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Ciclo de Conferencias
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MEMORIA
Ciclo de Conferencias
"La Nucleoelectricidad en Mexico
Realizado del 13 al 17 de enero, 1992
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Contenido
Introducción
Centro Nacional de Prevención de DesastresLic. Salvador Pomar FernándezDirector General del CENAPRED
Instituto Nacional de Investigaciones NuclearesFis. José Calvillo GarcíaGerente de Desarrollo de Recursos Humanos del ININ
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y SalvaguardiasIng. Bruno De Vecchi AppendiniAsesor de la Dirección General de la C.N.S.N.S.
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Comisión Federal de ElectricidadIng. José Lagúnez ZárateJefe del Departamento de Capacitación. Plan Nacional de Laguna Verde de la C.F.E.
Secretaría de SaludDr. Víctor Manuel Leo MéndezCoordinador de Juridicciones Sanitarias de Salud Pública del Estado de Veracruz
Gobierno del Estado de VeracruzIng. Ricardo Maza LimónAsesor de la Subsecretaría de Gobierno del Estado de Veracruz
Comisión Federal de ElectricidadLic. Rosa María Morales MurrietaCoordinadora de Desarrollo Social de la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde
Comisión Federal de ElectricidadQuim. Armando Silva JiménezJefe del Laboratorio Ambiental de la Jefatura de Análisis Nucleares y Ambientales de la C.N.L.V.
Planes de Emergencia Radiológica Externo en otros PaísesFis. Sergio Alva LozanoCoordinador General de Planes de Emergencia de Laguna Verde de la C.F.E.
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Introducción
Alrededor de la energía atómica se han construido, a nivel popular, una serie demitos e incluso de conceptos erróneos, debidos generalmente a la falta oinsuficiencia de información directa y clara de los procesos empleados en estaalternativa energética.
Esto no quiere decir que carezca de riesgos pues, como toda forma de energíapuede, en un determinado momento, presentar problemas de magnitud variable.
Sin embargo, pocos procesos en el mundo están tan vigilados, normados y sujetosa rígidos controles como el de las centrales nucleoeléctricas, hecho que quedarápatentizado en las páginas subsecuentes.
En ese orden de ideas, también en las centrales nucleoeléctricas y en especial enLaguna Verde, se han desarrollado, como parte de un Sistema Integral deSeguridad, Planes de Protección Civil que, dependiendo de la remota posibilidadde un incidente, cuentan con una serie de principios, autoridades, etapas yacciones, que garantizan al máximo la seguridad de las poblaciones aledañas a laplanta.
La presente memoria ha sido editada por el Centro Nacional de Prevención deDesastres con el objetivo de mostrar el proceso de producción energética enLaguna Verde e informar, a detalle, sobre las medidas de seguridad y lascaracterísticas del Plan de Protección Civil desarrollado en beneficio de laciudadanía.
CENTRO NACIONAL DE PREVENCION DE DESASTRES
Lic. Salvador Pomar FernándezDirector General del CENAPRED
Distinguidos miembros del Presidium
Señoras y Señores:
Mucho me complace estar nuevamente en estas instalaciones, esta vez con motivo del presente ciclode conferencias referentes a la Nucleoelectricidad en México, dentro del marco de las actividadesde capacitación del Programa de Emergencias Radiológicas Externo de la Central NucleoeléctricaLaguna Verde.
Como ya es de su conocimiento, el CENAPRED tiene como principal objetivo el de "Estudiar,desarrollar, aplicar y coordinar tecnologías para la prevención y mitigación de desastres; promoverla capacitación profesional y técnica en la materia, y apoyar la difusión de medidas de preparación yautoprotección de la población ante la contingencia de un desastre". De lo anterior podemos apreciarsus tres funciones básicas: investigación, capacitación y difusión, y sus estrategias de acción,desarrollar, promover y apoyar las tareas de prevención de desastres que se efectúen en nuestro país.Es a través de lo anterior, como canalizamos nuestra responsabilidad en las actividades de proteccióncivil que llevan a cabo los tres sectores de la sociedad; público, privado y social y en los tres nivelesde gobierno; federal, estatal y municipal.
Es, mediante las funciones básicas que realiza el Centro, como pretendemos coadyuvar a manteneren operatividad permanente los programas de protección civil mejorando los aspectos técnicos,(investigación) de adiestramiento (capacitación) y de concientización (difusión), principalmente delos elementos de prevención y auxilio en casos de desastre. Consecuentemente, en la misma formaapoyaremos las actividades que en general se llevan a cabo dentro del Sistema Nacional de ProtecciónCivil.
Una premisa indispensable para la reducción del riesgo de desastres en el país, es la investigaciónsobre las características de los fenómenos naturales; de las actividades humanas que son fuentespotenciales de desastres; así como de las técnicas y medidas que permitan reducir riesgos o susconsecuencias.
Los campos de investigación relacionados con el tema son sumamente vastos y abarcan ciencias ydisciplinas muy diversas. Sería poco realista y menos eficiente pretender cubrir en el Centro Nacionalde Prevención de Desastres todos los aspectos, ya que existen en el país un buen número deinstituciones con sólidos grupos de investigación de disciplinas que se relacionan con el problema delos desastres.
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Por lo anterior, se han planteado como funciones de la Coordinación de Investigación delCENAPRED, promover y coordinar investigaciones sobre desastres en las instituciones del paísrelacionadas con esas actividades y realizar programas de investigación propios sobre temas deespecial interés. Con tal fin se establecen nexos con instituciones de investigación nacionales yextranjeras, para desarrollar proyectos conjuntos y apoyar proyectos externos.
La investigación que se realiza y se apoya, está enfocada a los aspectos que pueden contribuirdirectamente a reducir las consecuencias de los desastres en el país. Por el alcance del Convenioestablecido con el Japón y por la importancia del tema a nivel nacional, se dedica principal atencióna la Sismología e Ingeniería Sísmica.
Se atienden también otras áreas, en particular las relativas a los riesgos derivados de los volcanes,huracanes, inundaciones y actividades industriales.
En lo concerniente a la capacitación, el CENAPRED imparte y promueve cursos, por una parte,dirigidos a planeadores, tomadores de decisiones y responsables de protección civil, enfocados aconocer profundamente los fenómenos perturbadores, a evaluar riesgos y a elaborar programas deprotección civil, tanto internos destinados a inmuebles, como generales destinados a protegeramplias zonas tales como municipios o regiones.
La segunda vertiente de la capacitación está dirigida a las fuerzas de tarea y elementos operativosque son quienes habrán de ejecutar las acciones de auxilio en el momento del desastre, que han sidopreviamente planeadas por los responsables de la prevención y la atención de la emergencia. Estase lleva a cabo una vez que ha sido elaborado el programa de protección civil logrando de esta maneraque el personal de respuesta, conozca siempre y en todo momento las actividades que lecorresponden, con objeto de mantener operable de manera permanente nuestra capacidad deacción.
Es dentro de esta vertiente, que el CENAPRED coordina la capacitación para los denominadosprogramas especiales tales como los que se llevan a cabo dentro del Comité Operativo de Emergenciapor Episodios de Contaminación del Aire en la Zona Metropolitana de la Ciudad de México (COE)y el Comité de Planeación de Emergencia Radiológica Externo (COPERE).
Dentro de estos programas especiales el CENAPRED conjuntamente con las institucionesinvolucradas, busca que tanto los tomadores de decisiones, como las fuerzas de tareacorrespondientes, conozcan por una parte el programa de emergencia y sus procedimientos y por laotra que dicho programa se mantenga actualizado y operable coadyuvando así al objetivofundamental de la protección civil; proteger a la población, sus bienes y su entorno ante laeventualidad de un desastre.
El CENAPRED, dentro de sus actividades de capacitación para programas especiales, busca queuna vez identificados los riesgos y asignadas las responsabilidades para las actividades de prevencióny auxilio dentro de un programa y definidos los procedimientos de protección civil, éstos sean
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continuamente conocidos y operados con el objeto de estar siempre preparados ante cualquiercontingencia.
El CENAPRED brinda el apoyo técnico para buscar la operatividad permanente de todo programade protección civil a través de actividades de capacitación, aportando o concentrando la imparticiónde cursos que nos permitan conocer cada vez más y mejor al fenómeno perturbador que nos podríaaquejar.
Asimismo, impartiendo cursos que nos permitan contar con los recursos y los conocimientosmetodológicos y didácticos que nos lleven a multiplicar con congruencia los conocimientosadquiridos al interior de nuestras dependencias y establecer sistemas de capacitación continuamediante la formación de instructores.
Para el CENAPRED, orientar oportuna y adecuadamente a la población sobre qué hacer antes,durante y después de un desastre, es una función básica y para cumplirla emplea todas las instanciasposibles que permitan lograr una comunicación ágil y eficaz, coadyuvando a establecer los elementosde juicio necesarios para transformar la conciencia y conducta del mexicano a favor de un mayorinterés por la autoprotección y la formación de una cultura de protección civil.
Esta actividad la desarrollamos a través del acopio, análisis y procesamiento de información en lamateria, tanto en el ámbito nacional como en el internacional, adecuando su contenido enconsideración de las costumbres, idiosincrasia y realidad social de la región a la que va dirigida lainformación.
En base a lo anterior y en cumplimiento de nuestra responsabilidad con respecto al PERE, elprograma diseñado para 1991, por este Centro con la colaboración de la Dirección General deProtección Civil de la Secretaría de Gobernación y del Instituto Nacional de InvestigacionesNucleares; el cual fue aprobado por el propio Subcomité del COPERE en reunión celebrada el 5de marzo del año próximo pasado, consistió en impartir los conocimientos necesarios con el fin decapacitar al personal directivo y técnico y a las fuerzas de tarea, con la finalidad de proporcionarleslos elementos indispensables para enfrentar adecuadamente la eventualidad de un desastre en laplanta Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde, así como estar en condiciones de mitigar los efectosque pudieran presentarse, por la poco probable liberación de material radioactivo al medio ambiente.
Este programa al que me he referido como ustedes ya lo saben se llevó a cabo en cuatro etapas quefueron:
I. Formación de Instructores;
II. Formación de conocimientos, básicos teórico-prácticos en los que tocaron los temas deintroducción a Laguna Verde, el PERE y sus procedimientos y protección radiológica;
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III. Tareas específicas, etapa en la cual se analizaron y discutieron los procedimientosestablecidos en la matriz de responsabilidades; y,
IV. Programas internos de cada dependencia.
Este programa se elaboró en base a las necesidades detectadas durante la capacitación impartida en1990 e incluyó los requerimientos y observaciones manifestadas por los representantes de lasinstituciones integrantes del Subcomité de Capacitación de COPERE, buscando fundamentalmentecrear los elementos que permitieran una autosuficiencia en materia de capacitación en cadadependencia.
Haciendo un balance de los resultados obtenidos en esta tarea, podríamos resumir las cuatro etapas;se realizaron 89 cursos con duración de 912 horas efectivas de trabajo y 461 elementos capacitados,quienes obtuvieron un aprovechamiento en un promedio general de 8.5.
El evento que hoy nos ocupa es la culminación del programa de 1991 y muestra precisamente elresultado del trabajo en conjunto de todas y cada una de las dependencias que configuran esteprograma especial y tiene sin lugar a dudas una gran importancia para las actividades de nuestrainstitución.
Quiero hacer propicia la ocasión desde este foro, para agradecer ampliamente a todos ustedes elapoyo brindado para la realización del programa de actividades de 1991, y por las facilidadesotorgadas a las fuerzas de tarea para su preparación y adiestramiento en las responsabilidadesasignadas en el plan de emergencia radiológica externo, lo que hizo posible alcanzarsatisfactoriamente los objetivos trazados.
Tal vez sea injusto el hacer un agradecimiento especial a tres organizaciones, cuando, sin laparticipación de todas, no hubiera sido posible el trabajo realizado, pero el apoyo ofrecido por elGobierno del Estado de Veracruz, la Comisión Federal de Electricidad, a través de la Gerencia dela Central Nucleoeléctrica Laguna Verde y el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares,fueron fundamentales. El propósito del CENAPRED para el año de 1992, es consolidar a nivelnacional la prevención de los desastres a través de promover que todos hagamos investigación,capacitación y difusión de la materia. Lo anterior pretendemos lograrlo fomentando la activaparticipación de los gobiernos estatales, municipales y del Distrito Federal y de los sectores privadoy social de nuestro país, en las actividades de prevención de desastres vinculándolos con las diversasuniversidades y centros de estudios, para la realización de proyectos de investigación regionales olocales que proporcionen resultados prácticos de beneficio para nuestra sociedad en el menor tiempoposible, implementando un programa nacional de capacitación que redoble los esfuerzos hasta ahorarealizados y, dentro de este renglón desde luego, quedan incluidos los programas especiales como elque hoy nos tiene aquí reunidos; y, finalmente pretendemos instrumentar una estrategia decomunicación social que fomente la divulgación de conocimientos y la concientización de lapoblación para la consolidación de un cultura de protección civil.
lo
Para 1992 hemos elaborado un programa de trabajo, que tiene como principal finalidad, apoyar eimpulsar las actividades sobre prevención de desastres que vienen realizando los gobiernos de losestados y las instituciones de enseñanza superior, proporcionándoles diversos elementos que, en elaño ocho meses de existencia que tiene el CENAPRED, ha elaborado y que consiste entre otros,en diagnósticos de riesgos que afectan a nuestro país, metodologías para la realización deinvestigaciones propias, material de difusión que puede y debe producirse para su distribución yestrategias de capacitación y comunicación social. Creemos que con este material, se puede iniciaruna gran interacción entre todos los sectores de la población y de esta manera obtener mejoresresultados año con año.
Señoras y Señores:
La protección civil y fa prevención de desastres en nuestro país son ya irreversibles, sin embargo,nuestra tarea no terminará hasta que la protección civil forme parte de la cultura de todos y cadauno de los mexicanos.
En México hay muchas zonas sujetas a diversos riesgos; debemos identificarlos y reducirlos a travésde medidas de prevención; enfrentarlos por medio de actividades de auxilio debidamente planeadas,concertadas y simuladas.
Es el objetivo último del Sistema Nacional de Protección Civil el que se cuente con programas deprotección civil en todo lugar en donde existan riesgos: en nuestro estado, en nuestro municipio, ennuestro centro laboral y aún, en nuestro propio hogar.
No obstante, la labor no termina con la elaboración de los programas de protección civil.
Es imprescindible entonces, mantener siempre actualizados y operables nuestros programas.
Ello sólo puede ser logrado mediante organización y planeación adecuadas y especialmente mediantela capacitación, de la cual todos nosotros somos responsables como instructores, como capacitandosy como multiplicadores del conocimiento.
La investigación nos permitirá conocer cuál es la vulnerabilidad de nuestros asentamientos humanosy cuáles pueden ser los daños ante el impacto de una o varias calamidades.
La capacitación nos permitirá consolidar los conocimientos que hagan posible la creación deactitudes y la interacción de valores para proceder organizadamente a actuar de manera individualy/o colectiva -en caso de desastre, buscando que la misma esté estrechamente vinculada con losriesgos específicos de cada región, considerando sus costumbres y realidad social.
La difusión nos permitirá orientar oportuna y adecuadamente a la población sobre qué hacer antes,durante y después de un desastre y de esta manera asegurar la participación coordinada, organizaday sistemática de la sociedad en su conjunto.
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CENTRO NaCIONAt, DE FicEWEPiCION DE DESASTRES 1
Estas acciones ilimitadas vendrán a encontrar su verdadera fortaleza en la voluntad y capacidad quecada uno de nosotros empeñemos para cumplir con las responsabilidades acordadas que traerán unmayor beneficio para nuestra comunidad.
Con lo anteriormente expuesto se pone de manifiesto la voluntad política del Presidente de laRepública de hacer efectivo el compromiso adquirido al inicio de su gestión de garantizar la seguridadde los mexicanos, la cual exige de nosotros un esfuerzo permanente, una actitud positiva y un pasodefinitivo hacia un auténtica cultura de protección civil que nos permita prever y prevenir conoportunidad los efectos destructivos de fenómenos que amenacen la tranquilidad de nuestro pueblo.
Este es el reclamo de nuestro país en el proceso de modernización para hacer frente a los desastresnaturales y calamidades humanas.
Es por ello que el CENAPRED planea, organiza, promueve, fomenta, ejecuta y evalúa actividadesde capacitación para estar preparados ante el embate de las calamidades destructivas.
Es por ello que el CENAPRED busca la implantación de un sistema de capacitación a nivel nacionalque permita optimizar recursos y multiplicar, cada vez más nuestros conocimientos.
Es por ello que el CENAPRED agradece a todos ustedes; instructores, personal de fuerzas de tarea,e invitados especiales, su decidida y entusiasta colaboración en las actividades que hasta hoy hemosrealizado conjuntamente.
Es por ello también que los exhortamos a continuar con esta tarea durante el presente año de 1992.
Quiero expresar mi reconocimiento a todos ustedes y comentar que mis colaboradores y un servidor,nos sentimos orgullosos de participar en el Subcomité de Capacitación del Comité de Planeación deEmergencia Radiológica Externo (COPERE) y agradecer su presencia, ya que los logros alcanzadoshasta el día de hoy han sido obtenidos mediante una labor conjunta, y una decidida participación detodos y cada uno de ustedes.
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INSTITUTO NACIONAL DE INVESTIGACIONES NUCLEARES
Fis. José Calvillo GarcíaGerente de Desarrollo de Recursos Humanos del ININ
Antecedentes de la Energía
Introducción
La posibilidad de usar y controlar la energía, ha representado para la humanidad la realización decumplir los objetivos de vivir en un mundo mejor. El hombre de las cavernas inicia el camino a lacivilización cuando logra utilizar la energía del fuego para tener luz y calor a voluntad. En los siglossiguientes, la búsqueda del bienestar material ha estado vinculada al aprovechamiento de las diversasformas de energía como son: carbón, petróleo y electricidad. En los últimos siglos la utilización delvapor produjo la llamada revolución industrial en Europa. En la actualidad poseemos cada vezmedios más complejos y eficaces para satisfacer la siempre creciente demanda de energía y seconsidera a la energía nuclear como la gran aportación para resolver los problemas del futuro quese ha hecho durante la segunda mitad de este siglo.
Si la energía puede explicar en parte el auge de la civilización, también tiene un lado negativo el cualpuede provocar su caída. La energía química y nuclear que se encuentra presente en los armamentosmodernos puede ocasionar en breve plazo un colapso de la humanidad, si se produce una guerra agran escala. El gran abuso que por otra parte se hace de los energéticos, ha provocado también quese le considere como una de las tres grandes fuentes de contaminación que amenazan a la humanidad.
Concepto de Energía
La palabra energía aunque es usada de manera cotidiana en la vida diaria, tiene un significado muyclaro y preciso dentro de la ciencia y tecnología. El concepto energía se desarrolló a través de lossiglos y fue usada por primera vez por T. Young, a principios del siglo XIX. Los seres humanospercibimos el mundo que nos rodea a través de nuestros sentidos, podemos decir que en generalestamos rodeados por objetos materiales, sean estos vivos o inanimados. Sin embargo tambiénobservamos que en nuestro alrededor se llevan a cabo cambios constantes, luz después de oscuridad,organismos vivos que crecen, el mar en movimiento, calor durante el día, frío en la noche, etc. Todosestos cambios que observamos se les identifica como el resultado de un intercambio de energía.
Podemos decir que cada vez que se lleva un cambio se produjo un intercambio de energía, esteintercambio de energía desempeñó un trabajo que dio como resultado el cambio que observamos.
En una gran síntesis podemos decir que el mundo que nos rodea está formado por objetos quecambian y que estos cambios se deben al intercambio de energía. Einstein logró establecer la relaciónque existe entre la masa y la energía con su famosa ecuación E = mc2.
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FORMAS INTERCAMBIABLES DE LA ENERGIA
Formas de Energía
La clasificación que se tiene en la ciencia de las formas de energía, depende de la misma clasificación,que puede ir desde 4 hasta 40, sin embargo, en general se reducen las formas de energía a solo 6 queson: mecánica, calor, luz, química, eléctrica y nuclear. Estas formas de energía se intercambian entresí pasando de una forma a otra (Fig. 1).
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Tomemos por ejemplo una máquina de vapor. La energía mecánica de los pistones en movimiento,empuja las ruedas de la locomotora. Parte de esta fuerza motriz acciona generadores que producenenergía eléctrica que dá calor y luz a los pasajeros. La electricidad sobrante va a dar a acumuladoresdonde se convierte en energía química. Al detenerse el tren, los acumuladores invierten el procesoy toman a su cargo dar a luz y calefacción. La energía mecánica de la máquina la proporciona el calordel vapor y ese calor, a su vez proviene de la energía química del carbón, el cual, por su parte, no esmás que restos fósiles de plantas que vivieron hace millones de años y que tomaron su alimento dela luz del sol, y el sol, ya lo sabemos, saca su potencia de la energía emitida por las reacciones atómicasque ocurren en su interior.
El ejemplo anterior nos manifiesta también un hecho muy importante. Si tratamos de encontrar cuáles la gran fuente de energía que nuestro planeta tiene encontramos que es el sol y que a través delos siglos se ha ido almacenando en la tierra esta energía en diferentes formas que ahora lasconocemos como carbón, petróleo, etc. Cabe hacer notar que la energía que es emitida del sol esenergía nuclear.
La energía en la naturaleza
Vivimos inmersos en un océano de energía. En cada momento de nuestro alrededor la naturalezatrabaja, prodigando energía en tales cantidades que apenas aprovechamos una fracción de ella. Anivel mundial y si nos olvidamos de la costeabilidad económica, los ríos nos podrían dar el 80% dela energía que usamos contra el 2% que actualmente se aprovecha. Los vientos el doble que los ríos.Las mareas la mitad. Todo esto existe debido al sol que afecta directa e indirectamente a la tierra. Sitodos los combustibles del mundo se juntaran y se quemaran para igualar lo que la tierra recibe delsol, se consumirán en tan sólo 4 días.
El Sol es un horno atómico que de manera continua convierte masa en energía, cada segundoconvierte 657 millones de toneladas de hidrógeno en 653 millones de toneladas de hielo. Los 4millones faltantes los emite como radiación al espacio, esta radiación es energía.
La tierra por su tamaño y la distancia que la separa del Sol, recibe sólo dos mil millonésimas, quefundirían en un año, una capa de hielo de 35 metros sobre toda la superficie de la tierra. Un granproblema al presentar estos conceptos, es tratar de explicar las unidades que se usan para medir laenergía de los diferentes fenómenos. Tal vez es más sencillo observar en la figura 2, la cual se presentaen una escala cualitativa, la energía que se intercambia en algunos fenómenos.
Panorama Nacional
Es conveniente tratar de tener una idea más clara de la energía que como país tenemos, de dónde -proviene y en qué la usamos.
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(Energía de 10 6 erg = 1 joule). Esequivalente a dejar caer, desde un metro sobre el suelo, unamoneda de $100.00
10"
Figura 2.- Una escala relativa de trabajo.
10 1 0 1fY 10. 10'
10'
0'1
1o'•
iaE
Cada uno de los eventos de la escala entraña cierta energía, medible en ergios.Las flechas indican valores aproximados. Para saber tales valores, añada tantosceros al ndmero uno caro los ave indica el numerito colocado arriba a la derechadel diez. lssi por ejemplo, 10 es igual a 100 ergios (un uno, seguido de dos ce-ros) y 10 es igual a29iez mil millones de ergios. El signo de menos denota ---fracción, o sea que 10 gt 1/100 de ergios. Los objetos celestes llamados masares eviten energías de 10 ergios, mucho más allá de lo representado en esta escala.
Cada año se publica en nuestro país, por la SEMIP, un balance nacional de energía, la semana pasadasalió el correspondiente al año de 1990 y los datos que vamos a proporcionar corresponden a lasúltimas cifras que se tienen resumidas en forma anual.
En México la producción de energía primaria está constituida por: carbón, petróleo crudo,condensados, gas natural asociado y no asociado, generación de electricidad por la vía nuclear,geotérmica e hidroeléctrica y la biomasa (leña y bagazo de caña), equivalente a 1,480 millones debarriles de petróleo crudo. Se obtuvo una baja en la producción de gas asociado, que se compensópor un incremento en la de gas no asociado: una ligera disminución en la producción de petróleocrudo y de hidroelectricidad: y la incorporación durante 1990 de la generación eléctrica con energía
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incluye ieita (3 5%) y bagazo de caña (1.0%).2 Incluye hidro energía (2.9%), geo energía (0.6%) y mcleo energía (0.4%) evaluados en su equivalenteprimario.
nuclear, al entrar en operación comercial la Central Nuclear de Laguna Verde a fines del mes dejulio. En la figura 3 podemos apreciar que la producción de energía primaria del país continúaconcentrada casi en su totalidad en los hidrocarburos, los cuales participaron con el 89.9% del total.La biomasa, que históricamente ha sido la segunda fuente primaria, representó el 4.5%. Por su partela generación de electricidad ocupó el tercer lugar con una participación del 3.9%, destacando comoprincipal fuente la hidroenergía.
La mayor parte de esta energía primaria es enviada a los centros de transformación, aunque unaparte es usada directamente por el consumidor final.
En diciembre de 1990, la capacidad instalada para la generación de electricidad totalizó 25,299 Mwde los cuales 58.9% corresponde a centrales térmicas convencionales, el 30.9% a hidroelectricidad,el 4.7% a carboeléctricas, el 2.8% a geotérmicas y el 2.7%® a la Central Nucleoeléctrica.
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y perdidas Iren.lormacrOnOil erencie.t.d inns consume 1 1M1
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o FIG. 4 balance nacional de energía, 1990 (petacalor las)^Vi prddtldci6n
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FIG . 5 Oonstrno final energético por esotra. y tipo de energético 1990
Tal vez sea más interesante darse cuenta del destino final que en porcientos se usa en la industria,transporte, el campo, y para residencias comercial y público el cual es presentado en la figura 5.
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COMISION NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR YSALVAGUARDIAS
Ing. Bruno De Vecchi AppendiniAsesor de la Dirección General de la C.N.S.N.S.
Importancia de la Nucleoelectricidad en el Mundo Actual
Desde que Einstein a principios del siglo había planteado la equivalencia entre materia y energía, sehabía vislumbrado la posibilidad de disponer en el futuro de una fuente de energía basada en latransformación de materia en energía, sin embargo, el planteamiento era puramente teórico puesno se contemplaba ninguna forma práctica de lograrlo.
El descubrimiento del proceso de fisión del uranio abrió esa posibilidad, aún cuando en forma muylimitada, ya que, en este caso, de la materia inicial sólo cerca de una milésima parte se transforma enenergía.
La reacción de fisión del uranio fue descubierta en 1938, hace ya más de 50 años, por Otto Hahn yFritz Strassmann, estos investigadores estaban tratando de separar químicamente el elementotransuránico que supuestamente se debía de haber formado al bombardear uranio con neutrones,para su sorpresa encontraron, en cambio, elementos mucho más ligeros que el uranio, pensaron enque esto podría deberse a la fisión del uranio, pero el resultado esta tan sorprendente que dudabande tener la interpretación correcta, fue Lise Meintner quien proporcionó la base teórica queexplicaba el fenómeno y además llegó a la conclusión de que en el proceso se debía liberar unacantidad considerable de energía, hecho que fue confirmado a principios de 1939 por R. Frisch.
También a principios de 1939, este descubrimiento fue dado a conocer en los círculos científicos,muchos físicos comprendieron inmediatamente la importancia y las implicaciones posibles que sederivaban de la fisión del uranio.
La cercanía de la segunda guerra mundial hizo que los desarrollos subsiguientes se mantuvieran ensecreto ya que la fisión podía tener aplicaciones bélicas muy importantes tanto en la propulsión desubmarinos, como en la producción de bombas.
Para la propulsión de submarinos y para las aplicaciones pacíficas de la fusión era necesario podercontrolar a voluntad la reacción, esto se logró el 2 de diciembre de 1942 por un grupo de científicosencabezado por Enrico Fermi. Este año de 1992 marca por lo tanto el cincuenta aniversario de laprimera reacción nuclear en cadena, uno de los logros científicos más importantes de la humanidad.
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Fue hasta mediados de los años cincuenta en que la investigación sobre fisión nuclear fue puesta adisposición del público en general, con esto se iniciaba el desarrollo de los usos pacíficos de la energíanuclear que tanta trascendencia ha tenido en todos los campos de la ciencia y la tecnología.
En diferentes países a partir de los años cincuenta se empezaron a dar los primeros pasos que llevaríanal desarrollo de la NUCLEOELECTRICIDAD, algunos reactores de esos primeros tiempos estánaún en operación con más de 30 años de servicio, otros en cambio, sirvieron únicamente de prototipoy después de servir a los fines para los cuales habían sido construidos fueron retirados de servicio.Los primeros reactores comerciales datan de los años sesenta. Inicialmente el desarrollo fue lento,acelerándose a fines de los sesenta y principios de los setenta. La crisis del petróleo de 1973, que enun principio se pensó que favorecería al desarrollo de la energía nuclear, tuvo el efecto contrario,pues trajo consigo una grave recesión mundial que afectó sensiblemente al crecimiento global de lademanda de energía eléctrica, la cual bajó de valores cercanos al 7% anual antes de la crisis, a valoresinferiores al 3%, después de lamisma.
TABLA N° 1
PARTICIPACION PORCENTUAL DE DIVERSAS FUENTES DE ENERGIAEN LA PRODUCCION MUNDIAL DE ELECTRICIDAD
AÑO TERMICA HIDRÁULICA NUCLEAR GEOTERMIA
1950 64.24 35.63 0.0 0.13
1960 70.22 29.56 0.12 0.11
1970 74.84 23.48 1.59 0.09
1971 74.49 23.37 2.06 0.09
1972 74.64 22.66 2.60 0.10
1973 75.27 21.40 3.23 0.10
1974 73.08 22.77 4.05 0.11
1975 72.14 22.35 5.39 0.12
1976 73.06 20.94 5.87 0.12
1977 72.15 20.75 6.97 0.12
1978 70.67 21.46 7.76 0.11
1979 70.70 21.61 7.57 0.13
1980 70.22 21.33 8.28 0.16
1981 68.90 21.34 9.57 0.18
1982 68.02 21.51 10.27 0.20
1983 66.74 21.62 11.41 0.23
1984 65.53 21.11 13.10 0.26
1985 64.28 20.56 14.87 0.29
1986 64.14 20.12 15.42 0.32
1987 64.25 19.31 16.10 0.34
1988 63.89 19.13 16.65 0.33
1989 64.84 18.33 16.49 0.34
FUENTE: "Energy Statistics Yearbook", 1979, 1982,1985, 1986, 1987, 1988, 1989, de la ONU.
Esta circunstancia desaceleró elcrecimiento de la energía nuclear,pues muchos de los planes deexpansión resultaron muysobrados, necesitándose menosadiciones de capacidad eléctricade las que se tenían programadas.Pero a pesar de ello la energíanuclear no ha dejado de crecercomo se observa en la Tabla no. 1,por el contrario, su importancia haido aumentando paulatinamentesin descanso.
Puede observarse que en 1960su participación era marginal,pues sólo representaba el 0.12%de la generación mundial, apesar de ello, en ese año era yasuperior a la geotermia que teníamás de 50 años de desarrollo. En1970 su participación era aún muymodesta, pues había súbido a1.6%, pero con eso sobrepasabacon creces a la geotermia, cuyaparticipación mundial seguíasiendo de 0.1%.
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En 1980 su participación era ya considerable, pues había alcanzado el 8.3%. En 1989, último año en que sedispone de datos completos sobre generación total mundial, la energía nuclear contribuye con 16.5%,valor, como puede apreciarse, muy cercano al de la energía eléctrica de origen hidráulico.
En 1991 se estima que la generación eléctrica de origen nuclear se ubicará entre el 17.5 y el 18% dela generación eléctrica mundial y habrá alcanzado y quizá sobrepasado a la generación de origenhidráulico, pese a que ésta forma de generación tiene un desarrollo que lleva más de 100 años.
En la misma tabla puede observarse que tanto la energía eléctrica de origen térmico como la deorigen hidráulico han ido paulatinamente disminuyendo en sus valores de participación,indudablemente cediendo terreno a la energía nuclear.
A lo anterior hay que agregar que actualmente hay en el mundo más de 80 reactores en construcción,lo que garantiza que la energía nuclear continuará contribuyendo a la solución de los problemasprovocados por el continuo incremento mundial de la demanda de energía eléctrica.
Los párrafos anteriores muestran la evolución que ha tenido la energía nuclear en el pasado, convieneahora mostrar cuál es el estadoactual de la misma. TABLA N o 2
REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA EN OPERACION A FINES DE I1)90
PAIS NUMERODE
REACTORES
CAPACIDACINSTALADA
MW
GENERACIONANUALTWH
PORCIENTCDE
TOTAL
AFRICA DEL SUR 2 1842 8.4 5.6
ALEMANIA 26 24430 139.1 33.1
ARGENTINA 2 935 6.6 19.8
BELGICA 7 5500 40.4 60.1
BRASIL 1 626 2.1 1.0BULGARIA 5 2585 13.5 35.7
CANADA 20 13993 68.8 14.8
COREA DEL SUR 9 7220 50.2 49.1
CHECOSLOVAQUIA 8 3264 23.0 28.4
ESPAÑA 9 7067 51.9 35.9
ESTADOS UNIDOS 112 100630 576.8 20.6
FINLANDIA 4 2310 18.1 35.0
FRANCIA 55 55778 297.7 74.5
HOLANDA 2 508 3.3 4.9
HUNGRIA 4 1645 12.9 51.4
INDIA 7 1374 5.1 2.2
JAPON 41 30917 186.4 27.1
MEXICO 1 654 2.9 2.6
PAQUISTAN 1 125 0.4 1.1REINO UNIDO 37 11506 58.6 19.7
SUECIA 12 9817 65.3 45.9
SUIZA 5 2952 22.3 42.6
TAIWAN 6 4890 31.6 35.2
URSS 45 34673 211.5 12.2
YUGOSLAVIA 1 632 4.4 5.3
TOTAL 423 325873 1901.2 17
En la Tabla no. 2 se presenta, porpaíses, tanto el número de reactoresque se tienen en operación al 31 dediciembre de 1990, como laproducción de electricidad obtenidadurante 1990 en centralesnucleoeléctricas y el porcentajeque dicha producción representade la generación total de cada país.
A fines de 1990 había 25 países concentrales nucleoeléctricas enoperación, con un total de 423reactores, una capacidad instaladade 326 mil megawatts y con loscuales durante ese año segeneraron 1901 Twh.
Vemos además, que la energíanuclear es sumamente importantepara muchos países, habiendo 13en que la proporción nuclearsupera el 25%, destaca en primerlugar Francia en donde el 74.5%
FUENTE: NUCLEAR POWER REACTORS IN THE WORLD, Edición de 1911
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de la electricidad generada proviene de reactores nucleares, le sigue Bélgica con 60.1%, Hungríacon 51.4%, Corea del Sur con 49.1%, Suecia con 45.9%, Suiza con 42.6%, España con 35.9%,Bulgaria con 35.7%, Taiwan con 35.2%, Finlandia con 35.0%, Alemania 33.1%, Checoslovaquia28.4% y Japón 27.1%.
De los reactores actualmente en servicio, siete son reactores de "Cria", que si bien no estándisponibles en este momento en forma comercial, tienen la importancia de demostrar que tanto elUranio 238 como el Torio, que no son combustibles nucleares, podrán ser usados en el futuro paraproducir material fisionable, ya que los reactores de "Cria" a la vez que queman Uranio 235, pueden,mediante una reacción nuclear transformar el Uranio 238 y el Torio en combustibles nucleares. Loanterior es muy importante, pues permite multiplicar por 60 veces o más la energía disponible y quelas reservas nucleares sobrepasen ampliamente a las reservas de carbón e hidrocarburos, con lo queel futuro energético del mundo se podría garantizar por muchos años.
En resumen, la energía nuclear es un fuente primaria de energía con más 30 años de experiencia queha logrado capturar un porcentaje considerable del mercado de electricidad y cuya importancia esya igual a la de la energía hidráulica, a diferencia de esta última, cuya importancia relativa ha idodeclinado paulatinamente con el tiempo, la energía nuclear ha seguido un ritmo siempre ascendente,ganando una participación cada vez mayor en el mercado eléctrico mundial, esto pese a que lademanda mundial de energía eléctrica no ha crecido como se esperaba.
Cada vez más países fincan su desarrollo eléctrico futuro en la energía nuclear, esto se debe en granmedida a que la NUCLEOELECTRICIDAD ha demostrado ser una forma económica degeneración que contamina menos y es más segura que las fuentes convencionales disponibles parageneración masiva de electricidad.
Es indudable que la NUCLEOELECTRICIDAD continuará aplicándose en el futuro, lo que no esfácil predecir es a qué ritmo lo hará ni cuál o cuáles serán los tipos de reactores que prevalecerán enel futuro, esto obedece a varias causas, empezaremos por ver la que se refiere al tipo de reactor, eneste caso, para el futuro hay dos tendencias, una que podemos llamar evolutiva y otra de nuevosdiseños.
La tendencia evolutiva parte de los diseños actuales y aprovechando la experiencia adquirida, hacepequeñas modificaciones que permiten obtener reactores aún más seguros que los presentes, mássencillos y también más económicos. Los nuevos tipos de reactores, en cambio, parten de un cambioen la filosofía de seguridad, en los reactores actuales la seguridad se basa en parte en factores pasivos,como son diferentes coeficientes negativos, pero sobre todo se basa en dispositivos activos que debenentrar en operación cuando se presenta algún problema, en los nuevos diseños se pretende que abase de factores pasivos se garantice la seguridad, por ejemplo que baste el enfriamiento natural delreactor para garantizar la seguridad y no depender de dispositivos activos que podrían fallar en elmomento en que se requiera su operación.
Entre las dos tendencias hay diferencias en tiempo y en garantía de éxito; los reactores de tipoevolutivo ya están disponibles, hay diseños avanzados tanto de PWR como de BWR y de hecho enJapón ya están construyendo dos reactores avanzados del tipo BWR, por otra parte, hay en este casopoca incertidumbre acerca de tiempos de construcción y costos.
En cambio, los reactores de nuevo tipo no están aún disponibles ya que en general requieren de laconstrucción de prototipos que permitan experimentar y garantizar que van a trabajar como seespera, esto significa que pasará algún tiempo antes de que estén disponibles comercialmente y queen la actualidad exista incertidumbre acerca de cuál va a ser su costo.
Por lo tanto, a corto plazo dominarán los reactores de tipo evolutivo, pero si los reactores de nuevotipo responden a las esperanzas que se han depositado en ellos, es muy probable que a largo plazodesplacen a los primeros. Sin embargo, si los reactores de nuevo tipo no resultan satisfactorios,especialmente en el aspecto económico, el campo será de los de tipo evolutivo.
Otra causa de incertidumbre sobre el ritmo en que se desarrollará la energía nuclear es la actitud dediversos países ante la misma, hay algunos con programas activos y muy ambiciosos, hay otros, encambio, en que existe moratoria nuclear; veremos algunos ejemplos:
Austria.- Este país tenía un reactor terminado y listo para entrar en operación, sin embargo, se hizoun plebiscito público y por una pequeña mayoría se decidió no ponerlo en operación y eliminar a laenergía nuclear como opción en ese país.
Italia.- Este país tenía tres pequeños reactores en operación y había iniciado la construcción denuevas unidades, también por plebiscito, se decidió suspender el programa nuclear y retirar a losreactores en operación, en este caso la moratoria es de carácter temporal y podrá ser revisadoposteriormente.
Suiza.- La dependencia de este país de la energía nuclear es considerable ya que en 1990 el 42.6%de su electricidad provino de estas fuentes. Mediante un plebiscito se decidió continuar con laoperación de los reactores que tienen en servicio, pero imponer una moratoria de 10 años a laconstrucción de nuevos reactores.
Es interesante observar que estos tres países; Austria, Italia y Suiza, han hecho frente al incrementode la demanda de energía eléctrica, no mediante la construcción de centrales de otro tipo, como seríalo más lógico, sino importando electricidad de sus vecinos, en particular de Francia, cuya electricidades fundamentalmente de origen nuclear. Italia importa de Francia el 15% de su demanda.
Francia.- Este país ha tenido un programa nuclear muy ambicioso que le ha dado excelentesresultados. Actualmente su mercado interno de electricidad está prácticamente saturado pero, parasu fortuna, las moratorias de Suiza e Italia le han permitido continuar con un programa nuclearreducido dedicado principalmente a la exportación de electricidad, con lo que ha logrado manteneractiva su capacidad de producción de reactores.
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Suecia.- El caso de Suecia es sumamente interesante y su desarrollo reciente muy ilustrativo. En 1980cuando Suecia tenía seis reactores en servicio y seis en construcción, se decidió hacer un plebiscitopara determinar el futuro de esta fuente de energía, el resultado del mismo tuvo aspectoscontradictorios ya que en primer lugar se decidió continuar operando los reactores que estaban enservicio y no sólo eso, continuar con la construcción de los seis restantes. Indudablemente era unvoto de confianza a la energía nuclear, pero además, se decidió que posteriormente estos reactoresse retirarían de servicio y se substituirían por otras fuentes de energía eléctrica; esta segunda parteera en sí un voto de desconfianza a la energía nuclear, inicialmente se fijó la fecha de 2100 para elretiro total de los reactores en servicio, más adelante, en 1986 se decidió adelantar el retiro de losreactores fijándose como fecha de inicio del retiro 1993, a medida que la fecha se fue acercando elretiro del primer reactor se fue posponiendo, primero a 94 y después a 95-96 y finalmente en 1991se decidió posponer el retiro indefinidamente, la razón en pocas palabras, es que no encontraronninguna solución mejor que la energía nuclear, la energía hidráulica, que podría haber sustituido aparte de los reactores, se descartó por sus efectos ecológicos indeseables. El petróleo y el carbón,también se descartaron por sus emisiones contaminantes, que Suecia se ha comprometido a reduciry finalmente no pueden recurrir, como Italia y Suiza, a la importación de electricidad ya que susvecinos no disponen de excedentes exportables.
Suecia, que en algún momento fue tomada como ejemplo por quienes se oponen a los usos pacíficosde la energía nuclear, está resultando el mejor ejemplo de las bondades de la energía nuclear, Suecia,por más que ha buscado no ha encontrado, entre las fuentes disponibles para producir electricidad,ninguna mejor y las encuestas de opinión efectuadas a última fecha indican que el público sueco cadavez en mayor número favorece a la energía nuclear y no cree que los reactores, que actualmente leproporcionan del orden de 45% de sus necesidades de electricidad, vayan a ser retirados de servicio.
Japón.- Así como hay países en donde existe una moratoria, hay también algunos que tienenprogramas nucleares amplios, entre estos destaca Japón que tiene en servicio 41 reactores con los
que cubre el 27% de sus necesidades de electricidad, pero que sigue instalando reactores y piensallegar al año 2000 con más de 50 reactores con los que cubrirá el 40% de sus necesidades y antes del2010 tiene planeado cubrir con energía nuclear el 50% de sus necesidades de electricidad.
Corea.- Actualmente cuenta con 9 reactores en operación con los que satisface el 50% de susnecesidades de electricidad, pero además, tiene un amplio programa para el futuro ya que tiene cincoreactores en construcción, dos de los cuales fueron ordenados en la segunda mitad de 1991.
China.- Este es uno de los pocos países con demanda considerable de energía eléctrica que no teníareactores nucleares de servicio, sin embargo, tiene tres reactores en construcción (uno de los cualeses posible que ya esté en operación) y ha manifestado que en el futuro seguirá un amplio plan deinstalación de reactores, algunos construidos con tecnología china y otros adquiridos en el extranjero.
Estos pocos ejemplos permiten ver que es difícil predecir el ritmo de crecimiento futuro de la energíanuclear, sin embargo, no hay duda de que esta fuente continuará desarrollándose en los añosvenideros, existe además, una circunstancia favorable a la ampliación del empleo de la
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nucleoeléctricidad y es el hecho de que, de las fuentes comercialmente disponibles para producirelectricidad, la nuclear es la que menos impacto ecológico tiene ya que prácticamente no se emiteningún contaminante, a diferencia de los combustibles fósiles que son responsables de la lluvia áciday que además presentan un impacto inevitable por la emisión de bióxido de carbono, el principalresponsable del efecto invernadero.
Pensando en el futuro, podemos decir que los países cuya demanda de energía eléctrica no crecemuy rápidamente y que además, pueden satisfacer su incremento mediante importaciones, handecidido por el momento poner sus esperanzas en el desarrollo de nuevos tipos de reactores. Encambio, los países en donde la demanda crece rápidamente y que por su situación no pueden importarenergía eléctrica, están resolviendo su problema de demanda en base a los reactores de tipoavanzado.
Para finalizar quiero poner énfasis en la importancia de la NUCLEOELETRICIDAD en el mundoactual. Ya mencionamos que la energía nuclear contribuye actualmente con una cantidad deelectricidad o casi igual a la que proporciona la energía hidráulica, pero además conviene destacarque la NUCLEOELECTRICIDAD está ya colaborando en forma importante a aliviar el problemade la contaminación y el efecto invernadero. De no existir la energía nuclear, sería necesario en estemomento quemar adicionalmente alrededor de ocho millones de barriles diarios de petróleo enplantas convencionales, es decir el equivalente al 13 a 14% de la producción mundial de petróleo,este efecto ha sido sobre todo notable en Francia donde por ejemplo, de 1980 a 1986 se aumentó lageneración eléctrica en 40% y sin embargo la emisión de bióxido de azufre en el mismo lapso se vioreducida a la mitad, esto se logró principalmente subsistuyendo centrales a base de combustible fósilpor centrales nucleares.
Otro efecto muy importante, del cual poco se habla, es la estabilización de los precios de petróleo.Cuando en 1973 se subieron de golpe los precios del petróleo, se tuvo como consecuencia unarecesión mundial, que hubiera continuado indefinidamente si los precios del petróleo hubierancontinuando subiendo sin parar, recuérdese que hubo momentos en que se pensó que el petróleosubiría a 60 u 80 dólares el barril, sin embargo, esto no sucedió, lo cual se debe por lo menos en granparte, a que la energía nuclear ha hecho que se reduzca la demanda de petróleo y carbón en elequivalente de cerca de 8 millones de barriles.
Finalmente no quiero dejar de mencionar que la ciudad de México, en este invierno, también se havisto favorecida por la energía nuclear, es muy probable que ustedes sepan que la central de LagunaVerde estuvo parada, para recarga de combustible y mantenimiento, durante los meses de septiembrey octubre del año pasado y que reinició su operación el 6 de noviembre, esta reanudación permitióque a mediados de noviembre se retirará de servicio una de las unidades de la central Valle de Méxicopara reducir la contaminación que tanto daño le causa a la capital.
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COMIS ION FEDERAL DE ELECTRICIDAD
Ing. José Lagúnez ZárateJefe del Departamento de Capacitación. Plan Nacional de Laguna Verde de la C.F.E.
Introducción
En este trabajo se dará una panorámica general sobre la operación normal y anormal de la CentralLaguna Verde, destacando sus características principales en cada caso.
La Central Laguna Verde está diseñada para operar en condiciones normales (generar energíaeléctrica), para responder satisfactoriamente ante eventos transitorios (fallas en componentes,errores humanos o problemas en la red eléctrica, etc.), y fundamentalmente está diseñada paramitigar y evitar mayores consecuencias durante accidentes base de diseño (como rotura de la tuberíade succión del sistema de Recirculación de Refrigerante del Reactor-RRC), asimismo ha sidoacondicionada mediante rediseños recientes y procedimientos de respuestas en emergencias parapoder minimizar los efectos de los llamados eventos especiales (tal como un ATWS o sea falla delSCRAM, etc.), de igual forma han sido introducidos los cambios que fueron necesarios para darcumplimiento a las nuevas disposiciones regulatorias como resultado de las experiencias delaccidente del reactor PWR de la Central de la Isla de las Tres Millas y otros accidentes importantes.En la tabla 1 se muestran los diferentes modos de operar de la Central.
Tabla 1
I. Operación Normal1.- Operación de Arranque: (SMR en Arranque) (criticidad, calentamiento y presurización del RX, Rodado y Calentamiento delTurbogenerador) (Desde 0% a 8/10% potencia del Reactor)
2.- Operación a Potencia: (SMR en marcha-desde 8/10% a 100% potencia en el reactor) (Se conecta el generador eléctrico a laRed Eléctrica con potencia del Reactor mayor a 15%)
3.- Operación de Paro Programado: (SMR desde Marcha yArranque/R.C. hasta Parada) (Desde 100% a 0% potencia del Reactor)
4.- Operación de Recarga de Combustible (SMR en Recarga)
II. Operación en Eventos Transitoriosa.- Transitorios Operativos de Frecuencia Moderada: (Pueden suceder desde una vez por año hasta una vez en 20 años)
- Rechazo de carga del generador, con baypass disponible
Disparo de turbina principal, con baypass disponible
Pérdida de C.A. interna o externa de la Central, etc.b.- Transitorios Operativos Infrecuentes: (Pueden suceder desde una vez en 20 arios hasta una vez en 100 años).
- Rechazo de carga del generador, sin baypass disponible
Disparo de turbina principal, sin baypass disponible
Operación del Reactor con un elemento combustible en posición errónea, etc.
- (Aquí puede haber fallo de una pequeña fracción de elementos combustibles)III. Operación en Accidentes Base de Diseño
a.- Operación en Fase de Accidente con pérdida de refrigerante (operación en loca) (ruptura de tubería dentro de contenciónprimaria y conectada al reactor)
b.- Operación en fase de ruptura de tubería, pequeña o grande fuera del recinto de contención primaria (de agua o de vaporconectada al reactor)
c.- Accidente de caída de barra de control, etc.
IV. Sucesos Especiales1.- Paro del reactor resultante de un ATWS (Transitorio anticipado sin SCRAM)
2.- Parada del reactor desde el cuarto de parado remota, etc.. SMR - Selector de modo del reactor / RX - Reactor.
29
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I.- Operación Normal de la Central.-
a) El Ciclo Directo del BWR
Como ya es sabido, la Central Laguna Verde cuenta con dos unidades idénticas, cada unidad disponede un reactor BWR/5 (con 1931 MW-térmicos) y contención tipo Mark II de diseño General Electric(USA) el cual se encuentra conectado en ciclo directo con el turbogenerador principal (con 675MW-eléctricos) de la Mitshubishi (Japón), el cual gira a 1800 RPM-velocidad de sincronismo. (verFig. 1). El vapor es producido dentro del reactor a una presión que va desde 66.1 Kg/cm 2 a 71.7kg/cm2 (de 1% a 100% de potencia) y a unos 285°C.
*, P-2 VALVULAS DE PARO DE LA TURBINAG-4 VALVULAS DE GOBIERNO
J
FIG. 1 — CICLO DIRECTO REACTOR (BWR/5)—TURBOGENERADORINSTALADO EN LA CENTRAL NUCLEOELECTRICA LAGUNA VERDE
30
Dentro de los ensambles de combustibles se localizan las pastillas de óxido de uranio enriquecido,es aquí donde los neutrones lentos producen la fisión nuclear, misma que genera calor dentro de lapastilla condición que hace tener altas temperaturas en el centro de la misma (ver Fig. 2) y ya quepor fuera de la vaina de zircaloy-2 circula agua es posible extraer el calor generado en el interior yal igual que cuando se moja la pared metálica caliente de una plancha, se produce vapor. El vaporproducido en el núcleo tiene una calidad 15%, en una relación de 1 Ton/seg de vapor yaproximadamente 6 Ton/seg de humedad a 100% de potencia; por lo que hay que disponerinmediatamente arriba del núcleo pero dentro del reactor de los separadores de humedad y secadoresde vapor, elementos que hacen posible obtener vapor saturado seco, el cual va directamente hacialas turbinas de alta y baja presión, para así mover al generador eléctrico y producir la energía eléctrica.Una vez que el vapor pasa por las turbinas de baja presión va al condensador, donde es introducidaagua de mar, esta es succionada de la bahía a través de 4 bombas grandes, mismas que la envían portúneles hasta las cajas de agua del condensador, allí por dentro de miles de tubos de cobre níquel deaproximadamente 1" de diámetro se propicia el intercambio de calor, por fuera de los tubos está elcuerpo del condensador donde se sostiene un vacío y así el vapor al tocar las paredes frías de lostubos de cobre níquel del condensador propician la condensación del vapor obteniéndose agua(condensado) y gases; el agua es succionada del pozo caliente del condensador, limpiada, calentaday enviada otra vez como agua de alimentación al
PRESION DEL /Preactor (RFW); los gases REACTOR A 100% POTENCIA /
no condensables como el PRX=71.7 KG/CM 2 MAR. FA A C
hidrógeno, oxígeno, helio, / s E
/ T Targón, kriptón, etc., mismos I T
que son producidos L R
durante la operación del 0 / L O
reactor, se succionaban A
del condensador a través VAPOR D
del sistema de remoción2
D E
de aire y gases (AR), el 0 / EL
cual los descarga al sistema / A
de recombinación de
/ U
hidrógeno/oxígeno ytratamiento de gases 482°C
PARED METÁLICAradiactivos (OFF-GAS); el Z/RCALOY-2 -
hidrógeno se recombinacon oxígeno para formar yasí evitar reacciones 304°C,
explosivas, y los gases 285°C
radiactivos se tratan parabajarles su actividad y al /final ser descargados a la /atmósfera bajo controles /apropiados. /
FIG. 2 - DISTRIBUCION DE TEMPERATURA EN UNA PASTILLA TIPICADE COMBUSTIBLE
31
CENTRO NACIONAL DE PREVENCION DF ©ESASTtS,
02
REFRIGERANTE
310°C
Es así como en forma genérica se ha descrito la operación del ciclo directo en Laguna Verde.
b) La Operación Normal
La operación normal fundamentalmente involucra a cuatro etapas de operación, la primera llamadaOperación de Arranque de la Central, donde el selector de modo del reactor se localiza en la posiciónArranque, y es la etapa que inicia teniendo todas las 109 barras de control en la posición 00(totalmente insertadas dentro del núcleo del reactor), la vasija del reactor con agua fría (aprox. 35°C)y abajo del nivel normal (nivel 5 o 6), las dos bombas de recirculación (RRC) en baja velocidad (15HZ) y sus válvulas de control de flujo en mínima' posición (24% abierta); la instrumentación nuclearoperable y dentro del núcleo, con cuatro monitores de neutrones a rango de fuente (SRM'S) usadossólo para el arranque o paros (con estos sensamos las primeras fisiones nucleares y podemos darnoscuenta después de haber sacado "X" cantidad de barras de control cuando se alcanza la primeracriticidad del reactor); 8 detectores de rango intermedio (IRM`S) y 96 detectores a rango de potencialocal (LPRM'S), los que darán la señal al sistema promediador de potencia del reactor, el APRM,mismo que le dice al operador en todo momento la potencia del reactor, también debe contarse conlos sistemas que harán extraer cada una de las 109 barras de control, tales como el control manualdel reactor (RMC) (en la consola principal del operador), el sistema CRDH que inyecta agua a muyalta presión (100 Kg/cm 2) para que a través de cada una de las 109 unidades de control hidráulico(HCU) se pueden extraer o insertar las barras de control, obedeciendo a señales eléctricas iniciadaspor el operador a través del control manual del reactor, haciendo posible incrementar la poblaciónneutrónica y así la potencia; al mismo tiempo en el lado del turbogenerador deberán estar operableslos sistemas que meten agua al condensador con 2 bombas en operación (el CW); el sistema quehace el vacío en el condensador (AR); los sistemas de enfriamiento a los sistemas auxiliares delturbogenerador (TSW y TCCW) y Reactor (NSW y NCCW), asimismo operables también el sistemalubricación de la turbina, el sistema Electro-Hidráulico del turbogenerador, el EHC, el cual seencontrará en modo 1; ya que el generador eléctrico con hidrógeno dentro a unos 4 Kg/cm 2, elturbogenerador en tornaflecha (1.7 RPM). En el camino del vapor de reactor a turbina las 8 válvulasde aislamiento de la contención primaria de las 4 líneas de vapor principal y 4 válvulas de corte,totalmente abiertas, pero las 2 válvulas de paro y 4 gobernadoras completamente cerradas; y lasválvulas de baypass también cerradas siempre que el ajuste de presión del EHC permanezca arribade la presión real del reactor, porque si ésta última sobrepasa al ajuste, el baypass abrirá, tirandoexceso de vapor al condensador.
Hay que hacer hincapié que la energía eléctrica para iniciar el arranque será tomada de la redeléctrica, ya que la central no se conectará a ésta hasta que el reactor tenga más de 15% de potencia.
Con estas condiciones previas, se estará listo para alcanzar la primera criticidad, el operador delreactor ya dispondrá de la secuencia de extracción de barras de control, misma que seráproporcionada por Ingeniería del Reactor, esta dará la secuencia y posición que cada barra de controltendrá durante el arranque y durante plena potencia (la secuencia de extracción de B.C. optimiza elquemado del combustible y minimiza efectos adversos de incrementos de potencia por accidentes oerrores de extracción de barras de control).
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El operador del reactor deberá sólo sacar las barras de control que estén en secuencia y hasta laposición indicada y será a través de la matriz de selección en el panel principal del operador.
Al sacar las primeras B.C. las fisiones nucleares aumentan (el reactor se hace supercrítico) pero nologran sostenerse por si solas, será hasta que se tengan aproximadamente la mitad de las 109 B.C.totalmente extraídas (todas en posición 48) cuando se logre la primera criticidad del reactor, es decir,se logra la reacción nuclear en cadena autosostenida, ya no se requiere seguir sacando más de B.C.para que el reactor se mantenga crítico, así se logra la Primera Parte del Arranque de la Central, (LaPrimera Criticidad), de aquí en adelante el sacar una B.C. incrementará las fisiones nucleares y asíla potencia, estableciéndose el reactor otra vez crítico, pero en una potencia mayor.
Es importante decir que para evitar que el operador del reactor saque barras de control que no estánen la secuencia o sean colocadas en posición incorrecta, se cuenta con el programa RWM(minimizador de valor de barra) el cual tiene cargada la secuencia de extracción y la posición de cadauna de las barras. Si una no pertenece a la secuencia o las que están en secuencia -Nota.- (Reactorcrítico significa que el número de fisiones presentes es igual al número de fisiones anteriores; ReactorSupercrítico mayor número de fisiones presentes que anteriores, y Reactor Subcrítico menor númerode fisiones presentes que anteriores, en el primer caso aumenta la potencia, en el segundo se sostieneigual y en el tercero disminuyen)- se ubican en posiciones que no corresponden, el RWM puededesde producir alarmas hasta producir el bloqueo de barras de control, evitando así que el operadorcontinue extrayendo barras de control sin antes corregir su error. El RWM vigila entre 0% y 30%de potencia, después de esta potencia en que producirá bloqueos será el RBW (monitor de bloqueode barras) vigilando que la vaina siempre esté bien refrigerada. También los monitores IRM`S YAPRM'S, si detectan que la población neutrónica está aumentando rápido, pueden producirbloqueos de barras de control y si es demasiado rápido el aumento pueden mandar señales paraproducir el paro inmediato del reactor, esto se hace insertando en 5 segundos todas las barras decontrol, parando así las fisiones nucleares, a esta acción se le llama SCRAM (Safety Control RodAutomatic Motion-Movimiento Automático de B.C. de Seguridad).
Una vez que el reactor se hace crítico por primera vez, lo que continúa es el calentamiento ypresurización del reactor y líneas de vapor. El calentamiento aparece porque al continuar extrayendoB.C. se incrementa la potencia, y así el agua llega a los 100°C y empieza a producirse hervido a presiónatmosférica, de aquí en adelante toda extracción de B.C. producirá incrementos de temperatura consus correspondientes incrementos de presión, en esta fase es importante conservar el calentamientocon incrementos de temperatura no mayores a 55°C/Hora (0.9 c/minuta) ya que es una restriccióndel fabricante del reactor para preservar el buen comportamiento de los metales. En estascondiciones el sistema que regula la presión del reactor es el EHC, el cual en su ajuste de presióninicia con 10 Kg/cm 2 y si la presión del reactor se acerca a 10 kg/cm 2 el operador del turbogeneradordeberá aumentar el valor de ajuste de presión a 3.5 Kg/cm2 arriba, porque si la presión del reactorsobrepasa el ajuste, las válvulas de baypass abrirán para aliviar el exceso de vapor, situación que noes deseable ya que la presurización se detendría. Una vez que se alcanzan unos 66.1 Kg/cm2 se puedeiniciar el rodado y calentamiento del turbogenerador (el EHC en modo 2), e ir de 1.7 RPM hasta1800 RPM, para este tiempo la potencia del reactor andará en menos de 1% el ajuste de presión delEHC se dejará en 66.8 Kg/cm 2 mientras el operador del reactor continuará extrayendo B.C. para
33
SMR
EN
MARCHA.
SMREN
ARRANQUE
15 CONEXION DELTURBOGENERADOR
A LA RED.
8/10%
1% POTENCIA
RODADO Y CALENTAMIENTO
DEL TURBOGENERADOR.
CALENTAMIENTO Y
PRESURIZACION DEL REACTOR.
PRIMERA CASTICIDAD
0%
incrementar la potencia permitiendo que todo el exceso de vapor sea desfogado al condensador através del baypass hasta que se alcance el permisivo de sincronización del generador el cual ocurrea 15% de potencia en el reactor.
Es importante destacar que el Selector de Modo del Reactor (Figura 3) estará en arranque hastaunos 8/10% de potencia del reactor que es donde el operador lo pasará a Marcha, ya que si lo dejaen arranque y el reactor llega a 12% se producirá bloqueo de B.C. y si llegara alcanzar el 15% seproducirá un SCRAM; por lo tanto cuando el operador lo pasa a Marcha se estará en la segundaetapa de operación normal de la Central.
POTENCIA DEL REACTOR
1 00
0 % A 8/10% POTENCIA
; 8/10% A 100%
POTENCIA
FIG. 3 - SELECTOR DE MODO DEL REACTOR (SMR)
UBICADO EN LA CONSOLA PRINCIPAL DEL
OPERADOR DEL REACTOR
PRESICN INICIAL DENTRO
DEL REACTOR 0 KG/CM,
FIG. 3A - FASES IMPORTANTES EN EL-ARRANOUE
DE LA CENTRAL
SMR- SELECTOR DE MODO DEL REACTOR.
34
Operación a Potencia
Es por esto que cuando ya se tiene el permisivo para conectar el generador a la Red Eléctrica elSMR está ya en marcha; el operador del reactor deja momentáneamente de extraer B.C., la turbinaestará rodando a 1800 RPM, el voltaje del generador ligeramente mayor a 22000 Volts, la frecuencia60HZ, el baypass abierto para dejar pasar 15% de vapor al condensador; cuando el generador esconectado a la red, en automático empieza a dar un 5% de carga eléctrica, con lo que las válvulas debaypass sólo dejan pasar el 10% al condensador y el EHC se colocará en modo 3.
Después el operador del turbogenerador en el panel del EHC incrementará el ajuste de carga* hastaque el baypass cierre totalmente, esto ocurrirá cuando el generador esté dando 15% de potencia, esdecir igual que el reactor, al momento de cerrarse el baypass el EHC se ubicará en modo 4, de aquíen adelante primero el operador del turbogenerador aumentará el ajuste de carga* en el EHC, esdecir las válvulas de gobierno tendrán permisivo para abrir pero no lo harán hasta que la presión delreactor aumente, y esto sólo ocurre cuando se aumenta la potencia del reactor, ya sea extrayendobarras de control o aumentado el flujo de la recirculación. Es así que una vez que el EHC detectamayor presión que la del ajuste, inicia la apertura de las válvulas de gobierno permitiendo mayorpaso de vapor y con ello aumentando la potencia de salida del generador.
Por operar en esta secuencia se dice que la turbina es esclava del reactor, porque hay que esperarque el reactor incremente la potencia/presión y después abrirán las válvulas de gobierno, ya que siprimero abrieran éstas, caería la presión, y si ésta baja disminuyen las fisiones nucleares y con ello lapotencia, por lo tanto se tendrían problemas operativos.
Estando en modo 4 del EHC y partiendo del 15% de potencia del generador, se debe ir aumentandola potencia de la Central paulatinamente; al 30% se cambiará la alimentación eléctrica de las bombasdel RRC, de 15 a 60 HZ. (ver figura 4), al 57% se alcanza el patrón de B.C. y hasta este valor depotencia todos los aumentos han sido realizados extrayendo B.C.; de 57% en adelante se usará elincremento en la recirculación para llegar hasta el 100% de potencia de la Central.
Como es de esperar se procurará y será objetivo de operación mantener la central en condición del100% el mayor tiempo posible, esperando que aproximadamente a los 12 meses hacer una paradaprogramada para realizar la recarga de combustible y el mantenimiento de la Central.
Dentro de la operación normal la tercera etapa será la parada programada lo que involucra un paroordenado de la Central, preparándose para la recarga de combustible; este paro es de 100% depotencia en reactor/turbogenerador hasta llegar al 0% de potencia en reactor, la reducción depotencia primero se realiza disminuyendo la recirculación y después insertando según la secuencialas barras de control, hasta alcanzar la posición 00.
* Carga Eléctrica
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ENTRADA DELSISTEM MPCS ---e.PARA INUNDAR ENCASO DE EMERGENCIA
1 DE 4 ENTRADAS DEAGUA DE ALIMENDACICN(RFW)
FIG1)RA 4V1SDA EXTfl:ICR DEL REACTOR Y SUSIS14M DE AGUA DE RF7CIACU(ACICr7
ENTRADA RCIC
^ESl1T1ADA A DOSBOMBAS DECRC41A0 (JET).
1 DE 2 SUCCIONESDEL SISTEMADE RECIRCUTACICN(RRC).
POSfUI.ALIX--' n
1 DE 2
MOTOR ELcY'TPSCODE LA BOVBA RRCQUE OPERA A DOS
FRECVcTiCIAS:J2511. Y 1515 Hti.-Y4160 V Y 60 SZ
VALVUTA DE AISLAMIENTODEL RRC.
VAL:OLA DE CONTROLDE FLUJO -(FCV`VCF).
(2+ t MIN.POS Y 100 t MAX.PCIS)
VALVUTA DE AISLAMIENTODEL RRC.
El proceso de reducción de potencia en términos generales es a la inversa que la subida de potencia,una vez que la potencia del reactor alcanza el 8/10% el SMR se pasa a arranque, y una vez que sealcanza la potencia cero y las B.C. en 00 el SMR puede ser pasado a PARADA, y según latemperatura del refrigerante se declara parada caliente o parada fría (ver tabla 2). Una vez que sealcanza una temperatura <°C el SMR se puede pasar a recarga iniciando la cuarta etapa de laoperación normal de la Central Laguna Verde. Esta puede utilizar unos 45 días, donde se aprovechapara sacar del reactor el combustible gastado, reubicar el que aún tiene potencia junto con el nuevo,recargando en promedio la 5a. parte de los 444 ensambles de combustible que contiene el reactor.También se aprovecha esta etapa para realizar el mantenimiento general de la Central y los cambioso modificaciones necesarios a la Central para ponerla a la vanguardia tecnológica o con las mejorasdictadas por la experiencia operativa.
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CONDICIONPOS ICION DEL SELECTORDE MODO DEL REACTOR (SMR)
POTENCIA DEL REACTOREN APRM
TEMPERATURA PROMEDIODEL REFRIGERANTE
1.- OPERACION APOTENCIA
LMARCHA (DE B/10% A 100%1 CUALQUIER TEMPERATURA
2.- ARRANQUE ARRANQUE/RESERVA EN CALIENTE (DE 0E A B/10%) CUALQUIER TEMPERATURA
3.- PARADACALIENTE PARADA (0% POTENCIA/B.C. EN -00 "93°C (200°F)
4.- PARADA ENFRIO P ARADA (0% POTENCIA/B.C. EN -00 >60° y l(93°C (140°F y 200°F)
5.- RECARGA RE C A R G A (0% POTENCIA/B.C. EN -00 4 60°C (140°F)
TABLA 2 .- CONDICIONES DE OPERACION DEL REACTOR
II. Operación en Transitorios y Accidentes
Como ya se mencionó en la introducción la Central está diseñada para responder satisfactoriamenteante eventos transitorios y para poder mitigar y evitar mayores consecuencias durante accidentesbase de diseño, las anteriores condiciones son desviaciones de la operación normal que puedenproceder de errores simples de operación (un error de selección de una B.C.) o disparos de turbinaprincipal (por fallos mecánicos) hasta respuestas durante un evento de accidente (LOCA) por roturade alguna tubería conectada al reactor.
Tomando como referencia lo anterior podemos decir que dentro de los sistemas de la Central existenaquellos que cumplen funciones fundamentales durante la operación normal y otros que las cumplendurante eventos anormales, tales como transitorio o accidentes base de diseño.
Se considera que los sistemas, estructuras y componentes con funciones de operación normal sonaquellos que están relacionados directa o indirectamente con la producción de Energía Térmica delReactor y en su conversión en energía eléctrica a través del turbogenerador; y que los sistemas,estructuras y componentes que deben cumplir funciones durante eventos anormales son aquellosque deben estar operables durante la operación normal y entrar en operación cuando el eventoanormal se presente, por ejemplo el sistema que produce el SCRAM no entra en operación encondiciones normales pero esta operable (es decir listo y probado) para que actúe cuando así lorequiera alguna anormalidad. Bajo este contexto podemos decir que los sistemas como el de VaporPrincipal (MS) que conduce el vapor al reactor al turbogenerador, el de Bombeo del Condensador(COND) y Agua de Alimentación al Reactor (RFW), el de Recirculación de Agua del Reactor(RRC), los de manejo de barras de control en condición normal (CRDH-Bombeo de Agua, CRD-Mecanismo Hidráulico y Barra de Control y el RMC-Control Electrónico del Manejo de B.C.), elde agua de mar para enfriamiento del condensador (CW), el de control electrohidráulico (EHC) del
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turbogenerador para el control de la presión del reactor, el de control de nivel de agua del reactory agua de alimentación (RFWC) son considerados como de operación normal, por lo tantoimportantes para la producción de energía eléctrica.
Dentro de los sistemas, estructuras y componentes que deben entrar en operación durante oposterior a un evento anormal, se encuentran los que cumplen funciones de seguridad nuclear (osea relacionados con seguridad) y los que no cumplen funciones de seguridad nuclear pero queauxilian o minimizan los efectos de eventos anormales (sistemas con requerimientos especiales). Esde suponerse que los primeros adquieran vital importancia durante el diseño y operación, ya quetienen tres funciones fundamentales, primera apagar el reactor y mantenerlo en una condición deapagado seguro; segunda, asegurar la integridad de la frontera de presión de refrigerante del reactor(las tuberías y válvulas de aislamiento de los sistemas conectados al reactor) y tercera, asegurar lacapacidad para prevenir y mitigar las consecuencias de un accidente base de diseño que podríaresultar en dosis altas de radiación fuera de sitio, también puede decirse que estos sistemas cumplencon los siguientes objetivos básicos, parar las fisiones nucleares (insertando las 109 B.C. dentro delnúcleo, o sea produciendo el SCRAM); despresurizar el reactor si así es requerido para evitar grandesincrementos de potencia por colapsamiento de burbujas de vapor y evitar altas presiones queamenacen las paredes del reactor y tuberías conectadas a él (a través de las 10 válvulas de alivio yseguridad/SRVS); también propiciar el enfriamiento oportuno, adecuado y sostenido de losensambles de combustible (a través de la operación de los sistemas HPCS, ADS, LPCS y3LPCI-RHR); así como el aislamiento de la contención primaria, si así es requerido para evitarliberaciones potenciales de radiación (cerrando las válvulas de aislamiento de los sistemas que seconectan a la contención primaria), y mantener las condiciones anteriores durante todo el eventohasta que la situación esté fuera de problemas serios.
Todo este esquema está enfocado a garantizar las tres barreras físicas más importantes que evitanliberación de material radiactivo al medio ambiente; la primera corresponde a la pared metálica(Zirca-loy-2) del combustible, la segunda mitad a la frontera de presión refrigerante del reactor y latercera a la contención primaria.
Podemos concluir en forma simple que las acciones de seguridad más importantes durante un eventoanormal, cualquiera que este sea, son en función de su prioridad:
Primero, parar las fisiones nucleares
Segundo, despresurizar el reactor
Tercero, enfriar el reactor
Cuarto, cerrar la contención primaria y secundaria
Quinto, mantener las condiciones anteriores y propiciar el enfriamiento adecuado ysostenido del reactor y contención primaria.
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En la tabla 3 podemos observar en forma resumida las funciones de seguridad y los sistemas quetoman parte en ellas.
Tabla 3. Que muestra las funciones de seguridad de la Central Laguna Verde bajo condiciones de
operación anormal (en transitorios, accidentes base de diseño o eventos especiales).
Se incluyen los sistemas que las cumplen y se indica si son relacionados con seguridad (R.S.) o si solo cumplenrequerimientos especiales (R.E.)
1.- Hacer subcrítico el reactor (parar totalmente las fisiones nucleares).a).- El sistema de protección al reactor (RPS) sensa los parámetros críticos y manda la señal para producir SCRAM al Reactor.El sistema CRD dispone de la fuerza hidráulica (en las 109 HCU`S) para que a través de cada mecanismo hidráulico se insertenlas barras de control; actuando en conjunto se le conoce como RPS-CRD (R.S.).
b).- El sistema de inserción alterna de barras de control (ARI-CRD). Ventea el aire de las válvulas solenoides de SCRAM, porseñal de muy bajo nivel en reactor (R.S.); es un sistema de respaldo al RPS-CRD.
c).-Sistema RPT-ATWS dispara totalmente las bombas del sistema de recirculación al reactor (RRC) por alta presión del reactor,para ayudar a la caída de potencia (R.S.) diseñado para auxiliar durante un ATWS.
d).- El sistema de inyección de boro líquido al reactor (SLC) sirve para parar las fisiones nucleares como un sistema diferente alde barras de control y su uso de limita a fallos de estas. (R.E.).
Es un sistema de respaldo ante fallos del SCRAM.
II. Despresurizar el reactor bajo condiciones que así lo requierana).- Sistema de tres válvulas de baypass de la turbina (controladas por el El-1C), comúnmente opera durante disparos de turbinao rechazos de carga del generador aliviando un 27.5% de vapor al condensador (R.E.)
b) Sistema de diez válvulas de alivio y seguridad del reactor (SVR`S) (R.S.). Usadas para aliviar la presión del reactor hacia laalberca de supresión.
III. Enfriamiento de emergencia al combustible nuclear, debido a posible pérdida de nivel de agua en el reactor.a).- Sistema RCIC (poco flujo) usado sólo en transitorios leves. Inicia operación automática en nivel 2. (RE.).
b).- Sistema HPCS (suficiente flujo) usado en transitorios graves o en accidentes base de diseño. Inicia operación automática en(bajo) nivel 2.
e).- Sistema ADS (5 válvulas de las SRV'S lo tienen) despresurizar el reactor para que los sistemas ECCS de baja presión (LPCSo 3LPCI-RHR) puedan meter agua al reactor, ya sea porque RCIC o HPCS no hubieran arrancado o fueran insuficientes pararestablecer el nivel de agua en el reactor.
d).-Sistema LCPS (suficiente flujo). Diseñado para meter agua al reactor en baja presión durante transitorios graves o accidentesbase de diseño. Inicia operación automática en (muy bajo) nivel 1.
e).- Tres sistemas de LPCI-RHR (suficiente flujo) diseñados para meter agua al reactor en baja presión durante transitoriosgraves o accidentes base de diseño.
Inicia operación automática en (muy bajo) nivel 1.
Todos estos sistemas tienen iniciación automática o manual remota.
IV. Aislamiento de la contención primaria y contención secundaria. (Para evitar fugas de elementos radiactivos y aislar el evento).a).- Sistema NSSSS-MSIV usado para cerrar las 8 válvulas de aislamiento del sistema de vapor principal.
b).- Sistema NSSSS-RCIC/RHR/RWCU, etc. Usado para cerrar las válvulas de los sistemas conectados al reactor o a sistemasconectados a él y que atraviesan la contención primaria.
c).- Sistema de cierre de las válvulas de los ductos del I-IVAC de entrada y salida de aire el edificio del reactor.
39
8
il
z
D
Descripción General de los Sistemas de Seguridad más importantes
a.- Sistema RPS-CRD
El Sistema RPS-CRD (Reactor Protection System and Control Rod Drive) es el principal Sistemade Seguridad de la Central y el primero que entra en operación ante un evento anormal que amenacela buena operación del reactor, este sistema puede actuar por cualquiera de las señales que estándescritas en la Tabla 4, ya sea que sólo se presente una o varias al mismo tiempo, que es lo que aveces ocurre en los eventos transitorios; por ejemplo, si la Central está al 100% de potencia y ocurreun disparo de turbina, como esto representa el cierre automático de las 2 válvulas de paro de laturbina y por su cierre se manda señal de SCRAM, y al cerrar estas habrá presión en el reactor, porlo que ocurre la segunda señal de SCRAM y por alta presión se incrementan las fisiones nuclearesque dan aumento de flujo neutrónico dando una tercera señal de SCRAM, realmente con la primeraseñal es suficiente para producir el SCRAM, pero las demás son de respaldo.
TABLA 4 QUE MUESTRA LAS DIFERENTES SEfALES DE SCRAM, LOS PUNTOS DE AJUSTE Y LASCONDICIONES A QUE EXPONDRIA FL REACTOR SI NO SE PRODUCE ESTE
NOTI Y USD E
R E S ALESO E SCRAM
U P E R A C ION SEÑAL DE SCRAM SITIAL OE SCRAM OPERACION ANORMAL SI STE A SQUEA L
A O R ILA L ANORMALII AJUSTE 1
Sc AP1
OPERATIVA CONEL SAO ERX 0 0 0 OE:
BAIPASEADA CON(L S N R ENNODO DE:
C A U S A S: O U EORIGINARIA
QUE SE ESPONDRIA: B CRAMAUXILIAN
CIERRE 5UBITOOE LAS YAIVULAS
APERTURA DE LAS YALYULAS •1 DISPARO DE TVRAINA BOBR(PREBIONAPERTURA APERTURA
ABIERTA AL ES SDE PARO OE..ARRANQUE 'RECHAZO DE CARGA DEL • INCREMENTO DE DE LAS
LA TURBINA 100 L CERRADAI -PARO GENERADOR. MAYOR ALY OE
LAS VALVULAR
MARCHA- RECARGA•NARCNA CON
30 S• FALLA DEL REGULADOR COLAPRANIENTO POTENCIA.
VALVULARDE
O(ALIVIO
CIERRE SUSITO PRESTON EN E ACCIONA- FIT E,C,A CARGA MENOR OE PRESTON (CERRADO) DE LAS BURBU- Y PALPAS QUEDE LAS YALYULASDC CONTROL OE
MIENTO HIORAULIC R,Lix AL 30 S 'PERDIDA DE PRESIDAEN EL ACEITE
JAS(N
DE VAPOREL SENO DEL
•POSIBLES DANOS A ALCONDENSADOR
DESCARGANCL
106 N 121Rg /c4 NSA Kg/c1LA TURBINA XIDRAUL ICS DE LAS NUCLEI DELLOB COMPONENTESDEL REACTOR V OE
EXCESO
ALTA ► RES TOR 1020 1037 CIERRE DE'ALMAS. REACTOR. TOR. LAS TUBERtAS OE
EN EL REACTORpslqq
71.7(9 /cm-1001ptlg
E72.9Eg/c ' 1000S NINGUNO LAS ASIY's CONECTADAS A EL. A LA ALA RCARCA
CIERRE SUSITO APERTURA QE
ARRANQUE RENAL DE AISLAMIENTO AMIEp fOa DE
SUPRE SION
DE LAS M41Y • t ABIERTA 100^$Symys,
A tEIIÑA MARCHA PAROREj6Rf10
ASSSS. / PERDIDA DEERF5 OX OFL AIRE ACE
ALTA RADI;C10N NIVEL DC RA n^ Ipqq F I B UNA S E R AISLAMIENTO
EN F( TONEL DE EL PAldLE [N EL CoMSUSTOSLE CON" AM AAA CION MAYOR FIS(MARIENTC OE LAB LI--arc' 10nn L D
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DEL FONOS APLENA POT.
DELREFRIGERANTE
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MENOR OIGUAL A TODOS NINGUNO FUGA DE
EXPONER• MVAC NORMA DISPARA'• BGTS (MSG) ANRAHCA
DOA PRIMARIO (Np Fe..0Mp3 „R O. 7/4/19 /e•7 AGUA Y / O PER DIDA AL *ARRANCAN GE .DIESEL VI POZO SECO I (1.68p NIQ)
OE NP011EN UNA LINEA
UD E L CCONSUMIBLE A MACA. LACA Y LECI-RAN
CONECTADA TEMPERATURAS •DISPARO TURBOGCN,/BYPASS
RAJO NIVEL OE NIVELES DE GUABAJADA DE A LA M E E N I -
ANORMALES.
AGUA EN LAVASIJA DEL A.
NIVEL S Y BAIVEL 3NIVEL 6 (A St. RCN)
NIVEL FORCORD .01 VER
VABIJ(LOCA) B E RAN T E
• DISPAROTURBOGENCRA00R
ALTO NIVEL DEV OI. LI M E N EN PARO Y CON V A L V O L A D E V O L U M E N POCO BA IONS AL
AGUAGNA CA E VOLL'NFN pC OE SCAnf.^
,(66 LITROS TODOS EL CONMUTADOR DRENAJE R RAJ E INSUFICIENTEN EL RECIPIENTE
VOLUMEN ARMAOTRO SCRAM
CONDENSADOR
• / TOAR DISPARA
DE RLRAN,O LITROS (17.44 GAL) SA ER BA IZAS C E R R A 0 A
SI HAY 2OPERANDO
MAY00 A: MENOR O PUENTES EN TODOS LOSS N M ( 6 ) 0.7 cps Y IGUAL A: QUITADOS MODOS CON LOS CA IDAO • NR'N ABREN SI
MENOR A: 5.105 e p • (SOLO PRIMERA PUENTES EXTRACC I O AUMENTO ALFRENTO LA PRESIOR DEL
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I N A ( A ) MAYOR A:5/12S MUY ALTA ES CONTROLOALTA EL L A
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DISPARO DEL VAS OCAMBIANDO OHM A PARO
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N.[ 30.74,4C.á
I
RPS
KAA .L. ^ i ARCS IrPKACFIGURA SSISTEMA Di SEGURIDAD DE PROTICCIONAL REACTOR T SISTEMA OR4CCIONAPIliNTO EARNSDIE CONTROL (RPS-qIo.D.)—
El sistema RPS es una Lógica de Control que utiliza detectores para censar las señales másimportantes en la seguridad del reactor, normalmente usa 4 detectores para cada parámetroimportante, estos están en un circuito que bien pertenecen al Subcanal Al o A2 del Canal A oSubcanal B1 o B2 del Canal B del RPS, cada detector posee un contacto normalmente cerrado(NO2B) y hace posible energizar una bobina (K4B) de un relevador, el cual cierra el contacto (K4B)de otro circuito el que tiene otra bobina (K14B) (ver figura 5) la cual mantiene cerrado otro contacto(K14B) No. 7 en una cadena en serie de contactos; mientras el parámetro (Nivel de Agua o Presiónen el Reactor, etc.) sean normales todos los contactos están cerrados, en cuanto sobrepase la señalen los detectores (ejem. NO2B) se desenergizarán todas las bobinas y se abrirán los contactosrelacionados, dejando sin energía eléctrica a la válvula solenoide de tres vías (SV "B" y SV "A"), lasque en operación normal (energizadas) permiten que aire a presión pase hacia los operadores de lasválvulas de SCRAM SV "E" y SV "S" las que por acción del aire permanecen cerradas en operaciónnormal, evitando que el agua a alta presión empujada por el nitrógeno comprimido pase a través delas válvulas de SCRAM VS "E" y VS "S" hacia el mecanismo hidráulico ; ya que si el RPS actuaraesta agua a presión empujaría hacia arriba la barra de control, parando con ello las fisiones nuclearesy por lo tanto el reactor. Este sistema esta diseñado para que si la energía eléctrica falla se produceel SCRAM, ya que si las bobinas se desenergizan se bloquea el paso de aire a las VS "E" y VS "E"produciendo el SCRAM, también si falla el aire se produciría el SCRAM parando las fisionesnucleares.
Es importante mencionar que después del SCRAM el calor generando por las fisiones nuclearesdeja de producirse, y solamente queda en el núcleo (en las pastillas de UO2) lo que llamamos caloralmacenando en los materiales por la alta temperatura y el calor de decaimiento (o residual) que esproducido por la interacción de la radiación (que produce los productos fisión) con la materia, loque representa hasta un 7% de la potencia térmica total del reactor y tendiendo a disminuir.
41
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GURIDAD
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PRESION DEL REAC
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LINEA 11E VAPOR PRINCIPALENT:. EL .^:ACTOP. Y LAS -
VALVULAS DE AISLAMIENTO
TEL TE
Es realmente debido al calor de decaimiento por lo que el reactor debe de recuperar su enfriamientolo antes posible después de un evento anormal; ya que si no existe el enfriamiento oportuno seproducirán altas temperaturas en las paredes metálicas del zircaloy-2 generando problemas a losensambles combustibles, ya que si alcanza 1093°C o más en la vaina se iniciaría una reacciónZr+H20+1093°C --- ZrO+H20+Calor, llamada reacción metal-agua produciendo deterioro en lapared metálica (inclusive puede perforarla) y generando hidrógeno; por lo que es muy importanteante un evento anormal disminuir el riesgo de que esto suceda.
b.-El otro sistema de seguridad importante lo constituyen 10 válvulas de alivio y seguridad del reactor(10 SRV'S) (ver fig. 6) las que abren cuando la presión del reactor ha subido considerablemente. Laapertura de las SVR'S se realiza a través de 1 switch (contacto PS-1) de presión, es decir cuandoalcanza el valor de ajuste el contacto se abre (PS-1 en fig. 6) desenergizando la válvula solenoide SV"1" y así permitiendo que pase el aire al pistón del actuador de la válvula SVR conduciendo a laapertura, pasando el vapor del reactor a las líneas de vapor principal y de éstas a las válvulas SRV'Sy de aquí a los quencher en la alberca de supresión (ver fig. 7), donde el vapor se condensa. Observeque en las plantas termoeléctricas convencionales el vapor de alivio se descarga directamente a laatmósfera, en nuestro caso no, ya que el vapor contiene trazas radiactivas, descargándose a la albercade supresión la cual es un medio controlado.
FIG7E 6 F''IN STEM SAFETY/RELIEF VALVE (1 De 10 VALVULAS)
42
EDIFICIO DEL KEACTOR
CONTENEDORPRIMARIO
FIGURA 7
VISTA DE CURTE DEL
EDIFICIO DEL REACTOR
PISCINA DE COMgt.STISLE
VASIJA DEL REAC:.CR •
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TUNEL DEVAPOR"-"-
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PISCINA- SUPiESIO •.' f SeZV-SfaY .,?-_. VALVE- MSIV-IM:Ya STfpM DISI<.p1TQi VL3Ar.,S
Es muy importante aliviar la presión del reactor ya que ésta ocasiona el colapsamiento de burbujasen el núcleo, y con ello aumenta la moderación neutrónica, lo que trae incrementos de potenciaconsiderables, y como esta incrementa aún más la presión, tendríamos cada vez más potencia, por loque al aliviar la presión evitamos el incremento de potencia y de presión, además de enfriamientoinsuficiente en los ensambles combustibles.
También es necesario indicar que este sistema de válvulas tienen dos funciones importantes, lafunción Alivio que opera por un switch de presión y acción neumática, y la función seguridad, la quesi la presión del reactor alcanza el punto de ajuste de un resorte, éste es desplazado hacia arribaocasionando la apertura de la válvula.
43
84.780.7
LAS OTRAS SRV
78.575.6 LAS OTRAS SRV
75.09
72.9
71.7
La función alivio está ajustada más abajo de la función seguridad, por lo que ésta última es respaldode la primera (ver Tabla 4a y 4b).
TABLA 4a
SISTEMA DE SEGURIDAD DE 10 VALVULAS DE ALIVIO Y SEGURIDAD
AJUSTE EN AJUSTE ENNo. DE FUNCI9N ALIVIO FUNCIQ^) SEGURIDAD
VALVULAS RS/Q+! (PSIG) KG/CM‘ (PSIG)
2 75.6 1076 80.7 1148
2 76.4 1086 82.6 1175
2 77.1 1096 83.3 1185
2 77.8 1106 84.0 1195
78.5 1116 84.7 1205
10 TOTAL SCRAM--72.9 Rg/Cm2PRESICN NORMAL DEL REACTOR-- 71.71 CM/Q42
A 100 E DE POTENCIA
SCRAM — SAFETY CONTROL ROO AUTOMATIC MOTIONMOVIMIENTO AUTOMÁTICO DE BARRAS DE CONTROL DE SEGURIDAD
TABLA 4b
FUNCIONES AUTOMATICAS POR PRESION DEL REACTOR
KG/CM 2DENTRO DEL REACTOR
PRUEBA HIDROSTATICA110
FUNCION APERTURA 10a. SRVSEGURIDAD APERTURA la. SRV
FUNCION ( APERTURA 10a. SRVALIVIO I APERTURA la. SRV
DISPARO TOTAL A RRC(RPT)(ATWS).
SCRAM
PRESION NOMINAL DELRX A 100% POTENCIA
AISLAMIENTO DEL RCIC 3.5
o
44
NO
ROCIO DE
^
Nk.
^^^.... ^ ''.L•
^1 M.
1111 OESIVTO VALVIA.AS
TURBINA
OE ALIVIO.
CONTENEDOR PRIMARIO
OE DIEZ TUBOS OEASIS.. OE ALIVIO DE VAPOR
VALIALAS
^ ^ IM
RCIC
•
LINEA DE VAP^1
A Ida BINA 011a
I Ivcs l-^•
VALVULAS
St1CCIIN DE AGUA
n
J
LACIA
MIMA^o AMOTOR
ELECTRICE
LJ'CF
c.- El enfriamiento al núcleo en condiciones anormales es proporcionado por los sistemas descritosen la sección III de la tabla 3 y su función es enfriar el combustible después de que éste tiende aperderse por las razones expuestas anteriormente en la parte a) de esta sección. Estos sistemas estánrepresentados en la figura 8, los que inician su operación por las siguientes señales.
GENERADOR DIESELDIV. III
•
ENERGIA111 ELECTRICA
DE LA RED
FOYER
BOMBA
Om TANQIISDE CONDENSADO
¡Al-DULA
Z S/cc/0r)
AGUA"- III
a BULLION DE AGIA
MOTORELECTRICO
ENERGIA EL4CTRICAOE LA REO EXTERNA
4
EEL DIESEL DIV. II
I vIG. • DIAGRAMA QUE DESCRIBE ALOS SISTEMAS DE ENFRIAMIENTO AL
i o
REACTOR EN TRANSITORIOS O ACCI-DENTES BASE DE DISERO.
total EI.ECIRiCO
ENERGIA ELECTAOE LA REO ME
i
El RCIC- Bajo nivel de agua en el reactor. Nivel 2- Iniciación Manual Remota (desde el cuarto de control)
El HPCS- Bajo nivel de agua en el reactor Nivel 2- Alta presión en el pozo seco 0.118 Kg/cm2- Iniciación manual remota (desde el C.C.)
El LPCS- Muy bajo nivel de agua en el reactor Nivel 1- Alta presión en el pozo seco 0.118 Kg/cm2- Iniciación Manual Remota (desde el C.C.)
Los 3 LPCI-RHR- Muy bajo nivel de agua en el reactor Nivel 1- Alta presión en el pozo seco- Iniciación Manual Remota (desde el C.C.)
45
Es necesario indicar que en el diseño de los ECCS se tiene un sistema para inyectar agua al reactoren alta presión (el HPCS), es decir que aunque el reactor tenga alta presión el HPCS es capaz deenfriar el combustible, no siendo el caso de los sistemas LPCS y 3LPCI-RHR que son de baja presiónya que si después de un evento transitorio o de accidente la presión del reactor es alta no puedemeterle agua, requiriendo ser despresurizado para bajar la presión a condiciones que si sea posibleinyectarla ésto se hace en automático o en manual a través del sistema ADS. Pero si por rotura dealguna tubería el reactor se despresuriza, todos los sistemas podrán meter agua al reactor.
Respuestas de la Central ante Eventos Anormalesa.- Transitorio.- Disparo de turbina con actuación del baypass
- Potencia de la Central 100%- Capacidad del baypass 27.5%- Presión del reactor 71.7 Kg/cm2
TIEMPO (SEG) EVENTO
0 Señal de tiempo de turbina (inicio del cierre de las válvulasde paro)
0.01 Las válvulas de paro mandan señal de SCRAM y detransferencia del sistema RRC de 60 a 15 HZ (primerafunción de seguridad)
0.1 Las válvulas de baypass empiezan abrir para desfogar elvapor al condensador.
2.06 Inicia apertura de las SRV'S (Segunda función deseguridad)
5.20 El SCRAM del reactor ha concluido5.3 Se alcanza alto nivel de agua en el reactor (N8) y disparan
las turbobombas del sistema de agua de alimentación alreactor (RFW)
8.46 Inician cierre las SRV'S
42 Las válvulas de baypass abriendo para regular la presión
50 El nivel del reactor baja y alcanza el nivel 2 (señal de inicioa los sistemas RCIC y HPCS - tercera función de seguridad).También se manda señal de aislamiento a las 8 válvulasMSIV`S del sistema de vapor principal (MS) (cuarta funciónde seguridad)
3 min. El nivel se ha recobrado completamente y la situacióntiende a ser estable
10 min. Los parámetros potencia, presión y nivel de agua del reactorestables.
46
b.- Accidente base de diseño.- Ruptura de la tubería de succión del sistema RRC. (ver figura 4).
TIEMPO (SEG) EVENTO
O Ocurre la rotura y coincide (probablemente por un sismo)con pérdida de energía externa (caída de las torres).
0.1 Se presenta alta presión en el contenedor primario (en pozoseco) y el nivel de agua del reactor tiende a bajar.Por alta presión en pozo seco hay señal de SCRAM, señalde arranque al HPCS, LPCS, y 3 LPCI-RHR y señal dearranque a los 3 generadores diesel Div. I, II y III (tambiénhay señal de arranque a los generadores diesel por bajovoltaje).
3 Se alcanza bajo nivel de agua del reactor (N2), señal decierre a las MSIV`S. Segunda señal de arranque al HPCS
7 Se alcanza muy bajo nivel de agua en el reactor (nivel 1).Segunda señal al LPCS y 3 LPCI. Se inicia conteo 105 segdel ADS
13 a 18 Generadores diesel Div. I, II y III, listos para tomar suscargas. Se energizan motores y válvulas de los sistemasECCS.
27 a 42 Válvulas de inyección del ECCS totalmente abiertas y susbombas con flujo nominal
200 Núcleo reinundado10 min. Operador puede iniciar enfriamiento a la contención y
alberca de supresión. Se verificará el contenido dehidrógeno en contención.
Como se puede observar tanto en un evento transitorio o accidente la filosofía del diseño de laCentral y la respuesta de los operadores ante estos eventos está enfocada a garantizar que la potenciadel reactor después de un evento anormal que afecte al reactor sea cero y que las barras de controlestén totalmente insertadas, que la presión del reactor sea aceptable, que el nivel de agua en elreactor sea el de operación normal y que las presiones y temperaturas del contenedor primario seanlo más bajas posibles y que no amenacen la integridad de la contención.
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Para finalizar podemos dar un bosquejo general de los criterios o consideraciones fundamentales dediseño de la Central Laguna Verde:
1.- Se construyó en sitio con bajo historial sísmico.
2.- Se cimentó sobre una roca basáltica de más de 30 mts de profundidad.
3.- Se diseñó bajo sismo.- Para soportar un sismo base de operación (OBE) de 0.14 G y parasoportar un sismo base de diseño (DBE) de 0.26 G, ambos valores de aceleraciones a nivel depiso: (el valor más crítico del sismo en la Ciudad de México del 19 de septiembre de 1985 fue0.17 G).
4.- Si un transitorio o un accidente se presenta: Se diseñan sistemas para mitigar lasconsecuencias y evitar las fisuras en el combustible.
a) Dos sistemas independientes para parar las fisiones nucleares el RPS-CRD y el SLC.
b) Diez válvulas SRV'S para despresurizar el reactor durante eventos transitorios y 5 deéstas con lógicas ADS div. I y II en cada una para despresurizar el reactor si fueranecesario en respuesta a un loca.
c) 5 sistemas de enfriamiento, con 3 generadores diesel independientes: (1HPCS,IuCSy 3 LPCI-RHR).
5.- Si llegase a haber fisuras en el combustible: Se diseñan barreras para evitar la liberación deelementos radiactivos al medio ambiente. Principalmente el contenedor primario y la albercade supresión.
6.- Si hubiera fuga del contenedor primario: Se cuenta con contenedor secundario con paredesde concreto armado de 60 a 120 cros de espesor.
7.- Si el contenedor primario fugara y el contenedor secundario lo hiciera también
- Existen 2 sistemas uno redundante del otro (El SGTS), para filtrar gases, ademásocasiona vacío en el contenedor secundario evitando al máximo las fugas al medioambiente.
8.- Si se determina que ya pueden presentarse o ya se tienen presentes fugas de elementosradiactivos
- Se ejecuta la evacuación de habitantes del área involucrada o se implementan lasmedidas dictadas en los planes establecidos para el caso.
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Siglas en Inglés Nombre en Inglés
Air Removal SystemAnticipateTransient-WithoutSCRAMAverage PowerRange MonitorSystemAutomaticDepresurationSystem (5. SRV)Alternate RodInsertion SystemBoiling WaterReactorControl Rod DriveSystemCirculation WaterSystemControl Rod DriveHidraulic SystemElectro HidraulicControl System
now Control ValveHeat Ventilation AirCondition SystemHigh Pressure CoreSpray SystemLow Pressure CoreSpray SystemMean SteamInsolation Valves (8válvulas)Nuclear SteamSupply ShutoffSystemNuclear ServiceWater System
ARATWS
APRM
ADS
ARI
BWR
CRD
CW
CRDH
EHC
FCVHVAC
HPCS
LPCI-RHR
MSIV
NSSSS
NSW
Glosario de términos
Significado en Español
Sistema de Remoción de Aire del CondensadorTransitorio Separado sin SCRAM
Sistema Promediador de Señales de losLPRMS (Potencia Promedio del Reactor).
Sistema de Despresuración Automática
Sistema Alterno de Inserción de Barras deControlReactor de Agua Hirviente
Sistema de Manejo de Barras de Control
Sistema de Circulación de Agua de mar encircuito abierto para enfriar el condensadorSistema Hidráulico en Alta Presión para elmanejo normal de las barras de controlControl Electro Hidráulico del Turbogeneradorprincipal (Sistema de control de presión delreactor y velocidad/carga de la turbina)Válvulas de Control de FlujoSistemas de Aire Acondicionado, Ventilación yCalefacciónSistema de Rocio al Núcleo de Alta Presión
Sistema RHR en modo de inyección derefrigerante al núcleo en baja presiónVálvulas de Aislamiento de Vapor
Sistemas de Cierre de las Válvulas de Aislamiento
Sistema de Agua de Mar para Servicio deEnfriamiento de Sistemas del Reactor
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Nuclear ClosedCooling WaterSystemReactor ProtectionSystemReactor Feed WaterControl SystemReactor ManualControl SystemReactor Feed SaterSystemReactor ManualControl System andControl ROD DriveSystemReactor WaterClean Up SystemReactorRecirculation SystemReactor Pumps Trip
Rod WorthMinimaizer SystemSafety Relief Valves
Turbine ServiceWater SystemTurbine ClosedCooling WaterSystemSource RangeMonitors System
Sistema de Agua Desmineralizada paraEnfriamiento de Circuito Cerrado de Sistemasdel ReactorSistema de Protección al Reactor
Sistema Reactor del Nivel del Agua delReactor y de Agua de Alimentación al ReactorSistema de Control Manual del Reactor
Sistema de Agua de Alimentación al Reactor
Sistemas que hacen posible el manejo de lasbarras de control desde el panel principal.RMC-El mando Eléctrico. CRD-El mandoHidráulicoSistema de Limpieza del Agua del Reactor
Sistema de Recirculación del Reactor
Sistema para hacer el disparo total de lasBombas RRC.Sistema Minimizador de valor de barra
Sistema de Válvulas de Alivio y Seguridad delReactor (10 válvulas, 5 con ADS)Sistema de Agua de Mar para Enfriamiento deSistemas del TurbogeneradorSistema de Agua en Circuito Cerrado paraEnfriamiento de Sistemas del Turbogenerador
Sistema de Monitoreo de Neutrones a Rangode Fuente
NCCW
RPS
RFWC
RMC-
RFW
RMC-CRD
RWCU
RRC
RPT
RWM
SRV
TSW
TCCW
SRM
50
SECRETARIA DE SALUD
Dr. Víctor Manuel Leo MéndezCoordinador de Juridicciones Sanitarias de Salud Pública en el Estado de Veracruz
I. Introducción
De acuerdo a los datos proporcionados por la Organización de las Naciones Unidas (O.N.U.), en losúltimos 20 años los desastres naturales ocurridos a nivel mundial, provocaron la muerte de 3 millonesde personas, afectaron la vida y el bienestar de 800 millones de habitantes y se cuantificaron pérdidasmateriales inmediatas que exceden los 23 billones de dólares.
México debido a su extensión geográfica, a sus características topográficas, hidrológicas, geológicasy ambientales, así como a la idiosincrasia de su gente, está expuesto a que su población sufra dañosa la salud por siniestros de origen natural, tecnológico o provocados por el hombre.
La industria en nuestro país a pesar de la crisis económica por la que atraviesa ha mantenido uncrecimiento progresivo, pero al mismo tiempo, ha incrementado el nivel de riesgo en la ocurrenciade accidentes derivados de este tipo de producción, los cuales ocasionan pérdidas humanas ymateriales, afectan la salud de los trabajadores yen algunas ocasiones dañan la salud de la poblaciónque habita en las áreas aledañas a las factorías (San Juanico D.F., ANAVERSA en Córdoba) oincluso su impacto puede darse en lugares más lejanos (varilla contaminada en Cd. Juárez).
A la industria nuclear con fines pacíficos se le ubica dentro de los riesgos de consecuenciascatastróficas, independientemente de que su utilización se dirija a la generación de energía yelectricidad, a la industria farmacéutica, a la medicina nuclear, etc., pues los costos humanos ymateriales en caso de un accidente por lo regular son graves.
La mayoría de las veces, los desastres se presentan en forma súbita o inesperada, por lo que alteranel funcionamiento normal del sistema de atención médica, salud pública y asistencia social. Enconsecuencia, es fundamental establecer entre las instituciones de salud la coordinación y planeaciónsuficiente, que permita definir con anterioridad las acciones de protección que deban realizarse enaquellos casos en los que se ponen en riesgo la existencia y salud de una población.
La Secretaría de Salud como entidad rectora del Sistema Nacional de Salud y con los fundamentoslegales que le confieren; la Constitución Política de los Estados Unidos Mexicanos; la Ley Orgánicade la Administración Pública Federal; la Ley General de Salud; la Ley del Sistema Nacional deAsistencia Social; Ley Orgánica del Ejército y de la Ley Orgánica de la Fuerza Aérea Mexicana; laLey Orgánica de la Armada de México; el Reglamento Interior de la S.S.A., y el Sistema Nacionalde Protección Civil, tiene la facultad de coordinar, diseñar y desarrollar el Programa Nacional deAtención a la Salud en caso de Desastre, abarcando actividades de prevención, auxilio, atención ala salud y apoyo a las población en riesgo o afectada por un desastre, señalando las líneas de accióny estableciendo los aspectos técnico operativos en materia de salud.
51
CENTRO NACIONAL DE PREVENC ON DE DESASTRES
En la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde los estudios probabilísticos realizados indican quela probabilidad de falla de los sistemas primarios y de seguridad es mínima, sin embargo, algunosrequisitos de carácter internacional para su operación le exigen la existencia de planes,de emergenciaen los cuales se señalen las acciones a realizar tanto al interior de la Planta (P.E.I.) como aquellasotras dirigidas a la población circunvecina (P.E.R.E) en caso de un accidente.
Es en este contexto jurídico-técnico-operativo en el que se dá la participación del Sistema Nacionalde Salud y en particular el trabajo del Sistema Estatal de Salud de Veracruz. Y su integración al Plande Emergencia Radiológica Externo se realiza mediante sus representantes en el Comité de Planesde Emergencias Radiológicas Externos (COPERE).
II. Fuerza de Tarea de Salud (F.T.86)
La coordinación es fundamental en las diferentes etapas en las que se divide el P.E.R.E. las cualescorresponden a la preparación, respuesta y recuperación y en todas ellas existe comunicación einteracción con los coordinadores de las fuerzas de tarea de otras dependencias e instituciones queestán involucrados en el Plan de Emergencia a fin de lograr una respuesta integral.
En el caso de la Fuerza de Tarea de Salud participan las siguientes instituciones: la Secretaría deSalud y Asistencia del Gobierno del estado de Veracruz, los Servicios Coordinados de Salud Públicaen el Estado, el Instituto Mexicano del Seguro Social, el Instituto de Seguridad y Servicios Socialesde los Trabajadores del Estado, la Dirección General de Asistencia Pública del Estado, ServiciosMédicos de la Secretaría de Marina, la Secretaría de la Defensa Nacional, la Cruz Roja Mexicana,la Secretaría de Desarrollo Urbano y Ecología, la Comisión Nacional del Agua y el Instituto Nacionalde Investigaciones Nucleares.
Para llevar a cabo todas las actividades y responsabilidades que corresponden a la Secretaría de Saluden cada una de las etapas del plan, la fuerza de tarea de salud cuenta con un coordinador general,un coordinador de apoyo, un secretario ejecutivo y siete grupos de tarea, siendo estos:
86.1 Control de la exposición radiológica para el personal de respuesta
86.2 Monitoreo clasificación y descontaminación de evacuados
86.3 Traslado de lesionados
86.4 Atención médica especializada
86.5 Atención médica general
86.6 Profilaxis radiológica y
86.7 Control de agua y alimentos
52
Específicamente hablando de la atención médica a ésta la podemos dividir en cuatro apartados:
a) Atención médica preventiva.- La cual se proporciona a través de la profilaxis radiológica,administrando comprimido de yoduro de potasio estable (IU) que evita la fijación deyodoradiactivo al encontrar la glándula tiroides saturada; el control de agua y alimentos paraque la población no ingiera productos cuyos niveles de radiación se encuentren por arriba delos límites permitidos; y el control de la exposición para el personal, de respuesta, con lo quese asegura que todos los elementos que trabajan durante una emergencia no presenten_
deterioros significativos en su salud.
b) Atención médica de urgencias.- Es aquella que se proporciona a bordo de las ambulanciasdurante el traslado de heridos, en los centros de monitoreo y descontaminación de evacuadosen casos graves y la misma descontaminación de personas o heridas.
c) Atención médica general.- Esta se proporciona a la población que sufre deterioro en susalud por agravamiento de enfermedades que padecen previamente (diabetes, hipertensiónarterial, etc.), estados fisiológicos que se desencadenan prematuramente (embarazadas conamenaza de parto prematuro) o nuevas enfermedades derivadas de la angustia (crisis nerviosas,accidentes, psicosis, etc.) tomando en cuenta que en todos estos casos, no existe contaminacióno irradiación radiactiva en los individuos.
d) Atención médica especializada.- En ella se contempla la atención de personas irradiadasy/o contaminadas con o sin lesiones agregadas.
III. Atención Médica General
La experiencia adquirida durante diferentes desastres ocurridos en nuestro país señalan que existeuna cantidad importante de personas que sufren daños en su salud por causas indirectas al siniestro,así como también, que la falta de previsión y desorganización que se presenta en las unidadeshospitalarias en no pocos casos provoca atenciones tardías a los pacientes, saturación en unidadesde salud, desabasto de insumos, etc.
Por ese motivo, para establecer un manejo adecuado de los pacientes que requieren de cuidadoshospitalarios generales, en el plan se contemplan los procedimientos a seguir para la canalización delos pacientes a las unidades hospitalarias, cuidando que no se rebase la capacidad instalada de lasmismas y que la atención se proporcione en la unidad más cercana.
De acuerdo al plan de emergencia, la atención médica de tipo general se proporcionaráprincipalmente a través de 4 unidades hospitalarias ubicadas una al noroeste (IMSS De Martínez dela Torre) tomando como punto de referencia la C.N.L.V., otra al oeste (CEM de Xalapa) una al sur(IMSS de Cardel) y otra más al sureste (ISSSTE de Veracruz) cuya capacidad física instalada es de340 camas censables 11 quirófanos 4 laboratorios de análisis clínicos 6 gabinetes de rayos X y 8 salasde expulsión.
53
Todos los hospitales son los más cercanos a la zona de la C.N.L.V. y para seguridad de los pacientesse localizan fuera de la zona vía pluma. Existe un director de grupo de tarea el cual se coordina concada uno de los directores de unidad en cuanto a capacidad física instalada disponible en esemomento; recursos humanos y materiales existentes, y la canalización de pacientes. Para todo ellose ha diseñado un diagrama de actividades que debe realizar cada unidad hospitalaria así como uninventario de recursos (anexo 1 y 2).
FLUJO DE ACTIVIDADES PARA EL GRUPO DE TAREAS S6.5 ANEXO 1
ATENCION MEDICA GENERAL DEL F.E. F:. E.
^EL`_AFI
^:.=.- 5^1^
UT-:_t..5. _:EL OFT-SE 5E IEL DGT-S6.7 SE VERACRUZRECIBE LA i QM! INICA LA F'ECIBE LA 1COMUNICA LAALERTA ALERTA AL
bGT-c _ . _ALERTA 'ALERTA A
ILAS U.T. I IT-:^r, -°, :MT_.DE LAT O RRE
EL PAT 86.5UT-56. .4SE TRANSLADA
A UT-S6.5.1 ;:ALAPA(CARDEL)
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Pasa visita.Seleccionaaltas.Cuantifica
Sus-pende ci-rugias pro-gramñdas.Cuantifica
CuantificaOnal
=.disponibleVerifica
Ouantiflc T ,per sona --^Personadisponible•, ve f^i^_.^l
r ^_Udnt.ifi^=c^personal
_.I dip^r^ible.Verifica
Suspende la= .
terna...
i ic'^tlfiPersonal rf1= dl F sición existencia rcia Revisa vl ._' rr_t!^do_^ de di -po .I i 3rdi._o dispo- de quirdfa- de medica- de -_ -,, ' registro Y de camas -nnible. rr!s. mentr,s Y- para ambu - recepcldn urgencias.
Cuantifica material - lancias y de lesiona CuantificaPersonal --disperiible.
de Cura -cion.
lesi orra.dos. dos- F'er sonal rfi e-
di+_o Y eflf.disponibles
cFT-86 = Coordinador dal=.. fuerza deTarea 86
E7 Jefe de cada
=- r de recursos hasicos y •1 0 -omun;- _ - la UT-S6-5.1ha s.
y rm-=_ o_u-ii c a_._r^ ~ e '1 DGT-86.2Y _on CFT-86.
DGT -86.5 = Director delgrupo deTareas 686.5
LIT = Unidad de .. reas. ^
El LGT Sformacicfn
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54
1
1
1
1 DE L I
PLAN DE EMERGENCIA RADIOLOGICO EXTERNOP.E.R.E.
G.T. 86.5 ATENCION MEDICA GENERAL
ANEXO 2
INFORME DE RECURSOS
1.- NOMBRE DE LA UNIDAD
2.- NUMERO DE CAMAS CENSABLES
3.- NUMERO DE CAMAS DE TRANSITO
4.- CAMAS CENSABLES DISPONBLES
5.- CAMAS DE TRANSITO DISPONIBLES
6.- CAMAS CENSABLES POTENCIALMENTE DISPONIBLES
7.- DISPOSICION DE OUIROFANOS
8.- DISPOSICON DE AMBULANCIAS
9.- MEDICOS GENERALES DISPONIBLES
10.- MEDICOS GINECOLOGOS DISPONIBLES
11.- MEDICOS INTERNISTAS DISPONIBLES
12.- MEDICOS CIRUJANOS DISPONIBLES
13.- MEDICOS PEDIATRAS DISPONIBLES
14.- MEDICOS TRAUMATOLOGOS DISPONIBLES
15.- ODONTOLOGOS DISPONIBLES
16.- OTROS ESPECIALISTAS DISPONIBLES
IB.-
c.- 1 1
17.- ENFERMERAS DISPONIBLES
18.- AUXILIARES DE ENFERMERIA DISPONIBLES
19.- TRABAJADORES SOCIALES DISPONIBLES
20.- OPERADORES DE AMBULANCIA DISPONIBLES
FECHA: L-_1 DE
HORA: HRS.
L
El director de este grupo de tarea se ubica para sus operaciones en el Hospital General del IMSSdel Cardel y la comunicación con los otros hospitales la hace por radio con frecuencia del P.E.R.E.a excepción del Hospital del ISSSTE en Veracruz la cual se establece por medio de teléfonocomercial.
Es importante recalcar que a este tipo de unidades únicamente se deben canalizar pacientes que notengan contaminación radioactiva o se encuentran irradiados, por otro lado, existe la posibilidad decanalizar pacientes a otros hospitales de la región de los 80 kms en el caso de que se presente unamayor demanda de atención.
21 -
22. -
23.- ELABORO.
55
IV. Atención Médica Especializada.
, Este procedimiento establece el manejo médico especializado de tipo radiológico en centroshospitalarios, el cual comprende por un lado, el tratamiento y cuidados a seguir ante pacientesirradiados y contaminados con o sin lesión que lo ameriten y por otra parte, los aspectos de seguridadradiológica que deben ser aplicados por el personal de respuesta.
Es conveniente señalar que los daños ocasionados por radiación depende de la dosis recibida, delgrado de contaminación, de su localización interna o externa, del tiempo de la exposición y de lascaracterísticas propias de cada persona, por lo que es requisito indispensable que el personal médico,paramédico y administrativo se encuentre adecuadamente capacitado, pues el conocimiento y laaplicación de los principios básicos de seguridad radiológica por parte del personal de respuesta,permitirá disminuir o limitar la dispersión de la contaminación y las dosis recibidas.
Los pacientes que serán atendidos en estos hospitales serán los referidos de los centros de monitoreode evacuados o los enviados directamente de la planta que recibieron más de 100 Rems a cuerpoentero que presenten contaminación fija o contaminación interna, estén o no lesionados.
Para operadores de la planta y personal ocupacionalmente expuesto, que reciban dosis importantesde radiación o que cuya evolución clínica indique un deterioro importante de su salud y en lasunidades hospitalarias del estado no se les pueda proporcionar la atención médica específica, serántrasladados a centros hospitalarios de la Cd. de México o de los E.U.A.
A nivel estatal para la atención médica especializada se ha asignado al Hospital Naval de Veracruzy al Hospital General de la S.S.A. en Veracruz. Actualmente sólo el Hospital Naval se encuentraen posibilidad de proporcionar este tipo de atención con una capacidad física mínima, en tanto queal Hospital de la S.S.A. hasta 1992 se le harán adecuaciones para proporcionar el servicio.
De acuerdo al esquema de organización se tiene contemplado la existencia de un director de grupode tarea para que coordine las actividades en los dos hospitales a través de los directores de cada unade las unidades hospitalarias, teniendo como base al Hospital Naval de Veracruz y la comunicaciónla establece mediante la radio con frecuencia del P.E.R.E.
V. Fase 1 y Fase 2 del Plan
Durante el transcurso de los simulacros parciales y generales que se realizaron en 1989 y 1990 seobservó que la fuerza de tarea de salud, debido a la ubicación de su personal, empleaba más tiempoen llegar a sus sitios de operaciones que el resto de las fuerzas de tarea, por este motivo se decidióincluir en el plan la fase 1 y la fase 2.
De este modo las acciones de salud durante la primera fase se encuentran a cargo de la ComisiónFederal de Electricidad, la Secretaría de la Defensa Nacional y la Secretaría de Marina cuyoselementos se encuentran más cercanos a la C.N.L.V. y por tanto su tiempo de respuesta es más rápida,
56
de tal forma, que son los responsables de activar los Centro de Monitoreo de Evacuados, realizar elcontrol de la exposición y activar al Hospital Naval de Veracruz para dar la atención médicaespecializada.
La fase 2 del Plan no tiene un tiempo preestablecido ya que ésta se lleva a cabo, en el momento enque se presentan las brigadas de salud en sus sitios de operaciones y proceden a transferencias defunciones con las dependencias que se encuentran laborando en esos lugares.
VI. Efectos de la Radiación sobre la Salud Humana.
Desde que la vida apareció en la tierra, ha estado expuesta a las radiaciones ionizantes provenientesdel cosmos, de la corteza y atmósfera terrestre, de manera que la vida y la radiación son viejas"conocidas" y han aprendido a vivir juntas.
El principal efecto producido por la radiación alfa, beta, gamma, rayos X, protones, al incidir sobrelos átomos de la materia, es la de excitar, o en su caso expulsar algunos de sus electrones orbitales,a ésta última situación se le conoce con el nombre de Ionización.
Los electrones así producidos tienen grandes cantidades de energía y a su vez pueden ionizar a losátomos que encuentren en su trayectoria.
Si un cuerpo es irradiado durante un intervalo de tiempo, en sus átomos se produce la ionización yen consecuencia en el interior de ese cuerpo existen, durante este periodo, electrones enmovimiento.
Los seres vivos están constituidos por células, las cuales a su vez están integradas fundamentalmentepor la membrana, citoplasma y núcleo.
La membrana es la envoltura de la célula, la cual permite el paso de fluidos que le sirven de alimento,así como la eliminación de toxinas.
En el citoplasma se llevan a cabo funciones y reacciones químicas que permiten la asimilación de losnutrientes celulares.
En el núcleo de la célula, se encuentra el código genético que durante la división celular da lugar ala formación de dos células idénticas.
A) Efectos a nivel celular.- Si el ser humano está expuesto a la radiación ionizante, los electronesproducidos pueden interaccionar con las células de la siguiente manera:
1. A nivel de la membrana.- Se producen daños que alteran la ósmosis de tal manera, que puedeaumentar o disminuir el volumen celular, según sea el gradiente de la presión en los fluídosexternos o internos de la célula.
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2. A nivel de citoplasma.- Como el citoplasma está constituido aproximadamente del 80% deagua (H2O), el efecto más importante sobre éste, es básicamente en la molécula de agua.
El H2O posee un par en enlaces covalentes, que pueden romperse debido a la energía transmitidapor los electrones de la ionización dando origen a los siguientes radicales:
A) H20 H+ + OH-B) H20 H- + OH+C) H20 H° + OH°
En el caso de A) y B) se producen radicales con carga eléctrica positiva y negativa, (Iones), mientrasque el caso C) se rompe la molécula dando origen a radicales con electrones no apareados (los átomosse agrupan generalmente compartiendo un par de electrones), los cuales se llaman radicales libres.Estos radicales libres tienen más actividad química que los Iones. La reacomodación de éstosradicales puede dar origen a:
D) H + + OH- H20E) H- + OH + H20F)H°+OH° H20G) H° + H° H2H) OH° + OH° H2O20I) H° + 02 H02°
El agua y el hidrógeno molecular (H2) así formados no representan ningún problema en elcitoplasma, mientras que la formación del peróxido del hidrógeno (H20 2), produce unenvenenamiento de la célula. Al combinarse el radical libre, HO con el oxígeno que se encuentra enla célula (02), produce el radical libre H02°, el cual es más perjudicial que el peróxido de hidrógeno,produciendo alteraciones en el metabolismo celular.
La radiación ionizante cuando interacciona con el citoplasma, hace que la célula muera o bien semantenga en un estado latente, y en ambos casos la célula no se reproduce.
3. A nivel del núcleo.- El núcleo contiene los cromosomas encargados de la reproduccióncelular. Los cromosomas están formados por genes y éstos a su vez están formados pormacromoléculas del tipo del ácido desoxirribonucléico (DNA).
Los electrones producidos en la ionización pueden romper enlaces del DNA, o bien fijarse a ellos,alterando en ésta forma su estructura molecular.
El DNA alterado al reproducirse lleva una anomalía, la cual se refleja en el gene y éste a su vez enel cromosoma. De esta manera la célula puede llegar a tener una mutación o un cambio hereditario.
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B) Efectos a nivel mundial. Las células que tienen menor tiempo de mitosis, (división celular), sonlas más sensibles a la radiación, por ejemplo: los tejidos encargados de generar células, (médula ósea,gónadas), son más sensibles a la radiación que las células nerviosas, ya que éstas no se reproducen.Así mismo, durante el transcurso de unavida, la sensibilidad a la radiación decrece conforme aumentala edad: feto, niño, adolescente, adulto y anciano.
Otra variable que influye en el daño biológico es el tipo de radiación y la dosis absorbida. El serhumano puede ser irradiado con grandes cantidades en poco tiempo; denominado este caso con elnombre de exposición aguda, y pequeñas cantidades en periodos largos que se llama exposicióncrónica.
Generalmente, las dosis diagnósticas o terapéuticas no son clasificadas en ninguno de los términosanteriormente enunciados.
Estas exposiciones pueden dar origen a dos tipos de efectos en el organismo: los somáticos y losgenéticos.
Los efectos somáticos se refieren a aquellas lesiones experimentadas por las células, que afectan ala continuidad de las funciones del organismo, pudiendo existir desde las leves hasta las graves.
Los efectos genéticos se refieren a las lesiones de las gónadas que pueden producir mutaciones engeneraciones posteriores.
Las mutaciones, una vez ocurridas, son permanentes. No se tienen pruebas concluyentes sobre siexiste o no una dosis umbral para las mutaciones.
La siguiente tabla proporciona una idea de los efectos biológicos.
Tabla 1. Efectos biológicos de las radiaciones en exposición agudas.
Dosis Efecto Probable
0-25 Rems25-50 Rems
50-100 Rems
100-200 Rems200-400 Rems400-500 Rems600 o más Rems
Ninguna lesión evidente.Posibles cambios en la sangre, pero ninguna lesióngrave.Cambios en las células de la sangre, alguna lesión,pero ninguna invalidez.Lesión, posible invalidez.Certeza de lesión e invalidez, posible muerte.50% de mortalidad en 30 días.Probablemente mortal.
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C) Efectos a la población.- La seguridad radiológica tiene como finalidad primordial, en laproducción, manejo y desecho de materiales radiactivos, la de proteger a los individuos y su progeniede los efectos que pueda producirle la radiación.
Estos efectos se clasifican en dos grandes grupos:
1.- Efectos Estocásticos; son aquellos cuya probabilidad de ocurrencia, independientementede su gravedad, es función de la dosis.
2.- Efectos No Estocásticos; son aquellos que pueden presentarse a partir de un umbral dedosis y cuya gravedad varía con la dosis.
Los efectos hereditarios y algunos somáticos como la carciogénesis son efectos estocásticos.
Efectos somáticos no estocásticos son por ejemplo, entre otros, las cataratas de cristalino ocular,daños a la piel (no malignos), deficiencias hematológicas. Para éstos casos la gravedad del dañodepende de la magnitud de la dosis recibida, sin embargo, hay un límite en el cual por debajo de ésteno se aprecian los efectos.
El propósito de la Protección Radiológica es el prevenir los efectos no estocásticos y limitar laprobabilidad de los estocásticos a niveles considerados como aceptables. Un propósito adicional, esgarantizar que todas las exposiciones a la radiación sean justificadas.
La prevención de los efectos no estocásticos se debe lograr estableciendo límites de equivalente dedosis con valores que no alcancen el límite en el periodo total de la vida útil de trabajo.
La limitación de los efectos estocásticos se logra con el concepto justificado de que la dosis deexposición debe ser tan baja como pueda lograrse, y para ésto, se toman en cuenta factores socialesy económicos, sujetos siempre a que los límites del equivalente de dosis no sea excedido.
D) Limitación de dosis individual y a población.- Los límites de equivalente de dosis recomendadosen la Tabla 2, los efectos no estocásticos han sido probados por 20 años.
Se aceptan internacionalmente y algunos países los han incluido en su legislación.
Estos límites se deben tomar como la suma de la irradiación externa del organismo, así como tambiénla dosis recibida por la inhalación o ingestión de material radiactivo.
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Organo o Tejido Personal OcupacionalmenteExpuesto
Público
Gónadas, médula ósea.
Piel, esqueleto, tiroides
Manos, antebrazos, pies ytobillosOtros órganos aislados
5 Rems/año
30 Rems/año
75 Rems/año
15 Rems/año
0.5 Rems/año
3 Rems/año
7.5 Rems/año
1.5 Rems/año
J
Tabla 2. Límite equivalente de dosis en exposiciones crónicas
Bibliografía
S.S.A.Programa Nacional de Atención a la Salud en Casos de Desastres1990
C.O.P.E.R.E.Central Nucleoeléctrica Laguna VerdePlan de Emergencia Radiológico Externo1990
O.N.U.Radiation: Doses, Effects, RisksUNEP 1985
REAC/TSHandling and Treatment of Victims of Radiation Incidents and AccidentsOAK RIDGE,TN. 37831-0117 U.S.A.
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GOBIERNO DEL ESTADO DE VERACRUZ
Ing. Ricardo Maza LimónAsesor de la Subsecretaría de Gobierno del Estado de Veracruz
Asistencia Social a la Población Aledaña a la Central de Laguna Verde
El gobierno del estado, atento a salvaguardar la salud y seguridad de la población veracruzana engeneral y en lo particular la de los habitantes de la zona circundante a la Central Nucleoeléctrica deLaguna Verde, participa plenamente en la configuración del Plan de Emergencia RadiológicoExterno, como la Fuerza de Tarea 87.
Sus actividades se inscriben en la ayuda a la población en caso de accidente en las instalaciones dela Central Nuclear que obligue al P.E.R.E. a tomar medidas de auxilio pertinentes.
Su misión es coordinar la instalación de la población evacuada en los albergues designados, así comola distribución de víveres, ropa, calzado y demás requerimientos, poniendo a disposición de laSecretaría de la Defensa Nacional y Secretaría de Marina - Armada de México, el transporte y apoyologístico necesarios para la respuesta y recuperación.
Apoya también en las tareas de descontaminación de vehículos y equipos, coordinando también ladescontaminación de sectores afectados.
Por último, participa en la elaboración, aprobación y difusión de la información a la opinión públicaen combinación con la Secretaría de Gobernación y la Comisión Federal de Electricidad.
En esta ocasión nos corresponde comentar las acciones que se implementan en relación a la atencióny administración de albergues.
Atención a Albergues
En relación a este aspecto es importante señalar en primera instancia que un albergue es consideradocomo un sitio seguro, adecuado y que hospedará temporalmente a personas que se vean obligadasa abandonar sus hogares durante el tiempo que una emergencia radiológica lo exija y considera"población evacuada", únicamente aquella, cuyas casas habitación se encuentren dentro del sector osectores que hayan resultado contaminados, por efecto de una liberación radioactiva de la CentralNucleoeléctrica Laguna Verde, con niveles superiores, a los establecidos por este plan y únicamente,por el tiempo en que se mantengan dichos niveles, clasificados como riesgosos para la salud.
En tales condiciones, se buscó la identificación de los locales para su utilización como albergues enun radio de acción mayor a los 16 km de la zona considerada como vía pluma, atendiendo a losaspectos de estimación ponderada por la densidad demográfica de la zona potencialmente afectada,
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es decir, el volumen de población factible de evacuar hacia la zona norte u zona sur de la CentralNucleoelétrica de Laguna Verde y la disponibilidad de locales con características apropiadas dentrode esa región.
A la identificación de los locales se adiciona el requisito de que estos inmuebles reúnan ciertoselementos, como rápido acceso a través de caminos en buenas condiciones, una estructura física,sólida y con buen mantenimiento, servicios ininterrumpidos de agua potable, electrificación,sanitarios y regaderas y de ser posible comunicaciones telefónicas o de radio.
Posteriormente a la identificación de la infraestructura se sigue una formalización de su empleo consus propietarios, poseedores o administradores de manera permanente, para lo cual periódicamentese verificará que las condiciones de los inmuebles no se alteren y afecten el inventario que se tengade ellos y en caso de que se modifique la estructura física del inmueble, se actualizará e informará alCOPERE.
Para este efecto, se han localizado 51 albergues, distribuidos en 12 poblaciones cercanas a LagunaVerde, 4 hacia la zona norte con 17 instalaciones y hasta 8 en la zona sur, con 34 inmuebles, cabedestacar aquí, la dificultad de tener homogeneidad en estos edificios debido a que la mayoría de laspoblaciones no cuentan con servicios urbanos completos y a la negativa de algunos propietarios paraaportar sus inmuebles, no obstante, se tiene una disponibilidad para 12,995 evacuados.
Activación y Operación de Albergues
Durante las emergencias se prevén tareas importantes, la activación y la operación de los albergues;la primera tendrá lugar en el momento en que el coordinador de la Fuerza de Tarea 87, es notificadode una emergencia en la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde; procede éste a localizar ynotificar a los directores del grupo de Tarea 87-1 y 87-2 quienes tienen a su cargo la atención adamnificados y la activación de albergues y el apoyo en seguridad y vigilancia respectivamente, éstosa su vez iniciarán sus actividades de alertamiento a sus jefes de unidad de tarea para efectuar lasacciones correspondientes.
En el caso de la Fuerza de Tarea 87-1 atención a damnificados, la Compañía Nacional deSubsistencias Populares activará a su personal para acudir a sus bodegas de Martínez de la Torre enel norte, o a Ciudad Cardel en el sur con el fin de recoger ropa y calzado que se tiene previsto yllevarla hasta los centros de monitoreo de evacuados que han sido instalados en las poblaciones deZempoala yen Emilio Carranza, para proveer en su caso a la población con estos insumos y que unavez descontaminados, y con ropa y calzados limpios, puedan ser transportados a los alberguesescogidos por la coordinación del Centro de Control de Emergencias, en donde permanecerán hastaque la contaminación de su área sea abatida.
A la vez iniciará la elaboración de despensas en las mismas bodegas, las que de acuerdo a la lista deevacuados en los albergues, serán distribuidas en número suficiente, verificando la cantidad y lacalidad de los mismos de acuerdo al número de damnificados y llevando anotaciones de cada una de
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las personas que recibe despensa así como estufa de petróleo o gas, catres, cobijas, lámparas, vajillas,cubiertos, etc.
CONASUPO hará estas entregas bajo la supervisión y aval del personal dispuesto por la DirecciónGeneral de Seguridad Pública quienes serán los encargados de guardar el orden y la disciplina encada albergue.
Al finalizar estas acciones, porque se haya extinguido toda señal de peligro contaminante, Conasuporecogerá aquellos elementos que pudieran ser conservados en prevención y rendirá informes a laCoordinación del Gobierno del Estado de Veracruz y la Dirección General de la Compañía Nacionalde Subsistencias Populares, quedando su personal de respuesta que compone la Fuerza de Tarea87-1, pendiente de cualquier notificación.
En lo que respecta a la Fuerza de Tarea 87-2, esta procederá a ordenar a sus unidades de tarea, elinicio de sus actividades en coordinación con los encargados de las instalaciones que se encuentrandestinadas como albergues, a fin de que verifique el estado físico del inmueble, revisando elfuncionamiento de los servicio de luz, agua, limpieza y si el caso lo amerita, proceder a almacenar elmobiliario no utilizable, resolver con su grupo de tarea detalles menores y dejar el inmueble encondiciones de recibir a los evacuados: cada encargado de albergue, informará a su director de grupode tarea en el momento en que su inmueble esté listo para operar, a la vez, el director del grupoinformará al coordinador de la fuerza de tarea la hora exacta en que están quedando habilitados cadauno de los albergues.
De acuerdo con la decisión del centro de control de emergencias se activarán los albergues quecorresponden a la zona potencialmente afectada, y de ser ordenada la evacuación por la jefatura decontrol se girarán instrucciones a los jefes de unidades de tarea para la recepción, registro y acomodode la población evacuada a los albergues.
Los directores de grupos de tarea 87-1 y 87-2 se coordinarán en el mecanismo, horarios y fechas deabastecimiento de alimentos al personal alojado, así como el suministro de ropa y medicamentos quese requieran, una vez ocupado el albergue, el encargado del mismo y su personal coordinarán laorganización distribuyendo responsabilidades y comisiones como son aseo, disciplina, preparación yconsumo de alimentos, salud y otros, los que mantendrán vigentes hasta el desalojo del inmueble; alfinal reportará al director del grupo de tarea las necesidades de limpieza y desinfección que serequieran para dejar al albergue en condiciones adecuadas a su uso original.
Paralelamente apoyarán a las fuerza de tarea 84 y 85, SEDENA y Marina respectivamente en lostrabajos de seguridad, de vigilancia de las instalaciones continuando con las responsabilidad de suoperación hasta el reacomodo definitivo de la población albergada.
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COMISION FEDERAL DE ELECTRICIDAD
Lic. Rosa María Morales MurrietaCoordinadora de Desarrollo Social en la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde
Objetivos:
Los principales objetivos de desarrollo social son los siguientes:
- Atender las relaciones de C.F.E., con las comunidades grupos organizados o bien con otrasdependencias y entidades, a fin de contar con condiciones propicias para la ejecución de susproyectos y la operación de sus plantas.
-Propiciar que la realización de las obras de C.F.E., contribuya de manera positiva al desarrolloregional y de la comunidad donde se localicen.
- Procurar el bienestar de los trabajadores y sus familiares en las plantas estratégicas de C.F.E.,para lograr condiciones propicias al mejor desempeño de sus tareas en apoyo a la productividadde la empresa.
Principales Funciones:
Para el cumplimiento de dichos objetivos se han asignado las siguientes funciones:
- Diseñar, coordinar y supervisar programas de apoyo al desarrollo social de la población enlas zonas de influencia o afectación de los proyectos e instalaciones de la C.F.E., así como parasus trabajadores.
- Concertar e impulsar programas de carácter regional que permitan ampliar los beneficios enlas áreas donde se realizan obras o existen instalaciones de C.F.E., en coordinación con laautoridad competente.
Información a la población de la Central Laguna Verde
El grupo de desarrollo social formado por trabajadoras sociales, fue preparado en el plan deemergencia para informar a la población. Para ello fue necesario romper la barrera y el rechazo deuna población politizada de manera negativa hacia el funcionamiento de la planta nucleoeléctrica.
Una población que durante años aceptó y compartió el crecimiento de este centro de trabajoinicialmente y que ahora temía su función.
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La población de los 16 km con centro en la C.N.L.V. habla un lenguaje sencillo común, para abrirel canal de la comunicación necesita definir, conocer y aceptar a los informantes.
El trabajo de desarrollo social consiste en interesarse por los pobladores utilizando un lenguaje sintecnicismos fácil de entender y comprender, intercambiando las dudas, temores e intereses.
Durante 3 años se ha llevado la labor de integración con la población de los 71 poblados queconforman los 16 km con 13045 habitantes.
Se han manejado pláticas informativas ahí en su pueblo con niños, adultos, escolares, autoridades,grupos; explicando como funciona la C.N.L.V. con películas, fotografías, respondiendo a loscuestionamientos elementales y organizando las visitas a la C.N.L.V.
Se ha efectuado trabajo de apoyo en bienestar social en coordinación con la instancias responsables,IMSS, SSA, SEP, INEA, CONAFE, DIF, CRUZ ROJA, CONASUPO, IVEC.
Se han formado grupos de voluntarios, comités de salud.
Se levantó un estudio socio-económico de la zona de los 16 km que nos permitió conocer a cadafamilia del sector.
Si se cuestionara que la labor social no es de incumbencia de la C.F.E. habría que ir más allá de lapersonalidad generadora de la institución, creemos en las políticas de los buenos vecinos y en lainterrelación que existe, ya que en el pueblo más alejado vive un trabajador de Laguna Verde.
Como parte integrante del COPERE participamos en la entrega del folleto y calendario quemencionan las condiciones de seguridad. Esta actividad se llevó a cabo con la participación de laSubsecretaría de Gobierno, la Unidad Estatal de Protección Civil y Autoridades Municipales.
Cabe hacer notar que anteriormente se procedió a repartir el 1er. folleto informativo sobrecondiciones de seguridad, actividad que fue desarrollada por el ejército y que provocó temor por lapresencia de sus elementos, por lo que se consideró en esta segunda ocasión hacer este trabajo previode sensibilización y la presencia de la trabajadora social ejercitó mayor identificación.
Las dudas primarias de la población cercana a la planta, es más sobre la seguridad de sus vidas y desus pertenencias.
Sobre su vida, es, si tenemos la capacidad de respuesta en lo que se refiere a albergues, alimentacióny traslado.
Sobre sus pertenencias no se manejó información precisa, ya que consideramos que está sujeta a ladesición de la autoridad máxima, que es el gobierno.
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Objetivo
Convertirse en un observador de la organización industrial y laboral interesándose en los aspectosque logren orientar y motivar a los obreros para la resolución de sus problemas orientándolos en latoma de decisiones con el fin de desarrollar su personalidad.
Alentando al obrero a participar en la ejecución de una buena labor que considera como esfuerzocolectivo participando en:
La seguridad en el trabajo
Protección de peligros
Condiciones de trabajo agradables
Ser aceptado como miembros de un grupo
Realización de estudids sociales
Proporcionar orientación familiar
Canalizaciones
Campañas de salud
Apoyo al PERE proporcionando información
Proporcionar pláticas informativas
Orientación, promoción y organización de grupos de trabajo comunitario
Educación
Capacitación
Donaciones
Bazares
Apoyo a personas de escasos recursos
Actividades recreativas y culturales
Apoyo a las campañas de reforestación
Participación en las actividades del proyecto Quiahuixtlán, playa Villa Rica.
Inter-relación con dependencias y organizaciones
Promoción y salud, en los diversos tipos de folletos informativos al trabajador, como son:
SIDA
Planificación familiar
Cólera
Cuidados pre-natales
Segurin
Síndrome del niño maltratado
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Odontología preventiva
Don condón
Enfermedades venéreas
Alimentación balanceada
Saneamiento ambiental
Integración familiar
Farmacodependencia
Educación sexual
C.N.L.V.
- Realizar los estudios de base para los programas de desarrollo social que permitan sistematizar estatarea y llevar un registro de este tipo de acciones.
- Establecer y operar un mecanismo de evaluación y seguimiento de los programas de desarrollosocial, incluyendo un sistema actualizado de información.
- Preparar la información y estudio pertinente sobre condiciones sociales y alcances de los programasde restitución para apoyar los análisis de factibilidad de los proyectos de C.F.E.
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COMISION FEDERAL DE ELECTRICIDAD
Quim. Armando Silva JiménezJefe del Laboratorio Ambiental de la Jefatura de Análisis Nucleares y Ambientales de la C.N.L.V.
El medio ambiente en los alrededores de la Central Laguna Verde
1.- Introducción
El Proyecto Nucleoeléctrico Laguna Verde (PNLV), para evaluar el impacto ambiental de laconstrucción y operación de las dos unidades de generación, elabora desde el inicio de la etapa deconstrucción, un Informe Ambiental que fue entregado y evaluado tanto por la Comisión Nacionalde Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS), como a la SEDUE y a otras Secretarías oInstituciones que de alguna forma están relacionadas con los problemas ambientales.
Este informe, que es uno de los más completos que se hayan efectuado en México, fue elaboradopor el Departamento de Ingeniería Ambiental del PNLV con el apoyo de prestigiadas InstitucionesCientíficas Nacionales, ésto ha permitido que desde las primeras etapas de construcción y hasta lafecha durante la operación, se haya realizado un programa de Vigilancia Ambiental que establecelas bases para detectar con anticipación los impactos ambientales para prevenirlos o minimizarlos.
En esta presentación se expone un resumen de los resultados de este esfuerzo de evaluación.
2.- El sitio y sus interfases ambientales
El estudio del sitio donde se localiza el PNLV, para efectuar un estudio de Impacto Ambientalimplica el conocimiento de sus interfases ambientales, tales como su Geografía y Demografía,Ecología Terrestre y Acuática, realizando inventarios de las especies existentes y cuáles de ellaspudieran ser afectadas por la construcción y/o operación de la planta, con especial interés en aquellasde importancia científica y comercial. También se estudió la Meteorología y Climatología con elobjeto de evaluar los fenómenos de Difusión Atmosférica que son una de las bases para evaluar elImpacto Ambiental de la planta por vías atmosféricas, para lo cual se estableció desde hace 15 añosuna estación Climatológica en el sitio de PNLV y otras 5 estaciones de medición de parámetrosmeteorológicos en los alrededores. se han efectuado estudios oceanográficos e hidrológicos del sitioque son de suma importancia para evaluar los fenómenos de difusión acuática y migración decontaminantes en el suelo. También se estudiaron las características, históricas, arquitectónicas,culturales, naturales y escénicas de la región. Esta información permitió conocer de manera detalladael medio en que se sitúa la planta, a continuación se presenta un breve resumen de la misma.
La Planta Nucleoelétrica Laguna Verde (PNLV) se localiza en las costas del Golfo de México, enel estado de Veracruz entre las coordenadas 19° 44" latitud norte y 96° 24" longitud oeste. La PNLVse encuentra en una zona tropical con clima AW2 cálido subhúmedo. Al norte está la Laguna Verde,
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de agua dulce y sin comunicación al mar; al sur, la Laguna Salada, la cual alberga en un costado elcanal de descarga de la PNLV. Además de estas lagunas, hacia el sur se encuentran las lagunas delLlano y de la Mancha, de agua salobre y con buena producción y el Farallón, de agua dulce y conalta productividad. Desde antes del inicio de la construcción se realizaron estudios para conocer elestado ecológico de la zona, llegándose a la conclusión que los alrededores de la PNLV presentancondiciones ecológicas similares a las otras muchas zonas de la costa veracruzana. La parte terrestrede la zona se ha visto impactada, desde antes de la construcción de la planta, debido a la inducciónde pastizales con fines ganaderos, lo cual ha ocasionado que la vegetación primaria hayadesaparecido, con excepción de zonas localizadas y pequeñas en lugares poco accesibles (parte másalta del Cerro de los metales), provocando una disminución de la diversidad en la flora y fauna, yllevando a casi desaparecer de la zona la comunidad primaria de mamíferos. En la zona se tienenidentificadas las rutas migratorias de las aves, que se albergan temporalmente en las lagunas costerasa su paso por la zona.
Los estudios ecológicos preliminares permitieron conocer las comunidades ecológicas másimportantes del área cercana a la PNLV, hicieron posible el levantamiento de inventarios de lasespecies vegetales y animales, establecieron y delimitaron las características del habitat de la biotalocal y determinaron las especies, comunidades o habitats que son importantes por su abundancia,valor comercial o por su función dentro del ecosistema.
Asimismo, los estudios hidrológicos realizados permitieron conocer la batimetría costera, el oleajey la variación de la temperatura en la columna de agua a través de los meses del año.
La información meteorológica captada en la estación climatológica, permitió la modelación dedifusión atmosférica de la zona para obtener las cartas de difusión anual y corto plazo, efectuándosetrabajos de validación de dichos modelos entre los cuales se pueden mencionar las determinacionesde altura de capa de mezcla e inversión térmica.
Para simular el comportamiento de la descarga del agua de enfriamiento, se aplicaron y corrieronvarios modelos de difusión, alimentándolos con la información hidrológica y meteorológica obtenidaen los estudios preliminares, dentro de los que destaca uno tridimensional, para descargassuperficiales en aguas costeras someras, que fue adaptado en el laboratorio, consiste de una mallacúbica de 190 elementos, en los que se resuelven las ecuaciones hidrodinámicas y de transferenciade masa y calor en función del tiempo.
3.- La central y sus interfases ambientales
En el Informe Ambiental se analizó la Planta como proyecto de Ingeniería y sus interfasesambientales. Para efectuar ésto, se analizaron los sistemas de la misma, desde el punto de vista de laprotección ambiental, para localizar los posibles puntos de liberación de efluentes, así como sussistemas de monitoreo de descargas y los sistemas de tratamiento de desechos líquidos, sólidos ygaseosos, las características del reactor y la turbina, el uso del agua por la planta, los sistemas dedisipación de calor; mediante modelos de transferencias y en base al diseño de los sistemas y a la
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experiencia operacional de otras plantas del mismo tipo, se evaluó el Término Fuente (Inventariosde descargas) que representa el punto de partida para la evaluación del Impacto AmbientalRadiológico.
4.- Efectos Ambientales de la Operación normal de la Planta
Con toda la información anterior (planta y medio ambiente) se analizaron los efectos ambientalesde la operación de la planta, tanto desde el punto de vista radiológico como no radiológico. Elesquema general utilizado para integrar esta información para efectuar el análisis de impactoambiental se presenta en la figura 1.
La evaluación de impacto radiológico ambiental se efectuó en base a todos los estudiosmeteorológicos, hidrológicos, oceanográficos, demográficos, usos del suelo y del agua, etc., en lapoblación del área cercana y hasta un radio de 80 km alrededor de la planta. Mediante modelos detransporte, difusión y dosimétricos se analizó cada una de las posibles rutas de exposición a laradiación que pudiera provenir de los etluentes de la planta mediante la evaluación de dosisproyectadas a la población del individuo máximo expuesto, también se analizaron los efectos sobrela flora y fauna locales, tanto por vías atmosféricas como por efluentes líquidos. Estas evaluacionesse efectuaron con objeto de verificar el cumplimiento con los límites de diseño establecidos elApéndice 1 del 10CFR50 que fue la limitación adoptada por la CNSNS. Los resultados de estaevaluación no sólo permitieron verificar que la planta podía cumplir con los límites establecidos, sinotambién efectuar cambios al diseño, que hicieran las liberaciones no sólo abajo de los límites, sinotan bajas como razonablemente fuera posible.
El impacto ambiental que ha ocasionado la CLV a la ecología terrestre, se reduce exclusivamente alárea en que está construida la planta, y es atribuible a la construcción de la misma. Fuera de los límitesde propiedad de CFE, no se impactó ninguna especie ni de la vegetación ni de la fauna remanente.
El impacto de la construcción de la CLV se considera menor ya que se realizó sobre un pastizalinducido. Durante la etapa de operación no se esperan impactos, pues no existe ninguna vía quepueda producirlos.
La ecología acuática no sufrió ningún impacto ambiental durante la etapa de construcción, sinembargo, durante la operación la descarga del agua de enfriamiento impactará la zona marinaadyacente, en un área de 2.5 km de radio, según cálculos de los modelos de difusión térmica. A lafecha, se han tomado mediciones que indican que la zona impactada escasamente alcanza 1 km deradio. La descarga se realiza en una playa arenosa de escasa productividad, las especies afectadasson organismos microscópicos del plancton, cuyas poblaciones tienen la capacidad de regenerarseal ponerse en contacto con las aguas que están a 1 km de la descarga. Ninguna especie importantecientífica o comercial es impactada, por tanto, la actividad pesquera de la zona no se ve afectada.
El aspecto radiológico, habiendo establecido las rutas de exposición y conociendo lasconcentraciones de los afluentes de la planta, se calcularon las posibles dosis a la población del área
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circundante, llegándose a la conclusión que las dosis debidas a la operación normal de la planta seencuentran muy por debajo de los límites establecidos por la CNSNS, por lo cual, la CLV puedecumplir ampliamente con tales límites. Asimismo, se estableció que la ruta lodo-pasto-leche es lamás importante debido a las características ganaderas de la zona adyacente a la CLV.
5.- Programas de Monitoreo Ambiental
Con base a los resultados del análisis de impacto y con el objeto de verificar en el medio ambienteel cumplimiento de las limitaciones y validar los modelos de transporte y difusión, se diseñaron lossiguientes programas de monitoreo ambiental.
a) Programa de Monitoreo Ambiental Radiológico
b) Programa de Monitoreo Ecológico Marino
c) Programa de Vigilancia de Condiciones de Descargas de Productos Químicos
d) Programa de Captación de Datos Ambientales de Sitio (meteorológicos, oceanográficos,hidrológicos, usos del agua y del suelo, etc.).
Un resumen del programa de monitoreo radiológico y de algunos resultados obtenidos con éste sepresentan en las tablas 1 y 2 respectivamente.
Estos programas se efectuaron en dos etapas, una preoperacional y otra operacional. La etapapreoperacional tuvo por objeto establecer las variaciones espacio-temporales que se presentan demanera natural en los diferentes parámetros de importancia ecológica como los niveles de radiaciónnatural y de la contaminación pre-existente en la zona, con el objeto de establecer una base decomparación, para durante la operación de la planta poder realizar una evaluación objetiva delimpacto. El programa de monitoreo radiológico preoperacional se inició en 1980, el programa demonitoreo ecológico marino se inició en 1983 e incluye la vigilancia de las lagunas costeras, queaunque no tienen un impacto directo con la planta, actualmente presentan problemas de deterioroecológico.
La etapa operacional es una continuación de los programas realizados en la etapa preoperacional,a fin de verificar el cumplimiento de los límites establecidos, efectuar periódicamente análisis deimpacto y tener la suficiente información para tomar con tiempo las medidas necesarias para mitigarlos impactos cuando llegaran a presentarse.
Con los resultados del Programa de Monitoreo Radiológico Ambiental Octubre de 1988 (carga decombustible) a la fecha, se puede afirmar que:
a) De las aproximadamente 10,000 muestras analizadas, el 99.99% de las mismas hanpresentado niveles de radiación dentro del intervalo de variación preoperacional debidofundamentalmente a radiación natural.
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b) Ninguna muestra, ni en promedio, ni individualmente, ha rebasado los límites deconcentraciones derivados para el medio ambiente.
c) Durante este periodo no se ha observado daño de ningún tipo en el medio ambiente, causadopor los efluentes de la CLV.
Con respecto al Programa de Monitoreo Ecológico Marino se puede concluir que a la fecha:
a) La descarga del agua de enfriamiento afecta una zona de aproximadamente 1 km 2, menorque la zona de 2.5 km2 calculada con los modelos de difusión térmica, originalmenteestablecida.
b) Los organismos impactados por la descarga presentan una densidad y diversidad con valoresque caen dentro de las variaciones naturales establecidas durante la etapa preoperacional.
c) El impacto ambiental producido por la descarga del agua de enfriamiento se restringeexclusivamente a la zona inmediatamente adyacente (750 m de radio alrededor de la descarga),por tal motivo, no afecta las actividades pesqueras de la zona.
La información anteriormente señalada se encuentra documentada en el Informe Ambiental y enlos Reportes Rutinarios Anuales de Monitoreo Radiológico Ambiental de la Central Laguna Verde,de los años 1989 y 1990.
El programa de monitoreo ecológico diseñado para conocer las condiciones en la que se encontrabael ecosistema y sus variaciones naturales antes de la operación de la PNLV (Etapa Preoperacional),en el cual se analizaron mensualmente (1982-1989) muestras de las 8 estaciones ubicadas en la zonacostera adyacente a la Planta, de los diferentes parámetros físico-químicos (PH, salinidad,temperatura, oxígeno, nitrógeno, clorofila, etc.) así como sus componentes biológicos (plancton,meiobentos, necton, etc.). Se analizaron estadísticamente sus variaciones naturales y realizó unpatrón de comportamiento en el tiempo.
Para conocer la evolución del ecosistema en Etapa Operacional, se siguieron analizando las variables yamencionadas, por medio de pruebas estadísticas se compararon los resultados obtenidos en esta etapacon los resultados de la Etapa Preoperacional, ya así, se ha establecido lo siguiente:
La zona de impacto por la PNLV es menor de 1 km de radio, ya que ninguna estación a través de losúltimos 2 años ha tenido alguna variación significativa que nos indique un impacto. Esto compruebaque los organismos impactados por la descarga presentan una densidad y diversidad con valores quecaen dentro de las variaciones temporales establecidas en la Etapa Preoperacional.
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PROGRAMA DE MONITOREO RADIOLOGICO AMBIENTAL EN LA CLV
RUTA DE EXPOSICION MUESTREO 0 MEDIODE MUESTREO
NUMERO DE ESTACIONES FRECUENCIA DEMUESTREO
TIPO DE ANALISIS
EFLUENTESATMOSFERICOS
1. Aire. 1.1 Medición integrada 28 Estaciones. Mensual Lectura mensual oIrradiación Ext. exposición gamma. 3 Est. Referencia Trimestral trimestral.
1.2 Medición de rapi--dez de exposiciónpor irradiacióndirecta.
2 Estaciones. Continuo. Promedios diarios yanuales.
2. Aire inhalación 2.1 Partículas,Radio- 13 Estaciones. Continuo con 8 total espectrome-iodos,Tritio 2 Est. Referencia cambio semanal tría t,Sr-9O, Cs-137
3. Aire DepósitoIrrad. Externa
3.1 Suelo 4 Estaciones1 Est. Referencia
Semestral Espectrometría t,Sr-90 y Cs-137
3.2 Agua de lluvia 3 Estaciones.1 Est. Referencia
Mensual Espectrometria t,tritio y Sr-90.
4. Aire DepósitoIngestion Irrad.
4.IProductos agrícolasMaíz
3 Estaciones1 Est. Referencia
Semestral Espectrometria t,
Sr-90 y tritio
Interna.Frijol 3 Estaciones.
1 Est. ReferenciaSemestral. Espectrometría t,
Sr-90 y tritio
Caña de azúcar 2 Estaciones Anual. Espectrometría t,Sr-90 y Tritio
Tomate 2 Estaciones.1 Est. Referencia
Semestral. Espectrometria t,Sr-90 y tritio
Papaya 4 Estaciones.
1 Est. Referencia
Semestral. Espectrometría t,Sr-90 y tritio
Nango 4 Estaciones.1 Est. Referencia
Anual. Espectrometria t,Sr-90 y tritio
5. Aire Depósito 5.1 Pastos 8 Estaciones. Quincenal. Espectrometría T.Ing. Animales 1 Est. Referencia
Ing. HombreIrrad Interna 5.2 Leche 5 Estaciones. Semanal. I-131,Sr-90,tritio
1 Est. Referencia Espectrometria t
5.3 Carne de res 1 Estación.1 Est. Referencia
Semestral. Espectrometría t,Sr-90
5.4 Pollo 2 Estaciones1 Est. Referencia
Semestral. Espectrometría t,Sr-90
EFLUENTES LIQUIDOS
6. Agua de marFijacion Biota
6.1 Agua de mar 3 Estaciones. Continuo y sensual Espectrometría t,Sr-90 y tritio
Ingest. Hombre 6.2 Biota acuática.
Irrad. Interna 6.2.1 Peces e inverte-brados.
1 Estación.1 Est. Referencia
Semestral. Espectrometria t,Sr-90
6.2.2 Mariscos 8 Estaciones. Trimestral, semes-
tral y anual.
Espectrometría t,Sr-90
6.2.3 Bioindicadores 7 Estaciones2 Est. Referencia
Trimestral, semes
tral y anual
Espectrometría t,
Sr-90
6.3 Sedimentos 6 Estaciones.1 Est. Referencia
Trimestral. Espectrometria t,Sr-90
7. Agua de mar 7.1 Arena de playa 5 Estaciones. Semestral. Espectrometria T.Sedimentos y arenas. Irrad. ext
1 Est. Referencia
7.2 Rapidez de 5 Estaciones. Semestral. Rapidez de exposi-
exposición 1 Est. Referencia ción.
8. Contaminación deacuiferos. Ingestion. Irrad Int.
8.1 Agua subterranea 4 Estación. Trimestral. Fisico-quiuicos,Espectrometría t,Sr-90 y tritio
76
COIr1llCI01 II LOS lcsOLI11oS II 1111010 PIIOPI1ICIO/IL I IL e111010 OPIl1CI011L II 1990.
iOISIIiSlilies /e ssestreorotas le 'gestates(sailales)
IIPO II IIILISIS 11011110 1IIOPIIICIOIIL II P1011110 01II1CIOIAL IILIS ISIICIOIIS II IIIICIO1 LIS ISTICIOIIS 11 IIIICIOI 1IIILlS(1912-1911) selia,l 1991 sella, P 11101/11LIS
(isterrals) iateroalo
13.51 (2909/2909)1.0 - 95.1I.51 (15/229)1.14 - 2.531.62 (27/126)1.19 - 1.13
9.11 (541/574)0.61-36.792.41 (3/44)
1/1< 1.32
( 9 ( 1.11( 1.2 2.91 (1/560)
I/I
199.21 (53/67) 174 (1/1)11.32 - 494.5743.17 (63/67)
12 -1 37 1/:)
51 )4.59 - 144.12 6-141
6.94 (17/21) < 5.471.41 - 21.53( 534 l 339
)o letectalo 10 letectalo
0.69 (12/42) 1.11 (1/11)0.29 - 1.14 1/1
2.19 (23/35) 2.34 (6/6)1.43 - 12.61 1.51 - 2.07
< 377 ( 2793.34 (9/21) 7.11 (2/3)0.06 - 6.31 5.49 - 1.72
1-131 <0.49 <0.46 3Sr-90 0.17 (223-405) 1.74 (23/69)
0.16 - 3.90 0,43 - 1.21Cs-137 20.31 (22-396) 21 (17/150) 70
6 - 51.6 7 - 411-3 ( 534 l 339
Sr-91 3.32 (5/14) < 1.731.23 - 6.15
Cs-137 62.61 (13/14) 133 (3/3)7.42 - 07.02 17.5 - 176
1I11---IIIILICI01.i10TICOLIS II IItI 1 Total
PCi/s3 r 11-3Sr-91
Cs-137
Medal del lire 1-3lalioiolos ta lire lalioiolos1Ci/s3 s 11-3
IIl[ ---) IIPOSIIOSIILO1Ci/II(bast seca) Cs-137
Sr-90
1601 II LLI9I1 11110SII0 II POLIO Cs-131
►Ci/11-3
P10)OCTOS 161ICOLISPISTOPCi/IS
20000
900
(lase bisela) I-131t 1112
lei/11(base seca) Sr-90
s 71IJ01PCi/IS
(bast seca) Sr-90
t 101111PCi/II
(base seca) 1-3Sr-90
P1000CIOS II 011611 III1/L.t LIC1I
(PCt/1)
t Carat le les
PCi/IS(base seca)
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PLANES DE EMERGENCIA RADIOLOGICA EXTERNO EN OTROSPAISES
Fis. Sergio Alva LozanoCoordinador General de Planes de Emergencia Laguna Verde de la C.F.E.
Introducción
En México se empezó a hacer el Plan de Emergencia Interno en 1982 de acuerdo a los lineamientosadoptados por la Comisión de Seguridad Nuclear y Salvaguardias basados en las regulacionesoficiales de Estados Unidos que fueron publicados a raíz del accidente de la unidad 1 de la PlantaNuclear de la Isla de Tres Millas (Tree Miles Island).
Este accidente aportó valiosas experiencias positivas. De entre las principales podemos decir que sepudo comprobar bajo condiciones extremas, que el diseño del reactor y de los sistemas de ingenieríafueron suficientes para evitar daños de proporciones catastróficas. De las fallas observadas surgieronobservaciones hechas por un gran número de experimentados técnicos, que fueron puestas en ordeny documentadas a manera de regulaciones por diferentes comités organizados por la ComisiónNacional Regulatoria Americana.
Estas publicaciones denominadas Regulaciones Nucleares abordan un gran número de aspectostendientes a incrementar la seguridad de operación de una planta nuclear y entre las cuales podemosmencionar las correspondientes a Instalaciones de Respuesta a Emergencias, Guías para el diseñode la Sala de Control, Criterios para la Preparación de Procedimientos de Operación enEmergencias, Niveles de Acción de Emergencias, Criterios de Aceptación de Factores Humanospara un Sistema de Despliegue de Datos de Seguridad, así como las llamadas Guías Reguladoras delas cuales se pueden mencionar: El Programa de Mediciones Meteorológicas, la de Instrumentaciónpara Plantas Nucleares de Agua Ligera para evaluar en la Planta las Condiciones Ambientalesdurante y después de un Accidente, Planeación de Emergencia de Plantas Nucleares, y la deIndicadores del Estado de Sistema de Seguridad de Plantas Nucleares.
Existen más documentos editados que de igual manera se deben cumplir en Laguna Verde, pero enrealidad son tantos que se sale fuera del contexto de este trabajo.
Ahora bien, en un orden más generalizado, independientemente del tipo de reactores y a nivelmundial, el Organismo Internacional de Energía Atómica también ha publicado un gran número dedocumentos de gran valor para todo lo relacionado con plantas nucleares. Aquí podemos señalaralgunos de los correspondientes a los editados después del accidente de Chernobyl el cual por ciertoarrojó también experiencias muy valiosas ya que ha sido el accidente más grave registrado desde quehace 50 años se lograra por primera vez la reacción en cadena en forma controlada. Así entonces sepuede mencionar entre su colección de Guías de Seguridad : la de Medidas de Autoridades Públicasen Previsión de Situaciones de Emergencia en Centrales Nucleares y la de Medidas de la Entidad
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Explotadora (Concesionario de la Licencia) para Casos de Emergencia en Centrales Nucleares, deentre la colección de Recomendaciones la de Planificación de las Medidas de Emergencia en elExterior del Emplazamiento en Caso de Accidente Radiológico en una Instalación Nuclear; tambiéntienen otras dos colecciones la de Normas de Seguridad del Organismo y la de Procedimientos yDatos pero nombrarlas aquí nos llevaría un gran espacio.
Planes de Emergencia en Norteamérica
En Canadá existen solamente cinco sitios con plantas nucleares, sin embargo en Pickering se tienen8 unidades al igual que en Bruce, en Darlington hay 4 reactores y finalmente en Gentily y en PointLapreau hay una unidad en cada uno haciendo un total de 22 reactores de los cuales el primeroempezó a funcionar en 1971, se tienen dos para inicio de operación dentro de los dos siguientes años(92-93) y actualmente funcionando 20 unidades.
El tipo de reactores Canadienses son denominados CANDU y a la fecha no han presentadoaccidentes radiológicos de consideración. Para aclarar esto último, vale la pena decir en este punto,que el concepto de accidentes se ha malinterpretado frecuentemente y en ocasiones hastatendenciosamente para desacreditar a la industria nuclear debido a que, como en cualquier otrocampo industrial, aquí es común que se presenten incidentes que no representan fuertes problemaspero que desde un punto de vista radical se llaman accidentes.
Su filosofía en lo que respecta a emergencias está en un punto intermedio entre la europea y laamericana. Fundamentalmente se basan, como las plantas de los países de Europa, en lasrecomendaciones del Organismo Internacional de Energía Atómica, de lo cual en general se puededecir que son menos restrictivas que las regulaciones americanas; Como en Estados Unidos, susplantas son privadas prácticamente en su totalidad y han construido sus instalaciones para respuestaa emergencias para que apliquen a varias unidades.
Por lo que respecta a Estados Unidos de Norteamérica, primeramente hay que señalar que es el paísque más Plantas Nucleares tiene en el mundo. Son un total de 119 que junto con las 394 Centralesde otros países suman una cantidad de 513. En este lugar las Plantas pertenecen a compañías privadasy todas deben cumplir con las regulaciones mencionadas al inicio recordando nuevamente queincluyen aquellos requisitos que se emitieron después del accidente de TMI.
El sistema de clasificación de las emergencias es el mismo que se tiene en México, y la respuesta alas dos primeras clases o sea a la llamada Evento No Usual y a una Alerta es efectuado con personalde la planta. Al rebasar este nivel se tienen al igual que en México, la clase de Emergencia en el Sitioy Emergencia General para las cuales se tiene una respuesta integrada justamente con organismosexternos al de la planta, ésto es, se tendrían entonces la participación de autoridadesgubernamentales federales, y de condado.
En lo que se refiere a las dos primeras clases existentes dos organismos federales que son ajenos ala respuesta pero que la sancionan, uno es la Comisión Nacional Reguladora (NRC) y otra la Agencia
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de Protección Ambiental (EPA). Existen secciones de estos organismos ubicados por regiones querepresentan a las Oficinas Centrales. Estas últimas que se encuentran en Washington para la NRCy en Nevada para la EPA.
En este país que es el que tiene mayor número de plantas en el mundo, las instalaciones deemergencia son similares a las que se tienen en el PERE o sea: los interiores en la planta que es ennuestro caso el Centro de Apoyo Técnico para ellos en el Technical Suport Center (TSC) y elequivalente a nuestro Centro de Soporte Operacional es el Operational Suport Center (OSC).También deben de contar con una instalación de respuesta exterior, tal como en nuestro casotenemos el Centro de Control de Emergencias ellos tienen el Emergency Operations Facility (EOF).Adicionalmente tienen instalaciones equivalentes al EOF por parte del Estado, e incluso otro porcuenta del Condado. Estos últimos forman generalmente parte de un sistema de Protección Civildirigidos por Coordinadores contratados por las autoridades.
En general se puede decir que en Estados Unidos destinan muchos recursos exclusivamente paradedicarlos a respuesta o emergencias, fundamentalmente debido a que hace algunos años fue críticasu situación política que les hacía temer fuertemente algún ataque por algún gobierno enemistadocon ellos. Esto provocó un desarrollo rápido de sus sistemas de protección y defensa civil además deinvertir bastante en entrenamiento y preparación de sus fuerzas armadas para apoyar la respuesta oemergencias de tipo nuclear.
Adicionalmente dentro de las plantas se hicieron grandes inversiones para el desarrollo de sistemasde seguridad nuclear y física así como de protección contra incendio debido en gran parte a losfrecuentes intentos de sabotaje.
Por otro lado la NRC tomó las mejores ideas desarrolladas en las diversas plantas americanas yempezó a exigir que todas adoptaran cada vez más medidas de seguridad. Esto se vio más agudizadodespués del accidente de TMI llevándose incluso a extremos insospechados.
Actualmente ese organismo regulador tiene instalaciones realmente impresionantes con grancantidad de recursos dedicados a respuesta a emergencias. Podemos mencionar por ejemplo que ensus oficinas centrales en Washington tienen una instalación de emergencias funcionando a tiempocontinuo con equipos de comunicación directa a gran cantidad de plantas, incluso tienen pantallasde video desplegando los parámetros operacionales de seguridad, directamente al igual que en losrespectivos cuartos de control de las Centrales, con señales provenientes de los sensores en línea.En fin podemos mencionar también un sistema para enviar y tomar fotografías a color, sistemas decómputo para cálculos de dosis, monitores e instrumentos de radiación así como personal técnicodedicado para evaluación e inspección.
Lo mismo sucede en las plantas, por ejemplo en la Central de Grand Gulf cuentan con equipo comoel mencionado y sus instalaciones de respuesta son por demás excedidas pensando en la posibilidad,aunque poco probable, de que se requiera la participación de personal extra de apoyo.
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Planes de Emergencia en Sudamérica
Brasil cuenta con una Planta en el sitio denominado Angra operando con una unidad y dos unidadesmás proyectadas para construcción, el lugar es fisicamente parecido a Laguna Verde pues está a laorilla del mar y una cadena montañosa al otro lado, el reactor que tiene es un PWR, esto es de AguaPresurizada de la compañía Westinghouse de 626 Mwe operando desde Diciembre de 1984.
Cuentan con un programa de Respuesta Interna a Emergencias similar al de Laguna Verde, ya queFURNAS, que es la compañía propietaria, ha dado mucho apoyo para dicho programa. En lo quese refiere al Plan Exterior, esto es responsabilidad del Ministerio de Acción Social a través de laSecretaría Especial de Defensa Civil, la cual realiza funciones parecidas a las de nuestra DirecciónGeneral de Protección Civil de la Subsecretaría de Protección Civil, Prevención y ReadaptaciónSocial pertenenciente a la Secretaría de Gobernación.
Precisamente una de las actividades que tiene que desarrollar es la de diseñar y coordinar larealización de simulacros, cabe aquí mencionar que realizaron un ejercicio integrado de evacuaciónel pasado 2 de octubre de 1991, siendo éste el cuarto efectuado, en el cual participaron los Ministeriosdel Ejército, Marina, Aeronáutica, Infraestructura y Justicia, así como la Secretaría de la DefensaCivil de San Paulo, la Policía Militar de Río de Janeiro, la Comisión Municipal de Defensa Civil deAngra dos Reis, de Paraty y de Banonol.
En síntesis se puede decir que en Brasil la situación del Plan de Emergencia es similar a la de México,aunque se puede decir que relativamente ya no han avanzado con la rapidez como lo hicieron haceunos cuatro años.
Por lo que se refiere a la República de Argentina esta cuenta con dos sitios, Atucha con dos unidades,una de ellas operando desde 1974 y otra proyectada a entrar en operación comercial para el 95; Elotro sitio se llama Embalse con el doble de capacidad en su reactor tipo CANDU de 600MWe, elcual opera comercialmente desde enero de 1984.
La situación Argentina es diferente pues aunque cuenta con las instalaciones de respuesta aemergencia requeridos y el personal técnico cuenta con bastante experiencia, la situación económicade ese país ha impedido el desarrollo deseable dentro de este campo. Así mismo sucede en generalcon Protección Civil aunque, nuevamente mencionándolo cuentan con la participación de personalexperimentado y con bastante tiempo de haber trabajado en el tema.
Planes de Emergencia en Europa
Como se mencionó en la introducción, los países Europeos están apegados a las recomendacionesdel Organismo Internacional de Energía Atómica (International Atomic Energy Agency/OTEA);todos sabemos que Europa agrupa países de gran desarrollo económico y cultural lo cual se manifiestanotoriamente en este campo de la industria Nuclear.
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Si se dijo antes que Estados Unidos tiene alrededor de 120 reactores destinados a la producción deenergía eléctrica, ahora diremos que en los países europeos (incluyendo a la Rusia Europea) existenaproximadamente 270 reactores con el mismo propósito, sólo que éstos están ubicados en un áreamenor, lo que hace que precisamente sea este continente el más densamente poblado de industrianucleoélectrica.
Precisamente por lo anteriormente expuesto, es que estos países tienen firmado acuerdos mutuosde pronta notificación, pues obviamente cualquier accidente que implique liberaciones radiactivaslo más probable es que afecte el ambiente de sus fronteras.
Existen diversidad de acuerdos efectuados entre países vecinos de diferente índole que van desdetratados de comercio, acuerdos de desarrollo técnico-científico, etc. por los cuales hay una gran uniónque les ha permitido desarrollar sistemas de respuesta a emergencias que como la mayoría de lo quehacen, son prácticos y no requieren de grandes inversiones.
Así entonces es que el papel del Organismo Internacional de Energía Atómica, referente a estipularpor escrito los lineamientos recomendados para ser adoptados mundialmente, que de hecho sonaceptados de inmediato por los países de la Comunidad Europea se ve ampliamente favorecidagracias a las buenas relaciones existentes entre ellos.
A manera de ejemplo, podemos mencionar la manera en que se realiza la respuesta a emergenciasen Suiza. Por principio de cuentas diremos que el Consejo Federal emite las ordenes requiriendo lasmedidas que deben ser tomadas para proteger a la población. Tales medidas toman en cuenta a lasOrganizaciones e Infraestructura ya disponible en ese país que se usan en general para cualquiertipo de desastre, tal es el caso de la policía, bomberos, defensa civil, sistema de alarmas, refugios, etc.
Cuando ocurre un evento el cual puede poner en peligro a la población suiza, que se presente encualquiera de sus plantas nucleoeléctricas, las organizaciones de respuesta a emergencia son puestasen acción de acuerdo a la figura adjunta, incluyendo a la organización de emergencias radiológicasy otros organismos.
Entre las instituciones participantes que pertenecen a esta organización se encuentran el CentroNacional de Operaciones de Emergencias (NAZ) en Zurich, la cual es responsable de la transmisiónde avisos y alertamientos, así como de medidas de protección iniciales. Este Centro coordina lasmedidas de protección radiológicas a través de todo el territorio suizo, definiendo el peligroradiológico y así mismo notifican su evaluación en Berna a otras organizaciones.
Otra institución participante es el comité de manejo de Emergencias Radiológicas (LAR) en Berna,el cual evalúa la situación general y realiza propuestas al Consejo Federal para efectuar las medidasde protección a la población.
83
Direct line for warning, alerts and measuresin the acute phaseLINEA DIRECTA PARA PREVENIR, ALE
INDICAR NEDID IAS EN LA FASE AGUDA
Zurich
También participa el Consejo Federal el cual decide qué medidas de protección son requeridas.Estas medidas son comunicadas por el Centro Federal de Información a todos los cantones oprovincias suizas, o directamente a la población a través de la radio.
Otras partes de la organización de emergencias, son la Gerencia de la planta nuclear (NPP)involucrada, la cual es responsable de reconocer y evaluar el accidente para implementar las medidasnecesarias para controlarlo y para la información inmediata a las autoridades y a la NAZ. Cuandoes aplicable la Gerencia da los avisos y alertamientos.
El Inspectorado Suizo de Seguridad Nuclear (HSK) es responsable de la evaluación de las medidasimplementadas por la Gerencia de la Planta para la protección del personal, población y medioambiente. Este organismo puede emitir recomendaciones yen algunos casos también directivos; EsteInspectorado asesora y aconseja a la organización de respuesta a emergencias, particularmente alNAZ tomando en cuenta el peligro radiológico en la vecindad de la planta.
La cooperación de Radioy Televisión Suiza (SRG)es responsable dedifundir los mensajes de¿lertamiento a lascomunidades afectadas yde transmitir a la poblaciónreportes informativos de lasituación, actuando bajopetición del organismo derespuesta.
Las Oficinas de Correo,Teléfono y Telégrafo(PTT) son responsablesde las medidas relativas ocomunicación y transportepúblico en el área.
Los cantones sonresponsables ante elNAZ de transmitir avisosy alertamientos a lascomunidades. Estos tambiéncoordinan las medidas deprotección y rescate en susfronteras.
INSPECTORADOFEDERAL SEGURI-DAD NUCLEAR
Organize and 1evaluateradiationmeasurements;
NAZdefine theradiological risk I
ORGANIZAR Y EVALUAR MEDADASRADIOLOGICAS; DEFINIR ELIRIESGO RADIOLOGICO
Evaluation of theoverall position:formulation ofproposals
EVALUACION GENERAL DE LASITUACION; FORNULACION DEPROPUESTAS.
CONSEJO FBDER
Issue of Federaldirectives Coundl
ENISION DE DIRECTIVAD
(1991)Basic structure of the emergency organization (EOR and other agencies)ESTRUCTURA BASICA DE LA ORGANIZACION DE EMERGENCIAS (EOR Y OTROS
ORGANISMOS)
EVALUACION DE LA SITUACION DE LA PLANTA NUCLEAR Y PRONOSTICO DEEvaluation of the posillon at NPP and forcast CONSECUENCIAS RADIOLOGICASof radiation consequences
L
PLANTA NUCLEAR
CENTRO NACIONALDE OPERACION
ORGANIZACION PARAEMERGENCIAS
FOR RADIOLOGICAS
TAR E
1
'CENTRO FEDERAL DE INFORNACION
FederalInformations Communiti
Centre jjNIDADES
Distribution ofCOMIt
informations anddirectives
DISTRIBUCION DE INFORMAC:ONY DIRECTIVAS.
BQmNA I POBLACIONB
I —a.- PopulationCOMITE DE COORDINACION II^^DE EMERGENCIAS RADIOLOGICAS
—a Cantons /Authorities
CANTONES/AUTORIDADES
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e•znw
Emergency Planning Zones in Switzerland
ZONA DE PLANEACIOR DE EMERGENCIAS EN SUIZA
NOTAS ESPECIALESSppeec:a! NotesZONA 2 DIVIDIDA RN 6 SECTORES
Zone 2 is into TRASLAPADOS
6 overlaped sectorsSIEMPRE ES DADO EN LA TOTALIDAD DE LAZONA 1 Y • 2 Warning is always given
to complete Zone 1 andcomplete Zone 2
DIRECCIO
Alerts ar always given to the DEL
complete Zone land also to V IE MT
endangered sectors o( Zone 2ALERTANIERTO $IENPRE ES DADO EN LADE LA ZOMA 1 Y EL SECTOR AMENAZADO
TOTALIDADDE LA ZONA 2
UN SECTOR AMENAZADO DE LA ZONA 2
An endangered sector in Zone 2
Por otro lado de acuerdo a la figura adjunta, la respuesta a emergencia se basa en la definición detres zonas de planificación:
La zona 1 comprende el áreaalrededor de una Planta Nuclear endonde puede darse peligro a lapoblación durante un accidente, de talmanera que sean requeridas medidasde protección inmediatas.
La zona 2 incluye a la zona 1 yencierra un área circular deaproximadamente 20 Km. de radio.Esta zona es dividida en seis sectOres.Las fronteras de la zona las delimitanlos límites de la comunidad local.
La zona 3 es el resto del país fuera delos 20 Km. de la zona 2. De acuerdo alos pronósticos actuales, no senecesitan medidas para proteger a lapoblación de la zona 3 durante el pasode la nube radiactiva. Se supone quecualquier medida requerida puede serimplantada sin una preplanificaciondetallada.
Conclusiones
Hablar de accidentes y emergencias radiológicas generalmente se hace con alarmismo y exageracióndebido a los acontecimientos ocurridos en Tres Millas y Chernobyl, pues los medios de comunicaciónse han encargado de infundir miedo al público. Sin embargo las disposiciones actuales para enfrentaruna emergencia radiológica hace pensar en que se tiene prevista una respuesta adecuada en funciónde los planes y procedimientos de emergencia, aunque la probabilidad de un accidente grave se hareducido a valores sumamente bajos.
Se puede concluir que en México se cuenta con un buen Plan de Emergencia Radiológica y queaunque se puede asegurar que los recursos destinados a la Respuesta a Emergencias Radiológicasestán a muy buen nivel en comparación con otros países, las instalaciones, equipo y organización sevan mejorando día a día.
Finalmente cabe decir que nuestro Plan, organización, instalaciones y equipo se pueden equipararcon los de cualquier país de más experiencia nuclear, y que se cumple plenamente con la normativanacional e internacional en materia de emergencias radiológicas.
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Los trabajos aquí presentados son responsabilidad del autor
Edición a cargo de la Subdirección de Publicaciones de laCoordinación de Difusión del
Centro Nacional de Prevención de DesastresAv. Delfín Madrigal N° 665 Col. Pedregal Santo
Domingo C.P. 04360 México , D.F.Tels. 6 06 98 37, 6 06 99 86, 606 95 20, Fax 6 06 16 08
IMPRESO EN LOS TALLERES GRAFICOS DE LA NACION-MEXICO
