Reconstrucción del accidente de la Central Nuclear de Fukushima Daiichi

Jáuregui R., María

Universidad de los Andes, Bogotá D.C., Colombia

Resumen

La reconstrucción de accidentes es una técnica de investigación que recolecta toda la información necesaria

para poder deducir, de forma lógica y fundada, las causas y el contexto en el que se ha producido dicho

accidente, así como las consecuencias que se derivan del mismo. En este trabajo se presenta un análisis de

caso del accidente de la central nuclear de Fukushima Daiichi ubicada en el distrito de Futaba en Japón, con el

fin de que pueda ser utilizado a futuro en enseñanza Natech1. Este accidente ocurrió el 11 de marzo de 2011 y

es catalogado como uno de los mayores desastres de la industria nuclear. Para este proyecto, se propone una

metodología de reconstrucción de accidentes para identificar, a partir de análisis cuantitativos y cualitativos,

los eventos más relevantes del accidente. Como consecuencia del trabajo realizado se puede concluir que, a

pesar de la magnitud de los desastres naturales, mediante la implementación de las correctas medidas de

seguridad y el mejoramiento del diseño de planta, el evento de la central nuclear de Fukushima Daiichi era

prevenible.

Palabras clave: accidente; caso; central nuclear; desastre; diseño de planta; Fukushima Daiichi; Japón;

medidas de seguridad; Natech; reconstrucción de accidentes.

1. Introducción

Hoy en día el 11.5% de la electricidad total consumida en el mundo es producida con energía nuclear. Hay

448 reactores en operación y 58 nuevos reactores se encontraban en construcción en el año 2017 [1].

Actualmente, la energía nuclear permite satisfacer una parte importante del aumento de la demanda de

electricidad y al mismo tiempo puede mitigar los posibles problemas ambientales, políticos y económicos de

los combustibles fósiles. Se espera que para el año 2050 haya más de 900 reactores en operación en todo el

mundo [2].

A partir de diferentes estudios de percepción de riesgo, se ha encontrado que la energía nuclear es percibida

con el mayor riesgo en comparación con otros tipos de fuente de energía como la energía fósil, eólica o solar

[3]. Lo anterior, debido a los accidentes nucleares que se han presentado a lo largo de la historia como Three

Mile Island (1979), Chernobyl (1986) y Fukushima (2011). Adicionalmente, ha perdido credibilidad al ser

utilizada como arma militar y debido a los efectos que causa la radiación y la dispersión del material

radioactivo en la salud del ser humano [4]. Sin embargo, la energía nuclear ha permitido grandes avances en

la medicina en cuanto a tratamientos contra células cancerígenas y también ha garantizado un suministro

eléctrico sin generar CO2 [5].

Para determinar la gravedad de un accidente se definió una Escala Internacional de Eventos Nucleares y

Radiológicos (INES), herramienta utilizada para comunicar al público la importancia de la seguridad de los

eventos nucleares y radioactivos. Mediante esta escala, los sucesos se clasifican en 7 niveles, en donde se

considera el impacto del evento sobre las personas y el medio ambiente [1]. Los sucesos con niveles 1 a 3 se

denominan incidentes, y sucesos con niveles 4 a 7 se denominan accidentes [6]. Cada ascenso de nivel en la

escala indica que la gravedad de los sucesos es diez veces superior. Los niveles INES con su respectiva

categoría y descripción se presentan en la Tabla 1.

1 Natural Hazard Triggering Technological Disasters: Desastres tecnológicos desencadenantes de peligros naturales

2

Tabla 1. Descripción de los niveles de INES [1].

Escala Categoría Descripción

7 Accidente mayor

Liberación grave de materiales radiactivos con amplios efectos en la

salud y el medio ambiente y requiere la aplicación y prolongación de

contramedidas previstas.

6 Accidente serio Liberación importante de materiales radiactivos y probablemente

requiere la aplicación de las contramedidas previstas.

5 Accidentes con consecuencias

más amplias

Liberación limitada de materiales radiactivos y probablemente

requiere la aplicación de algunas de las contramedidas previstas.

4 Accidentes con consecuencias

locales

Liberación menor de materiales radiactivos, con escasa probabilidad

de tener que aplicar las contramedidas previstas, salvo los controles

locales de alimentos.

3 Incidente serio Exposición diez veces superior al límite anual establecido de los

trabajadores.

2 Incidente Exposición de una persona del público por encima de 10 mSv2.

1 Anomalía Sobreexposición de una persona del público por encima de los

límites anuales reglamentarios.

En la Tabla 2 se presentan los mayores accidentes nucleares ocurridos en el siglo XX con su respectiva

clasificación INES y tipo de reactor empleado en la central [2].

Tabla 2. Accidentes nucleares del siglo XX [2].

Accidente nuclear Año Clasificación INES Tipo de reactor

Chalk River (Canadá) 1952 5 NRX

Mayak (Rusia) 1957 6 VVER-440

Windscale Pile (UK) 1957 5 Reactor B

Chalk River (Canadá) 1958 3 NRU

Three Mile Island (EEUU) 1979 5 PWR

Saint Laurent des Eaux (Francia) 1980 4 PWR

Chernobyl (Ucrania) 1986 7 RBMK

Goiania (Brasil) 1987 5 No Aplica

Tokaimura (Japón) 1999 4 No Aplica

Fukushima (Japón) 2011 7 BWR

En el presente artículo se pretende construir un análisis de caso sobre el accidente ocurrido el 11 de marzo de

2011 en Fukushima, Japón, con el fin de contribuir a la prevención de futuros accidentes. En el numeral 2 se

presenta una breve explicación sobre las diferentes formas de producir energía nuclear, el funcionamiento de

una central nuclear y de los principales tipos de reactores utilizados en la industria. En la sección 3 se presenta

la metodología propuesta para reconstruir el accidente. En los numerales 3.1.1, 3.2.1 y 3.3.1 se presenta la

recolección de datos de los desastres naturales, de la planta nuclear y del accidente. En el numeral 3.2 se

presenta la línea del tiempo de los hechos más relevantes del accidente con los análisis cualitativos y

cuantitativos en las secciones 3.2.1 y 3.2.2, respectivamente. Finalmente, en el numeral 3.3 se presentan los

flujos de peligros desde el entorno hacia la central nuclear y desde la central hacia el entorno.

2 Milisievert (mSv) : Unidad que mide la dosis de radiación absorbida por la materia viva.

3

2. ¿Qué es la energía nuclear y cual es funcionamiento de una central nuclear?

La energía nuclear es la energía que se obtiene al manipular la estructura interna de los átomos. Se puede

obtener de dos formas: fusión nuclear y fisión nuclear. En la fusión nuclear, la energía se libera cuando los

núcleos de los átomos se fusionan para formar un núcleo más grande. En la fisión nuclear, los núcleos se

dividen para formar núcleos más pequeños, liberando energía. Hoy en día, se utiliza la fisión nuclear para

producir electricidad, debido a que la fusión nuclear es inviable. Cuando se produce alguna de estas

reacciones nucleares, los átomos pierden pequeñas cantidades de masa, se convierten en energía y radiación y

esta se utiliza para producir vapor y generar electricidad [3].

La fisión nuclear es la reacción en la que el núcleo de un átomo pesado como el uranio (U235), al capturar un

neutrón, se divide en dos o más núcleos de átomos ligeros, emitiendo más neutrones, rayos gamma y grandes

cantidades de energía. En la reacción se producen varios neutrones que al incidir sobre otros núcleos

desencadenan más reacciones que a su vez generan más neutrones. Este efecto multiplicador se conoce como

reacción en cadena. La mayoría de los reactores nucleares utilizan uranio como combustible nuclear, ya que

es un elemento que se encuentra de forma natural, es inestable y más fácil de dividir [3]. Sin embargo, es

importante tener en cuenta que, aunque el uranio no produce radiaciones lo suficientemente peligrosas para el

ser humano, se puede transformar en torio (Th90), que a su vez se convierte en protactinio (Pa91), hasta que al

final se convierte en plomo (Pb82). Estos elementos de decaimiento producen otras formas de radiación como

los rayos beta o gamma, que pueden penetrar el cuerpo humano y afectar la salud [4].

Una central nuclear tiene un funcionamiento semejante al de una planta térmica que trabaja con carbón,

petróleo o gas. Al comparar los accidentes ocurridos en los dos tipos de centrales a lo largo de la historia, se

han presentado menos casos de muertes en las centrales nucleares, que las que ocurren en un año en las

industrias de los combustibles fósiles. Los accidentes en plantas térmicas son sucesos comunes y ocurren en

promedio 15.000 accidentes al año. Lo mismo puede decirse de los accidentes en refinerías, en donde también

se presentan numerosos incidentes al año comparado con los que se han presentado en las plantas nucleares a

lo largo de la historia [5].

El objetivo de una central nuclear es transformar la energía térmica liberada por el combustible en energía

mecánica, y ésta en energía eléctrica. El calor producido en el núcleo del reactor calienta el agua hasta generar

vapor a alta presión y temperatura. Posteriormente, este vapor acciona una turbina acoplada a un generador

eléctrico, que transforma la energía mecánica del giro de la turbina en energía eléctrica. Debido a la alta

inestabilidad del uranio y las consecuencias que puede llegar a traer la liberación de material radioactivo a la

atmósfera, la seguridad nuclear es indispensable para minimizar los potenciales riesgos radiológicos de las

instalaciones nucleares y lograr la adecuada protección de los trabajadores, el público y el medio ambiente

[3].

El reactor es el equipo de la central nuclear en la que se inician, mantienen y controlan las reacciones de fisión

nuclear. Tiene una vasija de acero en cuyo interior están las barras del combustible nuclear. Para controlar de

manera segura las reacciones de fisión existen mecanismos de accionamiento como las barras de control que

se insertan en la vasija para impedir que los neutrones sigan desencadenando reacciones de fisión. En caso de

emergencia, se insertan todas las barras de control dando lugar a lo que se denomina parada automática [3].

En la tabla 2 se presentan los diferentes tipos de reactores nucleares, sin embargo, los más utilizados hoy en

día en la industria son el reactor nuclear de agua a presión (PWR) y el reactor nuclear de agua en ebullición

(BWR).

El reactor PWR es el tipo de reactor más utilizado a nivel mundial. En los reactores PWR, el agua circula en

estado líquido a alta presión y su transformación en vapor se produce fuera de la vasija, en un generador de

vapor. El agua dentro de la vasija transfiere energía térmica al generador de vapor. El vapor generado

transfiere energía térmica incidiendo sobre las turbinas de alta y baja presión, que a su vez generan la energía

mecánica necesaria para luego transformarse, mediante el generador eléctrico, en energía eléctrica. Cuando el

vapor ha entregado la energía necesaria, se transfiere por un condensador para volver a ser bombeado al

generador de vapor [6]. Este tipo de reactores emplean uranio enriquecido como combustible, trabajan a una

4

potencia eléctrica entre 900 y 1500 MW y las barras de control, que están situadas en parte superior de la

vasija, actúan por acción de la gravedad [7].

En las centrales con reactores BWR, el vapor se produce directamente en el interior de la vasija del reactor.

Este se dirige a las turbinas, donde libera energía térmica provocando el giro del eje de las turbinas hasta

llegar al generador eléctrico, en donde se produce la energía eléctrica. A la salida de la turbina, el vapor se

condensa, para luego volver a ser bombeado de nuevo al reactor [6]. Los reactores BWR también cuentan con

piscinas de combustible y su función principal es refrigerar el combustible nuclear gastado en las primeras

etapas de decaimiento radioactivo, mediante la extracción continua del calor residual generado por el

combustible [8]. Este tipo de reactores emplean uranio enriquecido y plutonio como combustible, trabajan a

una potencia eléctrica entre 400 y 1100 MW y las barras de control están situadas en la parte inferior de la

vasija y actúan mediante un sistema hidráulico maniobrado desde el exterior [9].

Al comparar los dos tipos de reactores, la vasija del reactor BWR está sometida a una irradiación menor que

la vasija del reactor PWR, y debido a esto no se vuelve tan frágil con el tiempo. El rendimiento del reactor

BWR es superior, porque este tiene un diseño más simple y requiere de menos componentes que el reactor

PWR [10]. Sin embargo, una de las desventajas del reactor BWR es que hay menos barreras de contención

entre el combustible radioactivo y el medio ambiente [11]. En el caso de la central nuclear de Fukushima

Daiichi, esta contaba con 6 reactores tipo BWR, mientras que la planta nuclear de Chernobyl contaba con 4

reactores tipo RBMK, un tipo de reactor poco común, que hoy en día es obsoleto [12]. Los reactores RBMK

fueron construidos únicamente por la Unión Soviética, utilizaban grafito para desacelerar los neutrones,

empleaban uranio no enriquecido como combustible y trabajan a una potencia eléctrica de 1000 MW [13].

En la figura 1 se presenta un diagrama del reactor nuclear de agua a presión (PWR).

Figura 1. Reactor nuclear de agua a presión (PWR) [14].

5

En la figura 2 se presenta un diagrama del reactor nuclear de agua en ebullición (BWR), diseño empleado en

los reactores nucleares de la central nuclear de Fukushima Daiichi.

Figura 2. Reactor nuclear de agua en ebullición (BWR) [14].

6

3. Metodología de reconstrucción de accidentes

El desarrollo de este proyecto se llevó a cabo en tres etapas principales: recolección de datos, análisis

cualitativo y cuantitativo e identificación de flujos de peligro. Para realizar una reconstrucción de accidentes

adecuada es necesario recolectar toda la información necesaria para analizar las causas y el contexto en el que

se ha producido el accidente, así como las consecuencias que se derivan del mismo. Para este caso se

recolecta información sobre el terremoto y el tsunami, la planta nuclear Fukushima Daiichi, el accidente

ocurrido en la central y las consecuencias que ocasionó éste a largo plazo en la población y el medio

ambiente.

A partir de la información recolectada se construye una línea del tiempo desde el día del incidente hasta hoy,

en donde se establecen los eventos más importantes a analizar. A partir de la línea del tiempo del caso, se

realizan análisis cualitativos y cuantitativos de cada uno de los hechos.

Por último, se listan los flujos de peligro naturales que había desde el entorno hacia la central nuclear y los

flujos de peligro tecnológicos que había desde la central nuclear hacia el entorno. Habiendo definido los flujos

de peligro, se analizan y se relacionan para finalmente encontrar cuáles fueron las principales causas y

consecuencias del accidente de la central nuclear de Fukushima Daiichi. En la Figura 3 se presenta la

metodología de reconstrucción de accidentes mediante un diagrama.

Figura 3. Diagrama de la metodología de reconstrucción de accidentes.

7

3.1. Recolección de información

La mayor parte del tiempo dedicado a analizar un accidente se debe usar en la recopilación de datos, ya

que sin la información completa y sin la correcta comprensión del caso, no se pueden identificar de manera

adecuada los hechos más relevantes.

3.1.1. Descripción del terremoto y tsunami

El 11 de marzo de 2011 se registró, un terremoto ubicado a 178 km de la planta nuclear de Fukushima con

una profundidad de 24 km y 9.0 de magnitud. Cuando ocurrió el sismo, los sistemas estaban activados para

que los reactores se apagaran automáticamente. La máxima aceleración sísmica del suelo (GPA) que podía

soportar la central nuclear era la de un terremoto de 8.6 de magnitud (441-489 Gal), teniendo en cuenta un

período de retorno entre 30 y 50 años [15]. Según reportes, la máxima aceleración sísmica del suelo del

terremoto fue de 550 Gal [16]. En la figura 4 se presenta la intensidad sísmica del terremoto en las diferentes

regiones del país.

Figura 4. Intensidad sísmica del terremoto en Japón [17].

8

El terremoto generó un tsunami en toda la cuenca del Pacífico. En la central nuclear, la ola alcanzó una altura

de más de 14 m. A lo largo de más de 1.000 años de historia japonesa han ocurrido un gran número de

tsunamis en el área, en donde se encuentra ubicada la central nuclear. A partir de datos históricos, los

tsunamis de mayor magnitud fueron Jogan (869), Keicho (1611), Meiji-Sanriku (1896), Showa-Sanriku

(1933) y Chile (1960) [18]. Al efectuar el diseño del tamaño de ola, se evaluó la probabilidad de que un

tsunami alcanzara o excediera una magnitud dada en un intervalo de tiempo específico en un lugar

determinado y se estableció un diseño de tamaño de ola de 5.7 m de altura con un período de retorno de

aproximadamente 150 años [19] En la figura 5 se presentan los pronósticos de la hora de llegada y altura de la

ola en las zonas cercanas al epicentro del terremoto.

Figura 5. Pronósticos del tiempo de llegada y de la altura de la ola del tsunami [20].

3.1.2. Descripción de la central nuclear

La central nuclear de Fukushima está localizada en el distrito de Futaba, Japón en una zona llamada

anillo de fuego del Pacífico, un área caracterizada por tener montañas, volcanes, fallas y una historia de

intensa actividad sísmica. El anillo de fuego del Pacífico concentra más del 75% de los volcanes activos e

inactivos del mundo y el 90% de los terremotos ocurridos a lo largo de la historia. Es constantemente

amenazada por la fuerza de la naturaleza, debido a que el lecho del océano Pacífico está formado por varias

placas tectónicas, las cuales están en permanente fricción y acumulan tensión. Cuando esta fuerte tensión se

libera, origina desastres naturales, entre ellos, terremotos y tsunamis [21]. La mayor parte del territorio de

Japón, incluyendo la zona en donde se encuentra la central nuclear de Fukushima Daiichi, se asienta sobre la

subplaca de Ojotsk, limítrofe con la placa Norteamericana, la placa Amuria, la placa Filipina, la placa Pacífica

y la placa Euroasiática [22]. Debido a esto, Japón es uno de los lugares con más movimientos sísmicos del

planeta. En la Figura 6 se presenta el mapa de la peligrosa zona en la que se encuentra este país.

9

Figura 6. Mapa de las placas tectónicas alrededor de Japón [23].

La planta nuclear de Fukushima Daiichi cuenta con seis reactores de tipo BWR, los cuales fueron construidos

entre 1970 y 1979. Los reactores fueron diseñados con una vida útil de cuarenta años, y en febrero de 2011, el

gobierno autorizó su funcionamiento por 10 años más. En la figura 7 se presenta el mapa general de la central

nuclear y la ubicación de cada uno de los 6 reactores.

Figura 7. Mapa de la central nuclear de Fukushima Daiichi [16].

10

En la tabla 3 se presenta un resumen de las principales características de los reactores de la central nuclear de

Fukushima Daiichi.

Tabla 3. Características de los reactores de la central de Fukushima Daiichi [24].

Reactor No. 1 Reactor No. 2 Reactor No. 3 Reactor No. 4 Reactor No. 5 Reactor No. 6

Potencia (MW) 460 784 784 784 784 1100

Fabricante GE Toshiba Toshiba Hitachi Toshiba Toshiba

Tipo de reactor nuclear BWR-3 BWR-4 BWR-4 BWR-4 BWR-4 BWR-5

Presión de diseño (MPa) 8.62 8.62 8.62 8.62 8.62 8.62

Temperatura de diseño (K) 575 575 575 575 575 575

En los reactores se presentan reacciones de fisión nuclear, en donde aparecen entre 2 y 3 neutrones nuevos

que a su vez provocan nuevas fisiones, generando una reacción en cadena como se señaló en la sección 2. Los

productos de la fisión en este tipo de reactores son cesio (Cs), rubidio (Rb) y dos neutrones [25].

Sin embargo, cuando el reactor debe apagarse debido a una emergencia, la reacción de fisión se detiene y los

productos de fisión radioactivos continúan en decaimiento y liberan energía dentro del reactor. Debido a esto,

es necesario enfriar el núcleo del reactor. No obstante, si el sistema de enfriamiento permanece inoperativo

por varias horas, se pueden llegar a presentar reacciones no deseadas dentro del reactor [26].

A temperaturas por encima de 860 °C, comienzan a producirse reacciones químicas que no suceden a

temperaturas normales de operación del reactor como la reacción entre agua y circonio (Zr), utilizado como

material estructural para construir las barras de combustible de los reactores nucleares, produciendo

hidrógeno (H2) y dióxido de circonio (ZrO2) [27]. Mediante la reacción se producen 0.112 kg de hidrógeno

por 2.53 kg de circonio y una gran cantidad de calor Q (3.93E3 kcal). Normalmente las aleaciones de circonio

están protegidas ante el contacto directo con agua y vapor de agua mediante una capa de dióxido de circonio.

Sin embargo, a altas temperaturas, esta capa se destruye, se activa el circonio y este interactúa con el vapor de

agua [28]. Este tipo de reacción puede llegar a afectar la integridad del reactor si se genera una gran cantidad

de hidrógeno y reacciona explosivamente con el aire [29].

En la Figura 8 se presenta la reacción principal de fusión que ocurre cuando el reactor está en operación

normal, mientras que la reacción de circonio y agua ocurre cuando el reactor debe apagarse debido a una

emergencia, se presenta un decaimiento de los productos de la fisión, el sistema de enfriamiento no funciona

adecuadamente, aumenta la temperatura del reactor y se pierde el control del sistema.

Figura 8. Reacción principal y reacción secundaria no deseada [28].

Cada uno de los reactores de la central nuclear está protegido por un edificio de contención construido de

hormigón recubierto de acero. Estos están diseñados para soportar grandes presiones y actúan como un

sistema de contención secundario, ya que se encuentran alrededor del sistema de contención primario. En los

edificios de contención también se encuentran los sistemas de emergencia de refrigeración y sistemas

auxiliares. Pueden soportar una presión de hasta 0.43 MPa y una temperatura máxima de 411.15 K [24].

11

El sistema de control básico (BCPS, por sus siglas en inglés) de los reactores permite inspeccionar el proceso

manteniendo las variables dentro de los valores normales de operación. Los reactores BWR cuentan con

sistemas de refrigeración primario que mantienen la temperatura y el nivel de agua bajo control durante las

operaciones normales. Cuando el reactor debe apagarse, el vapor producido en el núcleo del reactor es

desviado mediante un bypass a los condensadores y a través de estos el calor producido es enviado al mar

[30].

Cada uno de los reactores tiene un sistema de contención primario y secundario. El primario consiste en un

Drywell (DW) compuesto de 30 mm de acero reforzado con concreto y contiene el núcleo del reactor. La

función principal del sistema de contención es conservar la energía luego de la pérdida del sistema de

refrigeración y proteger el reactor de eventos externos. Este también actúa como barrera, limitando la salida

de material radioactivo al exterior. El sistema secundario consiste en el edificio de contención, mencionado

anteriormente [30].

Adicionalmente, los reactores cuentan con cuatro sistemas de refrigeración en caso de emergencia. El primero

es el sistema de remoción de calor residual (RHR). Cuando el reactor está en modo apagado, este funciona

mediante bombas eléctricas y circula agua del reactor a los intercambiadores y finalmente estos envían el

calor al mar. El segundo sistema de emergencia de enfriamiento del núcleo (ECCS) contiene dos subsistemas,

de alta y baja presión. El sistema de inyección de alta presión (HPCI) tiene bombas que funcionan a través de

turbinas, que están diseñadas para circular agua a diferentes niveles de presión. El sistema de inyección de

baja presión (LPCI) lleva agua a través de todo el sistema RHR a una presión menor a 700 kPa. El

enfriamiento del núcleo del reactor (RCIC) es el cuarto sistema de refrigeración que enfría el reactor cuando

está aislado, cerrando las principales válvulas de las turbinas. Este sistema se encuentra en todas las unidades

excepto en la unidad No. 1, donde esta función la realiza el condensador (IC) [30]. Adicionalmente, cada uno

de los reactores cuenta con una válvula de alivio que se opera manualmente para mantener la presión del

reactor dentro de los parámetros de seguridad.

Finalmente, en caso de que ocurra un Station Blackout3, la planta está equipada con baterías de corriente

directa (DC) para cada reactor. Estas tienen una duración de vida de 8 horas. También, se tienen a disposición

autobuses de distribución de energía [31].

3.1.3. Descripción del accidente

El 11 de marzo de 2011, los reactores 1, 2 y 3 se encontraban en operación en la central de Fukushima

Daiichi, mientras que los reactores 4, 5 y 6 se encontraban en mantenimiento. A las 14:46, se produjo un

terremoto de magnitud 9.0 a 178 kilómetros de la planta nuclear [24]. En ese instante, los reactores que

estaban en funcionamiento se pararon automáticamente y la red eléctrica dejó de funcionar. Después de la

parada automática de los reactores, estos necesitaban energía eléctrica para enfriar el sistema, debido a la

generación de calor que produce el decaimiento de material radioactivo. Los generadores Diesel de

emergencia comenzaron a funcionar y la energía eléctrica necesaria para mantener la seguridad de los

reactores fue suministrada [27].

Debido al terremoto, se produjo un tsunami que afectó gravemente la central nuclear a las 15:41, en donde

toda la planta quedo inundada y 12 de los 13 generadores Diesel se dañaron. Esto causó un SBO (Station

Blackout) y se presentó la pérdida del sistema de enfriamiento de los reactores 1-5. A partir de ahí, en los días

siguientes se presentaron varias explosiones e incendios en los diferentes reactores nucleares. Debido a esto,

se evacuó a la población a un radio de 40 km alrededor de la planta y los operadores de la planta sufrieron

exposición a radiación. El accidente fue considerado de nivel 7 en escala INES, el mismo nivel que obtuvo el

accidente de la central nuclear Chernobyl. Aunque no se registraron pérdidas humanas, este accidente causó

escapes radioactivos hacia la atmósfera que afectaron a más de 174.000 personas que tuvieron que ser

evacuadas de sus hogares [27]. Además, produjo vertidos de residuos radioactivos al océano Pacífico y hoy en

día, sólo se ha completado el 10% del desmantelamiento de la planta [27].

3 Station Blackout: Pérdida total de suministro eléctrico.

12

3.2. Línea del tiempo

A partir del análisis de los datos encontrados en diferentes reportes del accidente se construyó una línea

del tiempo desde el día del accidente hasta hoy, en donde se establecen los eventos más importantes a analizar

cómo se presenta en la Figura 9.

Figura 9. Línea del tiempo.

3.2.1. Análisis cualitativo

En la comunidad sismológica en Japón no se predijo el riesgo de que un terremoto de magnitud 9.0

pudiera ocurrir, sin embargo, las principales instalaciones de 15 reactores nucleares en 5 centrales nucleares

ubicadas en la costa Pacífica, no presentaron problemas, a pesar de que la máxima cantidad de aceleración

sísmica del suelo (GPA) que podían soportar los reactores era la de un terremoto de magnitud 8.6 (441-489

Gal) [16]. Esto indica que la guía para revisar el diseño sísmico de las instalaciones de las centrales nucleares

en Japón es adecuado, sin embargo, la predicción de la magnitud de los terremotos sigue siendo imperfecta.

Debido a esto, se calculó el periodo de retorno mediante la ecuación 1, asumiendo una probabilidad de

ocurrencia del 70% entre 30 y 50 años respectivamente y se obtuvo que un terremoto de 9.0 de magnitud

podía ocurrir en un periodo de retorno de 25 a 42 años, un rango muy amplio para estimar con mayor

exactitud el periodo en que ocurrirá el terremoto [32]. Debido a esto se debe plantear un modelo más preciso,

con el fin de poder predecir de manera más exacta la magnitud, lugar y momento en que ocurrirán los

terremotos.

𝑇 =1

1 − (1 − 𝑝)1/𝑛

(1)

donde T representa el periodo de retorno en años , p es la probabilidad de ocurrencia y n es el periodo de años

a analizar.

Para la planta nuclear de Fukushima Daiichi se realizó el diseño de la altura del rompeolas tomando en cuenta

un periodo de retorno de aproximadamente 150 años. Sin embargo, la altura de la ola generada por el sismo

sobrepaso el cálculo de probabilidades, por lo que la altura del rompeolas (5.7 metros) no era el adecuado. La

ola alcanzó una altura de 14 metros al llegar a la planta nuclear. Debido a esto, es necesario cambiar el

periodo de retorno a 1000 años, en donde se tenga en cuenta el tsunami Jogan ocurrido en el año 869, que

tuvo una altura de ola de más de 10 metros. Durante el accidente, todas las áreas de la planta quedaron

inundadas, en donde algunas presentaron mayor profundidad de inundación. Alrededor de las unidades 1-4 se

calcularon inundaciones entre 1.5 y 5.5 metros de profundidad, mientras que en las áreas alrededor de las

unidades 5 y 6 se presentaron inundaciones de 1.5 metros de profundidad [16]. En la figura 10 se presenta el

nivel de inundación de las unidades 1-4.

Producción de cesio

Sobrepresión del sistema

Explosión de

hidrógeno

Calentamiento del reactor

Pérdida del sistema de respaldo

TsunamiTerremoto

13

Figura 10. Sección transversal de la central nuclear donde se muestra el nivel de la inundación [33].

3.2.2. Análisis cuantitativo

Cuando el tsunami impactó la planta, los sistemas de electricidad de respaldo, los generadores Diesel, se

dañaron. Esto conllevo a una pérdida del funcionamiento de los sistemas de refrigeración. En las unidades

No.2 y No.3, algunos de los sistemas de refrigeración como el sistema RCIC resistieron el tsunami y

conservaron los reactores en enfriamiento durante 2-3 días. Sin embargo, en la unidad No.1, el sistema de

enfriamiento mediante el condensador (IC) se detuvo minutos antes de que impactara el tsunami en la central

y fue imposible volver a reiniciarlo. Debido a esto, se dejaron de verter 100000 kg de agua al reactor.

Para encontrar el nivel de agua y la cantidad de agua evaporada del reactor No.1 con respecto al tiempo se

realizaron diferentes cálculos con ciertos supuestos. En primer lugar, se supone que todos los reactores van a

tener el mismo comportamiento, debido a que todos son de tipo BWR y fueron construidos con los mismos

materiales. Debido a esto, se realizaron los cálculos teniendo en cuenta la temperatura y tiempo del reactor

No. 1. Por otro lado, se estima que a las 16:50 del día 11 de marzo de 2011, 1 hora después de que el tsunami

llegara a la planta, se comienza a derretir el núcleo del reactor a una temperatura de 500 K y una presión de

7.5 MPa. En ese instante, aumenta la temperatura y se empieza a producir el decaimiento del material

radioactivo.

Primero, se debe calcular el calor de decaimiento que se presenta en el reactor desde las 16:50. Con el fin de

facilitar los cálculos, el tiempo se dividirá en tres periodos. Este calor se puede calcular mediante la ecuación

2, determinada por la ANS Standard [34], donde P representa el calor de decaimiento, P0 es la potencia

nominal del reactor, τe es el tiempo transcurrido entre el inicio de operación del reactor hasta la misma

detención de este, τs es el tiempo presente y a y b son constantes que dependen de τs.

𝑃

𝑃0= 5 ∗ 10−3𝑎 [𝜏𝑒

−𝑏 − (𝜏𝑠 + 𝜏𝑒)−𝑏]

(2)

En el primer periodo (0-2000 s), el calor de decaimiento es el 1.01% de la potencia del reactor y la tasa de

generación de calor está determinada por la ecuación 3, donde la potencia nominal del reactor es de 330000

kcal/s [35].

𝑄 = 𝑃0 ∗ 𝑄𝐷𝑒𝑐𝑎𝑖𝑚𝑖𝑒𝑛𝑡𝑜 = 330000𝑘𝑐𝑎𝑙

𝑠∗ 1.01% = 3333

𝑘𝑐𝑎𝑙

𝑠

(3)

A partir de la tasa de generación de calor es posible estimar el nivel del agua del primer período mediante las

ecuaciones 4 y 5, donde el área del reactor (A) es de 8.49 m2, la densidad del agua (ρw) es de 734 kg/m3, la

entalpía de vaporización del agua (hvap) es de 354 kcal/kg y el nivel de agua del núcleo inicial (L0) es de 3.66

m [35].

14

𝐿 = 𝐿0𝑒−

𝑄𝐴𝜌𝑤ℎ𝑣𝑎𝑝

𝑡

(4)

𝐿 = 3.66𝑒−4.111𝐸−4𝑡

(5)

En el segundo período (2000-6000 s), el calor de decaimiento es el 0.931% de la potencia del reactor y el

nivel del agua se determina mediante la ecuación 6.

𝐿 = 1.61𝑒−3.799𝐸−4(𝑡−2000)

(6)

En el tercer periodo (6000-10000 s), el calor de decaimiento es el 0.846 % y el nivel del agua se determina

mediante la ecuación 7.

𝐿 = 0.352𝑒−3.451𝐸−4(𝑡−6000)

(7)

El nivel de agua del reactor, la cantidad de agua evaporizada en kg y la cantidad de energía necesaria para

evaporizar la cantidad de agua en el reactor No.1 desde las 16:50 hasta las 19:50 del 11 de marzo de 2011 se

presenta en las Figuras 11 y 12 respectivamente.

Figura 11. Cantidad de agua evaporada (kg) y nivel de agua del núcleo (m) vs. tiempo (s) [36].

En las gráficas se puede evidenciar que a medida que pasa el tiempo el nivel de agua dentro del reactor va

disminuyendo y la cantidad de agua evaporizada va aumentando, al igual que la energía necesaria para

evaporizar el agua.

0,00

0,50

1,00

1,50

2,00

2,50

3,00

3,50

4,00

0

5000

10000

15000

20000

25000

0 2000 4000 6000 8000 10000 12000

Niv

el d

e ag

ua

del

núcl

eo (

m)

Can

tidad

de

agua

evap

ori

zada

(kg)

Tiempo (s)

Cantidad de agua evaporizada (kg) Nivel de agua del núcleo (m)

15

Figura 12. Energía necesaria para evaporizar el agua (kcal) vs. tiempo (s) [36].

Desde las 16:50 del día del accidente, el núcleo comienza a derretirse y esto implica el aumento de la

temperatura y la liberación de una mayor cantidad de energía a medida que el tiempo pasa. A partir de este

análisis, se calcula la cantidad de energía liberada mediante la ecuación 8, donde Mi es la masa del material

utilizado para la construcción del núcleo, hi(T) es la entalpía a una temperatura determinada T, i denota el

material utilizado y n denota el número de materiales. En la Tabla 4 se presentan los valores de las masas, los

puntos de fusión y los calores específicos de cada uno de los materiales para realizar los cálculos respectivos.

𝐸 = ∑ 𝑀𝑖ℎ𝑖(𝑇)

𝑛

𝑖=1

(8)

Tabla 4. Propiedades de los materiales utilizados para construir el núcleo.

Material Masa

(kg)

Punto de

fusión (K)

Calor de fusión

(kcal/kg)

Calor específico

(sólido) (kcal/kg/K)

Calor específico

(líquido) (kcal/kg/K)

UO2 78300 3113 65.4 0.06 0.121

Zry 32700 2130 53.7 0.087 0.09

Fe 12500 1720 74.3 0.123 0.133

B4C 590 2743 65.4 0.49 0.62

Inconel 1000 1663 72.3 0.13 0.142

0,0,E+00

1,0,E+06

2,0,E+06

3,0,E+06

4,0,E+06

5,0,E+06

6,0,E+06

7,0,E+06

8,0,E+06

9,0,E+06

0 2000 4000 6000 8000 10000 12000

Ener

gía

nec

esar

ia (

kca

l)

Tiempo (s)

16

En la Figura 13 se presenta la relación entre la energía liberada y el tiempo con la temperatura del núcleo del

reactor. Cada uno de los saltos que se pueden evidenciar en la gráfica representan los instantes en los que cada

uno de los materiales llega a su punto de fusión y pasa de estado sólido a líquido. En este caso, el uranio es el

que tiene el punto de fusión más alto, por lo que es el último que cambia de estado y en éste proceso libera

una gran cantidad de energía. A partir de la gráfica, se calcula el calor total liberado mediante el calor inicial

del núcleo (4750000 kcal) , el calor producido por el decaimiento de material radioactivo y el calor generado

por la reacción en cada período de tiempo a partir de la ecuación 9. La reacción entre circonio y el vapor de

agua se genera a partir de los 4800 s a una temperatura de 1518 K.

𝐸𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = 𝐸𝑖𝑛𝑖𝑐𝑖𝑎𝑙 + 𝐸𝑑𝑒𝑐𝑎𝑖𝑚𝑖𝑒𝑛𝑡𝑜 + 𝐸𝑅𝑥𝑁 (9)

Finalmente, para encontrar la temperatura a través del tiempo se utiliza la ecuación 10.

𝑇 =𝐸𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 − ∆𝐻𝑙𝑎𝑡𝑒𝑛𝑡𝑒

∑ 𝑀𝑖𝑐𝑖𝑛𝑖=1

(10)

En la gráfica se puede evidenciar como a medida que la energía es liberada, la temperatura aumenta. A una

temperatura de 3110 K, la totalidad de todos los materiales del núcleo derretidos caen al agua y debido a esto

se presenta una disminución de la temperatura a los 9800 s.

Figura 13. Energía liberada (kcal) y tiempo (s) vs. Temperatura (K).

Para establecer la cantidad de hidrógeno producido mediante la reacción entre el circonio y el vapor de agua

se utiliza la ecuación 11.

𝑀𝑓𝑖𝑛𝑎𝑙 = (𝑀𝐻2 − 𝑀𝑖𝑛𝑖𝑐𝑖𝑎𝑙) ∗ 0.112 (11)

0

10000000

20000000

30000000

40000000

50000000

60000000

70000000

0

2000

4000

6000

8000

10000

12000

0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000

Ener

gía

(kca

l)

Tie

mpo

(s)

Temperatura (K)

Temperatura del reactor (K) Energía liberada

17

En la Figura 14 se presenta la generación de hidrógeno, que comienza a los 4800 s, cuando el circonio

reacciona con el vapor de agua. Después de este instante, la cantidad de hidrógeno producido comienza a

aumentar hasta llegar a los 400 kg, cuando ya todos los materiales han llegado a su punto de fusión, se

terminan de fundir y reaccionan con la cantidad restante de vapor de agua. Todos los cálculos realizados se

compararon y verificaron con estudios realizados anteriormente, en donde se analizó el fundimiento del

núcleo de los reactores de la central nuclear [35][36].

Figura 14. Masa de hidrógeno (kg) vs. Tiempo (s) [36].

Debido a que el hidrógeno producido se liberó al sistema de contención secundario es necesario calcular si es

sistema podía llegar a explotar debido a la reacción entre el hidrógeno y el aire. Para esto es necesario

establecer si la cantidad de hidrógeno producido se encuentra dentro de los límites de inflamabilidad de

hidrógeno establecidos teóricamente (4-75 (%vol)) [37]. Primero, se debe calcular la cantidad de aire que

había en el edificio de contención. Se obtuvo un volumen de aire de 30132 m3. A partir de este resultado, se

calculó la cantidad de moles de aire que había en el recinto mediante la ecuación de gases ideales descrita en

la ecuación 12.

𝑃𝑉 = 𝑛𝑅𝑇 (12)

Finalmente, estableciendo los límites de inflamabilidad y la relación entre los moles del aire y del hidrógeno,

se encuentra la cantidad de hidrógeno dentro de recinto. Suponiendo que el edificio de contención se

encontraba a una presión de 1 bar y 20°C, se espera que éste explotara si la cantidad de hidrógeno se

encontraba entre 113 y 8155 kg. Estos valores concuerdan con la cantidad de masa de hidrógeno producida en

el accidente, presentada en la Figura 14.

Para encontrar la energía liberada por la reacción de la fisión nuclear se debe calcular la diferencia entre la

suma de las masas de los reactantes y la suma de las masas de los productos finales por la velocidad de la luz

como se puede observar mediante las siguientes ecuaciones 13 y 14 [38].

𝐸 = 𝑚𝑐2 (13)

0

50

100

150

200

250

300

350

400

450

0 2000 4000 6000 8000 10000 12000

Mas

a de

hid

rógen

o (

kg)

Tiempo (s)

18

𝐸 = [𝑚𝑎 + 𝑚𝑏 − (𝑚𝑐 + 𝑚𝑑)]𝑐2

(14)

El calor liberado de la fisión nuclear que es de -4.046.367.112 kcal/mol. Teniendo el valor del calor liberado

de la reacción, es posible calcular las moles de uranio que reaccionan al igual que las moles de cesio y rubidio

producidas. Para esto se calcula el calor liberado (Q) mediante la ecuación 15, donde P0 es la potencia

nominal del reactor y t es el que tiempo que llevaba el reactor operando antes de detenerse. En este caso se

supone que los reactores 1,2 y 3 llevaban un año en funcionamiento.

𝑄 = 𝑃0 ∗ 𝑡

(15)

En una reacción de fisión nuclear se producen 1571 moles de cesio (371 kg). Ahora, para encontrar la

cantidad de cesio en Bq4 se deben tener en cuenta las ecuaciones 16 y 17, donde Na es el número de

Avogadro, mcs es la masa molecular del cesio, N es el número de átomos y t es la vida media del cesio (30.23

años).

𝑁 =𝑁𝐴

𝑚𝐶𝑠=

6.022 ∗ 1023

144= 4.18 ∗ 1021

(16)

Cantidad de cesio producido [Bq] =𝑁

𝑡=

4.18 ∗ 1021

953333280= 2 ∗ 1016 Bq

(17)

Finalmente, se obtiene que la cantidad de cesio liberado es de 4.309.331 Bq/m2, suponiendo que sólo un 1%

de los materiales radioactivos fueron liberados a la atmósfera. En la figura 15 se presenta la cantidad de

material radioactivo liberado en la región en donde se encuentra la central nuclear. A partir del mapa se puede

afirmar que los resultados obtenidos a través de los diferentes cálculos, son acertados, ya que según muestras

tomadas en la zona mediante diferentes estudios, se presenta una liberación de material radioactivo de más de

3.000.000 de Bq/m2 [39].

Figura 15. Mapa de radioactividad del desastre nuclear [40].

4 Bequereles (Bq): Unidad Radioactiva.

19

3.3. Flujos de peligro

A partir de la línea del tiempo y los análisis cualitativos y cuantitativos de cada uno de los eventos del

caso de estudio, es necesario condensar toda la información mediante la identificación de los flujos de peligro

que afectaron la integridad de la planta nuclear, al igual que los flujos de peligro de la central nuclear que

afectaron el entorno de ésta como la liberación de material radioactivo y los altos niveles de radioactividad en

la atmósfera. El nivel de afectación se clasificó de manera cualitativa, en donde no afectación significa que el

flujo de peligro no comprometió la operabilidad de los sistemas. Afectación media significa que se activó una

de las capas de protección del sistema para mitigar la peligrosidad del evento y afectación mayor significa que

se comprometió la integridad y seguridad del sistema.

3.3.1. Flujos de peligro naturales del entorno a la planta nuclear.

En la tabla 5 se presentan los flujos de peligro naturales del entorno a la planta nuclear con una breve

descripción del sistema afectado, el valor registrado o calculado, el valor permitido o de diseño y el nivel de

afectación del sistema.

Tabla 5. Flujos de peligro naturales del entorno a la planta nuclear.

Flujo de

peligro Sistema

Magnitud del sismo/ Altura de

la ola

Diseño sísmico y de altura de la

ola

Nivel de afectación del

sistema

Sismo Diseño Anti-Sismo 9.0 8.6 No afectación

Sismo Suministro de energía

primario 9.0 - Afectación mayor

Sismo Sistemas de respaldo de

energía 9.0 8.6 No afectación

Tsunami Alerta de tsunami 14 m - No afectación

Tsunami Rompeolas 14 m - Afectación mayor

Tsunami Sistemas de respaldo de

energía 14 m - Afectación mayor

Tsunami Sistemas de refrigeración 14 m - Afectación mayor

Tsunami Baterías de corriente

directa 14 m - Afectación media

Tsunami Sistema de contención

secundario 14 m - Afectación mayor

Tsunami Sistema de contención

primario 14 m - Afectación media

3.3.2. Flujos de peligro tecnológicos de la planta al entorno

En la tabla 6 se presentan los flujos de peligro tecnológicos de la planta nuclear al entorno con una breve

descripción del sistema afectado, el valor registrado o calculado, el valor permitido o de diseño y el nivel de

afectación del sistema.

Tabla 6. Flujos de peligro tecnológicos de la planta al exterior.

Flujo de peligro Sistema Valor registrado/calculado Valor permitido/diseño Nivel de afectación del

sistema

Explosión Nivel de agua del reactor 0.043-0.765 de H2 < 0.043 de H2 Afectación mayor

Explosión Temperatura del reactor 0.043-0.765 de H2 < 0.043 de H2 Afectación mayor

Explosión Sistema de contención

secundario 0.043-0.765 de H2 < 0.043 de H2 Afectación mayor

Dispersión del material

radioactivo

Sistema de contención

primario 3.000.000 Bq/m2 - Afectación mayor

Dispersión del material

radioactivo Población 3.000.000 Bq/m2 - Afectación mayor

Dispersión del material

radioactivo Áreas alrededor de la planta 3.000.000 Bq/m2 - Afectación mayor

20

4. Conclusiones

Mediante el estudio del diseño sísmico de la planta nuclear se puede concluir que, aunque los reactores

resistieron un sismo de 9.0 de magnitud, es necesario revisar el modelo de predicción sísmico, debido a que el

actual es inexacto y no logró predecir la magnitud del terremoto de Tohoku, ocurrido el 11 de marzo de 2011.

El diseño del rompeolas (5.7 m) no era el adecuado, debido a que la ola de tsunami alcanzó una altura de más

de 14 m, inundando la totalidad de la planta. Adicionalmente, debido al terremoto, se perdió el suministro de

energía primario y debido al tsunami se dañaron los generadores Diesel, los sistemas de energía de respaldo

de la planta nuclear, ubicados en los sótanos de los reactores, por lo que es necesario reforzar los cables

suministro de energía y reubicar los generadores en la parte alta de las plantas nucleares.

A partir de los diferentes cálculos se logró establecer la cantidad de agua evaporada, energía liberada y nivel

de agua del núcleo de los reactores y se estableció que, debido a la evaporización y disminución del nivel de

agua, en menos de 3 horas, la temperatura aumentó, el núcleo de los reactores se dañó y se perdió el control

del sistema. Se analizó la temperatura y energía liberada de los reactores con respecto al tiempo, en donde se

estableció que la reacción entre circonio y vapor de agua se empieza a generar a las dos horas de la llegada del

tsunami a una temperatura de 1518 K hasta alcanzar una temperatura máxima de 3110 K.

Se produjeron 400 kg de hidrógeno mediante la reacción entre circonio y agua. A partir de este resultado, se

estableció que la probabilidad de explosión en el sistema de contención secundario era alta, debido a que la

cantidad de hidrógeno se encontraban dentro de los límites de inflamabilidad, por lo que se comprobó que la

causa de explosión de los edificios de contención de las unidades 1, 2, 3 y 4 fue la reacción entre el aire e

hidrógeno. Se estimó la cantidad de cesio producido y se encontró que se generaron más de 3.000.000 de Bq

por m2.

Finalmente, se realizó un análisis de los flujos de peligro naturales y tecnológicos con el fin de relacionarlos

con los diferentes sistemas de la planta. Mediante este análisis se encontró que las principales causas del

accidente nuclear fue el diseño inadecuado del rompeolas y la mala ubicación de los generadores Diesel en el

diseño de planta. En cuanto a los flujos de peligro tecnológicos se puede concluir que las principales

consecuencias del accidente fueron la liberación de material radioactivo que afectó a más de 174.000

personas que tuvieron que ser evacuadas de sus viviendas y, además, se perjudicó el medio ambiente debido a

la liberación de una alta cantidad de materiales radioactivos como el cesio.

En conclusión, es importante realizar la reconstrucción de accidentes, con el fin de mejorar los sistemas de

seguridad de las plantas nucleares y prevenir futuros accidentes que pueden conllevar a consecuencia

devastadoras como las que ocurrieron en el accidente de la central nuclear de Fukushima Daiichi.

21

5. Referencias

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