ASTRONÓMICA

Conferencia de la Astronómica de Sabadell. Joan Carles Carles, 6 de noviembre de 2024

El 19 de octubre del año 1989 se produjo un incendio en la parte convencional de la central nuclear de Vandellòs. Lo que en principio era un incendio en la parte externa del edificio del reactor acabó con unas consecuencias graves e importantes para el resto de la instalación. Este incendio en la escala internacional de clasificación de incidentes y accidentes nucleares de la OIE se clasificó como nivel 3 y hasta el momento ha sido el incidente más grave de las centrales nucleares españolas.

Antecedentes

En los años 50 el estado español inició el desarrollo y la apuesta por la energía nuclear. Inicialmente se creó un organismo, la Junta de Energía Nuclear, que provenía de estamentos militares, y que se encargaba de efectuar la investigación y el desarrollo de posibles proyectos nucleares en el Estado español.

En 1964, con la ley 25.64 de energía nuclear, se establecieron las bases para el desarrollo de este tipo de energía en el estado español. Y este organismo, que inicialmente se había creado con un carácter más de investigación y desarrollo, se le otorgó también la función de la inspección y la emisión de informes sobre la seguridad de las instalaciones nucleares y radiactivas. Esta ley todavía está en vigor, con muchas modificaciones, incorporaciones y desarrollos posteriores. Como consecuencia de todo ello, el estado español decidió la creación, construcción y puesta en marcha de las tres primeras centrales nucleares, la primera generación de estas centrales. Hoy en día, todas ellas ya están cerradas, no hay ninguna que esté en funcionamiento.

La primera fue la central nuclear de José Cabrera, situada en Zorita, en la provincia de Guadalajara. Era una central de tecnología de agua ligera, de agua a presión, y el fabricante fue Westinghouse, tecnología americana. Producía 160 MW y estuvo en funcionamiento desde 1968 hasta 2006.

La segunda fue la central nuclear de Garoña. Era una central también de agua ligera, pero en lugar de agua a presión, esta era de agua en ebullición. Y la tecnología también era americana, de la empresa General Electric. Producía una potencia eléctrica de 460 MW y estuvo en funcionamiento desde 1971 hasta 2017.

Finalmente, la tercera fue la central de Vandellòs 1. Era una tecnología totalmente diferente a las dos anteriores, ya que era de uranio natural y grafito gas, con una potencia eléctrica de 500 MW. Se puso en funcionamiento en 1972, y fue productiva hasta 1991, cuando se decidió su parada definitiva.

Los planes energéticos posteriores, que se desarrollaron en el estado español durante los años 1972, 1975 y 1979, pusieron en marcha una segunda generación de reactores de agua ligera. Es decir, con esta segunda generación de reactores se optó por la tecnología de Westinghouse o de General Electric. Ya no hubo otra central con la tecnología de Vandellòs 1.

En 1979 hubo en Estados Unidos un accidente nuclear importante, el accidente de Fremont Island 2, en el que se produjo una pérdida de refrigerante del reactor. Esta central era de agua a presión, y fue un accidente con consecuencias graves, tanto para la instalación como por la emisión de radioactividad hacia el exterior. En la escala internacional de los accidentes, se clasificó como nivel 5. Esto supuso que el programa de expansión de la energía nuclear que había en aquellos momentos en todo el mundo, sobre todo en dos países, Francia y Estados Unidos, se detuvo. Terminaron de construirse algunas centrales que estaban en proceso de construcción, se siguió manteniendo las que estaban en marcha, pero en Estados Unidos no se construyó ninguna más. Por el contrario, Francia continuó con su programa de desarrollo de la energía nuclear y fue completando su parque de centrales nucleares.

En 1980 se produjo otro accidente nuclear importante, esta vez en la central francesa de Saint Laurent des Eaux. Este accidente tuvo un impacto directo sobre Vandellós 1, ya que era una central con la misma tecnología y con el mismo tipo de desarrollo. Este accidente se clasificó como nivel 4.

Como consecuencia de estos accidentes y de otros problemas, en 1984 en España se decretó una moratoria nuclear. En aquel momento se estaban construyendo y se habían ya puesto en marcha algunas otras centrales, por ejemplo, la de Ascó, y supuso el paro definitivo de las dos centrales que se estaban construyendo en Valdecavalleros, en Extremadura, y de las dos que ya estaban en fase avanzada, en Lemoniz, en el País Vasco. Esta moratoria nuclear, finalmente, la terminamos pagando todos nosotros con el recibo de la luz.

Central nuclear de Vandellós 1

Vamos a ver un poco como era la tecnología de la central de Vandellòs y porque era tan diferente de las demás centrales que son las que han continuado en funcionamiento en todo el mundo, que básicamente son las centrales de agua ligera.

La central de Vandellòs era una central de tecnología de uranio natural y grafito gas. Sus características eran que el combustible que se utilizaba para la producción de la reacción nuclear dentro del reactor, era de uranio natural. En las demás centrales, el combustible es uranio enriquecido (235).  El moderador era el grafito, y el refrigerante, el que extrae el calor que se producía durante la reacción nuclear, era anhídrido carbónico a presión dentro del edificio del reactor. Tenía una potencia aproximadamente de 500 MW, aunque por algunos problemas de diseño se limitó su potencia a unos 400-420 MW.

Mientras que las otras centrales de agua ligera disponían de tres barreras de protección, ésta sólo tenía dos. La primera era el propio elemento combustible, la vaina de uranio natural; la segunda era el edificio del reactor; y la tercera era el edificio de contención. En el caso de Vandellós 1 este último era un edificio meramente de protección contra los fenómenos atmosféricos, pero no tenía la capacidad de contener gases radiactivos ni otros productos que se pudieran liberar del núcleo del reactor. Por lo tanto, vemos una primera singularidad importante en esta central, que sólo tenía dos barreras. 

Figura 1. Descripción del reactor de Vandellòs 1

Otra característica importante -que jugó un papel relevante durante el accidente- era que este tipo de centrales tenían una proporción de quemado de combustible muy baja comparada con los reactores de agua ligera. Estamos hablando de una proporción de prácticamente una décima parte. Esto, por un lado, hacía que la evacuación del calor generado, sobre todo cuando se llegaba a la parada, fuera mucho más fácil que en los reactores de agua ligera, pero, por el contrario, los costes de este tipo de centrales eran más altos porque, para conseguir una potencia similar, se necesitaba más volumen, y los núcleos de este tipo de reactores eran mucho más voluminosos que los de agua ligera. De ahí también la dificultad de situar un reactor de este tipo dentro de un edificio de contención.

La central de referencia que tenía Vandellòs 1 era la central francesa de Saint Laurent des Eaux, donde había dos unidades como ésta. De hecho, los franceses fueron los que desarrollaron y llevaron esta tecnología a la fase de explotación. 

Otra característica que tenía esta central era que su mantenimiento, ya que se podía hacer en funcionamiento, no había que pararla. En la imagen (figura 2) podemos ver una fotografía del edificio del reactor donde había una máquina, importante desde el punto de vista de ingeniería, porque podía realizar una serie de misiones complicadas: situarse sobre la losa del reactor, abrir los canales que había por encima del reactor, mantener la refrigeración y extraer el combustible gastado. Todo ello con el reactor en funcionamiento.

Después se movía a través de unos raíles para extraer el combustible gastado para llevarlo al edificio de las piscinas donde se almacenaba. Al cabo de un tiempo, y después de haberse enfriado, este combustible se transportaba a Francia en tren, el llamado tren nuclear. En Francia se hacía el reprocesado del combustible, se separaban las partes de los elementos radiactivos de las partes metálicas más convencionales. Esta era otra singularidad de este tipo de centrales.

Figura 2. Edificio del reactor

Quien puso en marcha y explotó esta central durante todos los años que funcionó fue HIFRENSA, que era un consorcio de empresas de las que había cuatro catalanas (Vallès, GIV, FECSA, SEGRE) junto con el socio mayoritario: Electricité de France, que tenía el 25% del consorcio, y era también la que explotaba las dos centrales de Saint Laurent des Eaux.

Se inició su construcción en 1968 y comenzó la explotación comercial en 1972, con un permiso de explotación provisional. La experiencia operativa durante todos estos años fue muy satisfactoria, sobre todo si se compara con las centrales de referencia de Saint Laurent des Eaux, que tuvieron dos accidentes bastante graves. El 17 de octubre de 1969 -unos 20 años antes- un error en la máquina de recarga del combustible produjo daños en cinco elementos combustibles de la central SLA1, lo que implicó que se tuviera que parar y estuvo un año parada para poder sacar todos estos elementos de dentro del reactor y poderla volver a poner en funcionamiento. Y el 13 de marzo de 1980 se produjo el otro accidente ya mencionado, en la central SLA2, donde dos elementos combustibles se fundieron y la central estuvo parada durante tres años para extraer todo el material radiactivo. Fue un accidente de nivel 4 porque hubo la liberación de una parte de productos de fisión a la atmósfera.

Estas dos centrales se pararon definitivamente en los años 1990 y 1992, pero hay que decir que, a finales de los años 60, con lo que los franceses llamaron la "guerre des filieres", la tecnología de los reactores de agua ligera ganó la batalla sobre los reactores de grafito graso. Aunque los franceses habían sido los que habían desarrollado la tecnología de los reactores de grafito gas y que la tecnología del agua ligera venía de Estados Unidos, los franceses optaron por esta segunda tecnología, sobre todo por un tema de costes económicos. Es decir, que ya a partir de los años 70 se puede decir que esta otra tecnología había quedado totalmente al margen. Se habían construido algunas centrales en Francia y en el Reino Unido, en total seis o siete centrales, pero se fueron parando todas ellas.

Sin embargo, el 29 de abril de 1982 se concedió el permiso definitivo de explotación a la central de Vandellós 1. Es un hecho bastante excepcional y que no se explica muy bien cómo se produjo, sobre todo en estas fechas.

Consejo de Seguridad Nuclear

Continuando con este repaso de memoria histórica de la energía nuclear en nuestro país, os explicaré un poco la historia del Consejo de Seguridad Nuclear, que era el organismo al que yo pertenecía como inspector y en el que estuve trabajando hasta el año 1991.

El Consejo es un organismo independiente, que fue creado por la ley 15.80. Se le encargaron las funciones de vigilancia y control de las instalaciones nucleares y radiactivas. Anteriormente esta vigilancia la realizaba la Junta de Energía Nuclear (posterior FIEMAT), pero siguiendo un poco el modelo americano de separación del poder ejecutivo con las tareas de vigilancia, se creyó oportuno hacer esta separación y crear este organismo, que es independiente del Ministerio de Industria y sólo informa directamente al Congreso de los Diputados y cuando la comisión de industria y energía del Congreso se lo pide.

En 1982 se incorporaron los primeros funcionarios, que venían de la Junta de Energía Nuclear, y se organizó el Consejo, con un presidente y cuatro consejeros. Después hay un cuerpo técnico estructurado en varias direcciones técnicas, una de las cuales es la de tecnología nuclear.

Es sorprendente que el Consejo se creó el 22 de abril del año 1980 y justamente el 29 de abril de 1982 se concedió el permiso definitivo de explotación a la central de Vandellós 1, cuando prácticamente el organismo no estaba todavía en marcha. No sé qué tipo de evaluación se hizo para conceder este permiso. De hecho, este permiso marcaba una serie de condiciones que tenían que mejorar la seguridad física, la protección perimetral de la central, y la protección contra incendios, pero era un permiso muy genérico y único. Fue la única central nuclear española a la que se le concedió un permiso definitivo de explotación. Al resto de ellas se les fueron concediendo permisos de explotación provisionales, con más o menos duración, pero siempre con un proceso de reevaluación continua de la seguridad que no se produjo en el caso de Vandellòs 1.

En 1985 se crearon las primeras oposiciones al cuerpo técnico y yo entré como funcionario en el Consejo de Seguridad Nuclear. Durante todo este periodo de inicio de los 80, se puso en marcha la segunda generación de centrales nucleares españolas. Cuando yo me incorporé, no había conocimiento, no había expertos en la tecnología de la central de Vandellós en el organismo, sí en la tecnología de agua ligera de las nuevas centrales, tanto de las de agua a presión como las de agua en ebullición. Por ello, a mi se me destinó a Francia, al Institute de Radioprotection et de Surete Nucléaire, para ver qué es lo que habían hecho los franceses con este tipo de tecnología. La sorpresa que me llevé, y que expliqué a mi regreso de Francia, fue que los franceses habían llevado a cabo un programa de mejoras de estas centrales nucleares, a raíz de los dos accidentes graves que habían tenido.

Funcionamiento de una central nuclear

Vamos a ver cómo funcionaba una central nuclear de este tipo, de agua a presión y de agua en ebullición (figura 3). Una central nuclear es como una central térmica, pero en lugar de producirse una combustión de carbón o de fuel, tiene un reactor nuclear que produce vapor de agua, el cual sale por unas tuberías, pasa por una turbina y produce electricidad, que se evacua a través de la red eléctrica hacia el exterior. Se complementa con un condensador, que hace que este vapor, que ha servido para mover las turbinas, se condense, se vuelva líquido otra vez, y se vuelva a inyectar hacia el circuito para volver a producir este vapor de agua y volver a cerrar el circuito.

Figura 3. Funcionamiento del reactor nuclear

En este tipo de centrales también había un edificio de piscinas, donde se depositaban los elementos radiactivos; y un circuito terciario, donde se condensaba el agua, que en este caso se refrigeraba con agua de mar. Había un circuito abierto de agua de mar que entraba y salía y servía para condensar el agua del circuito interior. Finalmente estaba el edificio exterior, que en este caso sólo servía para proteger la central de las inclemencias meteorológicas, pero no para contener cualquier problema interior.

Para evacuar el calor que se producía en el reactor nuclear se usaba dióxido de carbono a presión (28-29 bares), que se inyectaba a través de cuatro turbosoplantes (ventiladores gigantes). El funcionamiento normal era en sentido contrario al funcionamiento en termosifón, es decir, se hacía circular el aire frío que entraba en el reactor hacia abajo, se pasaba por el intercambiador, se enfriaba y se volvía a inyectar hacia arriba.

Esta central no tenía que parar para hacer la recarga del combustible, como pasaba con otras centrales, sino que paraba solo para realizar tareas de mantenimiento. Cuando se paraba la central, los ventiladores seguían funcionando durante unas semanas para extraer el calor residual, ya que las centrales nucleares, al tener elementos radiactivos, generan calor continuamente durante días. Al cabo de unos días se paraban los turbosoplantes, el dióxido de carbono pasaba por unos filtros con yodo y era expulsado al exterior, porque entraban en funcionamiento otros componentes.

Este tipo de centrales tenían cuatro turbosoplantes. En una parada normal del reactor, con un único turbosoplante era suficiente para refrigerar el reactor. Por lo tanto, a nivel de redundancia podemos decir que prácticamente estaba todo cuadruplicado. En cambio, a efectos de separación física de componentes, era una central que tenía graves carencias, como por ejemplo que todos los cables que alimentaban los diferentes componentes refrigerantes pasaban por la parte inferior del grupo principal.

Primeras dos horas del incendio

 El 19 de octubre de 1989 el reactor funcionaba con normalidad. Se producían 400 MW, la temperatura de entrada al núcleo del dióxido de carbono era de 230 grados, la de salida de 400 grados, y su presión era de 29 bares.

A las 21:39 h se produjo una alarma por vibraciones anormales en la turbina 2. Seguida, en cuestión de segundos, por un incendio y varias explosiones que se produjeron en este grupo 2.

A las 21:40 h se produjo la parada manual por parte de los operadores del reactor. Y en paralelo, según el análisis del accidente, se produjo una parada automática. Aunque los operadores no hubieran parado el reactor, se habría parado automáticamente. Y se produjo una rotura de todas las tuberías de lubricación del grupo 2, y de pérdida de hidrógeno de refrigeración del alternador. Todo esto hizo que este incendio fuera devastador y muy importante.

Como consecuencia se produjo la pérdida de corriente continua que servía para el control y mando de los equipos, también se produjo una pérdida de estanqueidad y de engrase de los turbosoplantes y la pérdida de alimentación de un cuarto del cambiador de calor principal.

A las 22 h se detectaron indicios de nivel de agua en la cava del reactor, pero se atribuyó al agua que se había utilizado para apagar el incendio. A esa hora también llegaron los primeros bomberos externos de la central nuclear, procedentes de L’Hospitalet de l’Infant.

Yo era inspector residente y había sido jefe de proyecto de Vandellòs 1, pero en 1987 se puso en funcionamiento la nueva central nuclear Vandellòs 2 y me enviaron allí. En ese momento llevábamos unos buscas de localización, y desde el Consejo me dijeron que me dirigiera a Vandellós 1 porque había un incendio importante y para que evaluara la situación de lo que estaba pasando. Yo llegué hacia las 22 h y durante los primeros instantes ya me di cuenta de la magnitud del problema, sobre todo de la magnitud del incendio. Esta central tenía muchas singularidades, pero una de las más espectaculares era que la sala de control, que estaba en un tercer o cuarto piso, tenía unos magníficos ventanales, por un lado de los cuales veía el incendio y por el otro veía el mar. Normalmente las salas de control de las centrales nucleares son salas bunquerizadas, cerradas, y sin ventanas, no se ve nada del exterior. De hecho, en ciertos momentos de aquella noche, la sala de control estuvo inundada de humo. Era difícil comunicarse porque había mucha gente y había nervios. Se instalaron unos ventiladores, justamente, para extraer ese humo y poderla hacer más o menos habitable, con lo que también era muy difícil poder hablar con los diferentes operadores que había en ese momento en la central.

El intervalo más crítico fue entre las 22:00 y las 00:20h. Básicamente se puede resumir en que la refrigeración del reactor estuvo mantenida sólo por un turbosoplante y por un cuarto de estos cambiadores de calor, que eran los que evacuaban el calor que el dióxido de carbono iba sacando del núcleo del reactor y lo trasladaban hacia la turbina. Las turbinas estaban paradas y, por lo tanto, este vapor evacuado se lanzaba a la atmósfera. También se perdió el aire comprimido y la regulación automática. No había iluminación de emergencia. Fue una situación realmente muy complicada que, gracias a la actuación profesional, y a veces heroica, por parte del personal de la planta, se pudo salvar. En algunos momentos se produjo una regulación manual y en local de alguno de esos componentes que se habían perdido y que se fueron recuperando durante el incendio.

Figura 4. Evolución de las temperaturas y presiones del CO2 en el reactor durante el accidente.

Con esta gráfica (figura 4) nos damos cuenta de los problemas de refrigeración que hubo durante aquella noche. Básicamente se representan tres magnitudes principales: la presión del dióxido de carbono dentro del reactor y las temperaturas de entrada y salida del reactor. Antes de la parada (en funcionamiento normal), la temperatura de salida del reactor era de 400ºC, la temperatura de entrada del reactor era de 230ºC y la presión de unos 29 bares. En el momento de la parada las temperaturas de entrada y salida cayeron en picado, para volver a remontar hacia las 22:00 h. La temperatura de entrada remontó un poco y eso no fue peligroso, pero la temperatura de salida subió mucho, hasta los 310 grados. Cabe pensar que a unos 315 grados se podía perder estanqueidad de la turbosoplante. La presión del dióxido de carbono también subió y estuvo a punto de llegar a 30,1 bares, punto en el que hubiera activado un sistema de protección automático para rebajar la presión, se hubieran abierto unas válvulas de seguridad que hubieran emitido el dióxido de carbono directamente hacia el exterior, es decir se habría producido un escape de este gas hacia fuera del edificio del reactor.

Si estas válvulas se hubieran abierto automáticamente hubiéramos tenido un problema grave porque se tendrían que haber cerrado de forma manual, ya que el incendio había dañado el sistema de cierre automático. Por suerte no se abrieron.

Figura 5. Caudales de alimentación en los cuartos de cambiador nº1 y nº2.

Como se puede ver en la siguiente imagen (figura 5) se llegó a mantener alguno de los cambiadores de calor de los cuatro que había, con unos caudales mínimos para poder liberar el calor residual del núcleo del reactor durante estas dos horas críticas. Después se recuperaron unos caudales más importantes, y por lo tanto se volvió a poder refrigerar de una manera correcta el reactor. Por lo tanto, estas dos primeras horas fueron los momentos más críticos de refrigeración del reactor.

Como inspector de Vandellòs 2, yo tenía unas funciones encomendadas por el plan de emergencia nuclear de Tarragona, que eran el control y la vigilancia radiológica en caso de accidente. Por lo tanto, mi función principal fue pedir al explotador que en todo momento tomaran muestras, tanto del interior como del exterior del edificio para ver si había impacto radiológico o no. Durante toda la noche yo no tuve conocimiento de la situación tan crítica en la que estábamos. Por parte del explotador, se informó que había habido un incendio, que se estaba trabajando en su extinción y que se estaba en situación de parada segura. Como podéis ver, una explicación que no era del todo real con la situación de riesgo que había.

De las dos a las ocho horas

 Desde media noche hasta las 6 de la mañana se recuperó el agua de alimentación auxiliar, y por lo tanto se fue refrigerando el reactor, pero el personal de planta detectó otro problema añadido grave: en la cava del reactor había hasta un metro de agua. Esto fue una sorpresa por parte de todos porque ya se veía que tanta agua no podía provenir sólo de la extinción del incendio. 

Finalmente, los operadores de planta detectaron que había una junta que estaba perdiendo agua y que provocaba esta inundación. Se produjo la parada de las bombas de circulación y a partir de ese momento los esfuerzos se centraron en sacar el agua que había y que comprometía el funcionamiento mínimo y precario de los equipamientos de evacuación del calor del reactor.

Se mantuvo la refrigeración con dos turbosoplantes, aunque los auxiliares estaban inundados. Y había un grave riesgo de que los sistemas de engrase que inyectaban la grasa a las turbosoplantes para que pudieran funcionar, se quedaran sin agua, se bloquearan y que se produjera la parada de estas turbosoplantes.

A la 1:30 h se controló el incendio. Se intensificaron las tareas de bombeo de agua con equipos externos. Y a las 4:00 h se declaró el incendio extinguido, con una refrigeración precaria pero mantenida.

Y aquí quiero poner de manifiesto la dificultad de todas estas operaciones y tareas por parte de los operadores. No había megafonía, por lo tanto, cada vez que tenían que recibir un orden tenían que subir a la sala de control y volver a bajar; no había iluminación, los ascensores estaban fuera de servicio, etcétera. En todo momento, las medidas de comprobación radiológica se efectuaron manualmente porque, aunque también había algunos instrumentos automáticos, estaban fuera de servicio por falta de alimentación eléctrica. Todas las medidas que se efectuaron durante esa noche fueron medidas manuales (los operadores bajaban con sus equipos y tomaban medidas).

De las ocho horas hasta dos días

Desde las 6 h de la mañana hasta dos días después es el tiempo que costó recuperar los sistemas de parada segura, los sistemas del cambiador de parada y los sistemas de ventilación de parada. Se llevaron generadores eléctricos y se buscaron fuentes de alimentación para poderlos volver a poner en servicio.

El accidente causó graves daños en la planta, en todos sus componentes, pero no hubo daños en el combustible, ni emisión de radiación hacia el exterior. Finalmente el accidente se clasificó como nivel 3, es decir, no llegó al nivel 4, como incidente importante en la escala internacional de sucesos nucleares. Y hasta hoy ha sido el accidnte nuclear más grave ocurrido en España.

Conclusiones

El incendio fue originado en un edificio convencional de la central debido a un problema de corrosión bajo tensión en el rotor de la turbina principal, no detectado por el explotador.

Este incidente importante afectó a sistemas de seguridad nuclear, pero sin repercusión radiológica ni a las personas ni al medio ambiente.

El Plan de Emergencia Interior no se aplicó en ningún momento por parte del explotador, y por tanto el PENTA (plan de emergencia nuclear de la provincia de Tarragona) no dispuso de la información necesaria para la adopción de otras medidas establecidas en el plan.

De las cinco modificaciones que se habían realizado en la central nuclear de referencia de Saint Laurent des Eaux, y que el Consejo de Seguridad Nuclear había solicitado al explotador en 1986, sólo se habían implementado tres. Las dos que no se habían implementado justamente eran unas mejoras en la separación física del sistema de protección contra incendios y con el cambiador de parada, que tuvieron una relación directa con las consecuencias del incidente. El incidente propiamente no se hubiera podido evitar, pero sí sus consecuencias.

Consecuencias

Las consecuencias y lecciones aprendidas de este incidente fueron:

En 1989 se suspendió el permiso de explotación definitivo de Vandellòs 1.  HIFRENSA inicialmente mostraba voluntad de poder llevar a cabo las modificaciones necesarias para devolver la explotación de la central. El Consejo de Seguridad Nuclear elaboró un informe con unas medidas de reevaluación y de implementar antes de un nuevo arranque muy duras. También se pedía una reevaluación genérica de la seguridad, previa a un posible arranque de la central. Además, la parada de las dos centrales francesas de referencia dejaba huérfana a la central de Vandellòs 1.  Y finalmente hubo una evaluación de costos por parte de gobierno que se consideraron excesivos y que, además, no se reconoció la posibilidad de implementar estos costos dentro del marco de energía, lo que significaba que al final se hubieran acabado pagando estos costos a través de la factura de la luz. Todo ello produjo que, durante el año 1990, el explotador HIFRENSA decidió el paro definitivo.

Ese mismo año se produjeron varias querellas y acusaciones por delitos de riesgo nuclear, contra los directivos y dirigentes de HIFRENSA, y también contra el director de la central, y por omisión contra la dirección técnica del Consejo de Seguridad Nuclear por no haber presionado o no haber exigido esta implementación de estas modificaciones de la central.

A los diez años se celebró un juicio oral en los juzgados de Reus con una sentencia absolutoria para todos los acusados. No se reconoció el delito de riesgo nuclear al no existir "peligro concreto" ni de incumplimiento de normas de seguridad. Tampoco se puso en peligro concreto a los bienes protegidos, pues se mantuvo la refrigeración del núcleo y estuvo lejos del inicio de daños en el combustible nuclear.

Escenario agravado de pérdida de refrigeración

Muchos son los periodistas o la gente que se ha preguntado qué hubiera podido pasar. Y esta pregunta es muy compleja de responder, y prácticamente el único que hizo un cierto ejercicio para saberlo fue el comisariado de la energía atómica, que eran los que tenían el conocimiento y el expertísmo de este tipo de centrales, e hicieron una simulación con un programa informático. Hicieron un cálculo de qué hubiera pasado si a los 80 minutos se hubiera añadido la pérdida total de agua al cambiador (de calor principal), pero se hubiera mantenido en funcionamiento y haciendo circular dióxido de carbono a los dos turbosoplantes a esta velocidad de régimen de parada. El resultado fue que al cabo de dos días y tres horas se hubiera llegado a la temperatura crítica de 600ºC, en el que se hubieran empezado a producir daños en las vainas del combustible, y al cabo de unas horas más se hubiera llegado a los 650ºC.

Así, se concluyó que, dadas las características del diseño de este tipo de centrales con una tasa de producción de energía muy baja y, por lo tanto, una potencia de calor residual también muy baja, se tenía un margen de unos tres días para recuperar estos componentes si se hubieran llegado a perder. Por lo tanto, se hace difícil pensar que hubiera podido llegar a ser otro Chernóbil, porque la gravedad del accidente de Chernóbil era de naturaleza muy diferente, pero sí se habría podido llegar a un accidente con daños en el combustible y por lo tanto se habría podido llegar a un accidente de nivel 4 o 5 en la escala de clasificación de accidentes nucleares.

Coloquio

Quería saber su opinión sobre la sentencia del juicio.

La sentencia se basa en que no hubo peligro concreto ("peligro concreto"). Sí es cierto que no hubo ni daños en el núcleo ni en el exterior de emisión radiactiva. Y, por lo tanto, eso era una querella criminal. A nivel administrativo, hubo una sanción por parte del Ministro de Industria, que quizás se ajustaba más a lo que pasó, porque lo trataron más como incumplimientos administrativos.

¿La tecnología que había en Vandellós 1 era la misma que había en Rusia?

No, la tecnología rusa era bastante diferente. El reactor de Chernóbil también era un reactor moderado con grafito, pero era un reactor refrigerado con agua, y el combustible era enriquecido. Era una tecnología que sólo lo tenían los franceses y los ingleses.

¿Actualmente, las piscinas que hay todavía contienen material radiactivo?

No, la central de Vandellòs 1 se dejó en una situación de parada y desmantelamiento en fase 1. Se sacó todo el combustible que había dentro del reactor y de las piscinas, se evacuó y se desmontaron todas las partes convencionales, la máquina de recarga se desmontó, en el reactor se hizo como una cubierta que tapa el edificio esperando que en toda la parte interior decaiga su radiactividad y se pueda proceder su desmantelamiento.

El problema que hay con el combustible de las plantas de agua ligera es que a nivel español no se ha resuelto el tema del almacén definitivo de combustible nuclear. Por lo tanto, se está almacenando en las piscinas de las centrales. El caso de Vandellòs 1 era diferente porque había un convenio con Francia que se lo llevaba y lo reprocesaba.