Información sobre el reactor del Centro de Estudios Nucleares La Reina

Para conocimiento de los vecinos de La Reina y con el propósito de despejar dudas que pudieran existir respecto al reactor del Centro de Estudios Nucleares ubicado en la comuna (CEN La Reina), a propósito de la lamentable tragedia ocurrida en Japón recientemente, a continuación se exponen las respuestas del Director Ejecutivo da Comisión Chilena de Energía Nuclear, CCHEN, Jaime Salas, quien contestó las diversas interrogantes de la comunidad que le planteé el pasado 17 de marzo.

1. ¿Qué cantidad de energía nuclear produce?
En primer lugar, es pertinente señalar que un reactor para fines de investigación o experimentación, como el del CEN La Reina, es totalmente diferente al reactor de una central nuclear para producción de electricidad. El primero tiene como objetivo la producción de radiación, mientras que el segundo tiene por objetivo producir vapor de agua. Vale decir, sólo en el segundo caso se aprovecha la energía nuclear.
Un reactor que produce electricidad es, básicamente, un recipiente a presión, tal como una olla a presión. El reactor del CEN La Reina (RECH-1) es similar a una piscina y funciona a presión atmosférica (1 atmósfera), con el agua a una temperatura de unos 37 grados (en un reactor que produce electricidad el agua se encuentra a 320 °C). Por lo tanto, no produce vapor, no trabaja a presión y no dispone de componentes o partes sujetas a esfuerzos mecánicos o térmicos relevantes. En un reactor del tamaño de aquellos en Fukushima, se tienen 75.000 Kg de uranio, mientras que en La Reina, solo 50 Kg.
En general, en todas las instalaciones que producen energía, ésta se entrega como potencia (energía por unidad de tiempo). Esto es así para cualquier planta termoeléctrica, independiente que utilice carbón, diesel o leña, para calentar el agua.
El reactor de investigación del Centro de Estudios Nucleares La Reina genera 5 MW térmicos. Sin embargo, este valor es sólo referencial, ya que en la práctica, este tipo de reactores no producen vapor que pueda ser aprovechado para su uso en una turbina, como es típico en cualquier planta termoeléctrica (el Fukushima Dai-ichi 3, de 2.352 MW térmicos ó 760 MW eléctricos).

2. ¿Cuál sería el efecto frente a una situación de emergencia?
En primer lugar, es necesario destacar que una emergencia generada por el reactor es altamente improbable. La razón es que el material nuclear (uranio) se encuentra sumergido a una profundidad de 11 metros, en un recipiente tipo piscina. El agua produce el blindaje biológico necesario para impedir que las radiaciones escapen fuera de la piscina. De hecho, es posible ubicarse cerca de la superficie libre del agua, vale decir, a orillas de la piscina, sin riesgo para quienes trabajan allí. Alrededor de esta piscina se encuentra una estructura de contención (como un recipiente doble, de 1,8 metros de espesor) hecha de concreto de alta densidad y acero. Ello provee de aseguramiento estructural al reactor y un blindaje biológico adicional. Esto impide cualquier salida de radiación a operadores. Alrededor de toda esta estructura (piscina más contenedor), se ubica el edificio exterior, el que puede ser observado por los visitantes, desde la calle. Esta última barrera constituye una estructura hermética, a presión menor que el exterior. Ello impide que cualquier tipo de gas o vapor pueda salir del reactor.
En definitiva, el material nuclear se encuentra rodeado por tres capas: el agua, la piscina, el contenedor y el edificio externo. Cualquier salida de radiación es altamente improbable.
Es muy importante señalar que el reactor, una vez apagado, no requiere de electricidad ni suministro de agua adicional a la ya existente en la piscina. Por ende, el concepto de “enfriamiento del núcleo”, como se observa en Japón, no resulta aplicable al caso chileno.
Además, existe una infraestructura de medidores de radiactividad ambiental, medidores de dosis, puertas activadas por tarjetas, cámaras, barreras humanas, guardia militar y otro personal, que vigila e impide intrusión humana. Todo lo anterior se refuerza con la existencia de zonas de exclusión (no habitabilidad) que resulta de un círculo de radio 160 metros desde elcentro del reactor y de baja densidad, que resulta de un círculo de radio 350 metros, desde el centro del reactor. Ambas zonas se encuentran respetadas.
Dado que es un tema que ha sido mencionado por diversos entes, de todas las posibles emergencias se considerará aquella ocasionada por un terremoto. En este contexto, de los planos de diseño (ingeniería británica-chilena) del reactor se desprende lo que sigue. El reactor fue diseñado de manera que sus principales estructuras resistan un terremoto cuya aceleración horizontal sea de 0,6g y vertical de 0,4g. Un terremoto que genere estas aceleraciones, ocasionará daños reparables en el reactor y no habrá pérdida de agua en la piscina ni en los circuitos de refrigeración del reactor.
Un terremoto con aceleraciones horizontales de 1,2g y aceleraciones verticales de 0,8g podría ocasionar daños en el edificio exterior, pero las barras de control apagarán el núcleo satisfactoriamente, llevando al reactor a su condición de apagado sin fugas de radiactividad de los elementos combustibles.
Para tener una idea de estas aceleraciones, en el terremoto de Japón del 11 de marzo de 2011 (intensidad 8,9 en la escala de Richter), las aceleraciones horizontales medidas en el área donde están instalados los reactores de Fukushima fueron de 0,6g.
Por otra parte, el terremoto del 27 de febrero de 2010, en Chile, registró una intensidad en la escala de Richter de 8,8 y no ocasionó ningún daño en el reactor. El reactor se encontraba en funcionamiento, su apagado se produjo en forma automática y, posteriormente, fue sometido a una completa revisión por parte del personal de operación y de seguridad radiológica de turno, comprobándose que el reactor no sufrió daño alguno y a la semana siguiente continuó con su operación rutinaria.
En consecuencia, el reactor del Centro de Estudios Nucleares La Reina fue diseñado para soportar, sin daños, terremotos de intensidad comparable a los mayores registrados y, aún, terremotos de mayores intensidades nunca registrados en nuestro país.

3. ¿Cuáles son los estándares de certificación que poseen?
Interpretando esta consulta, mencionaremos el historial de evaluaciones de seguridad y autorizaciones de operación otorgadas durante los años de operación del reactor, como, así también, los resultados del proceso:
Puesta en operación del Reactor del Centro de Estudios Nucleares La Reina año 1974.
Se realiza el proceso de análisis de riesgo y se emite un informe de seguridad, de acuerdo con los requerimientos y normas del regulador del país proveedor, atendido el hecho de ser un reactor de procedencia británica.
En los aspectos sísmicos de la evaluación se usaron los siguientes códigos:
• British Standard Code of Practice No 114 “Structural Use of Reinforced Concrete in Buildings”.
• British Standard No 449 “The Use of Structural Steel in Building”. • British Standard No 4360 “Weldable Structural Steels”. • T.I.D. 7024 “Nuclear Reactors and Earthquakes”.
Relicenciamiento año1982.
Se procedió a la revisión de las condiciones de seguridad nuclear y radiológica de la instalación.
Proceso de evaluación de seguridad año 1987.
Por cambio de infraestructura, se realiza el análisis de riesgo y la evaluación de seguridad. Ello fue motivado por la bajada de enriquecimiento parcial de los elementos combustibles del reactor, para operar con un núcleo (estructura que contiene todos los elementos combustibles) con combustibles enriquecidos al 90% en Uranio 235 y con combustibles enriquecidos al 45% en Uranio 235.
Relicenciamiento año 1999.
Culmina el proceso de evaluación de la seguridad para otorgar licencia de operación al RECH-1 con un núcleo con elementos combustibles enriquecidos al 19,9 % en Uranio 235.
• Apéndice "Condiciones y Límites de Licencia para el Reactor Experimental Chileno RECH-1", AOt*RECH-1*01Ap, de 20 de Enero de 1999.
• El Informe del Análisis de Accidentes: "Reactor Experimental Chileno RECH-1: Análisis Preliminar de Riesgos", IAA*RECH-1*01a, del 15 de Enero de 1999.
Autorización de Operación Transitoria, AOt*RECH-1*02, de 12 de Marzo de 2004
• Apéndice "Condiciones y Límites de Licencia para el reactor Experimental Chileno RECH-1", AOt*RECH-1*02Ap, de 12 de Marzo de 2004.
Autorización de Operación, AO*RECH-1*03, de 13 de Octubre de 2004
• Apéndice "Condiciones y Límites de Licencia para el Reactor Experimental Chileno RECH-1", AO*RECH-1*03Ap, de 13 de Octubre de 2004.
Autorización de Operación, AO*RECH-1*04, de 29 de Diciembre de 2006
• Apéndice "Condiciones y Límites de Licencia para el Reactor Experimental Chileno RECH-1", AO*RECH-1*04Ap, de 29 de Diciembre de 2006.
Autorización de Operación, AO*RECH-1*05, de 30 de Diciembre de 2010
• Apéndice "Condiciones y Límites de Licencia para el Reactor Experimental Chileno RECH-1", AO*RECH-1*05Ap, de 30 de Diciembre de 2010.
Además, la operación del reactor se encuentra certificada bajo la norma ISO 9001/2008, verificada por empresas certificadoras externas a la CCHEN.
Adicionalmente, cabe destacar la completa evaluación técnica del reactor que en diversas ocasiones han realizado grupos de expertos del Organismo internacional de Energía Atómica.

4. ¿Cuál es el grado de peligro que representa para los vecinos?
Dado los argumentos entregados en el punto 2 de este anexo, se estima que no existe peligro para los vecinos.
El reactor del Centro de Estudios Nucleares La Reina, es un reactor de experimentación o investigación. Entre sus principales usos se encuentran la producción de radioisótopos utilizados en medicina nuclear, análisis utilizando técnicas nucleares, producción de trazadores utilizados en la minería e industria, geocronología, investigación y docencia.
Este reactor, como todos los reactores experimentales o de investigación, fue diseñado para que el núcleo mantenga su integridad aún en los peores eventos.
Para un hipotético caso de sabotaje, habría que vulnerar la guardia militar armada, la guardia civil de la CCHEN y todos los sistemas de enclavamientos y puertas blindadas. Si hubiera liberación de radiactividad, ella quedaría confinada dentro del propio reactor.
Los sistemas de protección física implementados en el reactor son suficientemente robustos como para garantizar una extremadamente baja probabilidad de ocurrencia de un sabotaje. Además, en este aspecto, como ya se mencionó, se debe considerar el permanente control perimetral y de acceso por parte del Regimiento de Policía Militar de Santiago.
En resumen, los vecinos de La Reina, y de otras comunas aledañas, no están en peligro por la existencia del Centro Nuclear y su reactor nuclear para investigación.

5. ¿Cuáles son las medidas de seguridad que se han diseñado ante eventos de gran magnitud que pudieran afectar gravemente a los vecinos de la Reina...?
La principal medida de seguridad está justamente en su diseño y en todos los sistemas y limitaciones ya descritas en los puntos anteriores. Así, el diseño estructural del reactor especifica aceleraciones base de diseño mayor que aquellas aceleraciones provenientes de los peores terremotos registrados, todo con el propósito de garantizar la integridad del núcleo del reactor. Por otra parte, el diseño de los elementos combustibles y configuración del núcleo se ha efectuado de modo que el núcleo se apague aún en las peores condiciones imaginables.
El edificio de contención del reactor mantiene su integridad en casos de aluviones. El sabotaje podría ser considerado como el más dañino; sin embargo, y tal como se mencionó antes, existen los medios tecnológicos de protección física y la capacidad de respuesta para estos casos. Existen varias barreras que pasar antes de llegar al interior del reactor y el sistema de alarma (formado por alarmas y cámaras de TV) advertirá oportunamente proporcionando el tiempo suficiente para que actúe el personal militar, apostado permanentemente en el Centro Nuclear.

6. Otras consideraciones.
Durante la selección del emplazamiento del Centro Nuclear (habían otros sitios posibles) y de su reactor como principal instalación, se efectuaron diversos estudios con la participación de los mejores expertos disponibles en aquella época (años 60).
Entre los estudios, se pueden mencionar los de topografía, geología, mecánica de suelo y sismología. Por estudios geológicos previos de la zona se conocía la existencia de una falla geológica (falla de San Ramón) que pasa al este del Centro Nuclear y era considerada inactiva. Estudios recientes han señalado que la falla está activa (lo que en términos geológicos, de acuerdo a los estudios, implica actividad cada 5.000 años).
Conocido esto, la Comisión Chilena de Energía Nuclear contrató (en 2010) al Departamento de Geología de la Facultad de Ciencias Físicas y Matemáticas de la Universidad de Chile para que efectúe los estudios que permitan tener una evaluación del peligro sísmico de la falla de San Ramón, en el borde cordillerano de Santiago. El estudio sobre la falla se dividió en dos fases. La fase 1 del estudio fue ya entregado por la Universidad de Chile, a comienzos de este año. Lo más destacable es un párrafo en las conclusiones que dice:
“Se descartaron fallas o fracturas recientes que afecten a los sedimentos, es decir, en los últimos miles de años, en el área estudiada, cercana al reactor nuclear. La naturaleza de los sedimentos observados en este estudio y la ausencia de fallas o fracturas que los afecten son concordantes con las observaciones geotécnicas realizadas por la Universidad de Chile (anteriormente, en 1969).”
Se está analizando el informe de la fase 1 y determinando los lugares donde se deben hacer excavaciones, para luego llegar a un acuerdo con los propietarios de los terrenos donde se debe excavar, para contratar los estudios de la fase 2, en 2011, lo que dará mayores precisiones sobre la falla.
Además, este año 2011 se dotará al Centro nuclear de acelerógrafos, los que permiten medir aceleraciones en varios puntos del reactor y lugares cercanos.

7. Relocalización del Centro de Estudios Nucleares la Reina.
Las capacidades del CEN LA Reina son diariamente puestas a disposición de la sociedad y las personas, a través de los beneficios que se entregan al área de la medicina, minería, agricultura e industria. Por ejemplo, el Centro produce prácticamente el 100% de los principales radioisótopos que son utilizados en medicina nuclear, lo cual significa que el impacto producido al dejar de contar con tales capacidades tendría implicancias determinantes sobre la salud de las personas. Argumentos análogos pueden ser aplicados a las otras áreas señaladas.
La principal preocupación de algunos miembros de la comunidad vecina al Centro Nuclear parece ser la operación de su reactor experimental. Sin embargo, todos los aspectos de diseño que involucran al reactor son lo suficientemente robustos como para garantizar la seguridad intrínseca del mismo. A ello se suman todos los argumentos desarrollados en los puntos anteriores.
Por esta razón, no se han recibido instrucciones ni la Comisión tiene planes para mover el Centro Nuclear a otro lugar. En base a lo expuesto, se estima que ello resulta innecesario.