Riesgos de Operar Reactores CANDU 6 FINAL

7/28/2019 Riesgos de Operar Reactores CANDU 6 FINAL

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Riesgos de operarreactores CANDU 6

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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


3.2 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


4.2 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


5.2 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)

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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


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


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

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Riesgos de Operar Reactores CANDU 6 FINAL