Experimento

Experimento y explosión

A la 01:23:05 comenzó el experimento. Cuatro de las bombas de circulación principales (BCP) estaban activadas; durante el funcionamiento normal, seis de las ocho suelen estar activadas. Se cortó la entrada de vapor a las turbinas, dejando que estas funcionasen por inercia. Los generadores diésel arrancaron y tendrían que haber cubierto la demanda de energía de las BCP para la 01:23:43. Mientras tanto, la alimentación de las BCP debía ser suministrada por el generador de la turbina. A medida que disminuía el impulso del generador de la turbina, sin embargo, también lo hizo la electricidad dirigida a las bombas. La reducción del caudal de agua dio lugar al aumento de la formación de huecos de vapor (burbujas) en el núcleo.
Debido al coeficiente de vacío positivo del reactor RBMK a niveles bajos de potencia del reactor, este entró en un bucle de retroalimentación positiva, en el que la formación de huecos de vapor reduce la capacidad del agua de refrigeración líquida para absorber neutrones, lo que a su vez incrementa la potencia del reactor. Esto causó que aún más agua se convirtiera en vapor, produciendo un aumento de potencia adicional. Durante casi todo el experimento, el sistema de control automático contrarrestó con éxito esta retroalimentación positiva, insertando continuamente barras de control en el núcleo para limitar el aumento de potencia. Sin embargo, este sistema tenía el control de solo 12 barras, y casi todas las demás habían sido retraídas manualmente. Con los sistemas de emergencia desconectados, el reactor experimentó una subida de potencia tan extremadamente rápida que los operadores no lograron detectarla a tiempo.
A la 01:23:40, la computadora SKALA registró el inicio de un SCRAM (apagado de emergencia) del reactor, que desencadenaría involuntariamente la explosión. El SCRAM comenzaba al pulsar el botón AZ-5. Este activaba el mecanismo de accionamiento en todas las barras de control para insertarlas en el núcleo por completo, incluyendo las barras de control manuales que habían sido retiradas imprudentemente antes. La razón por la que se pulsó el botón AZ-5 no se conoce, fuese esta una medida de emergencia en respuesta al aumento de la temperatura o simplemente un método rutinario de apagar el reactor una vez finalizado el experimento.
Existe la opinión de que el SCRAM pudo haber sido ordenado como respuesta al rápido e inesperado aumento de potencia, aunque no hay datos documentados que lo demuestren. Algunos han sugerido que el botón nunca fue pulsado, sino que la señal se produjo automáticamente por el sistema de protección de emergencia (SPE); sin embargo, SKALA registró una señal claramente manual. A pesar de ello, la cuestión de cuándo o incluso de si realmente se presionó o no el AZ-5 ha sido objeto de debate. Hay afirmaciones de que la presión fue causada por la rápida aceleración de energía al comienzo, y acusaciones de que el botón no fue pulsado hasta que el reactor empezó a autodestruirse. Sin embargo, otros afirman que esto había ocurrido antes y en condiciones de calma.¹⁷​¹⁸​
Tras presionar el botón AZ-5, comenzó la inserción de las barras de control en el núcleo del reactor. El mecanismo de inserción mueve las barras a 0,4 m/s, de modo que tardarían entre 18 y 20 segundos en recorrer los 7 m altura del núcleo. Un problema mayor era que estas tenían una punta de grafito, lo que inicialmente desplazaba el refrigerante absorbente de neutrones antes de introducir el material de boro absorbente de neutrones para frenar la reacción. Como resultado, el SCRAM aumentó la velocidad de reacción en la mitad superior del núcleo.
Al entrar el grafito en contacto con el núcleo, se produjo un pico masivo de energía y el núcleo se sobrecalentó, causando que algunas de las barras se resquebrajaran cuando estas se habían insertado unos 2,5 m. Al cabo de tres segundos, el nivel de potencia se elevó por encima de los 530 MW.¹⁹​ De acuerdo con algunas estimaciones, la potencia del reactor aumentó a alrededor de 30 000 MW, diez veces la producción normal; la última lectura en el panel de control fue de 33 000 MW.
Se oyeron fuertes ruidos y entonces se produjo una explosión causada por la formación de una nube de hidrógeno dentro del núcleo, que hizo volar la tapa de 2000 t del reactor, provocando un incendio en la planta y una gigantesca emisión de productos de fisión a la atmósfera.
Los observadores que se encontraban en el exterior del bloque 4 vieron bultos incendiados y chispas saliendo eyectados del reactor, algunos de ellos cayendo sobre el techo de la sala de máquinas, provocando un incendio. Fue expulsado alrededor del 25 % del grafito al rojo vivo y demás material recalentado de los canales de combustible. Las partes de los bloques de grafito y canales de combustible estaban fuera del edificio del reactor. Como resultado del daño a la construcción, la alta temperatura del núcleo creó un flujo de aire a través del mismo, y el aire caliente encendió el grafito.

Accidente

El accidente

En agosto de 1986, un informe enviado a la Agencia Internacional de Energía Atómica explicaba las causas del accidente en la planta de Chernóbil. Reveló que el equipo que operaba en la central el sábado 26 de abril de ese año se propuso realizar una prueba con la intención de aumentar la seguridad del reactor. Para ello, deberían averiguar durante cuánto tiempo continuaría generando energía eléctrica la turbina de vapor después de la pérdida de suministro de energía eléctrica principal del reactor.⁹​ En caso de un corte, las bombas refrigerantes de emergencia requerían de un mínimo de potencia para ponerse en marcha —para rellenar el hueco de entre 60 y 75 segundos hasta que arrancaran los generadores diésel— y los técnicos de la planta desconocían si, una vez cortada la afluencia de vapor, la inercia de la turbina podía mantener las bombas funcionando durante ese lapso.

Condiciones previas

Diagrama (en inglés) del funcionamiento de un reactor RBMK.

Las condiciones bajo las que se realizaría la prueba habían sido acordadas antes del turno diurno del 25 de abril. Los empleados del turno diurno habían sido instruidos de antemano y estaban familiarizados con los procedimientos. Un equipo especial de ingenieros eléctricos se encontraba presente para probar el nuevo sistema de regulación de voltaje.¹⁰​ A la 01:06 de la mañana comenzó la reducción programada de potencia, llegando al 50 % de su capacidad para el comienzo del turno diurno.
En este momento, otra planta de energía regional quedó inesperadamente fuera de línea, y el controlador de la red eléctrica en Kiev solicitó detener la reducción de la producción eléctrica de Chernóbil, ya que debía satisfacer la demanda pico de la tarde. El director de Chernóbil estuvo de acuerdo y aplazó la prueba. A pesar de este retraso, los preparativos para la prueba que no afectaran a la potencia del reactor se llevaron a cabo, incluyendo la desactivación del sistema de emergencia de enfriamiento del núcleo, destinado a proporcionar agua a la central en caso de una pérdida de refrigerante. Teniendo en cuenta los otros acontecimientos que se desarrollaron, la influencia que el sistema pudiera haber tenido hubiera sido muy limitada, pero su inhabilitación como un paso «de rutina» es una ilustración de la inherente falta de atención a la seguridad para esta prueba.¹¹​ Además, de haberse apagado el reactor durante el día, como estaba previsto, es posible que se hubiera tenido más preparación antes de la prueba.
A las 23:04, el controlador de la red de Kiev permitió reanudar la reducción de potencia. Este retraso tuvo graves consecuencias: los empleados del turno diurno se habían ido hacía bastante tiempo, y el turno vespertino también se disponía a salir. El turno nocturno no se haría cargo hasta la medianoche. Según el plan, la prueba debería haber sido terminada durante el turno diurno, y el turno nocturno solo habría tenido que monitorear el calor remanente.¹²​
El turno nocturno disponía de muy poco tiempo para llevar a cabo el experimento, y durante el cambio de turno se redujo la potencia aún más. Alexandr Akimov era el jefe del turno nocturno y Leonid Toptunov era el encargado del régimen operacional del reactor.¹²​
El programa establecía una reducción de potencia del reactor 4 a un nivel de entre 700 y 1000 MW,¹³​ al que se llegó a las 00:05 del 26 de abril. Sin embargo, debido a la producción natural de xenón,¹³⁵ un gas muy absorbente de neutrones, la potencia continuó disminuyendo, aun sin acción por parte del operador, un proceso conocido como «envenenamiento por xenón».^{nota 1}​
Con la potencia sobre los 500 MW, Toptunov insertó por error las barras de control demasiado rápido.^{nota 2}​ Esta combinación de factores provocó que la potencia cayera a 30 MW, alrededor del 5 % de la estipulada como segura para el experimento. El personal de la sala de control decidió aumentar la potencia desactivando el sistema automático que movía las barras de control y elevándolas manualmente hasta el tope.¹⁴​ Tras varios minutos, la potencia se estabilizó a 160-200 MW. La caída inicial, sumada al funcionamiento a un nivel por debajo de los 200 MW, condujo al envenenamiento por xenón. Esto impidió aumentar la potencia y, para contrarrestarlo, se debieron extraer más barras de control.
El funcionamiento a baja potencia y la presencia de xenón-135 fueron acompañados por inestabilidad en la temperatura del núcleo, el flujo de refrigerante y, posiblemente, por inestabilidad en el flujo de neutrones, lo que disparó las alarmas. La sala de control recibió múltiples señales de emergencia relacionadas con los niveles de los separadores de agua y vapor, a variaciones en la tasa de caudal de la alimentación de agua y a válvulas de alivio que se habían abierto para desviar vapor excesivo al condensador de una turbina. Entre las 00:35 y las 00:45, las alarmas sobre los parámetros termohidráulicos fueron ignoradas, aparentemente con el objetivo de mantener el nivel de potencia.¹⁵​
Cuando finalmente se logró el nivel de potencia de 200 MW, se reanudó la preparación para el experimento. Como parte del plan, a la 01:05 se activaron bombas de agua adicionales, aumentando el caudal de agua. El incremento de la tasa de flujo de refrigerante a través del reactor produjo un aumento de la temperatura del refrigerante en la entrada del núcleo del reactor (el refrigerante ya no tiene tiempo suficiente para liberar su calor en la turbina y torres de refrigeración), que ahora se aproximó más a la temperatura de ebullición nucleada del agua, reduciendo el margen de seguridad.
El caudal excedió el límite permitido a la 01:19, haciendo saltar una alarma de baja presión de vapor en los separadores. Simultáneamente, el flujo de agua adicional disminuyó la temperatura general del núcleo y redujo los huecos de vapor existentes en el núcleo y los separadores de vapor. Dado que el agua puede absorber débilmente los neutrones —y la mayor densidad del agua líquida la convierte en un mejor absorbente que el vapor—, encender las bombas adicionales disminuyó aún más la potencia del reactor. Los operadores respondieron apagando dos de las bombas de circulación para reducir el caudal de alimentación de agua para aumentar la presión de vapor, y retirando manualmente aún más barras de control para mantener la potencia.
Todas estas acciones llevaron a una configuración del reactor extremadamente inestable. De las 211 barras de control que tenía el reactor, casi todas fueron retiradas manualmente, todas menos 8 del mínimo de 30 barras de accionamiento manual que debían permanecer totalmente insertadas para controlar el reactor incluso en el caso de una pérdida de refrigerante.¹⁶​ Si bien el apagado de emergencia aún podía ser activado manualmente a través del botón AZ-5 (Defensa de Emergencia Rápida 5), el sistema automático que podía hacer lo mismo había sido inhabilitado para mantener el nivel de potencia. Estas acciones constituyeron graves violaciones al Reglamento de Seguridad Nuclear de la Unión Soviética. Además, el bombeo de refrigerante al reactor se había reducido, de modo que cualquier excursión de potencia herviría el agua, lo que reduciría su absorción de neutrones. El reactor se encontraba en una configuración inestable que estaba claramente fuera de los márgenes de funcionamiento seguro establecido por los diseñadores. Si por cualquier motivo entraba en supercriticidad, no sería capaz de recuperarse de forma automática.

La Central

La central nuclear

Vista panorámica de la central nuclear V.I. Lenin de Chernóbil en 2009, 23 años después del accidente. A la derecha de la imagen se encuentra el reactor 4 y el sarcófago que lo recubre.

La central nuclear de Chernóbil (Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина – Central eléctrica nuclear memorial V. I. Lenin) se encuentra en Ucrania, 18 km al noroeste de la ciudad de Chernóbil, a 16 km de la frontera entre Ucrania y Bielorrusia y 110 km al norte de la capital de Ucrania, Kiev. La planta tenía cuatro reactores RBMK-1000 con capacidad para producir 1000 MW cada uno. Entre los años 1977 y 1983 se pusieron en marcha progresivamente los cuatro primeros reactores; el accidente frustró la terminación de otros dos que estaban en construcción. El diseño de estos reactores no cumplía los requisitos de seguridad que en esas fechas ya se imponían a todos los reactores nucleares de uso civil en Occidente. El más importante de ellos es que carecían de un edificio de contención adecuado, si es que poseían uno. Los reactores 1 y 2 de Chernóbil carecían de edificios de contención, mientras que los reactores 3 y 4 se hallaban dentro del llamado «blindaje biológico superior».
El núcleo del reactor⁸​ estaba compuesto por un inmenso cilindro de grafito de 1700 t, dentro del cual 1661 tubos metálicos resistentes a la presión alojaban 190 toneladas de dióxido de uranio en forma de barras cilíndricas, y dentro de los otros 211 se hallaban las barras de control. Por estos tubos circulaba agua pura a alta presión que, al calentarse, proporcionaba vapor a la turbina de vapor de rueda libre. Entre estos conductos de combustible se encontraban 180 tubos, denominados «barras de control» y compuestos por grafito y boro, que ayudaban a controlar la reacción en cadena dentro del núcleo del reactor.