El agua de las piscinas en condiciones normales de operación está limpia. Puede haber pequeñas cantidades de isótopos radioactivos que pasen al agua a través de algún poro o de alguna vaina ligeramente dañada, pudiendo esto ocurrir en circunstancias normales. El agua de la piscina, no obstante es recirculada constantemente tanto para proporcionar la refrigeración necesaria como para su purificación, de manera que siempre permanece bastante limpia en operación normal.
El agua puede contaminarse de forma importante si el nivel de agua acaba descendiendo suficientemente como para dejar expuesto el combustible. Si la temperatura de este alcanza valores suficientemente elevados las vainas de zircaloy pueden oxidarse bastante rápidamente (emitiendo hidrógeno en el proceso) y romperse. Si esto ocurre los gases contenidos en el espacio entre el combustible y la vaina son liberados, permitiendo que el agua entre en contacto con el combustible y que algunos otros isótopos, fundamentalmente aquellos de elementos solubles, puedan pasar al agua. En principio, en la evaporación se separa el agua de los elementos que contenía en disolución. No obstante es posible que la separación no siempre sea perfecta, y especialmente en condiciones de ebullición violenta se emitan pequeñas gotas de agua arrastradas por el vapor y que sí contengan isótopos radioactivos.
El descenso de la emisión de calor es progresivo, acompañando al descenso de la actividad radioactiva de los productos de fisión contenidos en el combustible. Como referencia aproximada creo que son necesarios al menos uno o dos años de refrigeración en piscina, quizá algo más dependiendo del grado de quemado, antes de que sea posible que puedan refrigerarse por convección natural, es decir, de forma espontánea por el aire. A no ser que haya alguna necesidad explicita de espacio, por ejemplo, generalmente tampoco es necesario ajustar mucho dichos plazos. En el caso de Fukushima, por ejemplo, creo que el combustible gastado podía permanecer en la piscina del edificio del reactor por un año y medio quizás, para ser transferida posteriormente a la piscina común de la central. Allí probablemente no permanecería muchos años antes de que, según el modelo de gestión del combustible gastado en Japón, este fuera reprocesado.
Y que yo sepa a los cementerios se envían cadáveres, no elementos de combustible gastado.
Es práctica habitual que cualquier suceso destacable referido a la seguridad en cualquier central del mundo conlleve la revisión, en primer lugar, de las posibles centrales gemelas existentes y, si procede, se analice la posibilidad de introducir mejoras en todas las centrales si las circunstancias son aplicables a su diseño y procedimientos en cada una de ellas. Es posible que la presión de la opinión publica conlleve a decisiones políticas en cuanto a la exigencia de medidas de seguridad incluso aun más estrictas incluso en aspectos que nada tengan que ver con las causas o los sucesos de Fukushima. Ya se verá.
Como comentaba anteriormente, tanto el yodo como el cesio, al ser elementos volátiles se liberan inmediatamente en el momento en que las vainas de combustible son dañadas y perforadas. En este caso liberándose en el interior del reactor. Si se procede a abrir las válvulas para liberar vapor estos elementos también son igualmente liberados. El combustible en sí, constituido por dióxido de uranio y que contiene a su vez la mayor parte de los productos de fisión y el plutonio, tiene un punto de fusión mucho más elevado que la temperatura que es capaz de dañar las vainas (2865°C). Puesto que el plutonio no es soluble, para que importantes cantidades pudieran mezclarse con el agua y ser liberadas de alguna forma probablemente sería necesario que el combustible se fundiera y al mezcla fundida se mezclara con el agua quizá en pequeñas partículas que pudieran ser liberadas posteriormente de algún modo. En cualquier caso los niveles de plutonio detectados en las cercanías más inmediatas de la central son tan bajos que es probable que pudieran ser liberados a partir de pequeñas trazas presentes en el agua de refrigeración después de que las vainas hayan sufrido daños pero sin necesidad de fusión del combustible en sí, o por lo menos no de una parte significativa de éste. En mi opinión, la presencia de estas trazas de plutonio no indica una situación más grave en cuanto al daño en el combustible, los reactores y la contención de lo que ya se sabía o podía esperarse.
Esa relación no es correcta. La vida media de un isótopo radioactivo y la energía que emite en su desintegración no son parámetros relacionados. En el caso concreto del Pu-239 la energía de las partículas alfa que emite (5.245 MeV) sí es un poco superior a la energía de las alfas del U-235 (4.679 MeV) o U-238 (4.267 MeV), pero la diferencia importante entre ellos es su actividad específica por el período mucho más corto del plutonio, no la energía de las partículas emitidas.
La vasija del reactor es efectivamente uno de los pocos componentes que no se sustituyen. En referencia a los cambios de temperatura, se opera siempre de manera que éstos no sean bruscos, y manteniendo siempre presiones elevadas solo en condiciones de temperatura elevadas, en las que el acero es más dúctil (menos frágil), de forma que no puedan propagarse grietas, por ejemplo. Los altos flujos neutrónicos, no obstante, pueden fragilizar el acero. Para minimizarlo existen componentes dentro del propio reactor que actúan como blindaje de la radiación para reducir la radiación que alcanza la pared de la vasija. Aun así el daño acumulado es básicamente el que limita la vida útil del reactor. Afortunadamente los diseños se realizaron con suficiente margen de seguridad, y con las medidas para limitar la radiación recibida por la pared de la vasija, se ha constatado que el acero se encuentra en buenas condiciones por mucho más tiempo que el mínimo inicialmente garantizado de 40 años. En cualquier caso, el acero expuesto a una mayor fluencia de neutrones no pierde resistencia, sino que se endurece y fragiliza, de modo que puede ser más susceptible a fisuras a temperaturas bajas, pero no necesariamente aguantará menos presión a alta temperatura. De cualquier forma, aun en el caso de que pudiera tener un poco más de resistencia una vasija nueva que una más vieja, lo importante es que ambas sean capaces de satisfacer los criterios de seguridad que se les exigen durante el período en que se les permita operar. Puede darse el caso que margen adicional por encima de los niveles de seguridad exigidos sea superior en ciertos casos o ciertos diseños de reactores.
Puesto que el problema en Fukushima ha sido de falta de refrigeración, no de fallo prematuro de las vasijas del reactor (de hecho ni siquiera se sabe si alguna de ellas está dañada), su edad no es de esperar que hubiera supuesto diferencia alguna en los sucesos.
Las centrales de nueva construcción (generación III o III+) son en principio más seguras, pues ese ha sido uno de los aspectos más importantes en su diseño, teniendo cada modelo sus propias características específicas.
En cuanto a otros diseños avanzados (generación IV), como los reactores rápidos refrigerados con sodio, corresponden a conceptos bastante diferentes en algunos casos. Por el hecho de tener características, principios y funcionamientos distintos, los riesgos de fallos son generalmente algo distintos y pueden tener sistemas de protección distintos para hacer frente a tales situaciones. Las características que a primera vista puede parecer que comportan más complicaciones, como por ejemplo temperaturas más elevadas, no necesariamente suponen un problema con el diseño adecuado. Uno de los criterios también fundamentales en el diseño de estos reactores avanzados es reducir aun más cualquier riesgo de accidente, presentado por ejemplo de sistemas de refrigeración que no requieren de energía externa ni de ningún tipo de actuación externa.
En ese caso probablemente se encontraría junto al propio edificio del reactor y no a 500 metros de él. Puesto que las cantidades son tan pequeñas es posible que no haya ninguna vía principal evidente para su dispersión. Quizá haya que esperar a futuros análisis más detallados. En todo caso no creo ni que su detección constituya un problema en sí mismo ni un indicio claro de que la situación sea de mayor gravedad que la conocida.
La reacción nuclear en cadena en los reactores se detuvo automáticamente en el momento del terremoto, de manera que no debería existir flujo neutrónico significativo en el reactor. Tan solo habrán los neutrones resultantes de las fisiones espontaneas, que suponen una actividad insignificante y no pueden ser responsables de la activación del agua marina.
