esta incertidumbre refeja una tensin actual dentro de la CNSC entre
su enoque regulatorio tradicional, que tiene cualidades incestuosas y ad hoc, y un enoque ms
moderno y proesional. Si el enoque proesional ganase infuencia, entonces cualquier licenciatario
en busca de una prrroga de la licencia de un CANDU se ver obligado a realizar largos y costosos
estudios sobre la ecacia del sistema de parada y otros asuntos. Podra requerrsele al licenciatario
la implementacin de medidas de mejora de seguridad, las cuales podran ser costosas.
En vista de estas consideraciones, Hydro-Quebec enrenta una incertidumbre regulatoria
signicativa en cuanto a la prrroga de la licencia de operacin de Gentilly 2. Si la CNSC asume
un enoque proesional y uniorme sobre todas las prrrogas de licencias, Hydro-Quebec se vera
obligado a realizar gastos sustanciales en estudios de seguridad que podran revelar la necesidad
de costosas modicaciones de la planta. Asimismo, podran surgir retrasos de conormidad con los
requisitos de la CNSC durante el reacondicionamiento de Gentilly 2. Hydro-Quebec ya declar que
el argumento econmico para el reacondicionamiento y extensin de vida de Gentilly 2 es dbil.
El tener en cuenta la incertidumbre regulatoria podra debilitar an ms el caso. Un debilitamientoadicional podra surgir de la consideracin del riesgo de impactos econmicos in situ, debido a
eventos de dao del combustible.
Hydro-Quebec anunci su plan de reacondicionar Gentilly 2 sin esperar a completar los estudios
sobre cuestiones de seguridad y el potencial para mejorar la seguridad a travs de modicaciones
de la planta. Es de suponer que la accin refeja el juicio de Hydro-Quebec de que el riesgo
regulatorio es bajo. Para llegar a dicha sentencia, Hydro-Quebec ue probablemente alentado por
el ejemplo de la planta Point Lepreau. El reacondicionamiento de aquella planta, similar a Gentilly 2,
se est llevando a cabo. Sin embargo, los estudios en curso acerca de la ecacia de los sistemas
de parada y otras cuestiones vinculadas a la seguridad de los CANDU, podran convencer al
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CNSC de que deberan exigirse medidas de mejora de seguridad tales como el uso de uranioligeramente enriquecido como combustible. La planta de Point Lepreau podra escapar a este requisito
debido a que el proceso de concesin de licencias est ms avanzado en ese caso. En conjunto, los
actores aqu mencionados indican que el criterio de Hydro-Quebec respecto del riesgo regulatorio
podra ser deectuoso en dos aspectos. En primer lugar, una tendencia a la proesionalidad en la
CNSC podra llevar a estndares de seguridad ms elevados. En segundo lugar, los estudios en curso
podran revelar, dentro de los prximos aos, la necesidad de medidas de mejora de la seguridad en
las plantas CANDU existentes.
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RECOMENDACIONESCada una de las tres categoras de riesgo tratadas en este inorme merece una evaluacin
exhaustiva antes de que Hydro-Quebec proceda con su plan de reacondicionar Gentilly 2. Esas
evaluaciones deberan ser publicadas, con excepciones limitadas de inormacin sensible. La
apertura y transparencia son esenciales para que los resultados sean crebles. Las evaluaciones
deberan llevarse a cabo pronto, antes de que se realicen gastos sustanciales en la remodelacin
de Gentilly 2. Las evaluaciones exhaustivas podran demostrar que el reacondicionamiento no es ni
rentable ni prudente.
La CNSC debera exigirle a Hydro-Quebec la realizacin de una evaluacin probabilstica de
riesgo integral que examine excursiones de reactividad irrestrictas y otros escenarios de dao del
combustible en Gentilly 2. Un estudio complementario debera evaluar los riesgos de descargasno planicadas causadas por actos maliciosos. Ambos estudios deberan estar disponibles para
su revisin independiente. Debera exigrsele a Hydro-Quebec la identicacin y caracterizacin
de un rango de opciones de reduccin de riesgo, incluyendo la utilizacin de uranio ligeramente
enriquecido como combustible. La descripcin de las opciones y sus eectos sobre el riesgo
deberan ser publicadas.
El gobierno de Canad debera dirigir sus organismos pertinentes, incluyendo la CNSC, para
evaluar el riesgo de que la comercializacin internacional del CANDU 6 contribuya a los riesgos de
la prolieracin de armas nucleares y la guerra nuclear. Dicha evaluacin debera ser publicada.
Hydro-Quebec debera apoyar las recomendaciones aqu ormuladas. Adems, Hydro-Quebec
debera evaluar independientemente el riesgo regulatorio asociado al reacondicionamiento de
Gentilly 2, y el riesgo econmico in situ de eventos de dao del combustible. Tales evaluaciones
deberan documentar la revisin de los costos y benecios de la remodelacin de Gentilly 2. Las
evaluaciones de riesgo y la revisin costos-benecios deberan publicarse.
Los legisladores en Quebec y en todo Canad deberan llamar a evaluaciones de riesgo abiertas,
como se describe anteriormente. Si la CNSC, el gobierno canadiense e Hydro-Quebec no
realizan evaluaciones minuciosas, los legisladores deberan considerar el patrocinio de acciones
alternativas, tales como la realizacin de audiencias y estudios independientes.
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Tabla de Contenidos1. Introduccin
2. Centrales nucleares CANDU y el papel de las CANDU 6
2.1 Alcance de este anlisis
2.2 Historia del concepto del diseo CANDU
2.3 Caractersticas de diseo del CANDU 6
2.4 Plantas CANDU 6 existentes y potenciales
3. Riesgos de operar una central nuclear
3.1 Alcance de este anlisis
3.2 Riesgo de una descarga no planicada de material radioactivo
3.3 Riesgo de desvo de combustible agotado y produccin de plutonio
3.4 Opciones para reducir el riesgo de una descarga no planicada
3.5 Opciones para reducir el riesgo de desvo de combustible agotado y produccin de plutonio
4. Riesgos de operar plantas CANDU, en especial CANDU 6
4.1 Alcance de este anlisis
4.2 Riesgos de una descarga no planicada de material radioactivo
4.3 Un coeciente de reactividad por vaco positivo, y sus implicancias
4.4 Riesgo de desvo de combustible agotado y produccin de plutonio
5. Criterios de diseo y emplazamiento que aectan el riesgo de una descarga no planicada en
una central nuclear
5.1 Alcance de este anlisis
5.2 Criterios internacionales y de la CNSC para el emplazamiento y diseo de nuevas centrales5.3 Criterios alternativos que podran reducir el riesgo de descargas no planicadas
6. Objetivos de riesgo de la CNSC para la extensin de vida de Gentilly 2
7. El proceso de la CNSC para la consideracin de riesgos asociados con la extensin de vida de Gentilly 2
8. Adaptacin del proceso de la CNSC para permitir una consideracin de riesgos ms completa
9. Conclusiones y recomendaciones
10. Bibliograa
11. Reerencias
Tablas y guras (vase la pgina siguiente)
13
16
16
16
20
20
23
23
23
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33
33
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Listado de Tablas y Figuras(Las Tablas y Figuras aparecen al nal del inorme)
TABLAS
Tabla 2-1: Datos seleccionados sobre el diseo de centrales nucleares CANDU 6 y ACR-1000
Tabla 2-2: Inventario estimado de istopos radioactivos seleccionados en el ncleo del reactor Gentilly 2 o Indian Point 2,
a toda potencia, estado estacionario
Tabla 2-3: Plantas nucleares CANDU 6 en uncionamiento en todo el mundo
Tabla 3-1: Algunos modos e instrumentos de ataque posibles contra una central nuclear
Tabla 3-2: La carga hueca como potencial instrumento de ataque
Tabla 3-3: Descarga estimada de plutonio de reactores nucleares, 1961-2010: pases seleccionados y total mundial
Tabla 4-1: Estimacin del riesgo de impactos econmicos in situ de eventos de dao del combustible en las centrales
nucleares de Darlington (reactores CANDU existentes) segn Ontario Hydro
Tabla 4-2: Costos de riesgo de impactos in situ de eventos de dao del combustible en plantas CANDU existentes en
Ontario, utilizando una estimacin de Ontario Hydro del riesgo de impactos econmicos en las centrales de Darlington
Tabla 5-1: Objetivos de seguridad para nuevas centrales nucleares, segn lo especifcado en la serie de documentos de
Normas de Seguridad de la IAEA NS-R-1
Tabla 5-2: Jerarqua de las caractersticas de diseo de las centrales nucleares relevantes para la seguridad, segn lo
especifcado en la serie de documentos de Normas de Seguridad de la IAEA NS-R-1
Tabla 5-3: Objetivos de seguridad para una central nuclear, segn el documento regulatorio preliminar de la CNSC RD-337
Tabla 5-4: Criterios de seguridad propuestos para el diseo y emplazamiento de una nueva central nuclear
FIGURAS
Figura 2-1: Aplicacin del reactor CANDU a varios ciclos de combustible, segn lo previsto por AECL
Figura 3-1: Frecuencia de dao al ncleo por accidentes en la planta nuclear PWR de Surry, estimada en el estudio de NCR
NUREG-1150
Figura 3-2: Frecuencia de dao al ncleo por accidentes en la planta nuclear BWR de Peach Bottom, estimada en el
estudio de NCR NUREG-1150
Figura 3-3: Probabilidad condicional de allo de la contencin tras un accidente de dao al ncleo en las centrales PWR de
Surry o BWR de Peach Bottom, segn las estimaciones del estudio NUREG-1150 de la NRC
Figura 3-4: Evolucin del nmero de ncleos sionables durante la irradiacin de combustible Magnox
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1.Introduccin
Hydro-Quebec planea reacondicionar la planta de energa nuclear Gentilly 2 para extender su vida
operativa hasta alrededor de 2040.1 La planta Gentilly 2 ue encomendada en 1983 y construida
segn un diseo canadiense conocido como CANDU 6. Este inorme analiza tres categoras de
riesgo altamente relevantes para el plan de remodelacin de Hydro-Quebec. Ninguno de estos
riesgos ha sido correctamente evaluado. Aqu se propone un enoque para la evaluacin pblica
sistemtica de las tres categoras de riesgo. Tales evaluaciones podran proporcionar inormacin
importante para los ciudadanos de Quebec, de Canad y del mundo.
El concepto de riesgo abarca la probabilidad y magnitud de impactos adversos sobre los
seres humanos y el ambiente.2 Las tres categoras de riesgo aqu analizadas abarcan posibles
repercusiones negativas en Quebec, en otras provincias canadienses y en otros pases. Una
categora es el riesgo de una descarga no planicada de material radioactivo de una planta CANDU
6, por accidente o malicia. La segunda es el riesgo de que el combustible nuclear agotado de unaplanta CANDU 6 sea desviado y utilizado para producir plutonio para armas nucleares. La tercera es
el riesgo de que las acciones regulatorias incrementen el costo de reacondicionar Gentilly 2.
CONTEXTO / ANTECEDENTES
Gentilly 2 es la nica planta de energa nuclear operativa en Quebec y proporciona alrededor
del 3% de la electricidad de la provincia. Hydro-Quebec planea reacondicionar Gentilly 2
a un costo actual estimado de 1.900 millones dlares canadienses (Can$). 3 El argumento
econmico para el reacondicionamiento y uncionamiento continuado segn Hydro-Quebec es
dbil.4 La remodelacin de plantas CANDU en los sitios Pickering y Bruce en Ontario han sido
sustancialmente ms costosos de lo esperado.5
El uncionamiento post-reacondicionamientode la planta Gentilly 2 debe ser aprobado por la Comisin de Seguridad Nuclear Canadiense
(CNSC).
El concepto de diseo CANDU para una central nuclear ue desarrollado en Canad, a
comienzos de la dcada de 1950. La mayora de las plantas CANDU operativas se dividen en
dos grupos. Un grupo consiste en las plantas CANDU 6, incluyendo Gentilly 2. El otro grupo
consiste en plantas CANDU comerciales construidas en Ontario.6 Las plantas de Ontario
comparten la misma tecnologa bsica de reactor que las CANDU 6, pero sus sistemas de apoyo
y seguridad (por ejemplo, contencin) son signicativamente dierentes. India tiene una cantidad
de centrales nucleares de manuactura local, basadas en el modelo CANDU. Pero no son
clasicadas como tales.
Atomic Energy o Canada Limited (AECL), una empresa estatal, ha construido 2 plantas CANDU
6 en Canad: Gentilly 2 y la planta Point Lepreau en New Brunswick. Adems, nueve reactores
CANDU 6 provistos por AECL estn uncionando en Argentina, China, Rumania y Corea del Sur.7
AECL espera construir nuevos CANDU 6 alrededor del mundo y est buscando oportunidades
en Argentina, Jordania, Rumania, Turqua y otros pases. Al mismo tiempo, AECL est
desarrollando una nueva versin del CANDU conocido como el ACR-1000 y espera vender esta
versin en Canad y otros lugares.
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Al igual que la mayora de las centrales nucleares operativas en el mundo, las plantas
CANDU actualmente en uncionamiento se encuentran en la categora Generacin II. Esta
denominacin distingue las plantas actuales de la primera generacin de centrales nucleares,
la mayora de las cuales han sido cerradas. La gran mayora (80%) de las plantas de segunda
generacin, emplean reactores de agua ligera (LWRs) que son, justamente, moderadosy rerigerados por agua ligera. Las plantas construidas durante las prximas dcadas
perteneceran a la Generacin III. El diseo CANDU 6 es de Generacin II. Una planta ACR-1000,
de construirse, sera de la Generacin III.
LA SOSTENIBILIDAD COMO PERSPECTIVA DE ORIENTACIN
Este inorme analiza tres categoras de riesgo asociadas con un tipo de planta de energa nuclear
enocndose en un sitio en particular en Quebec. Las cuestiones aqu planteadas deberan verse
en un contexto ms amplio. Hay mucha discusin contempornea acerca del cambio climtico
inducido por el hombre y su conexin con los sistemas energticos. Esa discusin orma parte
de un desao ms amplio: garantizar que nuestra civilizacin sea sostenible. Al establecer las
directrices para la evaluacin ambiental de un proyecto de una nueva planta de energa nuclear
en el condado de Bruce en Ontario, la Agencia de Evaluacin Ambiental Canadiense (CEAA por
su sigla en ingls) reconoci la importancia de la sostenibilidad. La CEAA abord la sostenibilidad
a travs del concepto de desarrollo sostenible, que se dene de la siguiente manera:8
El desarrollo sostenible busca satisacer las necesidades de las generaciones presentes sin
comprometer la capacidad de las generaciones uturas de satisacer sus propias necesidades.
Esa denicin ue articulada por primera vez por la Comisin Mundial sobre el Medio Ambiente y
el Desarrollo en 1987.
La sostenibilidad de los sistemas de ingeniera, tales como las centrales nucleares, es un
tema muy amplio.9 En eecto, el desarrollo, renamiento, y aplicacin de los principios de
sostenibilidad probablemente sean las mayores preocupaciones de la humanidad a lo largodel siglo XXI. No existe un marco general de principios sostenibles universalmente aceptado, ni
perspectivas de que dicho marco pueda surgir pronto. Sin embargo, existe un consenso entre
gobiernos y organismos internacionales de que cualquier sistema de ingeniera nuevo, grande y
de larga duracin, debe ser diseado de acuerdo con los principios de sostenibilidad. Un Gentilly
2 remodelado sera, en eecto, un nuevo sistema de ese tipo. Hydro-Quebec espera que Gentilly
2 opere hasta 2040, en caso de ser reacondicionado. Por lo tanto, las ventajas de la reorma
deberan ser evaluadas de acuerdo a las necesidades y normas de sostenibilidad de mediados
del siglo XXI, en la medida en las que stas puedan predecirse ahora. Este autor ha analizado las
cuestiones de sostenibilidad vinculadas a centrales nucleares en otro inorme.10
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ESCENARIOS PARA EL USO FUTURO DE ENERGA NUCLEAR EN EL MUNDO
Hydro-Quebec ha admitido que el argumento econmico para el reacondicionamiento de Gentilly
2 es dbil. ste podra debilitarse an ms por evaluaciones minuciosas de los riesgos aqu
identicados. Esas evaluaciones podran constituir una gua til, pero habra incertidumbres
irreducibles en los resultados. Este clima de incertidumbre no es exclusivo de Gentilly 2, sino quese aplica a la energa nuclear en general. La energa nuclear se encuentra actualmente en una
ase de transicin. Las adiciones de capacidad anual mundiales alcanzaron su punto mximo
en 1985 y han sido modestas desde 1990.11 Si la construccin de centrales nucleares no se
reanudase, la capacidad total disminuira a medida que las plantas cierren. Los observadores
ven esta situacin de ormas muy dierentes. Algunos llaman a un renacimiento de la energa
nuclear en el cual la capacidad de generacin nuclear se elevara sustancialmente. Otros
preeren o esperan un escenario en el cual la capacidad nuclear disminuya llevando a la eventual
desaparicin de la industria.
Las visiones ms ambiciosas del renacimiento nuclear son ejemplicadas en una hoja de ruta
tecnolgica emitida bajo los auspicios del Departamento de Energa de los Estados Unidosen 2002.12 Esta hoja de ruta propone el desarrollo y utilizacin de un rango de reactores de
sin nuclear de Generacin IV que empujaran los lmites de la ingeniera en una variedad de
aspectos. Algunos tipos de reactor produciran hidrgeno adems de electricidad, suministrando
as combustible para su utilizacin en vehculos y otras aplicaciones. Los reactores seran
implementados en cantidades tan grandes que las reservas de uranio seran agotadas durante
la segunda mitad del siglo XXI. Para prepararse para esa eventualidad, el reprocesamiento del
combustible nuclear agotado a gran escala comenzara en las prximas dcadas y los reactores
reproductores se implementaran alrededor de 2030.
Una visin menos extrema pero an muy ambiciosa del renacimiento nuclear est contenida en
un estudio publicado bajo los auspicios del Instituto Tecnolgico de Massachusetts (MIT, porsu sigla en ingls) en 2003.13 Los autores no consideran necesario el reprocesamiento ni los
reactores reproductores al menos por los prximos 50 aos. Orecen un escenario ilustrativo
para la expansin de la capacidad nuclear utilizando reactores de Generacin III cuyos diseos
suponen un paso evolutivo relativamente pequeo de los diseos de los reactores actuales. En el
escenario, la produccin mundial anual de electricidad de origen nuclear aumentara en un actor
de 4 a 6 entre 2000 y 2050.
Muchos observadores dudan de las ventajas de la energa nuclear, y buscan o esperan
una disminucin de su uso.14 Algunos argumentan que la energa nuclear puede y debe ser
eliminada, incluso durante un esuerzo por reducir drsticamente las emisiones de gases de
eecto invernadero procedentes de la generacin de electricidad.15 Otros argumentan que losescenarios para la expansin de la capacidad nuclear son un capricho y que la industria nuclear
comercial se encuentra en un declive terminal.16
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ESTRUCTURA DE ESTE INFORME
El resto del presente inorme consta de ocho secciones narrativas y una bibliograa, como se indica
en la tabla de contenidos. Las conclusiones y recomendaciones se presentan en la Seccin 9. Todos
los documentos citados en este inorme son enumerados en la bibliograa. Las Tablas y Figuras,
numeradas de acuerdo a la seccin correspondiente del inorme, aparecen al nal del mismo.
2. Centrales nucleares CANDU, y el papel de las CANDU 6
2.1 Alcance de este anlisis
Las secciones 2.2 a 2.4, a continuacin, orecen una breve introduccin a las plantas de energa
nuclear en general y al diseo CANDU 6 en particular. Detalles adicionales pueden obtenerse de las
uentes aqu citadas.
2.2 Historia del Concepto de Diseo CANDU
El trmino CANDU es una marca registrada de AECL que signica CANada Deuterium Uranium.
Este trmino expresa tres caractersticas clave del concepto de diseo CANDU. En primer lugar, este
concepto es originario de Canad. Segundo, utiliza agua pesada (xido de deuterio) como moderador y,
salvo excepciones analizadas ms adelante, como rerigerante primario. En tercer lugar, el combustible
es uranio. El uranio natural (no enriquecido) se ha utilizado siempre para alimentar reactores CANDU
hasta hace poco. Actualmente, los reactores CANDU en las estaciones Bruce A y B en Ontario estn
siendo conmutados por la utilizacin de uranio ligeramente enriquecido.17 Un combustible similar sera
utilizado en la versin ACR-1000 propuesta del CANDU.
INVESTIGACIN Y DESARROLLO DURANTE LA 2 GUERRA MUNDIAL
Canad adquiri capacidades en la ciencia e ingeniera nuclear a travs de la investigacin y
desarrollo militar durante la 2 Guerra Mundial.18 Despus de la guerra, el gobierno canadiense
continu invirtiendo en estas capacidades. El trabajo durante y despus de la guerra condujo a
la operacin de tres reactores de investigacin en Canad para mediados de la dcada de 1950.
El reactor ZEEP, con una capacidad de 10 Wt, alcanz la criticidad en 1945. Los reactores NRX
(42 MWt) y RNU (200 MWt) alcanzaron la criticidad en 1947 y 1957 respectivamente. Todos estos
reactores eran moderados por agua pesada sentando un precedente que ue seguido por los
reactores CANDU.
DESARROLLO DEL CANDU
El CANDU ue concebido como un reactor nuclear que poda ser construido utilizando tecnologa
canadiense, y cuyo ciclo de combustible sera local. Canad nunca tuvo la capacidad de enriquecer
uranio. Por ende, el uranio natural ue elegido como combustible. Se eligi el agua pesada como
moderador, basndose en la experiencia con los tres reactores de investigacin mencionados
previamente. El reabastecimiento en lnea era necesario por la utilizacin de uranio natural como
combustible. Esas caractersticas llevaron a una conguracin de reactor en la cual los conjuntos
de combustible se encuentran en canales (tubos de presin) rodeados por un tanque (la calandria)
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que contiene agua pesada (el moderador). El rerigerante primario pasa a travs del interior de
los tubos de presin. El moderador y el rerigerante primario no se mezclan. El agua pesada
es utilizada como rerigerante primario, a excepcin de lo que veremos a continuacin. Con la
excepcin de la allida planta Gentilly 1, el rerigerante primario se encuentra en estado lquido.
Se distribuye a travs de generadores de vapor que transeren el calor al rerigerante secundario(agua liviana), que se convierte en vapor y que alimenta un turbogenerador.
Una pequea (24MWe) versin de demostracin del CANDU la planta NPD entr en servicio
en 1962. A la planta NPD le sigui un prototipo comercial de CANDU de 220MWe la planta
Douglas Point que entr en servicio en 1968. Luego vino la estacin Pickering A en Ontario,
que comprende cuatro unidades CANDU, cada una con una capacidad de 540MWe. Esas
unidades entraron en servicio en el perodo 1971-1973. La estacin Pickering A emple un
diseo inusual en el que los sistemas de seguridad incluyendo un sistema de contencin
que utiliza un edicio de vaco ueron compartidos entre todas las unidades de la estacin.
El mismo enoque de diseo se utiliz para otras cuatro estaciones CANDU construidas en
Ontario. Cada estacin cuenta con cuatro unidades, con las siguientes capacidades por unidad:
Pickering B (540 MWe); Bruce A (900 MWe); Bruce B (915 MWe); y Darlington (935 MWe). Estas
unidades entraron en servicio en el perodo 1977-1993.
Las estaciones de varias unidades construidas en Ontario representan una rama del rbol
evolutivo de las CANDU que se destaca por compartir los sistemas de seguridad entre unidades.
El CANDU 6 representa una rama relacionada pero dierente.19 La tecnologa bsica del reactor
es la misma que la de las estaciones Pickering, Bruce y Darlington. Sin embargo, las unidades
de las CANDU 6 son undamentalmente plantas autnomas, al igual que la mayora de las
plantas de energa nuclear en el mundo. De esta manera, por ejemplo, cada reactor CANDU
6 tiene su propia contencin y no hay ningn edicio de vaco separado. Dos plantas CANDU6 han sido construidas en Canad. La planta Point Lepreau (680MWe) y Gentilly 2 (675MWe)
ambas entraron en servicio en 1983. Otras plantas CANDU 6 han sido construidas en Argentina,
China, Rumania y Corea del Sur, como se discute en la Seccin 2.4.
LA EXPERIENCIA GENTILLY 1
Otra rama del rbol evolutivo de las CANDU, representada por la planta Gentilly 1, ue un racaso
tcnico. En la versin de Gentilly 1 de CANDU, el rerigerante primario era agua ligera, que herva
dentro de los tubos de presin (canales de combustible). Los tubos de presin eran verticales,
mientras que en todas las otras plantas CANDU los tubos de presin son horizontales. La plantaGentilly 1 ue una unidad prototipo con una capacidad de diseo de 250MWe. Entr en criticidad
por primera vez en 1972, pero nunca uncion correctamente y se cerr denitivamente en
1977. El principal problema del diseo estaba relacionado con el control de la reaccin de sin.
El ncleo del reactor tena coecientes de reactividad de potencia y vaco positivos. Como
resultado, la ebullicin en un tubo de presin caus un incremento en la potencia de salida que
llev a ms ebullicin, lo que aument an ms la potencia de salida. Segn una presentacin
del personal de la CNSC en 2008, se esperaba que las oscilaciones espaciales de potencia
resultantes ueran intolerables.20 Adems, como se discute en la Seccin 4.3 de este inorme,
anlisis realizados durante la construccin de Gentilly 1 mostraron que, en el caso de una
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prdida de rerigerante y alla del sistema de salida de servicio, el reactor se auto-destruira con
violencia suciente como para poner en peligro la integridad del sistema de contencin. Un evento de
ese tipo ocurri en la Unidad 4 de Chernobyl en la URSS en 1986, aunque en ese caso el reactor era
moderado por grato en lugar de agua pesada.21
PROBLEMAS RECURRENTES CON LA REACTIVIDAD
Frenar el potencial de excursiones y oscilaciones de potencia ha sido un desao recurrente para
diseadores y operadores de reactores canadienses. Ese potencial ue demostrado claramente
en el reactor NRX en diciembre de 1952. Como resultado de errores del operador y deciencias
de diseo, el reactor experiment una prdida de reactividad en la cual la potencia de salida se
elev brevemente a 2 o 3 veces el nivel nominal. Ocurri la usin de los conjuntos de combustible
junto con una explosin de hidrgeno. El ncleo y la calandria surieron daos irreparables. Estos
componentes ueron retirados y reemplazados y el reactor reanud su uncionamiento alrededor de
14 meses despus del accidente.22
El reactor NRX tena un coeciente de reactividad por vaco positivo, al igual que todos los reactores
CANDU construidos a la echa. Esta caracterstica del diseo CANDU y sus implicancias son
discutidas en la Seccin 4.3. Este coeciente de reactividad por vaco es relevante para los reactores
rerigerados por agua (ligera o pesada), como lo son la mayora de los reactores nucleares del mundo.
Un reactor rerigerado por agua que posee un coeciente de vaco positivo tiene una tendencia natural
a experimentar una sobrecarga de energa si los huecos (de vapor, etc.) crecen en el rerigerante
primario (agua). Los CANDU comparten esta caracterstica con el diseo de reactor RBMK, que ue
utilizado en la URSS. La Unidad 4 de Chernobyl era un RBMK. Los LWRs, que constituyen el 80% de
la fota mundial de centrales nucleares, tienen un coeciente de vaco negativo.
EL COEFICIENTE DE VACO POSITIVO Y LA CONCESIN DE LICENCIAS A LAS CANDULa existencia de un coeciente de vaco positivo se ha convertido en un problema que aecta de
manera signicativa la concesin de licencias a reactores CANDU, tanto en Canad como en
otras partes del mundo. Hasta hace poco, la industria nuclear canadiense no intent abordar este
problema cambiando el diseo bsico del reactor CANDU. En su lugar, la industria se bas en
la utilizacin de sistemas de parada de rpida accin para anular la propensin de los reactores
CANDU a experimentar una sobrecarga de energa si llegaran a ocurrir huecos en el rerigerante. 23
Actualmente, la industr ia cuenta con dos iniciativas en curso que abordan el problema en un nivel
ms bsico. Una iniciativa es la utilizacin de un nuevo tipo de combustible de reactor conocido
como combustible de baja reactividad por vaco (LVRF, por sus siglas en ingls), que utiliza uranio
ligeramente enriquecido en lugar de uranio natural. Bruce Power tiene la intencin de comenzar a
utilizar el LVRF en las estaciones Bruce en 2009, cambiando gradualmente todas las unidades a este
tipo de combustible.24 Al parecer el LVRF puede ser utilizado en cualquier planta CANDU existente.
A travs de la utilizacin de este combustible, el coeciente de reactividad por vaco se reducira en
magnitud, pero seguira siendo positivo.
La segunda iniciativa es el esuerzo de AECL por desarrollar y comercializar una nueva versin del
CANDU conocido como el ACR-1000.25 En esa versin, se utilizara uranio ligeramente enriquecido
como combustible y el rerigerante primario sera agua ligera. Al igual que en otras CANDU, excepto
por Gentilly 1, el rerigerante primario no hervira bajo normal uncionamiento. AECL arma que el
ACR-1000 tendra un coeciente de reactividad por vaco negativo. Sin embargo, la capacidad de
AECL para alcanzar sus objetivos de diseo del ACR-1000, incluyendo un coeciente de vaco
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negativo, es puesta en duda por el desguace de los dos reactores MAPLE en los laboratorios
Chalk River de AECL en mayo de 2008. Estos eran reactores tipo piscina de 10MWt que
utilizaban uranio ligeramente enriquecido como combustible y estaban destinados a producir
istopos mdicos. Fueron diseados y construidos por AECL. Alcanzaron por primera vez la
criticidad en el 2000 y 2003 y continan bajo proceso de puesta en marcha desde entonces.AECL nalmente lleg a la conclusin de que los reactores no eran aptos para operar y que sus
deciencias no podran ser recticadas dentro de ningn presupuesto o plazo razonables. Al
parecer las deciencias incluan la adherencia de las barras de control y las barras de cierre y un
coeciente de reactividad de potencia positivo que podra producir excursiones de potencia. 26
La CNSC no ha establecido una posicin clara en cuanto a si otorgara una licencia a una
nueva central nuclear si la planta tuviese un coeciente de reactividad por vaco positivo. Si
un coeciente de vaco positivo uese inaceptable, una nueva CANDU 6 no podra ser objeto
de licencia en Canad. Por el contrario, una planta ACR-1000 podra obtener una licencia
si alcanzase sus objetivos de diseo. La robustez de la contencin es otro problema para el
licenciamiento donde una ACR-1000 podra ser aceptable para la CNSC mientras que una nueva
CANDU 6 podra no ser aceptable. Estas cuestiones son discutidas en la Seccin 5.
ExPORTACIN DE CANDU A INDIA Y PAKISTN
La industria nuclear canadiense siempre tuvo un gran inters en la exportacin de reactores
nucleares y ha suministrado reactores a diversos pases. Esa experiencia ha demostrado
claramente la conexin entre el comercio de tecnologa nuclear y la prolieracin de armas
nucleares. Las primeras lecciones ueron proporcionadas por los casos de India y Pakistn.
Estos y otros casos se discuten en la Seccin 4.4.
Como parte de un programa de ayuda, Canad suministr a India el reactor de investigacin
CIRUS, una copia cercana del reactor NRX con una capacidad de 40MWt. El CIRUS entr enservicio en 1960. A pesar de que Canad acilit este reactor bajo la condicin de que uera
utilizado nicamente para nes paccos, India produjo plutonio en el CIRUS para su ensayo
nuclear de 1974 y para armas nucleares construidas con posterioridad.
Canad tambin suministr a India dos plantas de energa nuclear CANDU: RAPP 1 y RAPP
2. Su diseo ue modelado en la planta de Douglas Point, con modicaciones para permitir
el suministro de componentes por abricantes hindes. RAPP 1 entr en servicio en 1973.
El ensayo nuclear hind de 1974 naliz la participacin de Canad en estas plantas. India
complet RAPP 2 sin ayuda canadiense y la planta entr en servicio en 1983. Basndose en
esa experiencia, India construy nuevas plantas de abricacin local, empleando el concepto
de diseo CANDU. En la actualidad, existen quince plantas de tipo CANDU en India, incluyendoRAPP 1 y RAPP 2.27
Pakistn tambin solicit tecnologa CANDU de Canad. Su solicitud llev a la construccin
llave en mano de la planta KANUPP en Pakistn por una compaa canadiense. KANUPP es
una planta CANDU con una capacidad de 130MWe, que entr en servicio en 1972 y sigue en
uncionamiento.28
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2.3 Caractersticas de Diseo del CANDU 6
Una planta CANDU 6 emplea la misma tecnologa bsica que se ha utilizado en las plantas CANDU
de Ontario.29 Sin embargo, a dierencia de esas plantas, la CANDU 6 no comparte ampliamente
los sistemas de seguridad entre reactores. Notablemente, cada reactor CANDU 6 tiene su propiaestructura de contencin y no hay ningn edicio de vaco. Cada una de las dos plantas CANDU 6
en Canad es una unidad totalmente independiente.30
Algunos datos del diseo de una planta CANDU 6 t pica se muestran en la Tabla 2-1. La tabla
tambin muestra datos comparables para una planta ACR-1000. Algunas dierencias importantes
entre estas plantas incluyen el uso de uranio natural como combustible y agua pesada como
rerigerante en un CANDU 6, en comparacin con el uranio ligeramente enriquecido como
combustible y el agua ligera como rerigerante del ACR-1000. Adems, en el ACR-1000, el
combustible se llevara a un grado de quemado (ms de 20MWt-da por kgU) sustancialmente mayor
que el tpico grado de quemado del combustible CANDU 6 (7,5MWt-da por kgU).
La contencin del reactor CANDU 6 es un cilindro con cpula de hormign con un espesor de pared
de aproximadamente 1,1m, y un revestimiento epoxi. El ACR-1000 tendra una contencin similar,
aunque en ese caso el espesor de la pared sera de 1,8m y tendra un revestimiento de acero. Por lo
tanto, la contencin del ACR-1000 sera algo menos vulnerable a ataques externos que la contencin
del CANDU 6. La vulnerabilidad de una contencin a ataques se discute ms detalladamente en la
Seccin 3.2. Ambas estructuras de contencin son algo similares, en su conguracin y robustez,
al contenedor de un tpico reactor de agua presurizada (PWR, por su sigla en ingls) de Generacin
II. El PWR es el tipo ms comn de LWR. La planta Indian Point 2, en el estado de New York, es un
tpico PWR de segunda generacin. Su contencin es un cilindro con cpula de hormign con un
espesor de pared de 1,4m, revestido con acero de 1cm de espesor.31
La Tabla 2-2 muestra los inventarios de ncleo de radioistopos seleccionados en los ncleos delos reactores de Gentilly 2 e Indian Point 2. El Yodo-131 representa una categora de radioistopos
de vida media relativamente corta que sera dominante en el calor residual en un ncleo durante los
primeros das despus de la parada del reactor , as como en la dosis de radiacin que recibiran
las personas expuestas uera del sitio durante ese perodo, si ocurriese una descarga no planicada
a la atmsera. El Cesio-137 es un radioistopo de vida media relativamente larga que, en caso
de una gran descarga no planicada a la atmsera, dominara en la vida de la dosis de radiacin
que recibiran las personas expuestas debido a la contaminacin de la tierra, edicios, vegetacin y
agua.32 Gentilly 2 tiene un inventario de ncleo inerior normalizado de Cesio-137 que Indian Point 2
porque el combustible de Gentilly 2 es llevado a un grado de quemado menor.
2.4 Plantas CANDU 6 existentes y potenciales
La Tabla 2-3 muestra las centrales nucleares CANDU 6 en uncionamiento en el mundo. AECL espera
construir nuevas CANDU 6 y est buscando oportunidades de ventas en Argentina, Jordania, Rumania,
Turqua y otros pases.33 El plan corporativo de AECL discute la posibilidad de vender veinte plantas
CANDU alrededor del mundo en los prximos 25 a 30 aos.34 Estas podran ser plantas CANDU 6 o
ACR-1000. Sin embargo, a la echa, no se ha encargado ninguna planta ACR-1000 y la nalizacin de
su diseo representa una pesada carga nanciera para AECL.35 Por lo tanto, AECL tiene un incentivo
para vender una cantidad de plantas CANDU 6 para mejorar su fujo de ondos.
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CANDU 6 Y EL POTENCIAL PARA CICLOS DE COMBUSTIBLE LOCAL
EN TURQUA Y JORDANIA
Las oportunidades de venta de CANDU 6 en Turqua y Jordania son notables dado que, en
cada caso, el gobierno antrin est especialmente interesado en la obtencin de reactores
alimentados con uranio natural. El gobierno turco ha declarado expresamente que considerarpropuestas de reactores de agua pesada bajo la condicin de que sean alimentados con uranio
natural.36 Este requerimiento permitira un CANDU 6 pero excluira un ACR-1000. AECL y la
Comisin de Energa Atmica de Jordania han acordado colaborar en estudios sobre la viabilidad
de: (i) construir una planta CANDU 6 en Jordania y (ii) abricar combustible para la planta en
Jordania utilizando uranio extrado de yacimientos locales.37 Una consultora canadiense atribuy
el inters de Turqua y Jordania en la utilizacin de uranio natural como combustible al deseo de
seguridad energtica, liberando a estos pases de la dependencia de proveedores externos de
servicios de enriquecimiento.38
Como se discute en las Secciones 3.3 y 4.4, podra existir un motivo tcito para la adquisicin
de un ciclo de combustible nuclear local involucrando reactores CANDU 6. Este ciclo de
combustible podra establecer una capacidad de reserva para la construccin de armas
nucleares. Sin embargo, a pesar de la experiencia de Canad con el reactor CIRUS en India ni
la industria nuclear canadiense ni el gobierno canadiense han reconocido que Turqua y Jordania
se encuentran en una regin con alto riesgo de prolieracin de armas nucleares. Tres casos
ilustran el riesgo. Primero, Israel tiene armas nucleares. Segundo, Irak busc la capacidad para
producir tales armas hasta que sus esuerzos ueron orzosamente terminados por la Guerra del
Golo en 1991. Tercero, Irn est desarrollando capacidad local de enriquecimiento de uranio, la
cual muchos observadores creen que est destinada a proporcionar una capacidad de reserva
para construir armas nucleares. El potencial para una carrera armamentista nuclear est claro.
Canad podra contribuir inadvertidamente a dicha carrera armamentista mediante el suministro
de plantas CANDU 6 a la regin.
El gobierno turco solicit oertas, a presentarse en septiembre de 2008, para la construccin del
primer grupo de plantas nucleares del pas. Un vendedor ruso ue el nico postor. Al parecer, la
preocupacin acerca de la prolieracin de armas nucleares no ue un actor en la respuesta de
AECL. En cambio, parece que AECL y otros vendedores estaban preocupados por cuestiones
comerciales, incluyendo restricciones legales a la participacin directa del gobierno turco en el
proyecto. El gobierno de Turqua revisar su posicin legal y extender el perodo de licitacin
hasta 2009.39
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EL CANDU 6 MEJORADO
AECL hace reerencia a un nuevo diseo posible conocido como CANDU 6 Mejorado.40 Hay pocos
detalles disponibles pblicamente. Un cambio del actual CANDU 6 es un incremento relativamente
pequeo de la capacidad bruta de potencia, a 740MWe. AECL dice que otros cambios de diseo,
tambin relativamente pequeos son para mejorar la proteccin y seguridad de la planta. Segnun artculo de prensa de enero de 2007, un cambio de diseo ms signicativo ue contemplado
en el contexto de una posible venta de plantas CANDU 6 en Ontario.41 El cambio consista en
reorzar la contencin y proporcionarle un revestimiento de acero para mejorar su resistencia a
impactos de aeronaves. Aparentemente, el cambio ue realizado debido a la insistencia de la CNSC,
generando roces entre la direccin de la CNSC y el gobierno central de Canad. El gobierno tema
que el reuerzo de la contencin demorase la posible construccin de plantas CANDU 6 en Ontario
amenazando as la posicin de AECL en el mercado. Esa conrontacin ilustra los problemas que
surgen cuando un regulador gubernamental (CNSC) toma decisiones que aectan a un proveedor
estatal (AECL). La cuestin se resolvi nalmente cuando el gobierno de Ontario anunci, en marzo
de 2008, que aceptara oertas de plantas ACR-1000 pero no de plantas CANDU 6 Mejoradas.42
LA UTILIZACIN DE CANDU 6 EN CICLOS DE COMBUSTIBLE ALTERNATIVOS
La Figura 2-1 muestra la visin de AECL sobre la posible utilizacin del concepto de planta CANDU
en ciclos de combustible alternativos.43 Actualmente, las CANDU son alimentadas por uranio
natural. Las CANDU en el condado de Bruce estn cambindose a uranio ligeramente enriquecido
y cualquier planta ACR-1000 que uera a ser construida se alimentara de uranio ligeramente
enriquecido.
Uno de los ciclos de combustible vislumbrados por AECL implica el procesamiento en seco de
combustible LWR agotado, de modo que sus componentes de uranio y plutonio sionables puedan
quemarse en los CANDU. En esta disposicin, conocida como ciclo DUPIC, el combustible LWRagotado sera triturado y calentado en oxgeno para remover alrededor del 40% de su inventario de
productos de sin y el residuo sera convertido en combustible que sera quemado en reactores
CANDU. AECL ha establecido un acuerdo con el gobierno de Ucrania para estudiar la aplicacin del
ciclo DUPIC en Ucrania. Corea del Sur ha estado trabajando desde 1992 para demostrar el concepto
DUPIC y actualmente est cooperando con AECL en esta rea.44
Un pas que empleara el ciclo DUPIC adquirira capacidades que lo ayudaran a desarrollar, si as
lo deseara, una capacidad para el reprocesamiento de combustible agotado. Por lo tanto, el ciclo
DUPIC podra contribuir indirectamente a la prolieracin de armas nucleares.
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3. Riesgos de operar una central nuclear
3.1 Alcance de este anlisis
Este inorme analiza tres categoras de riesgo, descriptas en la Seccin 1. Las Secciones 3.2
a 3.5, a continuacin, proporcionan un amplio panorama de dos de estas categoras: el riesgo
de una descarga no planicada (riesgo radiolgico) y el riesgo de un desvo del combustible
agotado (riesgo de prolieracin). Esta revisin se aplica a las centrales nucleares en general. La
Seccin 4, ms adelante, contina la discusin enocada concretamente a las plantas CANDU,
especialmente a las CANDU 6.
Las Secciones 3.2 y 3.3 analizan riesgos que surgen del normal uncionamiento de centrales
nucleares. Las medidas que podran reducir esos riesgos se discuten en las Secciones 3.4 y
3.5. Cada una de estas cuatro Secciones discuten temas complejos para los cuales existe una
extensa literatura. Aqu la discusin se encuentra en un nivel introductorio.
3.2 Riesgo de una descarga no planicada de material radioactivo
Existe una extensa bibliograa tcnica que aborda el riesgo de una descarga no planicada
de material radioactivo desde o dentro de una central nuclear. La liberacin se producira
por un dao accidental al combustible nuclear dentro del ncleo del reactor, la piscina de
combustible agotado o en otra parte de la planta. Gran parte de la literatura evala el potencial
y las consecuencias uera del sitio de una descarga atmosrica. La menor parte de la literatura
relacionada considera las consecuencias in situ de una descarga y las consecuencias uera del
sitio de una descarga por va acutica.
EL PAPEL DE LA PRA
La literatura sobre el riesgo de una descarga no planicada suele recaer bajo la rbrica de
Evaluacin Probabilstica de Riesgo (PRA, por su sigla en ingls). El trmino Evaluacin
Probabilstica de Seguridad (PSA) es a menudo utilizado como sinnimo de PRA pero en realidad
puede tener una connotacin dierente.45
En el campo de las PRA, los eventos que inician una descarga accidental se clasican en
eventos internos (error humano, alla del equipamiento, etc.) o externos (terremotos,
incendios, vientos uertes, etc.). Las PRA generalmente no consideran los sucesos iniciadores
que implican actos intencionales maliciosos aunque las tcnicas de las PRA pueden adaptarsepara estimar los resultados de tales actos.
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Las PRA para centrales nucleares se llevan a cabo en los Niveles 1, 2 y 3, en orden creciente de
minuciosidad como se explica a continuacin. Una PRA exhaustiva e integral se llevara a cabo en
el Nivel 3 y se consideraran eventos iniciadores tanto internos como externos. Los resultados de tal
PRA seran expresados en trminos de magnitudes y probabilidades de un conjunto de impactos
ambientales adversos y de la incertidumbre y variabilidad de tales indicadores. Los impactosadversos incluiran:
(i) atalidades o morbilidades (enermedades) humanas tempranas que se presentan durante
las primeras semanas despus de la descarga;
(ii) atalidades o morbilidades latentes (por ejemplo, cncer) que se presentan aos despus
de la liberacin;
(iii) abandono de tierras, edicios, etc. en el corto y largo plazo;
(iv) interrupcin de la agricultura, suministro de agua, etc. en el corto y largo plazo;
(v) impactos sociales y econmicos de las consecuencias arriba mencionadas.
Las magnitudes y probabilidades de dichos impactos adversos se estimaran en tres pasos. Primero,
se realizara un anlisis PRA en Nivel 1. En ese anlisis, se identicara un conjunto de secuencias
de eventos (escenarios de accidentes) conducentes al dao del combustible y la probabilidad
(recuencia) de cada miembro del conjunto sera estimada. La suma de las probabilidades de todo el
conjunto sera la probabilidad total estimada de dao del combustible.46
Segundo, se llevara a cabo un anlisis PRA en Nivel 2. En ese anlisis se examinara el potencial
para la descarga de material radioactivo dentro de la planta y al medio ambiente a travs de un
conjunto de secuencias de dao del combustible. Una alta prioridad del anlisis de Nivel 2 seraestimar las caractersticas de una descarga atmosrica, a veces conocida como el trmino-uente.
Ese estimativo se expresara en trminos de un grupo de categoras de descarga atmosrica
caracterizadas por magnitud, probabilidad, duracin, composicin isotpica entre otras caractersticas.
Tercero, se llevara a cabo un anl isis PRA en Nivel 3, para dar los resultados de los impactos
descritos anteriormente. En ese anlisis se modelaran la dispersin atmosrica, la deposicin y el
movimiento posterior del material radioactivo liberado para cada grupo de descarga atmosrica
determinado por el anlisis en Nivel 2. El modelamiento de la dispersin tendra en cuenta las
variaciones meteorolgicas a lo largo de un ao. Luego, se estimaran los impactos ambientales
adversos del material descargado teniendo en cuenta la distribucin del material en la bisera. En
un anlisis exhaustivo tambin se evaluaran los impactos in situ de descargas, as como tambin los
impactos uera del sitio de descargas por va acutica, si esos impactos uesen signicativos.
De hacerse correctamente, este proceso estimativo de tres pasos da cuenta de la incertidumbre y la
variabilidad en cada etapa del proceso. Una PRA de Nivel 3 prounda e integral es costosa y requiere
mucho tiempo. Proporciona impactos estimados expresados como distribuciones estadsticas de
magnitud y probabilidad no slo como nmeros. Incluso despus de un esuerzo exhaustivo, siguen
habiendo incertidumbres sustanciales e irreducibles en los resultados.47
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VALIDACIN EMPRICA DE LOS RESULTADOS DE LA PRA
La evidencia emprica directa para la validacin de los resultados de la PRA es limitada.
La experiencia operativa mundial de centrales nucleares comerciales hasta 2007 es de
aproximadamente 12.900 aos-reactor (RY, por sus siglas en ingls) y la experiencia canadiense
es de alrededor de 560 RY.48
Mientras que esta experiencia se ue acumulando, en el mundo hanocurrido dos eventos que implicaron un dao sustancial al ncleo del reactor. En la Unidad 2 de
Three Mile Island (TMI) en 1979, el ncleo del reactor ue severamente daado pero hubo una
descarga radioactiva al ambiente relativamente pequea. En la Unidad 4 de Chernobyl en 1986,
una parte sustancial de material radioactivo del inventario del ncleo ue liberado a la atmsera.
Esta experiencia permite estimar la probabilidad de un accidente de dao al ncleo como 1,6
por cada 10.000 RY y la probabilidad de una gran descarga atmosrica como 0,8 por cada
10.000 RY.49
NUREG-1150
El pico de la prctica de la PRA a nivel mundial se alcanz en 1990 con la publicacin de la
Comisin Reguladora Nuclear de Estados Unidos (NRC, por su sigla en ingls) de su estudioNUREG-1150, que examin cinco plantas de energa nuclear dierentes utilizando una
metodologa comn.50 El estudio estuvo bien nanciado, cont con la participacin de muchos
expertos, ue llevado a cabo de manera abierta y transparente, se llev a cabo en el Nivel 3,
consider sucesos iniciadores tanto internos como externos, propag de manera explcita la
incertidumbre en su cadena de anlisis, ue sometido a revisin por pares y dej atrs una gran
cantidad de documentos publicados. Cada una de esas caractersticas es necesaria para que
los resultados de una PRA sean crebles. Existen deciencias en los resultados de NUREG-1150
que podran corregirse mediante un anlisis resco y la utilizacin de nueva inormacin. El
proceso de correccin es posible porque el estudio NUREG-1150 se llev a cabo de manera
abierta y dej un registro documental.
La prctica de las PRA en Estados Unidos se ha degenerado desde el estudio NUREG-1150.
Ahora, las PRA son llevadas a cabo por la industr ia nuclear y la nica documentacin
publicada es una exposicin resumida de los hallazgos. La NRC antes patrocinaba la revisin
independiente de las PRA de la industria pero ya no lo hace. Por lo tanto, los resultados de las
PRA han carecido de credibilidad durante al menos una dcada. En otros pases, como Canad,
la prctica de las PRA ha surido una degeneracin similar.51
Las Figuras 3-1 a 3-3 muestran algunos resultados del estudio NUREG-1150 que son relevantes
para este inorme. Estos resultados pertenecen a una planta PWR en el sitio de Surry y a una
planta de reactores de agua en ebullicin (BWR, por su sigla en ingls) en el sitio de Peach
Bottom. Estas plantas tipican muchas de las plantas de segunda generacin de la actual fota
mundial de centrales nucleares. Utilizando las estimaciones ssmicas de Livermore, los resultadosdel NUREG-1150 para estas dos plantas son relativamente comparables con las estimaciones
de probabilidad derivadas de la experiencia una probabilidad de dao al ncleo de 1,6 por cada
10.000 RY y una probabilidad de una gran descarga de 0,8 por cada 10.000 RY.
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EL POTENCIAL PARA ACTOS MALICIOSOS EN CENTRALES NUCLEARES
Ninguna planta de energa nuclear en uncionamiento en el mundo ha sido diseada
especfcamente para resistir actos maliciosos. Las plantas tienen alguna capacidad inherente para
resistir tales actos, en virtud de su diseo para arontar otros desaos (por ejemplo, terremotos).
Con el tiempo, se han introducido medidas de seguridad para proporcionar algo de proteccinadicional contra actos maliciosos. Estas medidas se han vuelto ms estrictas desde que aviones
comerciales ueron utilizados para atacar edifcios en New York y Washington en septiembre de
2001. En Estados Unidos, por ejemplo, las medidas de seguridad de la planta incluyen cercos,
portones, barreras para vehculos, sistemas de vigilancia, guardias armados y un mayor control del
personal de la planta. Sin embargo, no ha habido ningn cambio signifcativo en las caractersticas
de diseo de las plantas existentes.
Para las nuevas plantas de energa nuclear hay opciones disponibles que podran hacerlas ms
resistentes contra ataques desde el exterior o el interior de la planta que las plantas existentes.
La Comisin de Seguridad Nuclear de Canad, jando criterios para el diseo de nuevas centrales
nucleares, ha incluido la resistencia a los ataques como un objetivo de diseo.52 A la echa, sin
embargo, la CNSC no ha especicado las amenazas a tener en cuenta en la aplicacin de los
criterios de diseo. La Agencia de Evaluacin Ambiental de Canad ha establecido directrices para la
preparacin de una evaluacin ambiental para la construccin de nuevas plantas de energa nuclear
en el sitio de Bruce en Ontario. Esas directrices requieren la consideracin de impactos ambientales
derivados de actos maliciosos.53
Un consultor de la CNSC ha examinado potenciales modos e instrumentos de ataque a una planta
de energa nuclear y ha recomendado un acercamiento a la incorporacin de estas amenazas
en los criterios de diseo para nuevas plantas.54 Entre los instrumentos de ataque considerados
por el consultor, se encontraban un gran avin comercial, un avin ms pequeo cargado con
explosivos y un vehculo terrestre cargado con explosivos. La Tabla 3-1 describe algunos posibles
modos e instrumentos de ataque a una central nuclear y tambin describe las deensas queahora son previstas en las plantas estadounidenses. No existe deensa alguna contra una serie de
ataques crebles. Las deensas en las plantas canadienses no son ms seguras que en las plantas
estadounidenses.
Entre los instrumentos de ataque mencionados en la Tabla 3-1 se encuentra un avin comercial
de gran tamao. En septiembre de 2001, una aeronave de este tipo caus grandes daos en el
Centro Mundial de Comercio (World Trade Center) y en el Pentgono. Sin embargo, dicho avin no
sera el instrumento de ataque ptimo contra una central nuclear. Los grandes aviones comerciales
son objetos relativamente blandos que contienen algunas estructuras duras como los ejes de las
turbinas. Son diciles de guiar con precisin a baja velocidad y altitud. Un grupo de atacantes bien
inormado probablemente preera utilizar una aeronave ms pequea, de aviacin general, cargadacon material explosivo, tal vez en una conguracin en tndem en donde la primera etapa sea una
carga hueca. La Tabla 3-2 proporciona inormacin sobre las cargas huecas y sus capacidades.
No existe una base estadstica para una estimacin cuantitativa de la probabilidad de que una planta
nuclear sea atacada. Sin embargo, ante la postulacin de un determinado escenario de ataque,
uno puede utilizar las tcnicas de la PRA para estimar las probabilidades condicionales de diversos
resultados. El NRC adopt ese enoque en el desarrollo de su postulado reerido a coches bomba de
1994.55
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DESCARGAS RADIOACTIVAS DEL COMBUSTIBLE AGOTADO ALMACENADO
En las plantas de energa nuclear en Estado Unidos y otros lugares, grandes cantidades de
combustible agotado son almacenadas bajo el agua en piscinas adyacentes a los reactores.
Todas las piscinas de Estados Unidos actualmente emplean bastidores de alta densidad, para
maximizar la cantidad de combustible agotado que puede ser almacenado en cada piscina. Estaprctica ha sido adoptada por ser el modo ms econmico de almacenamiento de combustible
agotado. Desaortunadamente, la conguracin de alta densidad suprimira el enriamiento
convectivo de los conjuntos de combustible en caso de que se perdiera agua de una piscina.
Varios estudios de renombre han convenido en que la prdida de agua de una piscina, a
travs de una serie de escenarios de prdida de agua, conducira a la combustin espontnea
del revestimiento de aleacin de circonio de los conjuntos de combustible descargados ms
recientemente. El uego resultante se esparcira a los conjuntos de combustible adyacentes y se
propagara a travs de la pileta. Extinguir el incendio, una vez iniciado, sera dicil o imposible.
La pulverizacin de agua sobre el incendio alimentara una reaccin exotrmica entre vapor y
circonio. El uego liberara una gran cantidad de material radioactivo a la atmsera, incluyendo
decenas de puntos porcentuales del inventario de Cesio-137 de la piscina. Grandes extensiones
de tierra a sotavento de la planta quedaran inutilizables durante dcadas. La prdida de agua
podra ocurrir de varias maneras como resultado de un accidente o de un acto malicioso
intencional.56
Este autor no tiene conocimiento de ningn estudio sobre la posibilidad de una descarga
accidental de material radioactivo del combustible agotado almacenado en una central
nuclear que emplee un reactor CANDU. En la ausencia de tal estudio, el potencial permanece
desconocido.
IMPACTOS IN SITU DE UNA DESCARGA NO PLANIFICADAUna descarga no planicada de material radioactivo en una central nuclear podra causar
impactos adversos dentro de la propia planta, llegue o no al medio ambiente. El personal de
la planta podra recibir dosis de radiacin que produzcan eectos adversos en la salud, lo que
podra traducirse en costos monetarios. Podran surgir costos adicionales de la limpieza del sitio,
la reparacin de porciones daadas de la planta, la compra de energa de reemplazo durante el
perodo en que la planta se encuentre uera de servicio y la amortizacin y cierre denitivo de la
planta en caso de que la reparacin no sea rentable.
Ontario Hydro public un anlisis del riesgo de los impactos econmicos in situ de una descarga
no planicada para una de las unidades CANDU de Darlington. Ese anlisis se discute en la
Seccin 4.2.
3.3 Riesgo de desvo de combustible agotado y produccinde plutonio
Las centrales nucleares producen grandes cantidades de plutonio contenido dentro del
combustible agotado. Como se muestra en la Tabla 3-3, se ha estimado que las centrales
nucleares en todo el mundo producirn alrededor de 2,1 millones de kilogramos de plutonio
hasta el ao 2010. Slo las plantas de Canad producirn alrededor de 170 mil kilogramos de
plutonio hasta el 2010.
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EL PLUTONIO Y LAS ARMAS NUCLEARES
Para comparar con las cantidades expuestas en la Tabla 3-3, ntese que la masa crtica de una
esera desnuda de plutonio (puro Pu-239, en ase ala) es de unos 10kg. El radio de esa esera es de
alrededor de 5 cm. Con la adicin de un refector de uranio natural de alrededor de 10cm de espesor,
la masa crtica se reducira a aproximadamente 4,4 kg, comprendiendo una esera de unos 3,6 cmde radio; el tamao de una naranja. La masa crtica podra reducirse an ms utilizando tcnicas
de implosin. Un dispositivo de implosin construido con un diseo moderno podra alcanzar una
explosin nuclear utilizando de 2 a 3 kg de plutonio.57
Las ojivas nucleares desplegadas por los estados poseedores de armas nucleares contienen cada
una, en promedio, alrededor de 3 a 4 kg de plutonio.58 El inventario mundial de plutonio militar, a
nales de 1994, era de unos 294.000 kg, en su mayora en poder de la ex URSS y los Estados
Unidos. Alrededor de 70.000 kg de ese plutonio se encontraba en ojivas operativas. 59
LA OBTENCIN DE PLUTONIO UTILIZABLE PARA ARMAS DE LOS REACTORESEl plutonio dentro del combustible agotado descargado de un reactor no est directamente
disponible para su uso en una ojiva nuclear. Tres pasos seran necesarios antes de que el plutonio
pueda ser utilizado de esta manera. Primero, el plutonio sera separado qumicamente de los otros
constituyentes del combustible agotado, en particular los productos de sin, actnidos y uranio
sin quemar. Segundo, el plutonio sera convertido a componentes de metal de alta pureza de la
correcta composicin y orma. Tercero, los componentes de plutonio seran ensamblados con otros
componentes necesarios para hacer una ojiva que uncione.
Parte del combustible agotado producido por los reactores alrededor del mundo es sometido al
primer paso. Este paso se produce en plantas comerciales de reprocesamiento donde el plutonio
es separado qumicamente del combustible agotado para su utilizacin como combustible de
reactor. Actualmente, no se realiza reprocesamiento en Canad, aunque adquiri experiencia con
esta tecnologa en la dcada de 1940. El segundo y tercer paso slo ocurren en pases poseedores
de armas nucleares. Sin embargo, los tres pasos estn dentro de las capacidades de muchos pases
industrializados. Las tecnologas tienen dcadas de antigedad y sus principios se conocen bien.
Cuando el combustible de uranio es sometido a irradiacin dentro del reactor de sin, la composicin
del inventario del reactor de ncleos sionables cambia con el tiempo. El proceso se ilustra en la Figura
3-4. Esa gura se aplica especcamente al combustible de reactor Magnox pero los mismos principios
se aplican a otros tipos de combustible, incluyendo combustible CANDU. Se observar a partir de la
Figura 3-4 que istopos de plutonio ms pesados incluyendo Pu-240 y Pu-241se orman cada vez
ms a medida que aumenta el quemado del combustible. Los diseadores de armas preeren utilizar
plutonio con un alto contenido de Pu-239, lo que requiere una descarga de combustible con bajo
grado de quemado: alrededor de 0,4MWt-da por kgU.60 El plutonio de grado militar en las ojivas
nucleares estadounidenses habitualmente contiene alrededor de un 93 por ciento de Pu-239 y un 6,5
por ciento de Pu-240.61 Sin embargo, el plutonio de grado reactor con un contenido de Pu-239 del
60 por ciento podra ser utilizado para hacer una ojiva nuclear que uncione.62
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POTENCIAL PROLIFERACIN DE CAPACIDAD DE ARMAS NUCLEARES
Existe la preocupacin de que un grupo podra obtener plutonio separado y utilizarlo en un
arma nuclear. Esa preocupacin tiene particular relevancia para los programas actuales para
la separacin del plutonio del combustible agotado y para la gestin de reservas de plutonio
separadas en aos anteriores. En este inorme, la atencin se centra en el riesgo de que elcombustible agotado descargado de una planta CANDU 6 sea desviado con el propsito de
producir plutonio separado para su uso en armas. A pesar de que tal desvo no puede ser
descartado, un escenario ms probable es que el desvo lo haga el gobierno del pas antrin.
Ese riesgo especco es tratado con mayor detalle en la Seccin 4.4.
Existe un rgimen i