Impacto de los accidentes de TMI-2 y Chernóbil-

El desarrollo de la seguridad nuclear ha estado marcado por dos hitos de especial trascendencia: los accidentes ocurridos en la unidad 2 de la central nuclear de Three Mile Island, en 1979, y en la unidad 4 de la central nuclear de Chernóbil-4, en 1986. Ambos accidentes han sido evaluados de forma exhaustiva tanto por las instituciones de los países propietarios como por las organizaciones internacionales. El accidente de

Figura 5.3

Representación conceptual del estado del núcleo del reactor de TMI-2 después del accidente

Tobera de entrada 2B Tobera de entrada 1A

Daño en la rejilla soporte superior

Agujero en la placa que conforma el núcleo del reactor Deterioro en el tubo guía de la instrumentación intranuclear Región posible empobrecida en uranio Residuos en el plenum inferior Material previamente fundido Corteza Cavidad Residuos no fundidos desprendidos de la parte superior del núcleo Recubrimiento de material

previamente fundido sobre las superficies interiores del baipás

TMI-2 puso de manifiesto la importancia de la relación hombre-máquina, no suficien- temente contemplada hasta entonces, y la posibilidad de accidentes con deterioro grave del núcleo del reactor, descartada en la aproximación determinista. El accidente de Chernóbil-4 puso de manifiesto la importancia de mantener una cultura de seguri- dad en el diseño, construcción y explotación de la central nuclear y en su regulación. El accidente de TMI-2 ocurrió el 29 de marzo de 1979 en una central de diseño occi- dental de Estados Unidos. Aunque no se produjeron consecuencias radiológicas signi- ficativas, permanece en el recuerdo de todos los involucrados en la industria nuclear, organismos reguladores y empresas explotadoras y propietarias de las centrales, como alerta sobre la operación segura de las instalaciones. En aquella época se acuñó la fra- se, muy repetida: ‘un accidente en una central nuclear en cualquier país es un accidente

en todos los países’. El propio Presidente de Estados Unidos encargó al profesor J. G.

Kemeny (1979) la redacción de un informe sobre las causas y consecuencias del acci- dente. Del análisis realizado se dedujo el estado final del núcleo del reactor que se re- presenta en la figura 5.3.

El análisis del accidente evidenció como causa una combinación de errores humanos y fallo de componentes, cuya importancia acrecentó el mal entendimiento entre los ope- radores, que no identificaron a tiempo el fallo ocurrido y el funcionamiento de los siste- mas de seguridad, que iniciaron correctamente su función, que fue interrumpida por los operadores. Como resultado del análisis de lo ocurrido, se introdujo un importante nú- mero de mejoras en la normativa y requisitos de seguridad aplicados y en los mecanis- mos de supervisión realizados por los Organismos Reguladores, en especial en lo relativo a las interacciones entre el hombre y la máquina. De los múltiples cambios que se intro- dujeron como consecuencia del análisis realizado (NRC, 2009) son de destacar:

a) La importancia del comportamiento humano como parámetro crítico de la seguri- dad nuclear; lo que exigió la mejora y refuerzo del entrenamiento de los operado- res y de todo el personal participante en la explotación de las centrales.

b) La necesaria adaptación del hombre y la máquina para minimizar en todo momen- to el riesgo de errores, lo que supuso la mejora de la instrumentación y presenta- ción de datos en sala de control, tanto en circunstancias normales de explotación, como en caso de estados transitorios, incidentes y accidentes graves.

c) La importancia de compartir experiencias operativas y conocimientos entre los ex- plotadores de centrales. A tal fin, la propia industria nuclear estadounidense creó INPO, que compartió sus conocimientos con la industria nuclear mundial a través de acuerdos bilaterales, que los titulares españoles han mantenido desde su inicio a través de UNESA.

d) La necesidad de profundizar en el conocimiento de otros accidentes graves, que van más allá de los supuestos en el diseño, para conocer y corregir las debilidades que puedan identificarse en las centrales para afrontarlos. A tal fin, los titulares norteame- ricanos, a través del Electrical Power Research Institute, EPRI, crearon programas de in- vestigación sobre accidentes graves en los que España participó muy activamente a través del Ciemat y la Cátedra de Tecnología Nuclear de la ETSII de la UPM.

El accidente de Chernóbil-4 tuvo lugar en la central ucraniana de Chernóbil con carac- terísticas de diseño y medidas de seguridad muy diferentes de las adoptadas en las centrales del mundo occidental. No obstante estas diferencias, el accidente evidenció nuevamente que la mayoría de los problemas que pueden ocurrir en una central nu- clear están de alguna manera causados por el error humano a la vez que la mente hu- mana es eficaz para detectar y evitar problemas potenciales, lo que tiene un impacto positivo en la seguridad. El accidente fue analizado por el recién creado Grupo INSAG, a petición del Director General del OIEA, sobre la información suministrada por las autoridades soviéticas en su declaración en la sede del OIEA en agosto de 1986 (INSAG, 1987) y fue revisado siete años después sobre nuevas bases y mejor informa- ción (INSAG, 1994). En la figura 5.4 se representa el estado del reactor después del accidente.

Por ello, mas allá del cumplimiento con los procedimientos, las personas y organizacio- nes que participan en la operación segura de una instalación deben actuar de acuerdo con una cultura de seguridad. El concepto de la cultura de seguridad, aunque ha existido

Colector-Separador de vapor

Piscina de desactivación del combustible (norte)

Piscina de desactivación del combustible (sur) Blindaje biológico superior

Blindaje biológico lateral de agua

Blindaje biológico lateral de agua

“Pata de Elefante” (material fundido procedente del reactor) Región debajo del reactor

Cavidad de distribución del vapor Piscina de supresión de presión - 2ª cavidad

Piscina de supresión de presión - 1ª cavidad

N Blindaje biológico inferior

Blindaje biológico lateral (relleno de arena y grava)

Figura 5.4

Representación conceptual del estado del núcleo del reactor de Chernóbil-4 después del accidente

implícitamente desde los inicios de la industria nuclear, se puso de manifiesto, con toda claridad, en la evaluación del accidente que se hizo en la sede del OIEA. Después de dos semanas de presentaciones por parte de la delegación soviética y discusiones con los re- presentantes de los países, se concluyó que la causa radical del accidente de Chernóbil-4 fue la falta de cultura de seguridad en las instituciones soviéticas nucleares.

El concepto de cultura de seguridad nuclear fue inmediatamente recogido en INSAG-1, la primera publicación del entonces recién creado INSAG. En dicho informe se recono- ce que la cultura de seguridad nuclear tampoco estaba entonces muy arraigada en mu- chos países, lo que motivó la edición, cuatro años más tarde, de una publicación espe-

cífica de dicho Grupo sobre cultura de seguridad (INSAG, 1991), que ha tenido una re- percusión extraordinaria en todo el mundo. El concepto de cultura de seguridad y su aplicación se describe en el apartado 4.2.1.

La cultura de seguridad es una de las áreas de trabajo a la que se presta una atención especial dentro de los Programas de evaluación y mejora de la seguridad en organiza- ción y factores humanos, emitidos por las centrales nucleares españolas a partir del año 2000 y continuamente revisados y actualizados por cada central desde su edi- ción. En dichos programas se incluyen elementos como:

a) Introducción y definición de la cultura de seguridad, que describe el contexto y la base que la justifica, incluyendo el establecimiento de los principios en los que se asienta, sus objetivos y las responsabilidades asignadas sobre el programa;

b) Alcance, que describe las tres etapas que se consideran claves en el proceso de im- plantación de un programa de cultura de seguridad: (1) Dimensiones y atributos de la organización asociados a la cultura de seguridad. (2) Verificación sistemática de los comportamientos asociados a la cultura de seguridad mediante la realización de evaluaciones periódicas para verificar la existencia de los atributos que definen la cultura de seguridad por una organización externa. (3) Programa de actuaciones para la mejora de la cultura de seguridad asociadas a dichas evaluaciones externas, y c) Seguimiento de la eficacia del programa de cultura de seguridad, que se realiza

mediante la recopilación de información proveniente del uso de herramientas que produzcan resultados medibles, como indicadores, o no medibles, como evaluacio- nes internas.