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El accidente de Fukushima Daiichi

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El accidente de Fukushima Daiichi
El accidente de Fukushima Daiichi
Informe del Director General
EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI
INFORME DEL DIRECTOR GENERAL
Los siguientes Estados son Miembros del Organismo Internacional de Energía Atómica:
AFGANISTÁN
ALBANIA
ALEMANIA
ANGOLA
ARABIA SAUDITA
ARGELIA
ARGENTINA
ARMENIA
AUSTRALIA
AUSTRIA
AZERBAIYÁN
BAHAMAS
BAHREIN
BANGLADESH
BELARÚS
BÉLGICA
BELICE
BENIN
BOLIVIA, ESTADO
PLURINACIONAL DE
BOSNIA Y HERZEGOVINA
BOTSWANA
BRASIL
BRUNEI DARUSSALAM
BULGARIA
BURKINA FASO
BURUNDI
CAMBOYA
CAMERÚN
CANADÁ
CHAD
CHILE
CHINA
CHIPRE
COLOMBIA
CONGO
COREA, REPÚBLICA DE
COSTA RICA
CÔTE DÕIVOIRE
CROACIA
CUBA
DINAMARCA
DJIBOUTI
DOMINICA
ECUADOR
EGIPTO
EL SALVADOR
EMIRATOS ÁRABES UNIDOS
ERITREA
ESLOVAQUIA
ESLOVENIA
ESPAÑA
ESTADOS UNIDOS
DE AMÉRICA
ESTONIA
ETIOPÍA
EX REPÚBLICA YUGOSLAVA
DE MACEDONIA
FEDERACIÓN DE RUSIA
FIJI
FILIPINAS
FINLANDIA
FRANCIA
GABÓN
GEORGIA
GHANA
GRECIA
GUATEMALA
GUYANA
HAITÍ
HONDURAS
HUNGRÍA
INDIA
INDONESIA
IRÁN, REPÚBLICA
ISLÁMICA DEL
IRAQ
IRLANDA
ISLANDIA
ISLAS MARSHALL
ISRAEL
ITALIA
JAMAICA
JAPÓN
JORDANIA
KAZAJSTÁN
KENYA
KIRGUISTÁN
KUWAIT
LESOTHO
LETONIA
LÍBANO
LIBERIA
LIBIA
LIECHTENSTEIN
LITUANIA
LUXEMBURGO
MADAGASCAR
MALASIA
MALAWI
MALÍ
MALTA
MARRUECOS
MAURICIO
MAURITANIA
MÉXICO
MÓNACO
MONGOLIA
MONTENEGRO
MOZAMBIQUE
MYANMAR
NAMIBIA
NEPAL
NICARAGUA
NÍGER
NIGERIA
NORUEGA
NUEVA ZELANDIA
OMÁN
PAÍSES BAJOS
PAKISTÁN
PALAU
PANAMÁ
PAPUA NUEVA GUINEA
PARAGUAY
PERÚ
POLONIA
PORTUGAL
QATAR
REINO UNIDO DE
GRAN BRETAÑA E
IRLANDA DEL NORTE
REPÚBLICA ÁRABE SIRIA
REPÚBLICA
CENTROAFRICANA
REPÚBLICA CHECA
REPÚBLICA DE MOLDOVA
REPÚBLICA DEMOCRÁTICA
DEL CONGO
REPÚBLICA DEMOCRÁTICA
POPULAR LAO
REPÚBLICA DOMINICANA
REPÚBLICA UNIDA
DE TANZANÍA
RUMANIA
RWANDA
SAN MARINO
SANTA SEDE
SENEGAL
SERBIA
SEYCHELLES
SIERRA LEONA
SINGAPUR
SRI LANKA
SUDÁFRICA
SUDÁN
SUECIA
SUIZA
SWAZILANDIA
TAILANDIA
TAYIKISTÁN
TOGO
TRINIDAD Y TABAGO
TÚNEZ
TURQUÍA
UCRANIA
UGANDA
URUGUAY
UZBEKISTÁN
VENEZUELA, REPÚBLICA
BOLIVARIANA DE
VIET NAM
YEMEN
ZAMBIA
ZIMBABWE
El Estatuto del Organismo fue aprobado el 23 de octubre de 1956 en la Conferencia sobre
el Estatuto del OIEA celebrada en la Sede de las Naciones Unidas (Nueva York); entró en vigor
el 29 de julio de 1957. El Organismo tiene la Sede en Viena. Su principal objetivo es “acelerar y aumentar la
contribución de la energía atómica a la paz, la salud y la prosperidad en el mundo entero’’.
EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI
INFORME DEL DIRECTOR GENERAL
GC(59)/14
PRÓLOGO
Por Yukiya Amano
Director General
El presente informe contiene una evaluación de las causas y consecuencias del accidente de la central
nuclear de Fukushima Daiichi en el Japón que comenzó el 11 de marzo de 2011. Causado por un
enorme tsunami tras un terremoto masivo, fue el peor accidente en una central nuclear desde el
desastre de Chernóbil de 1986.
En el informe se analizan los factores humanos, organizativos y técnicos y se ha procurado ofrecer una
visión de lo que sucedió y por qué, a fin de que los gobiernos, los reguladores y las entidades
explotadoras de las centrales nucleares de todo el mundo puedan aplicar las enseñanzas extraídas que
correspondan. También se examinan las medidas adoptadas en respuesta al accidente, tanto en el
Japón como en el plano internacional.
No se deben olvidar las inmensas repercusiones del accidente de Fukushima Daiichi en los seres
humanos. Más de 100 000 personas fueron evacuadas a causa de la emisión de radionucleidos al
medio ambiente. Cuando se redactó el presente informe, en 2015, muchas de ellas no podían regresar
aún a sus hogares.
Visité la central de Fukushima Daiichi pocos meses después del accidente y vi por mí mismo las potentes y
destructivas consecuencias del tsunami. Fue una experiencia terrible y aleccionadora.
Pero me impresionaron hondamente la valentía y la entrega de los trabajadores y directivos que
permanecieron en sus puestos después del tsunami y que lucharon, en dificilísimas condiciones, para
controlar los reactores que habían sufrido daños. Tuvieron que improvisar una respuesta, en muchos
casos sin el equipo adecuado, en circunstancias para las que no habían sido capacitados. Se merecen
nuestro respeto y admiración.
Un importante factor que contribuyó al accidente fue el extendido supuesto en el Japón de que sus
centrales nucleares eran tan seguras que un accidente de semejante magnitud era sencillamente
impensable. Ese supuesto fue aceptado por las entidades explotadoras de las centrales nucleares, y
ni los reguladores ni el Gobierno lo pusieron en tela de juicio. Como consecuencia de ello, en marzo
de 2011 el Japón no estaba suficientemente preparado para un accidente nuclear severo.
El accidente de Fukushima Daiichi sacó a la luz ciertas deficiencias del marco regulador del Japón.
Las responsabilidades estaban divididas entre varios organismos, y no estaba siempre claro en cuál de
ellos residía la autoridad.
También había algunas deficiencias en el diseño de la central, en las disposiciones de preparación y
respuesta en situaciones de emergencia y en la planificación de la gestión de un accidente severo. Se
daba por supuesto que nunca habría una pérdida total de suministro eléctrico en una central nuclear
más que durante un breve período. No se contempló la posibilidad de que varios reactores de una
misma instalación sufriesen una crisis al mismo tiempo. Y no se tuvo suficientemente en cuenta la
posibilidad de que se produjese un accidente nuclear al mismo tiempo que un grave desastre natural.
Desde el accidente, el Japón ha reformado su sistema regulador para cumplir mejor las normas
internacionales. Ha otorgado a los reguladores responsabilidades más claras y mayor autoridad. El nuevo
marco regulador será examinado por expertos internacionales por medio de una misión del Servicio
Integrado de Examen de la Situación Reglamentaria del OIEA. También se han reforzado las disposiciones
en materia de preparación y respuesta en situaciones de emergencia.
Otros países respondieron al accidente con medidas consistentes en realizar ‘pruebas de resistencia’
para revaluar el diseño de las centrales nucleares habida cuenta de los peligros naturales extremos
propios de sus emplazamientos, instalando más fuentes de energía eléctrica y suministros de agua de
reserva, y reforzando la protección de las centrales contra sucesos externos extremos.
Aunque la seguridad nuclear sigue siendo responsabilidad de cada país, los accidentes nucleares
pueden trascender las fronteras nacionales. El accidente de Fukushima Daiichi puso de relieve la
importancia vital de una cooperación internacional eficaz. El OIEA es donde tiene lugar la mayor
parte de esa cooperación. Nuestros Estados Miembros aprobaron el Plan de Acción del OIEA sobre
Seguridad Nuclear pocos meses después del accidente y están aplicando sus disposiciones de largo
alcance para mejorar la seguridad nuclear mundial.
El OIEA, que prestó apoyo técnico y aportó conocimientos especializados al Japón después del
accidente y facilitó al mundo información sobre la crisis conforme se iba desarrollando, ha revisado y
mejorado sus disposiciones para responder a una emergencia nuclear. Se ha ampliado nuestra función
durante una emergencia nuclear, que ahora abarca también el suministro de análisis de sus posibles
consecuencias y la exposición de posibles escenarios de cómo podría evolucionar una crisis.
Las normas de seguridad del OIEA encarnan un consenso internacional acerca de lo que constituye un
alto nivel de seguridad. Después del accidente, la Comisión sobre Normas de Seguridad las revisó y se
propusieron y aprobaron algunos cambios. Aliento a todos los países a aplicar plenamente las normas
de seguridad del OIEA.
Los exámenes por homólogos del OIEA desempeñan una función esencial en la seguridad nuclear mundial,
pues permiten a los países beneficiarse de las opiniones independientes de destacados expertos
internacionales, sobre la base del marco de referencia común de las normas de seguridad del OIEA. En esos
exámenes se abordan cuestiones como la seguridad operacional de las centrales nucleares, la eficacia de los
reguladores nucleares y el diseño de los emplazamientos de las centrales nucleares habida cuenta de sus
riesgos específicos. Hemos reforzado nuestro programa de examen por homólogos desde el accidente y
seguiremos haciéndolo.
Estoy seguro de que el legado del accidente de Fukushima Daiichi será una mayor concentración en la
seguridad nuclear en todas partes. He visto mejoras en las medidas y los procedimientos de seguridad de
todas las centrales nucleares que he visitado. Hay un reconocimiento generalizado de que se debe hacer
todo lo humanamente posible para que no vuelva a suceder nunca más un accidente semejante. Esto es
tanto más esencial cuanto que es probable que en los próximos decenios siga aumentando la utilización de
la energía nucleoeléctrica.
No puede haber motivo para conformarse con la situación de la seguridad nuclear en ningún país. Algunos
de los factores que contribuyeron al accidente de Fukushima Daiichi no eran propios del Japón. El
cuestionamiento permanente y la actitud abierta a extraer enseñanzas de la experiencia son fundamentales
para la cultura de la seguridad y esenciales para todos quienes intervienen en la generación de energía
nucleoeléctrica. La seguridad debe ir siempre en primer lugar.
Doy las gracias a los expertos de muchos países y organizaciones internacionales que han hecho
aportaciones al presente informe, y a mis colegas del OIEA que lo han redactado y revisado. Espero
que el presente informe, y los volúmenes técnicos que lo acompañan, resulten valiosos a todos los
países que utilizan o tienen previsto utilizar la energía nucleoeléctrica en sus esfuerzos permanentes
por mejorar la seguridad.
AGRADECIMIENTOS
El Canadá, los Estados Unidos de América, la Federación de Rusia, el Japón y el Reino Unido
proporcionaron asistencia financiera.
Se recibieron contribuciones en especie de Alemania, la Argentina, Australia, Belarús, el Brasil, el
Canadá, China, Cuba, los Emiratos Árabes Unidos, Eslovaquia, España, los Estados Unidos de
América, la Federación de Rusia, Filipinas, Finlandia, Francia, Ghana, la India, Indonesia, Islandia,
Israel, Italia, el Japón, Malasia, Marruecos, México, Noruega, Nueva Zelandia, los Países Bajos, el
Pakistán, Polonia, el Reino Unido, la República Árabe Siria, la República Checa, la República de
Corea, la República Unida de Tanzanía, Sudáfrica, Suecia, Suiza, Turquía y Ucrania. Se recibieron
también contribuciones en especie de la Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE, la Asociación
Mundial de Operadores Nucleares, la Comisión Europea, la Comisión Internacional de Protección
Radiológica, el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las
Radiaciones Atómicas, el Grupo Internacional de Seguridad Nuclear, la Organización Internacional
del Trabajo, la Organización Meteorológica Mundial y la Organización de las Naciones Unidas para la
Alimentación y la Agricultura.
El Gobierno del Japón prestó una asistencia inestimable al facilitar una cantidad considerable de
información, disponer lo necesario para que los expertos japoneses respaldaran los trabajos relacionados
con el informe, y asegurar el apoyo logístico a las reuniones bilaterales celebradas en el Japón.
El Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas
proporcionó apoyo al OIEA dándole acceso a la base de datos de las referencias de su informe de 2013 y
autorizando la reproducción de la información y las figuras de ese informe.
El OIEA da las gracias al gran número de expertos que participaron en la preparación del presente
informe. Este documento es fruto de la dedicación de muchas personas. Todos los participantes que se
enumeran al final de este resumen hicieron aportaciones valiosas, pero una parte especialmente grande
del trabajo recayó en los copresidentes y los coordinadores de subtemas de los grupos de trabajo. Se
agradece asimismo sinceramente la labor del gran número de expertos que examinaron los textos,
incluida la de los miembros del Grupo Técnico Asesor Internacional.
ÍNDICE
RESUMEN EJECUTIVO .......................................................................................................................................1
INFORME RESUMIDO ....................................................................................................................................... 21
1.
INTRODUCCIÓN ....................................................................................................................................... 21
1.1.
2.
EL INFORME SOBRE EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI ........................................... 22
EL ACCIDENTE Y SU EVALUACIÓN.................................................................................................... 25
2.1.
DESCRIPCIÓN DEL ACCIDENTE ................................................................................................... 25
2.1.1.
2.1.2.
2.1.3.
2.2.
CONSIDERACIONES DE SEGURIDAD NUCLEAR ...................................................................... 52
2.2.1.
2.2.2.
2.2.3.
2.2.4.
2.2.5.
2.2.6.
2.3.
3.
Suceso iniciador y respuesta ....................................................................................................... 25
Progresión del accidente ............................................................................................................. 35
Esfuerzos de estabilización ......................................................................................................... 48
Vulnerabilidad de la central a sucesos externos .......................................................................... 52
Aplicación del concepto de defensa en profundidad ................................................................... 56
Evaluación de la incapacidad de cumplir las funciones de seguridad fundamentales ................. 59
Evaluación de los accidentes que sobrepasan la base de diseño y gestión de los accidentes ......... 64
Evaluación de la eficacia reguladora .......................................................................................... 68
Evaluación de los factores humanos y organizativos .................................................................. 73
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS ....................................................................... 76
PREPARACIÓN Y RESPUESTA EN SITUACIONES DE EMERGENCIA............................................ 80
3.1.
RESPUESTA INICIAL AL ACCIDENTE EN EL JAPÓN ................................................................ 81
3.1.1.
3.1.2.
3.1.3.
3.2.
PROTECCIÓN DE LOS TRABAJADORES DE EMERGENCIAS .................................................. 87
3.2.1.
3.2.2.
3.2.3.
3.2.4.
3.3.
Protección del personal de la central después del terremoto y el tsunami .................................. 88
Medidas de protección de los trabajadores de emergencias ........................................................ 88
Designación de los trabajadores de emergencias ........................................................................ 89
Manejo médico de los trabajadores de emergencias ................................................................... 90
PROTECCIÓN DE LA POBLACIÓN ................................................................................................ 90
3.3.1.
3.3.2.
3.3.3.
3.3.4.
3.3.5.
3.4.
Notificación ................................................................................................................................ 82
Medidas de mitigación ................................................................................................................ 83
Gestión de la emergencia ............................................................................................................ 85
Medidas protectoras urgentes y reubicación de la población ...................................................... 91
Medidas protectoras relacionadas con los alimentos, el agua potable y la agricultura ............... 95
Información pública .................................................................................................................... 97
Comercio internacional ............................................................................................................... 98
Gestión de los desechos en la fase de emergencia ...................................................................... 98
TRANSICIÓN DE LA FASE DE EMERGENCIA A LA FASE DE RECUPERACIÓN Y
ANÁLISIS DE LA RESPUESTA ....................................................................................................... 99
3.4.1.
3.4.2.
Transición de la fase de emergencia a la fase de recuperación ................................................... 99
Análisis de la respuesta ............................................................................................................. 100
3.5.
RESPUESTA DENTRO DEL MARCO INTERNACIONAL PARA LA PREPARACIÓN Y
RESPUESTA EN SITUACIONES DE EMERGENCIA .................................................................. 101
3.6.
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS ..................................................................... 103
4.
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS ................................................................................................... 107
4.1.
RADIACTIVIDAD EN EL MEDIO AMBIENTE............................................................................ 113
4.1.1.
4.1.2.
4.1.3.
4.1.4.
4.2.
PROTECCIÓN DE LAS PERSONAS CONTRA LA EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN ............ 123
4.2.1.
4.2.2.
4.3.
Efectos tempranos de la radiación en la salud .......................................................................... 139
Posibles efectos tardíos de la radiación en la salud ................................................................... 140
Efectos de la radiación en los niños .......................................................................................... 141
Efectos prenatales causados por la radiación ............................................................................ 142
Consecuencias psicológicas ...................................................................................................... 142
4.5.
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS PARA LA BIOTA NO HUMANA ................................... 144
4.6.
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS ..................................................................... 145
RECUPERACIÓN DESPUÉS DEL ACCIDENTE .................................................................................. 149
5.1.
RESTAURACIÓN DE ZONAS AFECTADAS POR EL ACCIDENTE FUERA DEL
EMPLAZAMIENTO ......................................................................................................................... 149
5.1.1.
5.1.2.
5.1.3.
5.2.
5.3.
Gestión de los desechos ............................................................................................................ 163
Actividades fuera del emplazamiento ....................................................................................... 164
Actividades en el emplazamiento ............................................................................................. 167
REVITALIZACIÓN DE LAS COMUNIDADES Y PARTICIPACIÓN DE LOS INTERESADOS . 168
5.4.1.
5.4.2.
5.4.3.
5.5.
Plan estratégico ......................................................................................................................... 157
Preparativos para la clausura .................................................................................................... 157
Gestión del agua contaminada .................................................................................................. 158
Retirada del combustible gastado y de los restos de combustible ............................................. 161
Estado final de clausura del emplazamiento ............................................................................. 162
GESTIÓN DEL MATERIAL CONTAMINADO Y LOS DESECHOS RADIACTIVOS ............... 163
5.3.1.
5.3.2.
5.3.3.
5.4.
Establecimiento de un marco jurídico y regulador para la restauración ................................... 150
Estrategia de restauración adoptada .......................................................................................... 151
Progresos en la restauración...................................................................................................... 152
ESTABILIZACIÓN EN EL EMPLAZAMIENTO Y PREPARATIVOS PARA LA CLAUSURA .. 156
5.2.1.
5.2.2.
5.2.3.
5.2.4.
5.2.5.
6.
Exposición de la población ....................................................................................................... 129
Exposición ocupacional ............................................................................................................ 134
EFECTOS EN LA SALUD ............................................................................................................... 138
4.4.1.
4.4.2.
4.4.3.
4.4.4.
4.4.5.
5.
Restricción de la exposición de la población ............................................................................ 123
Restricción de la exposición ocupacional, incluida la de los trabajadores de emergencias ...... 126
EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN .................................................................................................. 127
4.3.1.
4.3.2.
4.4.
Emisiones .................................................................................................................................. 114
Dispersión ................................................................................................................................. 114
Deposición ................................................................................................................................ 118
Productos de consumo .............................................................................................................. 119
Consecuencias socioeconómicas............................................................................................... 169
Revitalización ........................................................................................................................... 170
Participación de las partes interesadas y comunicación con ellas ............................................. 170
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS ..................................................................... 171
RESPUESTA DEL OIEA AL ACCIDENTE ............................................................................................ 175
6.1.
ACTIVIDADES DEL OIEA ............................................................................................................. 175
6.1.1.
6.1.2.
6.1.3.
Actividades iniciales ................................................................................................................. 175
Misiones del OIEA al Japón ..................................................................................................... 177
Conferencia Ministerial del OIEA sobre Seguridad Nuclear .................................................... 177
6.1.4.
6.1.5.
6.1.6.
6.2.
Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear ................................................................. 179
Cooperación con la prefectura de Fukushima ........................................................................... 179
Conferencia Ministerial de Fukushima sobre Seguridad Nuclear ............................................. 181
REUNIONES DE LAS PARTES CONTRATANTES EN LA CONVENCION SOBRE
SEGURIDAD NUCLEAR ................................................................................................................ 181
6.2.1.
6.2.2.
6.2.3.
Reunión Extraordinaria de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear ....... 181
Sexta Reunión de Examen de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad
Nuclear...................................................................................................................................... 182
Conferencia Diplomática y Declaración de Viena sobre la Seguridad Nuclear ........................ 183
REFERENCIAS .................................................................................................................................................. 184
LISTA DE ABREVIATURAS ........................................................................................................................... 202
COLABORADORES EN LA REDACCIÓN Y REVISIÓN ............................................................................. 204
GRUPO TÉCNICO ASESOR INTERNACIONAL ........................................................................................... 215
REUNIONES ...................................................................................................................................................... 216
DERECHOS DE AUTOR .................................................................................................................................. 218
NOTA EDITORIAL .......................................................................................................................................... 219
EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI
RESUMEN EJECUTIVO
El gran terremoto del Japón oriental tuvo lugar el 11 de marzo de 2011. Fue causado por una liberación
súbita de energía en la superficie de contacto de la placa tectónica del Pacífico con la placa tectónica
Norteamericana, bajo la cual se sumerge. Una sección de la corteza terrestre, de unos 500 km de
longitud y 200 km de ancho, según las estimaciones, se fracturó y provocó un terremoto masivo de
magnitud 9,0 y un tsunami que afectó a una amplia zona costera del Japón, incluida la costa nororiental,
donde varias olas superaron los 10 metros de altura. El terremoto y el tsunami causaron muchas muertes
y gran devastación en el Japón. Más de 15 000 personas perdieron la vida, más de 6000 quedaron
heridas y, cuando se redactó el presente informe1, alrededor de 2500 aún estaban desaparecidas. Los
edificios y la infraestructura sufrieron daños considerables, particularmente a lo largo de la costa
nororiental del Japón.
En la central nuclear de Fukushima Daiichi, explotada por la Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
(TEPCO), el terremoto causó daños al tendido del suministro eléctrico exterior y el tsunami provocó
una destrucción sustancial de la infraestructura operacional y de seguridad del emplazamiento. El
efecto combinado fue la pérdida de la alimentación eléctrica dentro y fuera del emplazamiento. Ello
privó de la función de refrigeración a los tres reactores que estaban en funcionamiento2, así como a las
piscinas de combustible gastado. Las otras cuatro centrales nucleares3 situadas a lo largo de la costa
también se vieron afectadas por el terremoto y el tsunami en diferentes grados. Sin embargo, todos los
reactores que estaban en funcionamiento en esas centrales pararon de forma segura.
Pese a los esfuerzos de los operadores de la central nuclear de Fukushima Daiichi por mantener el
control, los núcleos de los reactores de las Unidades 1 a 3 se sobrecalentaron, el combustible nuclear
se fundió y las tres vasijas de contención se fracturaron. El hidrógeno que escapó de las vasijas a
presión de los reactores provocó explosiones en los edificios de los reactores de las Unidades 1, 3 y 4,
causando daños a las estructuras y el equipo y lesiones al personal. La central dejó escapar
radionucleidos a la atmósfera, que se depositaron en la tierra y el océano. También hubo emisiones
directas al mar.
Los habitantes de 20 km a la redonda y de otras zonas designadas fueron evacuados, y los que se
encontraban en un radio de entre 20 y 30 km recibieron primero la instrucción de permanecer en
espacios interiores, y más tarde el consejo de evacuar la zona voluntariamente. Se impusieron
restricciones a la distribución y el consumo de alimentos y al consumo de agua potable. Cuando se
elaboró el presente informe, muchas personas aún no habían regresado a las zonas de las que habían
sido evacuadas.
Una vez estabilizadas las condiciones de los reactores de la central nuclear de Fukushima Daiichi4, se
iniciaron los trabajos para preparar su clausura. Los esfuerzos para la recuperación de las zonas
afectadas por el accidente, incluida la restauración y revitalización de las comunidades y la
infraestructura, comenzaron en 2011.
1
Marzo de 2015. En algunos casos se ha incluido la información disponible hasta junio de 2015, cuando ha sido posible.
De las seis unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi, la 1, la 2 y la 3 estaban funcionando en el momento del
accidente; las Unidades 4, 5 y 6 estaban en una parada programada.
3
Las centrales nucleares de Higashidori, Onagawa, Fukushima Daini y Tokai Daini.
4
El 16 de diciembre de 2011, la Oficina de Respuesta Integrada Gobierno-TEPCO anunció que en las Unidades 1 a 3 se
habían alcanzado las condiciones del ‘estado de parada fría’. La expresión ‘estado de parada fría’ fue definida en ese
momento por el Gobierno del Japón específicamente para la central nuclear de Fukushima Daiichi. Esa definición difiere de
la terminología empleada por el OIEA y por otros.
2
1
En el período inmediatamente posterior al accidente, el OIEA desempeñó su función de respuesta a
emergencias. Activó su Sistema de Respuesta a Incidentes y Emergencias, coordinó la respuesta
interinstitucional, e inició una serie de sesiones informativas con los Estados Miembros y los medios
de comunicación.
El Director General visitó el Japón inmediatamente y el OIEA envió varias misiones a ese país,
comprendida una misión de investigación internacional y misiones de examen por homólogos sobre la
clausura y la restauración.
El OIEA organizó una Conferencia Ministerial Internacional sobre Seguridad Nuclear en junio
de 2011, que culminó en una Declaración Ministerial sobre Seguridad Nuclear. En la Declaración se
señalaron varias medidas para mejorar aún más la seguridad nuclear, la preparación para emergencias
y la protección radiológica de las personas y el medio ambiente en todo el mundo. También se
expresó el firme compromiso de los Estados Miembros del OIEA de velar por que esas medidas se
llevaran a efecto.
En la Declaración Ministerial se solicitó asimismo al Director General que preparara un proyecto de
Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear (el Plan de Acción)5, en consulta con los Estados
Miembros. El Plan de Acción, que definía un programa de trabajo para fortalecer el marco mundial de
seguridad nuclear, fue aprobado por unanimidad por la quincuagésima quinta reunión ordinaria de la
Conferencia General del OIEA en 2011.
El OIEA también inició actividades cooperativas en Fukushima por medio de un memorando de
cooperación entre el OIEA y la prefectura de Fukushima, que sentó la base de la cooperación en
materia de monitorización radiológica y restauración, salud humana, y preparación y respuesta en
situaciones de emergencia.
El OIEA también facilitó y organizó una serie de conferencias y reuniones internacionales de sus
Estados Miembros y de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear. Muchas de
estas actividades se celebraron en el marco del Plan de Acción.
Desde el accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi, Estados Miembros del OIEA y
organizaciones internacionales, así como Estados parte en instrumentos sobre seguridad nuclear, en
particular la Convención sobre Seguridad Nuclear, han realizado muchos análisis de las causas y En agosto
de 2012 se celebró una reunión extraordinaria de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad
Nuclear para examinar y debatir los análisis iniciales del accidente y la eficacia de la Convención.
Las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear que participaron en la Sexta Reunión
de Examen, celebrada en marzo-abril de 2014, informaron sobre la aplicación de mejoras de la
seguridad, tales como: la introducción de medios adicionales para soportar una pérdida prolongada de
energía eléctrica y de refrigeración; la mejora de los sistemas de suministro de electricidad para
aumentar la fiabilidad; la revaluación de los peligros naturales externos en cada emplazamiento y de los
sucesos que podían afectar a varias unidades; el mejoramiento de los centros de control de emergencias
dentro y fuera de los emplazamientos para asegurar la protección contra los sucesos externos extremos y
los peligros radiológicos; el fortalecimiento de las medidas para preservar la integridad de la contención;
y la mejora de las disposiciones y directrices para la gestión de accidentes severos.
5
El Plan de Acción definió un programa de trabajo para reforzar el marco mundial de seguridad nuclear. El Plan de Acción
consta de 12 medidas principales, que se relacionan con: las evaluaciones de la seguridad; los exámenes por homólogos del
OIEA; la preparación y respuesta en situaciones de emergencia; los órganos reguladores nacionales; las entidades
explotadoras; las normas de seguridad del OIEA; el marco jurídico internacional; los Estados Miembros que están
planificando iniciar un programa nucleoeléctrico; la creación de capacidad; la protección de las personas y el medio
ambiente contra la radiación ionizante; la comunicación y la difusión de información; y la investigación y el desarrollo. En la
sección 6.1 figura información más detallada.
2
En febrero de 2015, las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear, en una
Conferencia Diplomática convocada por el Director General del OIEA, aprobaron la Declaración de
Viena sobre la Seguridad Nuclear, en que se exponen los principios para la aplicación del tercer
objetivo de la Convención, que es prevenir los accidentes con consecuencias radiológicas y mitigar
tales consecuencias, en caso de que se produzcan.
EL INFORME SOBRE EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI
En la Conferencia General del OIEA celebrada en septiembre de 2012, el Director General anunció
que el OIEA prepararía un informe sobre el accidente de Fukushima Daiichi. Más tarde afirmó que
dicho informe sería “una evaluación autorizada, realista y equilibrada, que abordaría las causas y
consecuencias del accidente, así como las enseñanzas extraídas”.
El informe sobre el accidente de Fukushima Daiichi es fruto de una extensa labor de colaboración
internacional en que participaron cinco grupos de trabajo, integrados por unos 180 expertos
procedentes de 42 Estados Miembros (con y sin programas de energía nucleoeléctrica) y varios
órganos internacionales. Esto permitió contar con un amplio abanico de experiencias y conocimientos.
Un Grupo Técnico Asesor Internacional proporcionó asesoramiento sobre cuestiones técnicas y
científicas. Se estableció un Grupo Central, integrado por altos funcionarios del OIEA, para que
dirigiera los trabajos y facilitara la coordinación y el examen del informe. También se establecieron
otros mecanismos de examen interno y externo.
El presente Informe del Director General consiste en un Resumen ejecutivo y un Informe resumido.
Se basa en cinco volúmenes técnicos detallados preparados por expertos internacionales y en las
contribuciones de los numerosos expertos y órganos internacionales que participaron en su
elaboración. El informe proporciona una descripción del accidente y de sus causas, su evolución y sus
consecuencias, sobre la base de la evaluación de los datos y la información obtenidos de un gran
número de fuentes hasta marzo de 2015, incluidos los resultados del trabajo realizado para aplicar el
Plan de Acción, y destaca las principales observaciones y lecciones aprendidas. El Gobierno del Japón
y otras organizaciones del país proporcionaron grandes cantidades de datos.
CONSIDERACIONES DE SEGURIDAD NUCLEAR
Vulnerabilidad de la central a sucesos externos
El terremoto del 11 de marzo de 2011 causó un movimiento vibratorio de la tierra que sacudió las
estructuras, los sistemas y los componentes de la central. Le siguieron una serie de olas de tsunami,
una de las cuales inundó el emplazamiento. Tanto los movimientos de la tierra registrados como las
alturas de las olas del tsunami excedieron considerablemente de los supuestos relativos a los peligros
que se habían postulado al diseñar la central. El terremoto y el tsunami conexo afectaron a múltiples
unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi.
En el diseño originario, el peligro sísmico y las olas de tsunami considerados se habían evaluado
principalmente sobre la base de los registros sísmicos históricos y de los datos sobre tsunamis
recientes en el Japón. En esta evaluación originaria no se tuvieron suficientemente en cuenta los
criterios tectónico-geológicos y no se realizó ninguna revaluación de dichos criterios.
Antes del terremoto, la Fosa de Japón estaba clasificada como una zona de subducción con frecuentes
terremotos de magnitud 8; los científicos japoneses no consideraban creíble que se pudiera producir
un terremoto de magnitud 9,0 frente a la costa de la prefectura de Fukushima. Sin embargo, en
diferentes zonas con entornos tectónicos parecidos se habían registrado terremotos de magnitudes de
ese orden o superiores en los decenios precedentes.
3
No hubo ninguna indicación de que las principales características de seguridad de la central se vieran
afectadas por los movimientos vibratorios de la tierra generados por el terremoto del 11 de marzo
de 2011. Ello se debió al enfoque prudente aplicado en el Japón con respecto a los terremotos al
diseñar y construir centrales nucleares, lo que dio lugar a una central con márgenes de seguridad
suficientes. No obstante, las consideraciones del diseño originario no preveían márgenes de seguridad
comparables para sucesos de inundación externa extremos, como los tsunamis.
La vulnerabilidad de la central nuclear de Fukushima Daiichi a los peligros externos no se había
revaluado de manera sistemática y completa en sus años de existencia. En la época del accidente no
existían en el Japón requisitos reglamentarios a ese respecto, y los reglamentos y directrices vigentes
no tenían adecuadamente en cuenta la experiencia operativa pertinente a nivel nacional e
internacional. Las directrices reglamentarias en el Japón sobre los métodos para hacer frente a los
efectos de los sucesos asociados con los terremotos, como los tsunamis, eran genéricas y breves y no
proporcionaban criterios específicos u orientación detallada.
Antes del accidente, la entidad explotadora había realizado algunas revaluaciones de los niveles de
inundación que podía provocar un tsunami extremo, utilizando una metodología basada en el
consenso que se había desarrollado en el Japón en 2002, y había obtenido valores más altos que las
estimaciones empleadas inicialmente como base de diseño. En vista de ello, se habían adoptado
algunas medidas compensatorias, pero estas demostraron ser insuficientes cuando se produjo el
accidente.
Además, antes del accidente la entidad explotadora había realizado varios cálculos de pruebas
utilizando modelos de fuentes de ondas o metodologías que iban más allá de la metodología basada en
el consenso. Así, un cálculo de prueba con un modelo de fuente propuesto por la Oficina Central de
Promoción de la Investigación sobre los Terremotos del Japón en 2002, que utilizaba la información
más reciente y un enfoque diferente en sus escenarios, había previsto un tsunami considerablemente
mayor que el postulado en el diseño inicial y en las estimaciones hechas en las revaluaciones
posteriores. En la época del accidente se estaban llevando a cabo nuevas evaluaciones, pero entretanto
no se había aplicado ninguna medida compensatoria adicional. Los valores estimados eran similares a
los niveles de inundación que se registraron en marzo de 2011.
En la experiencia operativa mundial se han observado casos en los que los peligros naturales han
sobrepasado la base de diseño para una central nuclear. En particular, la experiencia adquirida de
algunos de esos sucesos demostró la vulnerabilidad de los sistemas de seguridad a las inundaciones.
 La evaluación de los peligros naturales debe ser suficientemente prudente. La consideración
de datos principalmente históricos al establecer la base de diseño de las centrales nucleares
no es suficiente para caracterizar los riesgos de los peligros naturales extremos. Incluso
cuando se dispone de amplios datos, el hecho de que los períodos de observación sean
relativamente breves hace que la predicción de los peligros naturales esté sujeta a grandes
incertidumbres.
 La seguridad de las centrales nucleares debe revaluarse periódicamente para tener en
cuenta los adelantos en los conocimientos, y las medidas correctivas o compensatorias
necesarias deben adoptarse con prontitud.
 En la evaluación de los peligros naturales se deben tener en cuenta las posibilidades de que
estos ocurran de forma combinada, ya sea simultanea o secuencialmente, y sus efectos
combinados en una central nuclear. En esa evaluación se deben tener en cuenta también los
efectos en distintas unidades de una central nuclear.
 Los programas de experiencia operativa deben incluir la experiencia de fuentes nacionales e
internacionales. Las mejoras de la seguridad definidas por medio de esos programas deben
aplicarse sin demora. Es preciso evaluar de forma periódica e independiente el uso de la
experiencia operativa.
4
Aplicación del concepto de defensa en profundidad
La defensa en profundidad es un concepto que se aplica para garantizar la seguridad de las
instalaciones nucleares desde el comienzo del desarrollo de la energía nucleoeléctrica. Su objetivo es
contrarrestar los posibles fallos humanos y del equipo mediante varios niveles de protección.
Múltiples medios independientes proporcionan esta defensa en cada nivel de protección.
En el diseño de la central nuclear de Fukushima Daiichi se habían considerado el equipo y los
sistemas para los tres primeros niveles de defensa en profundidad: 1) el equipo destinado a asegurar
un funcionamiento normal fiable; 2) el equipo destinado a restablecer las condiciones de seguridad en
la central después de un suceso anormal; y 3) los sistemas de seguridad destinados a hacer frente a
condiciones de accidente. Las bases de diseño se derivaron empleando una serie de peligros
postulados; sin embargo, los peligros externos tales como los tsunamis no se habían tenido
plenamente en cuenta. En consecuencia, la inundación resultante del tsunami afectó simultáneamente
a los tres primeros niveles de protección de la defensa en profundidad, lo que provocó fallos de causa
común de los equipos y los sistemas en cada uno de los tres niveles.
Los fallos de causa común de múltiples sistemas de seguridad crearon en la central unas condiciones
que no se habían previsto en el diseño. Por consiguiente, los medios de protección destinados a
proporcionar el cuarto nivel de la defensa en profundidad, es decir, la prevención de la progresión de
los accidentes severos y la mitigación de sus consecuencias, no estuvieron disponibles para
restablecer la refrigeración de los reactores ni mantener la integridad de la contención. La pérdida
completa de la energía eléctrica, la falta de información sobre los parámetros de seguridad pertinentes
debido a la no disponibilidad de los instrumentos necesarios, la pérdida de los dispositivos de control
y la insuficiencia de los procedimientos de operación imposibilitaron el despliegue de las
disposiciones para detener la progresión del accidente y limitar sus consecuencias.
Al no disponer de suficientes medios de protección en cada nivel de la defensa en profundidad, se
produjeron daños severos en los reactores de las Unidades 1, 2 y 3, con emisiones radiactivas
importantes desde esas unidades.
 El concepto de la defensa en profundidad sigue siendo válido, pero su aplicación debe
reforzarse en todos los niveles mediante una adecuada independencia, redundancia,
diversidad y protección contra los peligros internos y externos. Es preciso centrarse no solo
en la prevención de los accidentes, sino también en la mejora de las medidas de mitigación.
 Los sistemas de instrumentación y control que sean necesarios durante los accidentes que
sobrepasen la base de diseño tienen que mantenerse en condiciones de funcionar a fin de
monitorizar los parámetros esenciales de la seguridad de la central y facilitar las
operaciones en la planta.
Evaluación de la incapacidad de cumplir las funciones de seguridad fundamentales
Las tres funciones de seguridad fundamentales para mantener la seguridad son: el control de la
reactividad en el combustible nuclear; la evacuación del calor del núcleo del reactor y de la piscina de
combustible gastado; y el confinamiento del material radiactivo. Después del terremoto, la primera
función de seguridad fundamental —el control de la reactividad— se cumplió en las seis unidades de
la central nuclear de Fukushima Daiichi.
La segunda función de seguridad fundamental —la evacuación del calor del núcleo del reactor y de la
piscina de combustible gastado— no se pudo mantener porque los operadores estuvieron privados de
casi todos los medios de control de los reactores de las Unidades 1, 2 y 3, así como de las piscinas de
combustible gastado, como resultado de la pérdida de la mayoría de los sistemas eléctricos de
corriente alterna y continua. La pérdida de la segunda función de seguridad fundamental se debió, en
parte, a la imposibilidad de realizar una inyección de agua por otros medios a causa de los retrasos en
la despresurización de las vasijas de presión de los reactores. La pérdida de la refrigeración condujo al
sobrecalentamiento y la fusión del combustible en los reactores.
5
La función de confinamiento se perdió como consecuencia del corte de la alimentación de corriente
alterna y continua, que inutilizó los sistemas de refrigeración y dificultó el empleo por los operadores
del sistema de venteo de la contención. El venteo era necesario para aliviar la presión e impedir el
fallo de la contención. Los operadores lograron ventear las Unidades 1 y 3 para reducir la presión en
las vasijas de contención primaria, pero esto supuso la generación de emisiones radiactivas al medio
ambiente. Aunque se abrieron las válvulas de venteo de la contención para las Unidades 1 y 3, las
vasijas de contención primaria de esas unidades acabaron fallando. En el caso de la Unidad 2, no se
logró ventear la contención y esta falló, lo que causó emisiones radiactivas.
 Deben establecerse sistemas de refrigeración robustos y fiables para la evacuación del calor
residual, que puedan funcionar tanto en las condiciones previstas en la base de diseño como
en las que sobrepasen esa base.
 Debe asegurarse una función de confinamiento fiable para los accidentes que sobrepasen la
base de diseño, a fin de evitar una emisión importante de material radiactivo al medio
ambiente.
Evaluación de los accidentes que sobrepasan la base de diseño y gestión de los accidentes
Los análisis de seguridad realizados durante el proceso de concesión de la licencia para la central
nuclear de Fukushima Daiichi y durante su funcionamiento no abordaron plenamente la posibilidad de
que se produjera una secuencia compleja de sucesos que pudiera conducir a un daño severo del núcleo
del reactor. En particular, los análisis de seguridad no determinaron la vulnerabilidad de la central a las
inundaciones, ni los puntos débiles de los procedimientos operativos y las directrices para la gestión de
accidentes. Las evaluaciones probabilistas de la seguridad no incluyeron la posibilidad de una
inundación interna, y los supuestos relativos a la actuación humana para la gestión de los accidentes eran
optimistas. Además, los requisitos impuestos por el órgano regulador para que las entidades
explotadoras tuvieran en cuenta la posibilidad de que se produjeran accidentes severos eran limitados.
Los operadores no estaban plenamente preparados para la pérdida del suministro eléctrico en
múltiples unidades y la pérdida de la refrigeración causada por el tsunami. Aunque la TEPCO había
elaborado directrices para la gestión de accidentes severos, estas directrices no abarcaban esta
combinación improbable de sucesos. Así pues, los operadores no habían recibido la capacitación
adecuada, ni habían participado en ejercicios pertinentes de simulación de accidentes severos, y el
equipo de que disponían no era apropiado en las condiciones degradadas de la central.
En septiembre de 2012 se estableció la Autoridad de Reglamentación Nuclear (ARN). La ARN
formuló nueva reglamentación para las centrales nucleares con el fin de proteger a las personas y el
medio ambiente. Esa reglamentación, que entró en vigor en 2013, reforzó las contramedidas para
prevenir la pérdida simultánea de todas las funciones de seguridad debido a una causa común,
incluida la revaluación de los efectos de sucesos externos tales como terremotos y tsunamis. También
se introdujeron contramedidas nuevas en la respuesta a accidentes severos para evitar el daño al
núcleo y a la vasija de contención y la difusión de material radiactivo.
 Deben realizarse análisis de seguridad probabilistas y deterministas completos para confirmar la
capacidad de una planta de soportar los accidentes fuera de la base de diseño que correspondan,
y para establecer un alto grado de confianza en la robustez del diseño de la central.
 Las disposiciones para la gestión de accidentes deben ser amplias y estar bien diseñadas y
actualizadas. Deben derivarse a partir de un conjunto completo de sucesos iniciadores y
condiciones de la central, y también deben prever accidentes que afecten a varias unidades
de una central con múltiples reactores.
 La capacitación, los ejercicios y los simulacros deben incluir las condiciones postuladas para
un accidente severo a fin de asegurarse de que los operadores estén preparados lo mejor
posible. Ello debe comprender el uso simulado del equipo real que se desplegaría en la
gestión de un accidente severo.
6
Evaluación de la eficacia reguladora
En la época del accidente, la regulación de la seguridad nuclear en el Japón corría a cargo de varias
organizaciones con diferentes funciones y responsabilidades y con interrelaciones complejas. No
estaba totalmente claro cuáles de ellas tenían la responsabilidad y la autoridad de emitir instrucciones
vinculantes sobre cómo responder sin demora a las cuestiones de seguridad.
El programa de inspecciones reglamentarias tenía una estructura rígida, que reducía la capacidad del
órgano regulador de verificar la seguridad en los momentos debidos y de detectar las posibles
cuestiones nuevas de seguridad.
Los reglamentos, directrices y procedimientos existentes en la época del accidente no eran plenamente
acordes con la práctica internacional en algunas áreas clave, especialmente en lo relativo a los
exámenes periódicos de la seguridad, la revaluación de los peligros, la gestión de los accidentes
severos y la cultura de la seguridad.
 Para lograr una supervisión reglamentaria eficaz de la seguridad de las instalaciones
nucleares, es esencial que el órgano regulador sea independiente y posea autoridad legal,
competencia técnica y una sólida cultura de la seguridad.
Evaluación de los factores humanos y organizativos
Antes del accidente se daba por supuesto en el Japón que el diseño de las centrales nucleares, y las
medidas de seguridad que se habían establecido, eran suficientemente robustos para resistir a los
sucesos externos de baja probabilidad y grandes consecuencias.
Debido al supuesto básico de que las centrales nucleares del Japón eran seguras, las organizaciones y
su personal tendían a no poner en duda el nivel de seguridad. Ese supuesto básico reforzado entre las
partes interesadas de que el diseño técnico de las centrales nucleares era robusto creó una situación en
que no se introducían mejoras de la seguridad con la debida prontitud.
El accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi demostró que, para determinar mejor las
vulnerabilidades de una central, es necesario adoptar un enfoque integrado que tenga en cuenta las
complejas interacciones de las personas, las organizaciones y la tecnología.
 A fin de promover y reforzar la cultura de la seguridad, las personas y organizaciones deben
cuestionar o reexaminar continuamente los supuestos reinantes con respecto a la seguridad
nuclear, y las consecuencias de las decisiones y medidas que puedan repercutir en ella.
 En un enfoque sistémico de la seguridad deben tomarse en consideración las interacciones
de los factores humanos, organizativos y técnicos. Este enfoque debe adoptarse durante todo
el ciclo de vida de las instalaciones nucleares.
PREPARACIÓN Y RESPUESTA EN SITUACIONES DE EMERGENCIA
Respuesta inicial al accidente en el Japón
En la época del accidente, había disposiciones separadas para responder a las emergencias nucleares y
a los desastres naturales a nivel nacional y local. No existían disposiciones coordinadas para
responder a una emergencia nuclear y un desastre natural que se produjeran simultáneamente.
Las disposiciones de respuesta a las emergencias nucleares preveían que, cuando se detectaran
determinadas condiciones adversas en una central nuclear (por ejemplo, la interrupción de todo el
suministro eléctrico de corriente alterna durante más de cinco minutos o la pérdida total de la
capacidad de refrigerar el reactor), se enviaría una notificación a la administración local y al gobierno
7
nacional. El gobierno nacional evaluaría entonces la situación y determinaría si debía clasificarse
como una ‘emergencia nuclear’.6 Si la situación se clasificaba como emergencia nuclear, se emitiría
una declaración a ese efecto a nivel nacional y se adoptarían decisiones respecto de las medidas
protectoras necesarias, sobre la base de las dosis proyectadas.
Basándose en un informe recibido de la central nuclear de Fukushima Daiichi, al final de la tarde
del 11 de marzo el Primer Ministro declaró una emergencia nuclear y ordenó la adopción de medidas
para proteger a la población. La respuesta a nivel nacional fue dirigida por el Primer Ministro y por
altos funcionarios de la Oficina del Primer Ministro en Tokio.
Las consecuencias del terremoto y del tsunami y el aumento de los niveles de radiación dificultaron
enormemente la respuesta en el emplazamiento. Debido a la pérdida del suministro de corriente
alterna y continua, a la presencia de grandes cantidades de escombros que entorpecían las medidas de
respuesta en el emplazamiento, a las réplicas y las alertas de nuevos tsunamis y al aumento de los
niveles de radiación, muchas medidas de mitigación no se pudieron aplicar en el momento debido. El
Gobierno nacional participó en las decisiones sobre la adopción de medidas de mitigación en el
emplazamiento.
Los extensos daños a la infraestructura causados por el terremoto y el tsunami dificultaron la
activación del Centro Externo para emergencias, situado fuera del emplazamiento, a 5 km de la
central nuclear de Fukushima Daiichi. Pocos días después, las condiciones radiológicas adversas
obligaron a evacuar el Centro Externo.
 En la preparación para responder a una posible emergencia nuclear es necesario tener en
cuenta las emergencias que puedan entrañar un daño severo del combustible nuclear del
núcleo del reactor o del combustible gastado presente en el emplazamiento, incluidas las que
afecten a varias unidades de una central con múltiples reactores y que puedan producirse en
coincidencia con un desastre natural.
 El sistema de gestión de emergencias para responder a una emergencia nuclear debe
incluir una clara definición de las funciones y responsabilidades de la entidad explotadora
y de las autoridades locales y nacionales. El sistema, incluidas las interacciones de la
organización explotadora con las autoridades, debe ponerse a prueba mediante ejercicios
periódicos.
Protección de los trabajadores de emergencias
En la época del accidente, la legislación y las orientaciones nacionales del Japón se referían a las
medidas que había que adoptar para proteger a los trabajadores de emergencias, pero solo en términos
generales y sin suficientes detalles.
Se precisaron muchos trabajadores de emergencias, con diferentes profesiones, para prestar apoyo en
la respuesta a la emergencia. Llegaron trabajadores de emergencias de diversas organizaciones y
servicios públicos. Sin embargo, no había disposiciones para integrar en la respuesta a los
trabajadores de emergencias que no habían sido designados antes del accidente.
La aplicación de las disposiciones para asegurar la protección de los trabajadores contra la exposición
a la radiación se vio gravemente afectada por las condiciones extremas imperantes en el
emplazamiento. Para mantener un nivel aceptable de protección de los trabajadores de emergencias en
el emplazamiento, se aplicaron una serie de medidas improvisadas. El límite de dosis de los
trabajadores de emergencias que estaban realizando determinadas tareas se elevó temporalmente para
6
Ley de Medidas Especiales relativas a la Preparación para Emergencias Nucleares, Ley No 156 de 1999, en su versión
enmendada más recientemente por la Ley No 118 de 2006, denominada en adelante Ley de Emergencias Nucleares.
8
que pudiera proseguir la aplicación de las medidas de mitigación necesarias. El manejo médico de los
trabajadores de emergencias también se vio gravemente afectado, y hubo que realizar grandes
esfuerzos para atender las necesidades de esos trabajadores en el emplazamiento.
Para la respuesta de emergencia fuera del emplazamiento se contó con la asistencia voluntaria de
miembros de la población, los denominados ‘ayudantes’. Las autoridades nacionales publicaron
orientaciones sobre el tipo de actividades que podían llevar a cabo los ayudantes y sobre las medidas
que había que adoptar para protegerlos.
 Los trabajadores de emergencias deben estar designados de antemano, con una clara
especificación de sus funciones, independientemente de la organización para la que
trabajen, y deben recibir una capacitación adecuada y la debida protección durante la
emergencia. Deben existir disposiciones para integrar en la respuesta a los trabajadores de
emergencias que no hayan sido designados con anterioridad a la emergencia, y a los
ayudantes que presten asistencia voluntaria en la respuesta a esta.
Protección de la población
Según las disposiciones nacionales para situaciones de emergencia vigentes en la época del accidente,
las decisiones relativas a las medidas protectoras se basarían en estimaciones de la dosis proyectada
que recibiría la población, que se calcularían cuando fuera necesario adoptar una decisión sirviéndose
de un modelo de proyección de dosis, el Sistema de Predicción de Información sobre Dosis
Ambientales en Emergencias (SPEEDI). Las disposiciones no preveían que las decisiones sobre las
medidas protectoras urgentes para salvaguardar a la población se basaran en la existencia de
condiciones específicas predefinidas en la central. Sin embargo, en la respuesta al accidente, las
decisiones iniciales relativas a las medidas protectoras se adoptaron sobre la base de las condiciones
imperantes en la central. La pérdida del suministro eléctrico en el emplazamiento impidió la
introducción de las estimaciones del término fuente en el sistema SPEEDI.
Las disposiciones vigentes antes del accidente incluían criterios para la emisión de la orden de
permanecer en espacios interiores, la evacuación y el bloqueo de la tiroides con yodo expresados en
términos de dosis proyectadas, pero no de cantidades mensurables. No había criterios para la
reubicación de la población.
Las medidas adoptadas para proteger a la población durante el accidente incluyeron la evacuación, la
orden de permanecer en espacios interiores, el bloqueo de la tiroides con yodo (mediante la
administración de yodo estable), la imposición de restricciones al consumo de alimentos y agua
potable, la reubicación y el suministro de información.
La evacuación de la población de las inmediaciones de la central nuclear de Fukushima Daiichi
comenzó al final de la tarde del 11 de marzo de 2011, ampliándose progresivamente la zona de
evacuación de un radio de 2 km alrededor de la central a 3 km y luego a 10 km. Al atardecer del 12 de
marzo, el radio se había aumentado a 20 km. Del mismo modo, la zona en que se ordenó a la
población que permaneciera en espacios interiores pasó gradualmente de los 3 a 10 km de distancia de
la central fijados poco después del accidente al radio de 20 a 30 km establecido el 15 de marzo. En la
zona comprendida dentro del radio de 20 a 30 km de la central nuclear rigió la orden de permanecer
en espacios interiores hasta el 25 de marzo, cuando el Gobierno nacional recomendó la evacuación
voluntaria. La administración de yodo estable para bloquear la tiroides no se aplicó de manera
uniforme, principalmente por falta de disposiciones pormenorizadas.
Hubo dificultades para realizar la evacuación, debido a los daños causados por el terremoto y el
tsunami y a los problemas de comunicación y transporte consiguientes. También hubo grandes
dificultades para evacuar a los pacientes de los hospitales y las residencias de ancianos situados dentro
de la zona de evacuación de 20 km.
9
El 22 de abril, la zona de evacuación de 20 km fue clasificada como ‘Zona de Acceso Restringido’,
con control del reingreso. Asimismo, fuera de la ‘Zona de Acceso Restringido’ se estableció una
‘Zona de Evacuación Deliberada’ en los lugares donde podían superarse los criterios de dosis
específicos para la reubicación de la población.
Cuando se detectaron radionucleidos en el medio ambiente, se adoptaron disposiciones para proteger
la zona agrícola e imponer restricciones al consumo y la distribución de alimentos y al consumo de
agua potable. Además, se estableció un sistema de certificación de alimentos y de otros productos
destinados a la exportación.
Para mantener informada a la población y responder a sus inquietudes durante la emergencia se
utilizaron varios canales, como la televisión, la radio, Internet y líneas telefónicas directas. La
retroinformación aportada por la población a través de las líneas telefónicas directas y los servicios de
asesoramiento indicó la necesidad de proporcionar información y material de apoyo de fácil
comprensión.
 Deben existir disposiciones que permitan adoptar decisiones sobre la aplicación de las medidas
protectoras urgentes previamente determinadas para salvaguardar a la población, sobre la base
de la existencia en la central de condiciones que se hayan definido con anterioridad.
 Deben existir disposiciones que permitan ampliar o modificar las medidas protectoras
urgentes en respuesta a la evolución de las condiciones en la central o a los resultados de la
monitorización. También se precisan disposiciones que permitan adoptar medidas
protectoras tempranas sobre la base de los resultados de la monitorización.
 Deben establecerse disposiciones para velar por que las medidas protectoras y otras medidas
de respuesta adoptadas en una emergencia nuclear reporten más beneficios que daños. Para
lograr ese equilibrio se requiere un enfoque integral de la adopción de decisiones.
 Deben existir disposiciones para ayudar a los responsables de las decisiones, al público y a otras
personas (por ejemplo, al personal médico) a comprender los peligros radiológicos para la salud
que se dan en una emergencia nuclear, a fin de que adopten decisiones fundamentadas con
respecto a las medidas protectoras. Asimismo, debe contarse con disposiciones para responder a
las preocupaciones de la población a escala local, nacional e internacional.
Transición de la fase de emergencia a la fase de recuperación y análisis de la respuesta
Las políticas, directrices, criterios y disposiciones específicos para la transición de la fase de
emergencia a la fase de recuperación no se elaboraron hasta después del accidente de Fukushima
Daiichi. Al formular esas disposiciones, las autoridades del Japón decidieron aplicar las
recomendaciones más recientes de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP).
Se llevaron a cabo análisis del accidente y de la respuesta a la emergencia, que se presentaron como
informes, publicados, entre otros, por el Gobierno del Japón, la entidad explotadora (TEPCO) y dos
comités de investigación creados por el Gobierno y el Parlamento, respectivamente.
Después del accidente, muchas de las disposiciones nacionales del Japón para la preparación y
respuesta en situaciones de emergencia se revisaron para tener en cuenta las conclusiones de esos
análisis y las normas de seguridad del OIEA pertinentes en lo que respecta a la preparación y
respuesta en situaciones de emergencia.
 En la fase de preparación deben elaborarse disposiciones para la terminación de las
medidas protectoras y de otras medidas de respuesta y para la transición a la fase de
recuperación.
 Un análisis oportuno de las emergencias y de las medidas adoptadas en respuesta a ellas, en
que se extraigan enseñanzas y se determinen las mejoras posibles, fortalece las disposiciones
de emergencia.
10
Respuesta dentro del marco internacional para la preparación y respuesta en situaciones de emergencia
En la época del accidente existía un amplio marco internacional para la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia, compuesto por instrumentos jurídicos internacionales, normas de
seguridad del OIEA y disposiciones operacionales.7
El OIEA tenía entonces cuatro funciones en la respuesta a una emergencia nuclear o radiológica: 1) la
notificación y el intercambio de información oficial a través de puntos de contacto designados
oficialmente; 2) el suministro de información oportuna, clara y comprensible; 3) la prestación de
asistencia internacional y su facilitación, cuando así se solicitara; y 4) la coordinación de la respuesta
interinstitucional.
En la respuesta internacional al accidente participaron muchos Estados y varias organizaciones
internacionales.
El OIEA permaneció en comunicación con el punto de contacto oficial en el Japón, difundió
información sobre la evolución de la emergencia, y mantuvo informados a los Estados, las
organizaciones internacionales pertinentes y el público. La comunicación con el punto de contacto
oficial en el Japón fue difícil en la primera fase de la respuesta a la emergencia. Con la visita al Japón
del Director General del OIEA y el posterior despliegue de oficiales de enlace en Tokio, mejoró la
comunicación entre el OIEA y el punto de contacto. El OIEA envió también misiones de expertos al
Japón y coordinó la respuesta interinstitucional.
Los distintos Estados8 adoptaron o recomendaron medidas protectoras diferentes para sus nacionales
que se encontraban en el Japón en respuesta al accidente. En general, las diferencias no se explicaron
bien a la población, y en algunos casos ocasionaron confusión e inquietud.
Las organizaciones pertinentes que integran el Comité Interinstitucional sobre Emergencias
Radiológicas y Nucleares intercambiaron regularmente información. También se publicaron
comunicados de prensa conjuntos.
 Debe reforzarse la aplicación de las disposiciones internacionales sobre la notificación y la
asistencia.
 Deben mejorarse las consultas y el intercambio de información entre los Estados sobre las
medidas protectoras y otras medidas de respuesta.
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
Radiactividad en el medio ambiente
El accidente dio lugar a la emisión de radionucleidos al medio ambiente. Muchas organizaciones
hicieron evaluaciones de las emisiones empleando diferentes modelos. La mayor parte de las
emisiones a la atmósfera fueron transportadas hacia el este por los vientos dominantes, depositándose
7
Los principales instrumentos jurídicos internacionales son la Convención sobre la Pronta Notificación de Accidentes Nucleares
y la Convención sobre Asistencia en Caso de Accidente Nuclear o Emergencia Radiológica. En la época del accidente, las
normas de seguridad internacionales en la esfera de la preparación y respuesta en situaciones de emergencia eran las de las
publicaciones Nos GS-R-2 y GS-G-2.1 de la Colección de Normas de Seguridad del OIEA. La publicación Nº 115 de la
Colección Seguridad también incluía elementos relacionados con la preparación y respuesta en situaciones de emergencia. Las
disposiciones operacionales internacionales abarcaban el Manual sobre operaciones técnicas para la notificación y asistencia en
situaciones de emergencia (ENATOM), la Red de Respuesta y Asistencia (RANET) del OIEA y el Plan Conjunto de las
Organizaciones Internacionales para la Gestión de Emergencias Radiológicas (Plan Conjunto).
8
El Estado es el principal responsable de la preparación y respuesta ante una emergencia nuclear o radiológica, así como de
la protección de la vida y la salud humanas, los bienes y el medio ambiente.
11
en el océano Pacífico Norte y dispersándose dentro de él. Las incertidumbres en las estimaciones de la
cantidad y la composición de las sustancias radiactivas fueron difíciles de resolver, entre otras cosas
por la falta de datos de monitorización de la deposición de las emisiones atmosféricas en el océano.
Los cambios en la dirección del viento hicieron que una parte relativamente pequeña de las emisiones
atmosféricas se depositara en la tierra, principalmente hacia el noroeste de la central nuclear de
Fukushima Daiichi. La presencia y la actividad de los radionucleidos depositados en el medio
ambiente terrestre se monitorizaron y caracterizaron. La actividad medida de los radionucleidos se
reduce con el paso del tiempo debido a los procesos de desintegración física y transporte
medioambiental, así como a las actividades de limpieza.
Además de los radionucleidos que entraron en el océano por deposición atmosférica, hubo emisiones
líquidas y descargas desde la central nuclear de Fukushima Daiichi directamente al mar frente al
emplazamiento. El desplazamiento preciso de los radionucleidos en el océano es difícil de determinar
solo con mediciones, pero se han utilizado varios modelos de transporte oceánico para estimar la
dispersión oceánica.
Algunos radionucleidos emitidos, como el yodo 131, el cesio 134 y el cesio 137, fueron encontrados
en el agua potable, en alimentos y en algunos productos no comestibles. En respuesta al accidente, las
autoridades japonesas establecieron restricciones para evitar el consumo de estos productos.
 En caso de emisión accidental de sustancias radiactivas al medio ambiente, es preciso
cuantificar y caracterizar sin demora la cantidad y composición de la emisión. Cuando se
trata de emisiones importantes, se requiere un programa amplio y coordinado de
monitorización ambiental a largo plazo para determinar la naturaleza y el alcance de los
efectos radiológicos en el medio ambiente a nivel local, regional y mundial.
Protección de las personas contra la exposición a la radiación
Después del accidente, las autoridades japonesas aplicaron los niveles de referencia de las dosis
prudentes que figuraban en las recomendaciones de la ICRP recientes9. La aplicación de algunas de
las acciones y medidas de protección resultó difícil para las autoridades competentes y muy
problemática para las personas afectadas.
Hubo algunas diferencias entre los criterios y orientaciones nacionales e internacionales para el
control del agua potable, los alimentos y los productos de consumo no comestibles a plazo más largo
después del accidente, una vez terminada la fase de emergencia.
 Los órganos internacionales competentes deben elaborar explicaciones de los principios y
criterios de la protección radiológica que sean comprensibles para los no especialistas, a fin de
aclarar su aplicación a los responsables de la adopción de decisiones y a la población. Puesto que
algunas medidas de protección que se prolongaron en el tiempo tuvieron un efecto perturbador
en las personas afectadas, se necesita una mejor estrategia de comunicación para dar a conocer
la justificación de esas medidas y acciones a todos los interesados, incluida la población.
9
La ICRP publica recomendaciones internacionales sobre la protección radiológica. Estas recomendaciones se tienen en
cuenta al preparar las normas de seguridad internacionales, incluidas las normas de protección radiológica (las Normas
Básicas Internacionales de Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y para la Seguridad de las Fuentes de
Radiación (las Normas Básicas de Seguridad o NBS)) elaboradas y establecidas por varias organizaciones internacionales,
que se han publicado bajo los auspicios del OIEA. Las NBS se utilizan en todo el mundo al elaborar las reglamentaciones
nacionales para la protección de las personas y del medio ambiente contra los posibles efectos nocivos de la exposición a la
radiación ionizante. Las recomendaciones de la ICRP de 2007 proporcionaron un marco revisado para la protección
radiológica. Esas recomendaciones incluían el establecimiento de niveles de referencia para las estrategias de protección. En
el momento del accidente las NBS estaban en revisión, entre otras cosas para incorporar esas recomendaciones.
12
 Las decisiones prudentes en relación con la actividad específica y las concentraciones de
actividad en los productos de consumo y la actividad de la deposición dieron lugar a amplias
restricciones, con las consiguientes dificultades. En una situación de exposición prolongada,
es ventajosa la coherencia entre las normas internacionales, y entre las normas
internacionales y nacionales, en particular las relativas al agua potable, los alimentos, los
productos de consumo no comestibles y la actividad de la deposición en la tierra.
Exposición a la radiación
A corto plazo, los factores más importantes que contribuyeron a la exposición de la población
fueron: 1) la exposición externa causada por los radionucleidos presentes en el penacho y depositados
en la tierra; y 2) la exposición interna de la glándula tiroides, debida a la incorporación de yodo 131, y
la exposición interna de otros órganos y tejidos, causada principalmente por la incorporación de
cesio 134 y cesio 137. A largo plazo, el contribuyente más importante a la exposición de la población
será la radiación externa emitida por el cesio 137 depositado.
Las primeras evaluaciones de las dosis de radiación se basaron en la monitorización del medio
ambiente y en modelos de estimación de las dosis, y en parte dieron valores sobreestimados. En las
estimaciones del presente informe se han incluido también los datos de monitorización individual
facilitados por las autoridades locales para ofrecer una información más robusta sobre las dosis
individuales reales que se recibieron y su distribución. Estas estimaciones indican que las dosis
efectivas que recibieron los miembros de la población fueron bajas, comparables en general con el
rango de dosis efectivas causadas por los niveles mundiales de radiación natural de fondo.
Después de un accidente nuclear en que hay emisiones de yodo 131 y este es incorporado por los
niños, su absorción y las dosis que se acumulan en la glándula tiroides son motivos de particular
preocupación. Tras el accidente de Fukushima Daiichi, las dosis equivalentes en la glándula tiroides
de los niños sobre las que se informó fueron bajas, porque su incorporación de yodo 131 fue limitada,
gracias en parte a las restricciones impuestas al consumo de agua potable y alimentos, incluidas las
hortalizas de hoja y la leche fresca. Hay incertidumbres con respecto a las incorporaciones de yodo
inmediatamente después del accidente, debido a la escasez de datos fiables de monitorización
radiológica individual para ese período.
Al mes de diciembre de 2011, habían participado en las operaciones de emergencia alrededor
de 23 000 trabajadores de emergencias. Las dosis efectivas de radiación que había recibido la mayoría
de ellos estaban por debajo de los límites de dosis ocupacionales vigentes en el Japón. De esas
personas, 174 superaban el criterio inicial para los trabajadores de emergencias, y 6 superaban el
criterio revisado temporalmente por la autoridad japonesa para la dosis efectiva en una emergencia.
Hubo algunas deficiencias en la aplicación de los requisitos de protección radiológica ocupacional,
por ejemplo en la monitorización y el registro de las dosis de radiación recibidas por los trabajadores
de emergencias en el primer período, en la disponibilidad y utilización de algunos equipos de
protección y en la capacitación conexa.
 La monitorización radiológica individual de grupos representativos de la población
proporciona información muy valiosa para obtener estimaciones fiables de las dosis de
radiación, y debe utilizarse conjuntamente con mediciones ambientales y modelos
adecuados de estimación de dosis para evaluar la dosis recibida por la población.
 Si bien los productos lácteos no fueron la principal vía de ingestión de yodo radiactivo en el
Japón, está claro que el modo más importante de limitar las dosis recibidas por la tiroides,
especialmente en el caso de los niños, es restringir el consumo de leche fresca de vacas
en pastoreo.
 Se necesita un sistema robusto de monitorización y registro de las dosis de radiación
ocupacionales, por todas las vías pertinentes, especialmente las ocasionadas por la
exposición interna en que puedan haber incurrido los trabajadores durante las actividades
13
de gestión de un accidente severo. Es esencial que se disponga de equipo de protección
individual adecuado y suficiente para limitar la exposición de los trabajadores durante las
actividades de respuesta a una emergencia, y que los trabajadores estén suficientemente
capacitados en el uso de ese equipo.
Efectos en la salud
No se observó ningún efecto temprano de la radiación en la salud de los trabajadores o de los
miembros de la población que pudiera atribuirse al accidente.
El tiempo de latencia de los efectos tardíos de la radiación en la salud puede ser de decenios, por lo
que no es posible descartar, mediante observaciones hechas pocos años después de la exposición, que
esos efectos se produzcan en algún momento en la población expuesta. Sin embargo, dados los bajos
niveles de dosis notificados con respecto a la población, las conclusiones del presente informe
concuerdan con las comunicadas por el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de
los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR) a la Asamblea General de las Naciones
Unidas.10 El UNSCEAR determinó que “no se prevé un aumento discernible de la incidencia de
efectos en la salud relacionados con la radiación entre la población general expuesta y su
descendencia” (señalada en el contexto de las repercusiones en la salud relacionadas con los “niveles
y efectos de la exposición a la radiación debida al accidente nuclear tras el sismo y tsunami de gran
magnitud ocurridos en la zona oriental del Japón en 2011”).11 Con respecto al grupo de trabajadores
que recibieron dosis efectivas de 100 mSv o superiores, el UNSCEAR concluyó que “cabría esperar
un mayor riesgo de cáncer en el futuro. Sin embargo, no se prevé un aumento perceptible de la
incidencia de cáncer en ese grupo a causa de la dificultad de confirmar una incidencia tan reducida en
comparación con las fluctuaciones estadísticas normales de la incidencia de cáncer”.12
El Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima se emprendió para monitorizar la salud de la
población afectada de la prefectura de Fukushima. Este estudio tiene por objeto detectar y tratar
precozmente las enfermedades, y también prevenir las enfermedades relacionadas con el modo de
vida. Mientras se prepara el presente informe, está en curso una exploración intensiva de la
glándula tiroides de los niños en el marco de ese estudio. Se está empleando equipo de alta
sensibilidad, que ha detectado anomalías asintomáticas de la tiroides (que no se habrían detectado
por medios clínicos) en un número importante de niños examinados. Es poco probable que las
anomalías encontradas en el estudio estén asociadas con la exposición a la radiación causada por el
accidente; lo más probable es que denoten la prevalencia normal de anomalías de la tiroides en los
niños de esa edad. El cáncer de tiroides en los niños es el efecto en la salud más probable tras un
accidente con emisiones importantes de yodo radiactivo. Como las dosis en la tiroides atribuibles al
accidente que se comunicaron fueron bajas en general, es poco probable que se produzca un
aumento del cáncer de tiroides infantil atribuible al accidente. Sin embargo, persisten
incertidumbres con respecto a las dosis equivalentes en la tiroides recibidas por los niños
inmediatamente después del accidente.
No se han observado efectos prenatales de la radiación y no se prevé que se produzcan, dado que las
dosis notificadas son muy inferiores a los umbrales a los que pueden generarse esos efectos. No se
han notificado abortos no deseados atribuibles a la situación radiológica. En cuanto a la posibilidad de
que la exposición de los padres tenga efectos hereditarios en sus descendientes, el UNSCEAR
10
UNITED NATIONS, Report of the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, A/68/46,
UN, New York (2013).
11
La Organización Mundial de la Salud (OMS) también publicó una evaluación de los riesgos para la salud en 2013 sobre la
base de las dosis estimadas preliminares. Los resultados se presentan en este informe.
12
Véase la nota 10.
14
concluyó que, en general, “[s]i bien se ha demostrado un aumento de la incidencia de los efectos
hereditarios en estudios hechos con animales, en los seres humanos por el momento esos efectos no
pueden atribuirse a la exposición a radiaciones”.13
Se informó de algunos trastornos psicológicos entre la población afectada por el accidente nuclear.
Puesto que esas personas sufrieron los efectos combinados de un gran terremoto y un tsunami
devastador, junto con el accidente, es difícil determinar en qué medida esos efectos podrían atribuirse
al accidente nuclear por sí solo. El Estudio sobre la Salud Mental y el Modo de Vida, efectuado en el
marco del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima, revela la existencia de problemas
psicológicos relacionados con lo ocurrido en algunos grupos vulnerables de la población afectada, por
ejemplo aumentos de la ansiedad y trastornos de estrés postraumático. El UNSCEAR estimó que “[e]l
efecto más importante [del accidente] desde el punto de vista de la salud es el que se produce en el
bienestar mental y social y que guarda relación con el enorme impacto del sismo, el tsunami y el
accidente nuclear, y el temor y el estigma relacionados con el riesgo percibido de exposición a la
radiación ionizante”.14
 Los riesgos de la exposición a la radiación y la atribución a la radiación de los efectos
observados en la salud tienen que explicarse claramente a las partes interesadas, señalando
de manera inequívoca que los aumentos en la incidencia de efectos en la salud en la
población no son atribuibles a la exposición a la radiación, si los niveles de esta son similares
a los niveles globales medios de fondo de la radiación.
 Los estudios sobre la salud realizados después de un accidente nuclear son muy importantes
y útiles, pero no deben interpretarse como estudios epidemiológicos. Los resultados de esos
estudios sobre la salud tienen por objeto proporcionar información para respaldar la
prestación de asistencia médica a la población afectada.
 Se necesita orientación sobre la protección radiológica para hacer frente a las consecuencias
psicológicas en los miembros de las poblaciones afectadas después de un accidente
radiológico. Un grupo de tareas de la ICRP ha recomendado que se elaboren estrategias
para mitigar las graves consecuencias psicológicas derivadas de los accidentes radiológicos.15
 Debe comunicarse información objetiva, comprensible y oportuna sobre los efectos de la
radiación a las personas de las zonas afectadas, para aumentar su entendimiento de las
estrategias de protección, aliviar sus preocupaciones y apoyar sus propias iniciativas de
protección.
Consecuencias radiológicas para la biota no humana
No se han comunicado observaciones de efectos directos en las plantas y los animales provocados por la
radiación, aunque se realizaron estudios observacionales limitados en el período inmediatamente
posterior al accidente. Hay limitaciones en las metodologías disponibles para evaluar las consecuencias
radiológicas, pero, teniendo en cuenta la experiencia anterior y los niveles de radionucleidos presentes
en el medio ambiente, es improbable que se registren consecuencias radiológicas importantes para las
poblaciones de la biota o los ecosistemas como consecuencia del accidente.
13
UNITED NATIONS, Report of the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, A/67/46,
UN, New York (2012).
14
UNITED NATIONS, Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation, UNSCEAR 2013 Report, Vol. I, Scientific
Annex A: Levels and Effects of Radiation Exposure Due to the Nuclear Accident after the 2011 Great East-Japan
Earthquake and Tsunami, Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), UN, New York (2014).
15
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Report of ICRP Task Group 84 on Initial
Lessons Learned from the Nuclear Power Plant Accident in Japan vis-à-vis the ICRP System of Radiological Protection,
ICRP, Ottawa (2012).
15
 Durante la fase de emergencia la atención debe centrarse en proteger a las personas. Las
dosis recibidas por la biota no se pueden controlar, y podrían ser importantes a nivel
individual. El conocimiento de las repercusiones de la exposición a la radiación en la biota
no humana debe fortalecerse mejorando la metodología de evaluación y la comprensión de
los efectos que la radiación provoca en las poblaciones de la biota y los ecosistemas. Después
de una emisión grande de radionucleidos al medio ambiente, debe adoptarse una
perspectiva integrada para asegurar la sostenibilidad de la agricultura, la silvicultura, la
pesca y el turismo, así como el uso de los recursos naturales.
RECUPERACIÓN DESPUÉS DEL ACCIDENTE
Restauración de zonas afectadas por el accidente fuera del emplazamiento
El objetivo a largo plazo de la recuperación después de un accidente16 es restablecer una base aceptable
para que pueda existir una sociedad que funcione plenamente en las zonas afectadas. Es preciso tomar
en consideración la restauración17 de las zonas afectadas por el accidente a fin de reducir las dosis de
radiación, de acuerdo con los niveles de referencia que se hayan adoptado. En la preparación para el
regreso de los evacuados conviene tener en cuenta factores como la reparación de la infraestructura, así
como la viabilidad y sostenibilidad de las actividades económicas de la comunidad.
Antes del accidente de Fukushima Daiichi no existían en el Japón políticas ni estrategias para la
restauración después de un accidente y hubo que elaborarlas en el período posterior al accidente. La
política de restauración fue promulgada por el Gobierno del Japón en agosto de 2011.18 Por ella se
asignaron responsabilidades al gobierno nacional y las administraciones locales, el explotador y la
población, y se establecieron las disposiciones institucionales necesarias para ejecutar un programa
coordinado de trabajo.
Se elaboró una estrategia de restauración y se inició su implementación. La estrategia especifica que
las zonas prioritarias de restauración son las zonas residenciales, incluidos los edificios y jardines, las
tierras de labranza, las carreteras y la infraestructura, con especial hincapié en la reducción de las
exposiciones externas.
La dosis externa recibida de los radionucleidos depositados en el suelo y otras superficies es la
principal vía de exposición. Por consiguiente, la estrategia de restauración se centra en las actividades
de descontaminación destinadas a reducir los niveles de cesio radiactivo presente en las zonas
prioritarias, reduciendo así las posibilidades de que se diera esa exposición. Las dosis internas se
siguen controlando por medio de las restricciones al consumo de alimentos, así como de las
actividades de restauración de las tierras agrícolas.
Después del accidente, las autoridades japonesas adoptaron un ‘nivel de referencia’ como objetivo del
nivel de dosis aplicable a toda la estrategia de restauración. Este nivel se correspondía con el extremo
inferior del rango especificado en la orientación internacional. La aplicación de un nivel de referencia bajo
16
La recuperación después de un accidente incluye: la restauración de las zonas afectadas por el accidente; la estabilización de
las instalaciones dañadas del emplazamiento y los preparativos para la clausura; la gestión del material contaminado y de los
desechos radiactivos derivados de esas actividades; y la revitalización de las comunidades y la participación de los interesados.
17
La restauración se define como cualquier medida que se pueda poner en práctica para reducir la exposición a la radiación
ocasionada por la contaminación existente de superficies terrestres mediante la aplicación de medidas a la propia
contaminación (la fuente) o a las vías de exposición para los seres humanos.
18
Ley de Medidas Especiales sobre el Manejo de la Contaminación Ambiental por Materiales Radiactivos Descargados en el
Accidente de la Central Nuclear asociado con el Terremoto del Océano Pacífico frente al Distrito de Tohoku del 11 de
Marzo de 2011, Ley No 110, 2011.
16
se traduce en una mayor cantidad de materiales contaminados generados en las actividades de restauración,
lo que supone un aumento de los costos y de la carga para unos recursos que son limitados. La experiencia
adquirida en el Japón se podría utilizar para elaborar orientación práctica sobre la aplicación de normas de
seguridad internacionales en situaciones de recuperación después de un accidente.
Se definieron dos categorías de zonas contaminadas a partir de las dosis anuales adicionales estimadas
en el otoño de 2011. Se asignó al Gobierno nacional la responsabilidad de formular e implementar los
planes de restauración en la primera zona (la ‘Zona Especial de Descontaminación’), en un radio
de 20 km alrededor del emplazamiento de Fukushima Daiichi y en las zonas en que, según las
proyecciones, las dosis anuales adicionales derivadas de la contaminación sobre el suelo superarían
los 20 mSv en el primer año después del accidente. Los municipios fueron encargados de llevar a
cabo actividades de restauración en la otra zona (la ‘Zona de Estudio Intensivo de la Contaminación’),
en la que, según las proyecciones, las dosis anuales adicionales superarían 1 mSv pero se mantendrían
por debajo de 20 mSv. Se fijaron metas específicas de reducción de las dosis, así como la meta a largo
plazo de alcanzar una dosis anual adicional de 1 mSv o menos.
 La planificación antes de un accidente para la recuperación después de este es necesaria
para mejorar la toma de decisiones bajo presión en la situación inmediatamente posterior al
accidente. Es preciso preparar con antelación las estrategias y medidas nacionales para la
recuperación después del accidente a fin de poder poner en marcha un programa de
recuperación general eficaz y apropiado si se produce un accidente nuclear. Esas estrategias
y medidas deben incluir el establecimiento de un marco jurídico y regulador; estrategias y
criterios de restauración genéricos para las dosis de radiación residuales y los niveles de
contaminación; un plan de estabilización y clausura de las instalaciones nucleares dañadas;
y una estrategia genérica de gestión de grandes cantidades de material contaminado y
desechos radiactivos.
 Las estrategias de restauración deben tener en cuenta la eficacia y viabilidad de las distintas
medidas y la cantidad de material contaminado que se generará en el proceso de restauración.
 Como parte de la estrategia de restauración, es necesario aplicar pruebas y controles
rigurosos de los alimentos para prevenir o reducir al mínimo las dosis por ingestión.
 Se precisa más orientación internacional sobre la aplicación práctica de las normas de seguridad
relativas a la protección radiológica en situaciones de recuperación después de un accidente.
Estabilización en el emplazamiento y preparativos para la clausura
La TEPCO y los organismos competentes del Gobierno del Japón elaboraron conjuntamente un plan
estratégico amplio de alto nivel para la estabilización y clausura de la central nuclear dañada. Ese plan
se publicó por primera vez en diciembre de 2011 y posteriormente se revisó a fin de tener en cuenta la
experiencia adquirida y el mejor conocimiento de las condiciones de la central nuclear dañada, así
como la magnitud de los desafíos futuros. El plan estratégico aborda la naturaleza compleja de los
trabajos en el emplazamiento y comprende: el enfoque para garantizar la seguridad; las medidas para
la clausura; los sistemas y entornos destinados a facilitar las actividades; y las necesidades en materia
de investigación y desarrollo.
Cuando se redactó el presente informe se habían restablecido las funciones de seguridad y se disponía
de estructuras, sistemas y componentes para mantener condiciones estables de forma fiable. No
obstante, seguía siendo necesario controlar la entrada de agua subterránea a los edificios de los
reactores dañados y contaminados. El agua contaminada resultante se estaba sometiendo a tratamiento
para extraer los radionucleidos en la medida de lo posible y estaba almacenada en más de 800
depósitos. Se necesitan soluciones más sostenibles que tengan en cuenta todas las opciones,
comprendida la posible reanudación de la descarga controlada en el mar. Para adoptar decisiones
definitivas será necesario contar con la participación de los interesados pertinentes y tener en cuenta
las condiciones socioeconómicas en el proceso de consulta, así como aplicar un programa de
monitorización amplio.
17
Se elaboraron planes para la gestión del combustible gastado y los restos de combustible y comenzó la
retirada de combustible de las piscinas de combustible gastado.19 Se elaboró un modelo conceptual de
las actividades futuras de retirada de restos de combustible en el que se tienen en cuenta los muchos
pasos preliminares requeridos, incluida la confirmación visual de la configuración y composición de
esos restos. Debido a los altos niveles de dosis de radiación en los reactores dañados, en el momento
de redactar el presente informe aún no había sido posible dar esa confirmación.
Las autoridades japonesas han estimado que el plazo para finalizar las actividades de clausura
probablemente será de unos 30 a 40 años. Las decisiones acerca de las condiciones finales de la
central y el emplazamiento serán objeto de más análisis y debates.
 Tras un accidente, es esencial para la recuperación en el emplazamiento disponer de un plan
estratégico destinado a mantener las condiciones estables a largo plazo y a clausurar las
instalaciones dañadas en el accidente. El plan debe ser flexible y fácilmente adaptable a las
condiciones cambiantes y a nuevas informaciones.
 La recuperación del combustible dañado y la caracterización y retirada de los restos de
combustible precisan soluciones concebidas específicamente para el accidente, y quizás sea
necesario desarrollar métodos e instrumentos especiales.
Gestión del material contaminado y los desechos radiactivos
La estabilización de una central nuclear dañada y las actividades de descontaminación en el
emplazamiento y de restauración en los alrededores dan lugar a grandes cantidades de material
contaminado y de desechos radiactivos. En el emplazamiento se han generado grandes cantidades de
material líquido y sólido contaminado, así como desechos radiactivos, a raíz de diversas actividades
de recuperación.20 La gestión de este material —con sus diversas propiedades físicas, químicas y
radiológicas— es compleja y requiere el despliegue de esfuerzos importantes.
Tras el accidente de Fukushima Daiichi, hubo dificultades para determinar lugares en los que
almacenar las grandes cantidades de material contaminado generadas por las actividades de
restauración fuera del emplazamiento. Cuando se redactó el presente informe se habían construido
varios cientos de instalaciones de almacenamiento temporal en las comunidades locales y proseguían
los esfuerzos para construir una instalación de almacenamiento provisional.
 Las estrategias y medidas nacionales de recuperación después de un accidente deben incluir
la elaboración de una estrategia genérica de gestión del material líquido y sólido
contaminado y los desechos radiactivos, respaldadas por evaluaciones genéricas de la
seguridad para la descarga, el almacenamiento y la disposición final.
Revitalización de las comunidades y participación de los interesados
El accidente nuclear y las medidas de protección radiológica introducidas tanto en la fase de emergencia
como en la de recuperación después del accidente han tenido consecuencias importantes para la forma
de vida de la población afectada. Las medidas de evacuación y reubicación y las restricciones al
consumo de alimentos supusieron grandes privaciones para las personas afectadas. Los proyectos de
revitalización y reconstrucción iniciados en la prefectura de Fukushima se basaron en la comprensión de
las consecuencias socioeconómicas del accidente. Estos proyectos se centran en cuestiones como la
reconstrucción de la infraestructura, la revitalización de las comunidades y el apoyo y la indemnización.
19
La retirada del combustible de la piscina de combustible gastado de la Unidad 4 finalizó en diciembre de 2014.
La distinción entre el material contaminado y los desechos radiactivos depende de los radionucleidos y las concentraciones
de actividad asociados con los materiales.
20
18
La comunicación con la población acerca de las actividades de recuperación es esencial para crear
confianza. A fin de comunicar de forma eficaz, es necesario que los expertos entiendan las
necesidades de información de la población afectada y faciliten información comprensible a través de
medios pertinentes. La comunicación mejoró después del accidente, y la población afectada fue
participando cada vez más en la adopción de decisiones y en las medidas de restauración.
 Es necesario reconocer las consecuencias socioeconómicas de cualquier accidente nuclear y
de las medidas protectoras posteriores, y desarrollar proyectos de revitalización y
reconstrucción que aborden cuestiones como la reconstrucción de la infraestructura, la
revitalización de las comunidades y la indemnización.
 El apoyo de las partes interesadas es esencial en todos los aspectos de la recuperación
después del accidente. En particular, en los procesos de adopción de decisiones se precisa la
participación de la población afectada para que la recuperación tenga éxito y sea aceptable
y eficaz, y para revitalizar las comunidades. Un programa de recuperación eficaz requiere
la confianza y la participación de la población afectada. Se debe crear confianza en la
aplicación de las medidas de recuperación mediante procesos de diálogo, el suministro de
información coherente, clara y oportuna, y la prestación de apoyo a la población afectada.
19
EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI
INFORME RESUMIDO
1. INTRODUCCIÓN
El gran terremoto del Japón oriental tuvo lugar el 11 de marzo de 2011. Fue causado por una
liberación súbita de energía en la superficie de contacto de la placa tectónica del Pacífico con la placa
tectónica Norteamericana, bajo la cual se sumerge. Una sección de la corteza terrestre, de unos 500 km
de longitud y 200 km de ancho, según las estimaciones, se fracturó y provocó un terremoto masivo de
magnitud 9,0 y un tsunami que afectó a una amplia zona costera del Japón, incluida la costa
nororiental, donde varias olas superaron los 10 metros de altura. El terremoto y el tsunami causaron
muchas muertes y gran devastación en el Japón. Más de 15 000 personas perdieron la vida, más
de 6000 quedaron heridas y, cuando se redactó el presente informe21, alrededor de 2500 aún estaban
desaparecidas [1]. Los edificios y la infraestructura sufrieron daños considerables, particularmente a
lo largo de la costa nororiental del Japón.
En la central nuclear de Fukushima Daiichi, explotada por la Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
(TEPCO), el terremoto causó daños al tendido del suministro eléctrico exterior y el tsunami provocó
una destrucción sustancial de la infraestructura operacional y de seguridad del emplazamiento. El
efecto combinado fue la pérdida de la alimentación eléctrica dentro y fuera del emplazamiento. Ello
privó de la función de refrigeración a los tres reactores que estaban en funcionamiento22, así como a
las piscinas de combustible gastado. Las otras cuatro centrales23 situadas a lo largo de la costa también
también se vieron afectadas por el terremoto y el tsunami en diferentes grados. Sin embargo, todos los
reactores que estaban en funcionamiento en esas centrales pararon de forma segura.
Pese a los esfuerzos de los operadores de la central nuclear de Fukushima Daiichi por mantener el
control, los núcleos de los reactores de las Unidades 1 a 3 se sobrecalentaron, el combustible nuclear se
fundió y las tres vasijas de contención se fracturaron. El hidrógeno que escapó de las vasijas a presión de
los reactores provocó explosiones en los edificios de los reactores de las Unidades 1, 3 y 4, causando
daños a las estructuras y el equipo y lesiones al personal. La central dejó escapar radionucleidos a la
atmósfera, que se depositaron en la tierra y el océano. También hubo emisiones directas al mar.
Los habitantes de 20 km a la redonda y de otras zonas designadas fueron evacuados, y los que se
encontraban en un radio de entre 20 y 30 km recibieron primero la instrucción de permanecer en espacios
interiores, y más tarde el consejo de evacuar la zona voluntariamente. Se impusieron restricciones a la
distribución y el consumo de alimentos y al consumo de agua potable. Cuando se elaboró el presente
informe, muchas personas aún no habían regresado a las zonas de las que habían sido evacuadas.
Una vez estabilizadas las condiciones de los reactores de la central de Fukushima Daiichi24, se
iniciaron los trabajos para preparar su clausura. Los esfuerzos para la recuperación de las zonas
afectadas por el accidente, incluida la restauración y revitalización de las comunidades y la
infraestructura, comenzaron en 2011.
21
Marzo de 2015. En algunos casos se ha incluido la información disponible hasta junio de 2015, cuando ha sido posible.
22
De las seis unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi, la 1, la 2 y la 3 estaban funcionando en el momento del
accidente; las Unidades 4, 5 y 6 estaban en una parada programada.
23
Las centrales nucleares de Higashidori, Onagawa, Fukushima Daini y Tokai Daini.
El 16 de diciembre de 2011, la Oficina de Respuesta Integrada Gobierno-TEPCO anunció que en las Unidades 1 a 3 se
habían alcanzado las condiciones del ‘estado de parada fría’. La expresión ‘estado de parada fría’ fue definida en ese
momento por el Gobierno del Japón específicamente para la central nuclear de Fukushima Daiichi. Esa definición difiere de
la terminología empleada por el OIEA y por otros.
24
21
1.1.
EL INFORME SOBRE EL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA DAIICHI
En la Conferencia General del OIEA celebrada en septiembre de 2012, el Director General anunció
que el OIEA prepararía un informe sobre el accidente de Fukushima Daiichi. Más tarde afirmó que
dicho informe sería “una evaluación autorizada, realista y equilibrada, que abordaría las causas y
consecuencias del accidente, así como las enseñanzas extraídas” [2].
El informe sobre el accidente de Fukushima Daiichi es fruto de una extensa labor de colaboración
internacional en que participaron cinco grupos de trabajo, integrados por unos 180 expertos
procedentes de 42 Estados Miembros (con y sin programas de energía nucleoeléctrica) y varios
órganos internacionales. Esto permitió contar con un amplio abanico de experiencias y conocimientos.
Un Grupo Técnico Asesor Internacional proporcionó asesoramiento sobre cuestiones técnicas y
científicas. Se estableció un Grupo Central, integrado por altos funcionarios del OIEA, para que
dirigiera los trabajos y facilitara la coordinación y el examen del informe. También se establecieron
otros mecanismos de examen interno y externo, como se ilustra en la figura 1.1.
Fig. 1.1. Estructura orgánica para la preparación del informe del OIEA sobre el accidente de Fukushima Daiichi.
El presente Informe del Director General consiste en un Resumen ejecutivo y un Informe resumido.
Se basa en cinco volúmenes técnicos detallados preparados por expertos internacionales y en las
contribuciones de los numerosos expertos y órganos internacionales que participaron en su
elaboración. El Informe proporciona una descripción del accidente y de sus causas, su evolución y sus
consecuencias, sobre la base de la evaluación de los datos y la información obtenidos de un gran
número de fuentes hasta marzo de 2015, incluidos los resultados del trabajo realizado para aplicar el
Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear (el Plan de Acción)25, y destaca las principales
observaciones y lecciones aprendidas. El Gobierno del Japón y otras organizaciones del país
proporcionaron grandes cantidades de datos.
25
El Plan de Acción, aprobado por unanimidad en la quincuagésima quinta reunión de la Conferencia General del OIEA,
en 2011, definió un programa de trabajo para reforzar el marco global de seguridad nuclear. El Plan de Acción consta de 12
medidas principales, que se relacionan con: las evaluaciones de la seguridad; los exámenes por homólogos del OIEA; la
preparación y respuesta en situaciones de emergencia; los órganos reguladores nacionales; las entidades explotadoras; las
normas de seguridad del OIEA; el marco jurídico internacional; los Estados Miembros que están planificando iniciar un
programa nucleoeléctrico; la creación de capacidad; la protección de las personas y el medio ambiente contra la radiación
ionizante; la comunicación y la difusión de información; y la investigación y el desarrollo. En la sección 6.1 figura un
examen detallado del Plan de Acción.
22
Los cinco volúmenes técnicos están destinados a un público técnico, como las autoridades
competentes de los Estados Miembros del OIEA, las organizaciones internacionales, los órganos
reguladores nucleares, las organizaciones explotadoras de centrales nucleares, los diseñadores de
instalaciones nucleares y otros expertos en asuntos relacionados con la energía nucleoeléctrica.
El presente Informe del Director General comprende las seis secciones siguientes:


Sección 1: Introducción.
Sección 2: El accidente y sus causas, con una descripción de la secuencia de sucesos y una evaluación
de la forma en que los fenómenos naturales extremos condujeron al accidente nuclear severo.

Sección 3: La preparación y respuesta en situaciones de emergencia, incluidas las disposiciones
adoptadas para la protección de los trabajadores de emergencias y de la población, y la aplicación
de esas disposiciones durante el accidente e inmediatamente después.

Sección 4: Las consecuencias radiológicas del accidente, incluida la exposición a la radiación
experimentada por los trabajadores y la población, y los efectos en la salud y el medio ambiente.

Sección 5: Las actividades de recuperación después del accidente, incluidas la clausura de la
central, las estrategias de restauración de las zonas afectadas fuera del emplazamiento, la gestión
de los desechos y las estrategias de revitalización.

Sección 6: Un panorama general de las actividades realizadas por el OIEA y las Partes
Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear en respuesta al accidente.
Las observaciones y lecciones fundamentales dimanantes de las características específicas del
accidente se exponen en las secciones 2 a 5. La relación entre el contenido del Informe del Director
General y el de los volúmenes técnicos se ilustra en la figura 1.2.
23
Fig. 1.2. Estructura del Informe resumido y su relación con el contenido de los volúmenes técnicos.
.
24
2.
EL ACCIDENTE Y SU EVALUACIÓN
En la presente sección figura una breve descripción del accidente ocurrido en la central nuclear de
Fukushima Daiichi, seguida de una evaluación de los factores que se considera que contribuyeron a
sus causas y consecuencias.
En la sección 2.1 se describen los principales sucesos en orden cronológico, incluidos los efectos del
terremoto y el tsunami y los acontecimientos que siguieron.
En la sección 2.2 se analizan las causas del accidente. Comienza con una evaluación de la
vulnerabilidad de la central nuclear de Fukushima Daiichi a los peligros externos y describe su diseño,
la progresión del accidente, los esfuerzos de los operadores por mantener las funciones de seguridad
fundamentales y las medidas que adoptaron. En esta sección se examinan también la eficacia del
marco regulador del Japón y los efectos de las consideraciones humanas y organizativas en la
seguridad nuclear.
2.1.
DESCRIPCIÓN DEL ACCIDENTE
La descripción que sigue se basa principalmente en la información proporcionada al OIEA por el
Gobierno del Japón [3, 4] y los informes de los comités de investigación establecidos por el Gobierno
del Japón [5, 6], la Dieta Nacional del Japón [7] y la TEPCO [8], con inclusión de las actualizaciones
y los suplementos de la TEPCO [9, 10], el órgano regulador [11] y las misiones del OIEA que se
enumeran en la sección 6. Las otras fuentes de las que se tomó información se citan por separado.
Los sucesos se exponen en orden cronológico. Algunos de los acontecimientos principales ocurrieron
en paralelo o repercutieron en las medidas adoptadas en otros lugares del emplazamiento.
2.1.1. Suceso iniciador y respuesta
El terremoto y la pérdida del suministro eléctrico exterior
El gran terremoto del Japón oriental del 11 de marzo de 2011 se produjo a las 14.46 horas, hora
estándar del Japón, o las 5.46 horas UTC26, frente a la costa oriental del Japón. Fue causado por una
liberación súbita de energía en la superficie de contacto de la placa tectónica del Pacífico con la placa
tectónica Norteamericana, bajo la cual se sumerge (figura 2.1). El sismo principal, de una magnitud
de 9,0 [12], duró más de dos minutos, con varios pulsos y réplicas fuertes. Este suceso figura entre los
terremotos más grandes registrados hasta la fecha, que en su mayoría se han producido a lo largo de la
placa tectónica del Pacífico: los terremotos de 1960 y 2010 de Chile, de una magnitud de 9,5 y 8,8,
respectivamente, y los de Alaska (1964) y Sumatra (2004), ambos de una magnitud de 9,2.
26
Tiempo universal coordinado, nueve horas menos que la hora del Japón. A menos que se indique otra cosa, en este
informe todos los tiempos se dan en la hora estándar del Japón.
25
Fig. 2.1. Epicentro del gran terremoto del Japón oriental y centrales nucleares cercanas.
Cuando se produjo el terremoto, tres de los seis reactores de agua en ebullición (recuadro 2.1) de la
central nuclear de Fukushima Daiichi [13] estaban funcionando a plena potencia y tres estaban
parados para la recarga de combustible y el mantenimiento. Los reactores en funcionamiento de las
Unidades 1 a 3 pararon automáticamente cuando los sensores de la central detectaron el movimiento
de la tierra y activaron los sistemas de protección de los reactores de acuerdo con el diseño. Esta
acción automática permitió controlar la reactividad.
Una vez parados, los núcleos de los reactores siguieron generando calor (denominado calor de
decaimiento). Para evitar que el combustible nuclear se sobrecalentara, debía eliminarse ese calor mediante
sistemas de refrigeración que funcionaban o se controlaban principalmente con energía eléctrica. El
terremoto dañó el equipo del puesto de distribución de electricidad dentro del emplazamiento, el equipo de
la subestación fuera del emplazamiento y el tendido eléctrico que suministraba corriente alterna a la central
desde fuera, provocando la pérdida total del suministro eléctrico exterior. Los dispositivos de producción
eléctrica de sustitución del emplazamiento —los generadores diésel de emergencia— diseñados para hacer
frente a esas situaciones de interrupción del suministro eléctrico exterior se pusieron en marcha
automáticamente para restablecer la corriente alterna en las seis unidades.
26
Recuadro 2.1. Reactores de agua en ebullición
Los reactores de agua en ebullición utilizan un ciclo de vapor directo de lazo cerrado, como se ilustra
esquemáticamente a continuación. El fluido de trabajo es el agua, que actúa a la vez como refrigerante, para
eliminar el calor, y como moderador, para controlar la reactividad. El agua refrigerante entra en ebullición dentro
del núcleo del reactor a una presión de aproximadamente 7 MPa, y el vapor generado se utiliza para impulsar
turbinas y producir electricidad. Tras su paso por las turbinas, el vapor se transforma nuevamente en agua al ser
enfriado por los tubos del condensador, que están llenos de agua fría procedente de un sumidero de calor, por
ejemplo el océano. El agua obtenida por condensación se reintroduce luego en el reactor, por bombeo, como agua
de alimentación.
Las Unidades 1 a 3 quedaron automáticamente aisladas de sus sistemas de turbinas al producirse la
interrupción del suministro eléctrico, lo que provocó aumentos de la temperatura y la presión en los
reactores a causa del calor de decaimiento. La refrigeración de estos reactores después de que quedaran
aislados se realizó mediante las siguientes disposiciones de diseño y operacionales (recuadro 2.2):
 En la Unidad 1, al aumentar la presión en el reactor, ambos lazos del sistema del condensador
de aislamiento se pusieron en marcha automáticamente y siguieron enfriando el reactor. La
activación de los dos lazos del condensador de aislamiento redujo la presión y la temperatura
del reactor con tal rapidez, que los operadores, siguiendo los procedimientos establecidos,
detuvieron su funcionamiento manualmente para evitar la tensión térmica en la vasija de
presión del reactor. Posteriormente, los operadores utilizaron solo uno de los lazos para
mantener la tasa de enfriamiento27 dentro del rango prescrito por los procedimientos.
 En las Unidades 2 y 3, el aumento de la presión en el reactor activó automáticamente las
válvulas de alivio y seguridad, diseñadas para proteger al reactor de una sobrepresurización
dejando escapar el vapor de la vasija del reactor hacia la sección de la piscina de supresión de
la vasija de contención primaria. Esto redujo los niveles de agua del reactor. Los operadores
activaron manualmente el sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado, de
conformidad con lo establecido en los procedimientos.
27
En los reactores de agua en ebullición, la tasa de enfriamiento se vigila y se controla reduciendo la presión en el reactor, lo
que a su vez corresponde a una disminución de la temperatura en el reactor.
27
Recuadro 2.2. Sistemas para enfriar el núcleo cuando el reactor está aislado de las turbinas
En condiciones normales, la refrigeración en parada de un reactor de agua en ebullición a alta presión se
realiza derivando el vapor del reactor hacia el condensador principal, sin pasar por las turbinas (véase el
recuadro 2.1). Sin embargo, cuando el reactor está aislado, esta vía no está disponible, y la refrigeración del
núcleo corre a cargo de los sistemas diseñados para un reactor aislado en las condiciones de alta presión que
existen después de la parada del reactor. En el diseño de la central nuclear de Fukushima Daiichi, estos eran:
el sistema del condensador de aislamiento, para la Unidad 1 (el diseño más antiguo), y el sistema de
refrigeración del núcleo del reactor aislado (RNRA), para las Unidades 2 a 6.
Condensador de aislamiento. En el diseño de la Unidad 1, había dos lazos separados y redundantes en el
condensador de aislamiento. En estos lazos cerrados, la parte primaria del condensador de aislamiento recibía
el vapor generado en el reactor y lo condensaba enfriándolo dentro de los tubos intercambiadores de calor que
estaban sumergidos en depósitos de agua más fría (las piscinas del condensador de aislamiento), situados fuera
de la vasija de contención primaria. El vapor condensado volvía al reactor por gravedad, en forma de agua fría
(véase el diagrama a continuación). Sin mezclarse con el agua radiactiva de la parte primaria, el agua de la
parte secundaria de las piscinas del condensador de aislamiento entraba en ebullición, y el vapor generado se
venteaba a la atmósfera, que actuaba como sumidero de calor. El volumen de agua de la parte secundaria del
condensador de aislamiento (ambos tramos juntos) era suficiente para la refrigeración durante ocho horas,
después de lo cual había que reponer el agua a partir de una fuente establecida con ese fin.
Refrigeración del núcleo del reactor aislado (RNRA). En el diseño de las Unidades 2 a 6, había sistemas de
refrigeración de ciclo abierto, que requerían una fuente que añadiera agua al sistema del reactor. En los
sistemas de refrigeración del núcleo del reactor aislado, el vapor del reactor impulsaba una pequeña turbina
que, a su vez, hacía funcionar una bomba que inyectaba agua en el reactor a alta presión. El vapor que
impulsaba la turbina se descargaba y acumulaba en la sección de la piscina de supresión de la vasija de
contención primaria, que actuaba como sumidero de calor y absorbía el calor de desecho. El agua perdida
por el reactor se reponía con agua dulce procedente del depósito de almacenamiento del condensado (véase
el diagrama a continuación). Cuando el depósito se vaciaba o la piscina de supresión se llenaba, se podía
utilizar el agua acumulada en esta piscina, con lo cual el sistema pasaba a ser básicamente un ciclo de lazo
cerrado. La refrigeración del núcleo del reactor aislado estaba diseñada para funcionar por lo menos durante
cuatro horas.
28
Recuadro 2.2. Sistemas para enfriar el núcleo cuando el reactor está aislado de las turbinas (cont.)
El calor de decaimiento del combustible nuclear de las Unidades 4 a 6 también debía evacuarse:
 En la Unidad 4, el equipo de refrigeración y reposición del agua de la piscina de combustible
gastado28 dejó de funcionar a causa de la pérdida del suministro eléctrico exterior. La piscina de
combustible gastado de esa unidad, que contenía más de 1300 conjuntos combustibles gastados,
era, de todas las de la central, la que más calor de decaimiento tenía que eliminar.
 En la Unidad 5, la presión del reactor, que en el momento del terremoto se estaba manteniendo alta
mediante el uso de una bomba para efectuar ensayos de presión, bajó inicialmente al detenerse la
bomba a causa de la pérdida del suministro eléctrico exterior. La presión comenzó a subir debido al
calor de decaimiento, pero, a diferencia de lo ocurrido en las Unidades 2 y 3, se mantuvo muy por
debajo de los niveles necesarios para la activación de las válvulas de alivio y seguridad.
 En la Unidad 6, el reactor estaba casi a presión atmosférica y temperatura ambiente, con
combustible en el núcleo, y el calor de decaimiento era bajo.
28
Las piscinas de combustible gastado, en que se almacenan los conjuntos combustibles usados y nuevos, están llenas de
agua, que ofrece blindaje contra la radiación y elimina el calor generado por el combustible nuclear que en ellas se
encuentra. No obstante, sin refrigeración, el agua de la piscina se calentaría y, llegado un cierto punto, empezaría a
evaporarse. Si esta situación continúa sin que se reponga el agua, el enfriamiento del combustible se acaba cuando el nivel
del agua baja lo suficiente como para que el combustible quede expuesto al aire. El sobrecalentamiento y la exposición
dañan el combustible y provocan la emisión de radionucleidos.
29
En las piscinas de combustible gastado de todas las unidades y en la piscina de combustible gastado
común29, que perdieron la capacidad de refrigeración y rellenado al cortarse el suministro eléctrico
exterior, las temperaturas del agua comenzaron a subir debido al calor de decaimiento.
Ante el terremoto y la pérdida del suministro eléctrico exterior, los operadores activaron los
procedimientos de operación anormal ‘basados en sucesos’ en las tres salas de control principales de
las seis unidades.30 En el centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento, situado dentro del
edificio ‘sísmicamente aislado’31, se activó un grupo de respuesta a la emergencia causada por el
terremoto. El Superintendente del emplazamiento, en calidad de jefe del centro de respuesta a la
emergencia del emplazamiento de la TEPCO, quedó encargado de dirigir la respuesta en el
emplazamiento y de coordinarse con las organizaciones internas y externas. Tres superintendentes de
turno en cada una de las salas de control principales asumieron la responsabilidad de dirigir la
actuación en sus unidades, bajo el mando del Superintendente del emplazamiento.
Las unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi respondieron al suceso iniciador —el
terremoto y la pérdida concomitante del suministro eléctrico exterior— tal como habían previsto los
diseñadores y estaba estipulado en los procedimientos de operación (con excepción de algunas
acciones de los operadores que se vieron restringidas o retrasadas por las réplicas) (figura 2.2).
29
Como instalación auxiliar compartida por todas las unidades, la piscina de combustible gastado común, situada en un
edificio aparte cerca de la Unidad 4, contenía más de 6000 conjuntos combustibles gastados, todos los cuales requerían la
evacuación de su calor de decaimiento.
30
Cada par de unidades (es decir, las Unidades 1 y 2, las Unidades 3 y 4 y las Unidades 5 y 6) tenía una sala de control principal
común.
31
El edificio sísmicamente aislado había sido construido tras la experiencia adquirida con los efectos del terremoto de
Niigata-Chuetsu-Oki en la central nuclear de Kashiwazaki-Kariwa, en 2007, y había entrado en funcionamiento en julio
de 2010. Estaba diseñado para resistir a los terremotos y equipado con un suministro eléctrico de reserva. Tenía ventilación
filtrada y blindaje para proteger contra la radiactividad.
30
Fig. 2.2. Respuesta de la central nuclear de Fukushima Daiichi al terremoto y a la pérdida del suministro eléctrico exterior.
31
El tsunami y el apagón de la central
Además de provocar un intenso movimiento de la tierra, el terremoto desplazó una ingente cantidad
de agua, que generó una serie de grandes olas de tsunami [14]. Cuando esas olas del tsunami llegaron
a la costa, produjeron un efecto devastador en una extensa zona (figura 2.3).
Fig. 2.3. Variación del impacto de las olas del tsunami, línea de inundación (arriba) y subida de las olas (abajo)32, según la
geografía y la topografía costeras [15].
Las olas del tsunami comenzaron a llegar a la central nuclear de Fukushima Daiichi alrededor de 40
minutos después del terremoto. El emplazamiento quedó protegido de la primera ola, de una altura de
subida de entre 4 y 5 metros, por la barrera de diques marítimos diseñados para proteger la costa
contra un tsunami de una altura máxima de 5,5 metros [16]. Sin embargo, unos 10 minutos después,
una segunda ola, la más grande de todas, de una subida de entre 14 y 15 metros, superó los diques e
32
La altura de subida es la altura de la ola en el punto de máxima penetración tierra adentro, y la altura de inundación es la
altura de la cresta de la ola en comparación con el nivel del mar.
32
inundó el emplazamiento. Sumergió todas las estructuras y el equipo situados a nivel del mar, así
como los edificios principales (incluidos los de los reactores, las turbinas y los servicios) construidos
en terrenos más elevados33 (figura 2.4), causando la siguiente secuencia de sucesos:
 La ola inundó y dañó las bombas de agua de mar y los motores no protegidos de los sitios de toma
de agua de mar en la costa. Esto eliminó la posibilidad de enfriar los sistemas y componentes
esenciales de la central, incluidos los generadores diésel de emergencia refrigerados por agua34,
para que pudieran seguir funcionando.
 La ola inundó y dañó el edificio de almacenamiento en seco en cofres situado cerca de la costa,
entre las Unidades 1 a 4 y las Unidades 5 y 6. Los propios cofres y el combustible almacenado en
ellos no sufrieron efectos importantes, como se pudo comprobar posteriormente [17].
 El agua inundó los edificios, incluidos los de todos los reactores y las turbinas, el de
almacenamiento común de combustible gastado y el de los generadores diésel, dañando la
estructura y el equipo eléctrico y mecánico que se encontraba en las plantas bajas y en los
primeros pisos de esos edificios. Entre el equipo que sufrió daños figuraban los generadores diésel
de emergencia o sus conexiones eléctricas, lo que se tradujo en la pérdida de la alimentación de
corriente alterna de emergencia. Solo uno de los generadores diésel de emergencia refrigerados
por aire —el de la Unidad 6— no se vio afectado por la inundación35. Siguió en funcionamiento,
suministrando corriente alterna de emergencia a los sistemas de seguridad de la Unidad 6 y
permitiendo la refrigeración de ese reactor.
Como consecuencia de estos sucesos, las Unidades 1 a 5 perdieron la alimentación de corriente
alterna, situación conocida como un apagón de la central.
Debido al apagón en las Unidades 1 a 5, se activaron los procedimientos de operación de emergencia
para casos de ‘pérdida de toda la alimentación de corriente alterna’ [18]. El Superintendente del
emplazamiento, que era el jefe del centro de respuesta a la emergencia interno de la organización
explotadora, la TEPCO, declaró la existencia de un ‘suceso específico’, según la definición del
reglamento relacionado con la Ley de Medidas Especiales relativas a la Preparación para Emergencias
Nucleares [19], en adelante denominada Ley de Emergencias Nucleares, basándose en la condición de
que ‘algunos sistemas de seguridad no estaban disponibles’. En consecuencia, se dio aviso de ello a los
organismos externos pertinentes, de conformidad con lo exigido por la Ley de Emergencias Nucleares.
Las unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi, como las de otras centrales de la misma
antigüedad, estaban diseñadas para resistir a un apagón de ocho horas, sobre la base de la capacidad
de las baterías de corriente continua de las unidades36.
33
Los edificios de la administración y el edificio sísmicamente aislado en que se estableció el centro de respuesta a la
emergencia del emplazamiento se encontraban en un terreno elevado, de una altura aproximada de 35 m (la elevación
topográfica inicial del emplazamiento, antes de que el área se excavara para colocar las unidades durante la construcción).
34
Cada unidad tenía un par de generadores diésel de emergencia, y la Unidad 6 tenía uno adicional. De esos 13 generadores
diésel de emergencia, tres, uno de cada una de las Unidades 2, 4 y 6, eran generadores refrigerados por aire. Al ser
refrigerados por aire, su operabilidad no se vio directamente afectada por la pérdida de agua de refrigeración causada por el
daño a las bombas de agua de mar.
35
Los generadores diésel de emergencia refrigerados por aire de las Unidades 2, 4 (en la planta baja del edificio del
combustible gastado común) y 6 (en el primer piso de un edificio aparte para los generadores diésel, situado a más altura) no
resultaron afectados por la inundación. Sin embargo, los componentes (es decir, el aparellaje eléctrico, los centros y paneles
de alimentación, etc.) de los generadores diésel de emergencia refrigerados por aire de las Unidades 2 y 4, que se
encontraban en el sótano del edificio del combustible gastado común, fueron dañados por el agua.
36
Las centrales nucleares suelen estar equipadas con fuentes internas de corriente continua y fuentes adicionales de reserva de
corriente alterna (es decir, generadores de turbina de gas o motores diésel) para resistir a un apagón por un período limitado de
tiempo que varía entre 4 y 72 horas. La determinación del período de respuesta se basa principalmente en el tiempo necesario
para restablecer las fuentes de corriente alterna de la central nuclear y en la capacidad de las medidas disponibles. Durante ese
período se utiliza equipo como las baterías de corriente continua, los convertidores de corriente continua en alterna y otras
fuentes secundarias de reserva de corriente alterna (por ejemplo, las turbinas de gas o los generadores diésel).
33
Fig. 2.4. Elevaciones y ubicación de las estructuras y los componentes de la central nuclear de Fukushima Daiichi [20].
Pérdida de la alimentación de corriente continua en las Unidades 1, 2 y 4
Todas las unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi estaban equipadas con fuentes internas
de corriente continua como suministro eléctrico de emergencia, pero la inundación afectó también a
este equipo en las Unidades 1, 2 y 4, sumergiendo las baterías de corriente continua, los paneles de
alimentación o las conexiones. Por lo tanto, en los primeros 10 a 15 minutos de la inundación se fue
perdiendo gradualmente la alimentación de corriente continua en las Unidades 1, 2 y 4, dificultándose
así la respuesta al apagón de la central.
34
Debido a la pérdida de toda la alimentación eléctrica de corriente alterna y continua, los operadores de
las Unidades 1 y 2 no pudieron seguir monitorizando los parámetros esenciales de la central, como la
presión de los reactores y sus niveles de agua, o el estado de los sistemas y componentes
fundamentales para la refrigeración del núcleo. Como se mencionó anteriormente, la capacidad de
evacuación del calor de las piscinas de combustible gastado de todas las unidades ya se había perdido
con el corte del suministro eléctrico exterior. La pérdida adicional de la corriente continua en las
Unidades 1, 2 y 4 impidió a los operadores seguir monitorizando la temperatura y los niveles del agua
en las piscinas de combustible gastado de esas unidades.
Al no existir procedimientos para la pérdida de toda la alimentación eléctrica de corriente alterna y
continua, los operadores de las Unidades 1, 2 y 4 no tenían instrucciones específicas para hacer frente
a un apagón de la central en esas condiciones. Los operadores y el personal del centro de respuesta a
la emergencia comenzaron a analizar las opciones disponibles y a determinar las posibles formas de
restablecer el suministro eléctrico y, de ese modo, la capacidad de monitorizar y controlar la central.
Respuesta en las Unidades 3, 5 y 6
Las Unidades 3, 5 y 6 conservaron el suministro eléctrico, permitiendo así que los operadores
observaran el estado de las instalaciones, ya que los principales controles e indicaciones de las salas
de control estaban funcionando. Ello permitió a los operadores continuar con sus procedimientos de
operación de emergencia ‘basados en los síntomas’ en respuesta a los sucesos:
 En la Unidad 3, las válvulas de alivio y seguridad se abrieron automáticamente para proteger la
vasija del reactor contra una sobrepresurización, y los operadores hicieron un rearranque manual
del sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado, controlando y monitorizando la
inyección de agua en el reactor con la corriente continua disponible. También cerraron todo el
equipo no indispensable, para elevar al máximo la disponibilidad de las baterías de corriente
continua a fin de prolongar el período de tiempo disponible para hacer frente al apagón de la central.
 La Unidad 5 tampoco había perdido la corriente continua. El reactor no estaba generando vapor,
de modo que no era posible eliminar el calor residual mediante el sistema de refrigeración de alta
presión. Por consiguiente, se intentaron otras opciones para despresurizar la vasija del reactor y
poder inyectar refrigerante mediante sistemas de baja presión, pero estos esfuerzos fueron
infructuosos y la temperatura y la presión de la vasija del reactor, que estaba presurizada y llena
de agua, siguieron aumentando.
 La Unidad 6 no experimentó el apagón, ya que uno de los generadores diésel de emergencia siguió
funcionando y suministrando corriente alterna. En esta unidad, los esfuerzos se centraron en
mantener las funciones de seguridad fundamentales en respuesta a la pérdida del suministro
eléctrico exterior. El reactor estaba a presión atmosférica, por lo que se pudieron utilizar los sistemas
de baja presión para inyectar agua de refrigeración; sin embargo, algunos de los componentes
necesarios de esos sistemas habían sufrido daños con la inundación y tuvieron que ser reparados.
2.1.2.
Progresión del accidente
La emergencia nuclear en las Unidades 1 y 2
Al haberse perdido todo el suministro eléctrico en las Unidades 1 y 2, los operadores no disponían de
ninguna indicación que les permitiera determinar si los sistemas de seguridad estaban funcionando
correctamente, o incluso si estaban funcionando o no, para mantener las funciones de seguridad
fundamentales37. No pudiendo determinar el nivel de agua en el reactor ni el estado operacional de los
37
La función de seguridad fundamental del control de la reactividad se había confirmado antes del apagón de la central mediante
indicaciones que habían demostrado que las barras de control estaban insertadas y las reacciones de fisión habían cesado.
35
sistemas de refrigeración, los operadores de la planta declararon que se había perdido la función de
seguridad fundamental de la refrigeración del núcleo. Por consiguiente, el centro de respuesta a la
emergencia del emplazamiento comunicó a las organizaciones exteriores, la sede de la TEPCO y las
autoridades gubernamentales competentes que en las Unidades 1 y 2 existían las condiciones de una
emergencia nuclear por “la incapacidad de inyectar agua del sistema de refrigeración de emergencia
del núcleo”, según la definición del reglamento [21].
Establecimiento de la estrategia de gestión de un accidente severo
El personal del centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento comenzó a aplicar las
directrices establecidas para la gestión de accidentes severos, y los operadores de la sala de control
principal común de las Unidades 1 y 2 activaron el procedimiento de operación en caso de accidente
severo. Puesto que la refrigeración de los núcleos parecía estar comprometida, la estrategia de gestión
del accidente se centró en inyectar agua en los reactores para prevenir o mitigar los posibles daños al
combustible nuclear. Se identificaron dos opciones para inyectar agua en los reactores:
 El uso de los sistemas capaces de inyectar agua directamente en los reactores, incluso a altas
presiones, lo que requería el restablecimiento de la alimentación de corriente alterna.
 El uso de equipo alternativo, como los vehículos antiincendios y las bombas de incendios fijas
accionadas por un motor diésel que podían inyectar agua a presiones bajas, lo que requería la
despresurización de los reactores y la alineación de las tuberías de protección contra incendios
para inyectar agua en el núcleo.38
El centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento adoptó una estrategia para refrigerar el
núcleo consistente en utilizar las bombas de incendios fijas accionadas por un motor diésel y
vehículos antiincendios para inyectar agua en los reactores a través del sistema de protección contra
incendios, además de conectar fuentes de energía eléctrica temporales.
Esta estrategia para hacer frente al accidente, a la que se dio la máxima prioridad para las Unidades 1
y 2, era aplicable también a las demás unidades con algunas variaciones. Por ejemplo, en la Unidad 5
la medida de gestión del accidente consistió en restablecer la alimentación de corriente alterna
utilizando la línea disponible de interconexión39 con el generador diésel de emergencia que estaba
funcionando en la Unidad 6.
Situación de la refrigeración del núcleo en las Unidades 1 y 2
Justo antes de la llegada del tsunami, los operadores habían parado el condensador de aislamiento de
la Unidad 1, siguiendo los procedimientos de operación establecidos para controlar la tasa de
enfriamiento del reactor. Para ello se habían cerrado las válvulas (situadas fuera de la vasija de
contención primaria y accionadas por corriente continua, como se muestra en el recuadro 2.2).
Aproximadamente 2,5 horas después de la pérdida de las indicaciones, a las 18.18 horas del 11 de
marzo, se observó que algunas de las luces de estado de esas válvulas estaban funcionando y se pudo
confirmar que las válvulas estaban cerradas. Los operadores intentaron poner en marcha el
condensador de aislamiento abriendo esas válvulas. Sin embargo, el condensador no se puso en
marcha, lo que indicaba que las válvulas de aislamiento accionadas por corriente alterna de la vasija
38
El sistema de protección contra incendios estaba diseñado principalmente para extinguir incendios e inundar la vasija de
contención, no para inyectar agua en el reactor.
39
Cerca de un decenio antes se habían instalado líneas eléctricas de conexión cruzada en la central nuclear de Fukushima
Daiichi como una mejora de diseño para la gestión de accidentes. La única unidad que pudo compartir la fuente de
electricidad de emergencia que estaba funcionando en la Unidad 6 fue la Unidad 5, porque esas interconexiones solo se
habían instalado entre pares de unidades, es decir, entre las Unidades 1 y 2, las Unidades 3 y 4 y las Unidades 5 y 6.
36
de contención primaria estaban cerradas.40 Así pues, la función de seguridad fundamental de la
refrigeración del núcleo en la Unidad 1 se había perdido cuando los operadores habían detenido el
condensador de aislamiento, justo antes de la llegada del tsunami, y el núcleo de esa unidad se había
estado calentando desde ese momento.
Además, las mediciones locales (en el edificio del reactor) a las 20.07 horas indicaron que el reactor
aún estaba a una presión cercana a la de funcionamiento, de 70 bar (7 MPa), lo que impedía inyectar
agua por métodos alternativos, que solo serían posibles a presiones inferiores a 8 bar (0,8 MPa).
A las 19.03 horas del 11 de marzo, después de recibir varios informes del centro de respuesta a la
emergencia del emplazamiento sobre el estado de la Unidad 1 y de las otras unidades, y tras haber
obtenido la aprobación del Primer Ministro, el Gobierno del Japón declaró una emergencia nuclear.41
En la Unidad 2, que también estaba sin indicaciones del funcionamiento del sistema de refrigeración
del núcleo y de la presión y la temperatura del núcleo, los operadores presupusieron el peor de los
escenarios, es decir, que el sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado no estaba
funcionando y que el núcleo de la Unidad 2 se estaba calentando. A las 21.01 horas, el centro de
respuesta a la emergencia del emplazamiento comunicó a las autoridades gubernamentales que se
preveía que el núcleo de la Unidad 2, privado de toda refrigeración, quedaría descubierto en torno a
las 21.40 horas. Tras esta predicción, el Primer Ministro, en su calidad de Director General del
Cuartel General de Respuesta a la Emergencia Nuclear, emitió, a las 21.23 horas del 11 de marzo, una
orden de evacuación para la población que se encontraba a 3 km a la redonda, y de permanecer en
espacios interiores para la población situada en un radio de 3 a 10 km del emplazamiento42.
La indicación del descubrimiento del núcleo de la Unidad 1 se obtuvo cuando un grupo enviado a
las 21.51 horas para confirmar el estado de funcionamiento del condensador de aislamiento encontró
altos niveles de radiación en el edificio del reactor de esa unidad.43 Esto indicó la gravedad de las
condiciones en el reactor de la Unidad 1 y el posible daño del núcleo.
Deterioro de las condiciones de confinamiento en la Unidad 1
Tras la confirmación de la pérdida de la refrigeración del núcleo en la Unidad 1, cuando se pudo
efectuar la primera lectura de la presión de la vasija de contención, a las 23.50 horas del 11 de marzo,
quedaron de manifiesto también los problemas con la otra función de seguridad fundamental, el
confinamiento. La presión de la vasija de contención había superado la presión máxima considerada
en su diseño, y esta información indujo al Superintendente del emplazamiento a ordenar que se
iniciaran los preparativos para ventear las vasijas de contención de la Unidad 1. Esta situación
también justificaba una notificación de emergencia, en razón de una ‘subida anormal de la presión en
la vasija de contención primaria’, según la definición contenida en el reglamento relacionado con la
Ley de Emergencias Nucleares [19].
40
Los operadores no tenían claro cuál era la posición de las válvulas, debido a la incertidumbre respecto de los momentos y
la secuencia en que se habían producido los distintos tipos de pérdida de electricidad que debían determinar el estado de las
válvulas de aislamiento. Sin embargo, aunque todas las válvulas del condensador de aislamiento debían mantener su
posición si se cortaba el suministro eléctrico, el diseño preveía que las válvulas de aislamiento accionadas por corriente
alterna se cerraran si se perdía la energía eléctrica de control (es decir, la corriente continua).
41
Al mismo tiempo se estableció el Cuartel General de Respuesta a la Emergencia Nuclear en la Oficina del Primer
Ministro, y este asumió las funciones de Director General de la respuesta nacional a la emergencia nuclear.
42
Más temprano, a las 20.50 horas, la administración local de la prefectura de Fukushima había emitido una orden de evacuación de
los residentes en un radio de 2 km en torno a la central, después de haber evaluado la declaración nacional de emergencia nuclear y
de haber examinado junto con funcionarios de la TEPCO la incertidumbre con respecto al estado de las centrales nucleares.
43
Sus dosímetros personales registraron niveles de hasta 0,8 mSv en los diez segundos, aproximadamente, que
permanecieron en el edificio.
37
Las mediciones de la presión en la contención de la Unidad 1 alcanzaron sus valores máximos a
las 2.30 y las 2.45 horas del 12 de marzo.
Confirmación del estado de la Unidad 2 y concentración en la recuperación de la función de
seguridad de la Unidad 1
A las 2.10 horas del 12 de marzo, un grupo pudo entrar en la sala en que se encontraba el equipo del
sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado de la Unidad 2 y leer los parámetros para
determinar el estado del sistema. El estado operacional fue comunicado al centro de respuesta a la
emergencia del emplazamiento a las 2.55 horas del 12 de marzo y permitió aclarar la situación, hasta
ese momento desconocida, de la refrigeración del núcleo de la Unidad 2, alrededor de 11 horas
después de la pérdida de la monitorización en la sala de control principal. Al recibir la confirmación
de la refrigeración del núcleo de la Unidad 2, y en vista del problema agudo con la función de
confinamiento en la Unidad 1, el Superintendente del emplazamiento decidió concentrar la gestión del
accidente en la tarea de ventear la Unidad 1.
Mientras se elaboraban los planes para el venteo, el descubrimiento, a las 1.48 horas del 12 de marzo,
de que la bomba de incendios no estaba en condiciones de funcionar dejó en claro que la estrategia de
gestión del accidente consistente en restablecer la refrigeración del núcleo de la Unidad 1 mediante la
inyección de agua con esa bomba no era viable. Por lo tanto, se procedió a ejecutar la opción
alternativa, que era la de utilizar camiones de bomberos conectados al orificio de inyección del
edificio de las turbinas, instalado el año anterior como medida de protección contra incendios tras la
experiencia del terremoto de Niigata-Chuetsu-Oki.
Calentamiento de la Unidad 5 y restablecimiento de la alimentación de corriente alterna
Más o menos al mismo tiempo, a las 1.40 horas del 12 de marzo, una válvula de alivio y seguridad de la
Unidad 5 se abrió automáticamente por primera vez, alrededor de 10 horas después del apagón de la
central, porque la presión del reactor había alcanzado el valor fijado para la apertura. La válvula se abrió y
cerró automáticamente varias veces para mantener la presión en el rango determinado en el diseño porque
el reactor de la Unidad 5 se había seguido calentando al no poder hacerse nada para evacuar el calor.
Las válvulas de alivio y seguridad estaban funcionando automáticamente para limitar la presión, pero
no podían utilizarse para reducirla porque en la mayoría de ellas la función de despresurización había
sido desactivada para el ensayo que estaba en curso antes del accidente. Se consideró la opción
alternativa de reducir la presión abriendo una válvula pequeña (la tobera de venteo de la cabeza) de la
vasija del reactor, ya que había corriente continua disponible para esta operación. Más tarde, a
las 6.06 horas del 12 de marzo, unas 14,5 horas después del apagón de la central, se abrió por
telecontrol la tobera de venteo de la cabeza, que se dejó abierta para reducir la presión de la vasija del
reactor llena de agua. Además, la conexión eléctrica entre la Unidad 5 y el generador diésel de
emergencia que estaba funcionando en la Unidad 6 quedó terminada cerca de 16,5 horas después del
apagón de la central, lo que permitió hacer llegar algo de corriente alterna al equipo de la Unidad 5,
por ejemplo a las bombas y las válvulas necesarias para evacuar el calor del reactor.
Refrigeración alternativa del núcleo de la Unidad 1
Entretanto, la presión del reactor de la Unidad 1 había bajado lo suficiente44 para poder utilizar un método
alternativo de inyección de agua. La aplicación de un método de refrigeración alternativo, a saber, la
inyección de agua dulce en el reactor de la Unidad 1 mediante vehículos antiincendios para restablecer la
44
La despresurización del reactor se había producido sin ninguna acción por parte de los operadores o de los sistemas de la
planta, lo que indicaba que por alguna vía desconocida se estaba aliviando la presión.
38
refrigeración del núcleo, comenzó a las 4.00 horas del 12 de marzo, aproximadamente 12,5 horas después
del apagón de la central. La operación continuó en forma intermitente durante unas 5,5 horas,
inyectando el agua de un único camión de bomberos de una tonelada de capacidad, que tenía que volver
cada vez al depósito de agua dulce para recargar su tanque. Al mismo tiempo, se seguía trabajando en la
construcción de una tubería directa desde el depósito de agua dulce, y poco más de 17,5 horas después
del apagón de la central comenzó la inyección continua de agua dulce en la Unidad 1 directamente desde
ese depósito.
Venteo de la contención de la Unidad 1
La medición de la presión en la contención de la Unidad 1 a las 4.19 horas del 12 de marzo mostró
que la presión había disminuido desde la última medición (a las 2.45 horas), sin ninguna intervención
de un operador y sin que se hubiera establecido una ruta de venteo, lo que indicaba que por alguna vía
desconocida se estaba produciendo un alivio no deliberado de la presión de la contención. Además,
los niveles de radiación medidos poco después en la entrada principal revelaron un aumento45. Esta
también era una indicación de alguna emisión radiactiva no controlada desde la contención primaria,
es decir, de la degradación del confinamiento. Ante el deterioro de las condiciones radiológicas en el
emplazamiento y el aumento de la presión en la contención de la Unidad 1, a las 5.44 horas del 12 de
marzo el Gobierno amplió la zona de evacuación a 10 km a la redonda.
El inicio de las actividades destinadas a configurar el venteo de la contención de la Unidad 1 se había
fijado para las 9.00 horas del 12 de marzo. En cuanto se hubo recibido la confirmación de las
autoridades de la prefectura de Fukushima, a las 9.02 horas, de que la evacuación del pueblo de
Okuma46 había concluido, se activaron los grupos y se inició la manipulación de las válvulas a fin de
establecer la ruta para el venteo de la contención de la Unidad 1. Tras 5,5 horas de esfuerzos, la ruta
de venteo (recuadro 2.3) quedó establecida cuando se abrió la última válvula, en torno a las 14.00
horas del 12 de marzo. El éxito de la operación de venteo fue confirmado por una disminución de la
presión de la contención, medida a las 14.30 horas47, y se comunicó a las autoridades gubernamentales
pertinentes. Aunque no hubo ningún cambio inmediato significativo en las mediciones de la radiación
dentro de los límites del emplazamiento, alrededor de una hora después, a las 15.29 horas48, se
registró una lectura de la tasa de dosis de radiación de aproximadamente 1 mSv/h en uno de los
monitores del emplazamiento situado cerca del límite de este, al noroeste de la Unidad 1.
Pérdida de la refrigeración normal del núcleo y comienzo de la refrigeración de emergencia del
núcleo en la Unidad 3
Mientras se establecía el venteo de la contención de la Unidad 1, la respuesta al apagón de la central
en la Unidad 3 tuvo que modificarse cuando el sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado
dejó de funcionar, a las 11.36 horas del 12 de marzo, después de casi 20,5 horas de funcionamiento
ininterrumpido. Los operadores intentaron una y otra vez poner en marcha el sistema, pero no lo
consiguieron; el agua del reactor siguió hirviendo y evaporándose y su nivel fue bajando.
45
En alrededor de 10 veces (0,000 069 mSv/h medidos a las 4.00 horas, en comparación con 0,000 59 mSv/h a las 4.23 horas).
La conclusión de la evacuación antes de iniciar el venteo se había acordado con las autoridades de la prefectura de Fukushima.
47
En total se requirieron 14,5 horas para ejecutar la orden dada por el Superintendente del emplazamiento (alrededor de
medianoche) de iniciar el venteo. Esto se debió a los altos niveles de radiación alrededor de la cámara de supresión, en que
había que manipular manualmente las válvulas, y a la falta de aire comprimido para hacer funcionar las válvulas.
48
A las 16.17 horas, el centro de respuesta a la emergencia observó que la medición de la radiación hecha a las 15.31 horas
cerca de la entrada principal ascendía a 0,569 mSv/h, y esta información se comunicó a las autoridades a las 16.27 horas,
porque este valor excedía del criterio de los 0,5 mSv/h fijado por ley para la notificación. Esta notificación fue corregida a
las 16.53 horas, cuando se vio que el nivel de radiación medido a las 15.29 horas, es decir después del venteo de la Unidad 1
(pero antes de la explosión en dicha unidad) era de 1,015 mSv/h.
46
39
Cuando el nivel de agua alcanzó el punto de activación automática del sistema de inyección de
refrigerante de alta presión —un sistema de refrigeración de emergencia del núcleo—, a las 12.35
horas, este sistema mantuvo automáticamente el nivel de agua del reactor en el rango predeterminado.
Sin embargo, los operadores tomaron el control manual para evitar los repetidos arranques y paradas
automáticos del sistema a fin de conservar la corriente continua por más tiempo, de conformidad con
los procedimientos de respuesta a un apagón de la central.
Inyección de agua de mar y establecimiento de una línea de alimentación de energía eléctrica en la
Unidad 1
Después de aproximadamente 11 horas de inyección de agua en el núcleo de la Unidad 1, el agua
dulce del depósito para la protección contra incendios estaba casi agotada. Por consiguiente, a
las 14.53 horas del 12 de marzo se interrumpió la inyección de agua dulce en la Unidad 1. El
Superintendente del emplazamiento decidió entonces inyectar agua de mar en el reactor de la Unidad 1,
tomándola del pozo de válvulas de lavado en contracorriente de la Unidad 3, donde se había acumulado
agua de mar después del tsunami, ya que esa era la única fuente de agua disponible en ese momento. Los
preparativos para la inyección de agua de mar se completaron en poco más de media hora.
Más o menos al mismo tiempo concluyeron los trabajos de conexión de los equipos móviles de
suministro de energía eléctrica49 a las Unidades 1 y 2 utilizando un transformador no dañado de la
Unidad 2, y a las 15.30 horas del 12 de marzo se restableció el suministro de corriente alterna a la
Unidad 1 con una red de baja tensión.
Cerca de 24 horas después del apagón de la central se conectaron a la Unidad 1 la inyección de agua
de mar y la alimentación de corriente alterna. Sin embargo, pocos minutos después de la conexión,
una explosión en el edificio del reactor de la Unidad 1 dañó estos dos dispositivos antes de que
pudieran utilizarse.
49
Cerca de una hora después del apagón del 11 de marzo, se despachó equipo móvil de alimentación eléctrica (vehículos de
suministro de energía de baja y alta tensión) a los emplazamientos de las centrales nucleares de Fukushima Daiichi y
Fukushima Daini. El primer vehículo, de Tohoku Electric, llegó alrededor de las 22.00 horas del 11 de marzo, es decir, cerca
de seis horas después del apagón de la central. A lo largo de la noche fueron llegando a los emplazamientos más vehículos
de otras instalaciones de la TEPCO y de Tohoku Electric y de la Fuerza de Autodefensa de Japón. A las 10.15 horas del 12
de marzo había en el emplazamiento un total de 23 vehículos.
40
Recuadro 2.3. Venteo de la contención
Como medida para mejorar la capacidad de hacer frente a accidentes severos, en los años noventa, en
cumplimiento de una decisión de reglamentación [22, 23], se habían instalado en las unidades de la central
nuclear de Fukushima Daiichi unos ‘respiraderos reforzados’ (es decir, dispositivos de alivio de la presión
dotados de tuberías de descarga con paredes relativamente gruesas). El objetivo era prevenir la
sobrepresurización de la contención primaria permitiendo el venteo (véase la figura a continuación).
Aunque la ruta preferida de venteo partía de la cámara de supresión, para aprovechar la eliminación de
radioisótopos por la piscina de agua, la vía de venteo incluía otra ruta que partía del pozo seco. Ambas rutas
podían alinearse manipulando las válvulas desde la sala de control principal, controlando el volumen y la
duración de la emisión a través de una chimenea compartida por cada par de unidades.
En la central nuclear de Fukushima Daiichi, la tubería de venteo incluía también un disco de ruptura que se
fracturaría cuando la presión de la contención superara una presión predeterminada, evitándose así un venteo
prematuro. El criterio de fondo aplicado en el Japón era el de no ventear hasta que fuera inevitable, y de
hacerlo solo como último recurso para mantener la integridad de la contención primaria y retrasar o evitar la
emisión directa de material radiactivo al medio ambiente.
Explosión en el edificio del reactor de la Unidad 1
A las 15.36 horas del 12 de marzo se produjo en la plataforma de servicio del edificio del reactor de la
Unidad 1 una explosión que causó daños en la estructura superior del edificio e hirió a los trabajadores.
Aunque al parecer la explosión no dañó la contención primaria, hubo extensos daños en la contención
secundaria (el edificio del reactor). El personal de la central no pudo determinar la causa de la explosión,
pero se sospechó que el núcleo había emitido hidrógeno, que había escapado de la contención primaria
41
por una vía desconocida. Por consiguiente, el centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento
pidió que se evacuara de las Unidades 1 a 4 y de las áreas circundantes, incluidas las dos salas de control
principales comunes, a todo el personal, salvo los tres funcionarios de más alta categoría.
Aproximadamente tres horas después de la explosión en la Unidad 1 (cuatro horas después del venteo
de la contención de esa unidad), a las 18.25 horas del 12 de marzo, el Gobierno amplió la zona de
evacuación a un radio de 20 km.
Inyección de agua de mar en la Unidad 1
La explosión de la Unidad 1 no solo causó graves daños a los sistemas de inyección de agua de mar y
las líneas de suministro temporal de energía eléctrica, sino que también dificultó su reparación debido
a los escombros dispersos por el emplazamiento y a las altas tasas de dosis locales de los escombros
contaminados. Tras una evacuación que duró aproximadamente dos horas, los grupos regresaron al
lugar para reparar o sustituir el equipo dañado.
Una vez reparado y sustituido el equipo dañado, a las 19.04 horas del 12 de marzo se comenzó a inyectar
agua en el reactor de la Unidad 1 con vehículos antiincendios y agua de mar tomada del pozo de válvulas
de lavado en contracorriente de la Unidad 350. Más tarde, ante la preocupación de que se alcanzara
nuevamente la criticidad, se añadió ácido bórico para asegurar la función de seguridad fundamental del
control de la reactividad. En total, entre el final de la inyección de agua dulce y el comienzo de la
inyección de agua de mar el núcleo de la Unidad 1 permaneció casi cuatro horas sin refrigeración.
Pérdida de la refrigeración del núcleo de la Unidad 3
Mientras que durante el primer día y medio después del terremoto y el tsunami se otorgó la máxima
prioridad a la Unidad 1 con respecto al mantenimiento de las funciones de seguridad fundamentales,
en la mañana del domingo 13 de marzo la situación de la refrigeración del núcleo de la Unidad 3 se
convirtió en motivo de preocupación.
Después de 14 horas de funcionamiento continuo del sistema de emergencia de inyección de
refrigerante a alta presión, los operadores de la Unidad 3 comenzaron a preocuparse por la fiabilidad y
el posible fallo de la turbina del sistema que accionaba la bomba de inyección, que para entonces
estaba funcionando con una baja presión de vapor del reactor. La preocupación se debía a la
posibilidad de que se hubieran producido daños en la turbina y se hubiera creado una vía de emisión
desde la vasija del reactor, lo cual produciría una emisión incontrolable de vapor radiactivo
directamente hacia fuera de la contención primaria. Esta preocupación se agravó cuando la turbina no
se detuvo automáticamente, como debería haberlo hecho según el diseño, al disminuir la presión del
reactor por debajo del valor de cierre automático.
Por consiguiente, los operadores decidieron detener el sistema de inyección de refrigerante de alta
presión y utilizar en cambio el medio alternativo de inyección a baja presión (la bomba de incendios
accionada por un motor diésel). Los operadores pensaron que eso se podía lograr sin interrumpir la
refrigeración del núcleo, puesto que la presión del reactor ya era inferior a la de la bomba de incendios
en cuestión y podía mantenerse baja utilizando las válvulas de alivio de presión. Así pues, apagaron el
sistema de emergencia de inyección del núcleo de alta presión de la Unidad 3 e iniciaron los intentos
de abrir las válvulas de alivio de presión.
50
En una ocasión, según las investigaciones realizadas [7], un ejecutivo de la TEPCO que representaba a la empresa en la
Oficina del Primer Ministro pidió por teléfono al Superintendente del emplazamiento que detuviera la inyección de agua de
mar en la Unidad 1. Esta directiva no se siguió y la inyección de agua de mar no se interrumpió.
42
Sin embargo, todos los intentos de abrir esas válvulas fracasaron y la presión del reactor subió
rápidamente a un nivel superior a aquel en que podía efectuarse la inyección con la bomba de
incendios accionada por el motor diésel, con lo cual el núcleo de la Unidad 3 quedó sin refrigeración,
aproximadamente 35 horas después del apagón de la central. Ante este revés, los operadores
intentaron durante casi 45 minutos volver a la inyección mediante el sistema de emergencia de
inyección de refrigerante a alta presión, pero no lo consiguieron. En vista de la imposibilidad de
refrigerar el reactor, a las 5.10 horas del 13 de marzo se emitió un informe de emergencia respecto de
la Unidad 3 por ‘pérdida de la función de refrigeración del reactor’, conforme a la definición
contenida en el reglamento relacionado con la Ley de Emergencias Nucleares [19]. En las horas
siguientes, el núcleo de la Unidad 3 permaneció sin refrigeración, y esta unidad fue la siguiente en
perder la refrigeración del núcleo.
Tras la pérdida de la refrigeración, a las 5.15 horas el Superintendente del emplazamiento ordenó el
uso de un método alternativo de inyección de agua con vehículos antiincendios para enfriar el núcleo
de la Unidad 3. En vista del deterioro de las condiciones, también ordenó que se alineara la ruta de
venteo de la contención de la Unidad 3.
Refrigeración alternativa del núcleo y venteo de la contención de la Unidad 3
Los vehículos antiincendios de las Unidades 5 y 6 fueron enviados a la Unidad 3, y a las 5.21 horas
del 13 de marzo comenzaron los trabajos para establecer una línea de inyección de agua de mar en el
núcleo de la Unidad 3 a partir del pozo de válvulas de lavado en contracorriente de esa unidad por
medio de las tuberías de protección contra incendios. A las 6.30 horas llegó otro vehículo
antiincendios enviado desde la central nuclear de Kashiwazaki-Kariwa. La línea de inyección de agua
de mar estuvo terminada al cabo de una hora. Sin embargo, el Superintendente aplazó su utilización,
debido a una comunicación recibida de la sede de la TEPCO51. Como resultado de ello, la línea se
volvió a cambiar a la fuente de agua dulce borada para la inyección a través de las tuberías de
protección contra incendios utilizando los vehículos antiincendios.
Como parte de los esfuerzos por reducir la presión del reactor por debajo de la presión de la bomba
del vehículo antiincendios a fin de mantener la inyección de agua, se activaron las válvulas de alivio
de presión. Para ello se retiraron las baterías de corriente continua de los automóviles, que se
trasladaron a la sala de control principal común de las Unidades 3 y 4.
Entretanto se trabajaba también en la tubería de venteo de la Unidad 3, que estuvo lista en poco más
de tres horas, a las 8.41 horas del 13 de marzo, pero la presión de la contención era todavía inferior a
la presión de diseño de esta estructura y no bastaba para fracturar el disco de ruptura de acuerdo con el
diseño. Mientras continuaban los esfuerzos por reducir la presión del reactor abriendo la válvula de
alivio y seguridad, a las 9.08 horas los operadores de la sala de control principal observaron una caída
de presión en el reactor de la Unidad 3, aunque los indicadores del estado de las válvulas no permitían
determinar con seguridad si las válvulas estaban en posición abierta o no. Junto con esta
despresurización de la vasija del reactor hubo un aumento brusco de presión en la contención
primaria, lo que indicó que se había producido una descarga de la vasija del reactor a la vasija de
contención. Finalmente, a las 9.20 horas del 13 de marzo, la presión de la contención superó la
presión de diseño máxima de esta estructura y a continuación bajó rápidamente, lo que indicó que se
había producido el venteo de la contención de la Unidad 3 como consecuencia de la fractura del disco
de ruptura.
51
Un director de división del Centro Externo para la emergencia, situado en la sede de la TEPCO, que había asistido
anteriormente a una reunión en la Oficina del Primer Ministro, preguntó por teléfono al Superintendente del emplazamiento
si se disponía aún de agua dulce, y le informó de las opiniones de los participantes en la reunión, que eran favorables a que la
inyección de agua dulce prosiguiera durante todo el tiempo posible. El Superintendente del emplazamiento interpretó esta
comunicación como una directiva de que no se inyectara agua de mar mientras hubiera agua dulce disponible.
43
Tras la despresurización del reactor, lograda mediante la apertura de válvulas de alivio y seguridad
adicionales, la presión del reactor bajó a niveles inferiores a la presión de la bomba de los vehículos
antiincendios y a las 9.25 horas se inició la inyección de agua dulce borada en el reactor de la
Unidad 3, después de más de cuatro horas sin refrigeración.
El venteo de la contención de la Unidad 3 fue de corta duración, debido al cierre de una válvula52 de
la tubería de venteo por falta de un flujo de aire suficiente para mantenerla abierta. Tras 6,5 horas de
esfuerzos, se logró reabrir la válvula utilizando un compresor móvil.
Medidas precautorias adoptadas en la Unidad 2 para preservar las funciones de seguridad fundamentales
Hacia las 10.15 horas del 13 de marzo, al empeorar las condiciones para el mantenimiento de las
funciones de seguridad fundamentales pertinentes en las Unidades 1 y 3, el Superintendente del
emplazamiento ordenó que se estableciera preventivamente una ruta de venteo de la contención de la
Unidad 2. La intención era aprovechar las condiciones radiológicas todavía favorables en
comparación con las de las otras unidades y con la tendencia en todo el emplazamiento53 para trabajar
en el edificio del reactor de la Unidad 2 donde había que manipular válvulas. Los trabajos se llevaron
a cabo en 45 minutos, pero el venteo no se produjo porque la presión dentro de la contención de la
Unidad 2 no era suficiente para fracturar el disco de ruptura.
Hacia las 12.05 horas, el Superintendente del emplazamiento ordenó también que se realizaran
preparativos de carácter precautorio para inyectar agua de mar en la Unidad 2 en caso de que fallara el
sistema de refrigeración de la unidad que estaba operativo. Con este fin se conectaron vehículos
antiincendios a las tuberías de protección contra incendios de la Unidad 2, para inyectar agua a partir
del pozo de válvulas de lavado en contracorriente de la Unidad 3, si fuera necesario.
Inyección de agua de mar en la Unidad 3 y aumento de los niveles de radiación
Cuando se agotó el agua dulce de los depósitos de protección contra incendios, a las 12.20 horas del 13 de
marzo, el Superintendente del emplazamiento decidió inyectar agua de mar en el reactor de la Unidad 3. Se
reposicionaron los vehículos antiincendios, y cerca de una hora después, a las 13.12 horas, comenzó la
inyección de agua de mar a partir del pozo de válvulas de lavado en contracorriente de la Unidad 3.
A las 14.15 horas del 13 de marzo se midió una alta tasa de dosis de radiación (de casi 1 mSv/h) cerca
de los límites del emplazamiento, y a las 14.23 horas se notificó a los organismos gubernamentales
competentes la existencia de un ‘aumento anormal del nivel de radiación en los límites del
emplazamiento’, conforme a la definición contenida en el reglamento relacionado con la Ley de
Emergencias Nucleares [19]. Quince minutos más tarde, la tasa de dosis de radiación superaba los 100
a 300 mSv/h en las puertas de entrada del edificio del reactor de la Unidad 3. Como las tasas de dosis
medidas en la parte correspondiente a la Unidad 3 de la sala de control principal común de las
Unidades 3 y 4 excedían de 12 mSv/h, el equipo de turno se desplazó a la parte de la Unidad 4.
El centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento dedujo, a partir de estos niveles de dosis, que
habían escapado gases radiactivos del reactor de la Unidad 3, lo que a su vez significaba que había
escapado también hidrógeno. Consciente de que podía producirse una explosión de hidrógeno similar a
la que había ocurrido en la Unidad 1, a las 14.45 horas el Superintendente del emplazamiento decidió
evacuar temporalmente a los trabajadores de la sala de control principal común de las Unidades 3 y 4 y
de las zonas cercanas a la Unidad 3.
52
Como se descubrió dos horas más tarde.
Entre las 5.30 y las 10.50 horas del 13 de marzo se detectaron neutrones a una distancia de alrededor de 1 km de los
edificios de los reactores de las Unidades 1 a 4, cerca de la entrada principal, lo que indicaba una posible fractura de la vasija
de contención, aunque la fuente de los neutrones no se conocía.
53
44
Las zonas evacuadas incluían también el área del pozo de válvulas de lavado en contracorriente de la
Unidad 3, con lo cual se detuvieron las actividades de inyección de agua. La orden de evacuación se
levantó a las 17.00 horas, y los trabajadores regresaron a la zona del pozo de válvulas de lavado en
contracorriente de la Unidad 3 para continuar las actividades de inyección de agua y de venteo.
Establecimiento de la refrigeración del núcleo en la Unidad 5
Mientras tanto, a las 20.48 horas del 13 de marzo se efectuó la conexión de la corriente eléctrica del
generador diésel de emergencia de la Unidad 6 a la bomba del sistema normal, de baja presión, de
evacuación del calor de la Unidad 5, que se activó a las 20.54 horas. A través de uno de los dos
sistemas de evacuación del calor residual se alineó una tubería de inyección de agua en el reactor de la
Unidad 5 y, 53 horas después del apagón de la central, se abrieron las válvulas de los tubos de
interconexión con el sistema de condensado de agua de aporte. Sin embargo, la inyección de agua no
se llevó a efecto, porque la presión del reactor había aumentado gradualmente y superaba la presión
de inyección. En vista de ello, se abrió una válvula de alivio y seguridad, utilizando los suministros de
corriente continua y de nitrógeno disponibles. Ello permitió reducir la presión en la vasija de presión
del reactor y comenzar a inyectar agua en el reactor de la Unidad 5 a las 5.30 horas del 14 de marzo.54
Pérdida de la refrigeración con agua de mar en las Unidades 1 y 3
Con la inyección continua de agua de mar en las Unidades 1 y 3 a partir del pozo de válvulas de
lavado en contracorriente de la Unidad 3, al comienzo del lunes 14 de marzo el nivel del agua del
pozo había bajado tanto que a las 1.10 horas hubo que detener la inyección. Después de bajar el tubo
de toma de agua del pozo a una profundidad mayor, el agua restante en el pozo se reservó para la
inyección en la Unidad 3, que se reanudó dos horas más tarde. La refrigeración del núcleo de la
Unidad 1 se aplazó hasta que pudiera reponerse el agua del pozo.
En las horas siguientes se observó que la presión de la contención de la Unidad 3 estaba aumentando,
mientras que la indicación del nivel de agua del reactor seguía disminuyendo. El nivel de agua del
reactor de la Unidad 3 dio un valor fuera de escala a las 6.20 horas del 14 de marzo, lo que indicó a
los operadores que el núcleo se había descubierto. El Superintendente del emplazamiento ordenó la
evacuación de todos los trabajadores por temor a una posible explosión de hidrógeno en la Unidad 3,
deteniendo las actividades de reposición del agua del pozo.
La presión de la contención de la Unidad 3 alcanzó un nivel máximo a las 7.00 horas, pero a las 7.20 horas
había disminuido ligeramente. A partir de ese momento se mantuvo estable por debajo de la presión
máxima de diseño. El Superintendente del emplazamiento decidió entonces reanudar los trabajos de
tendido de una tubería para rellenar el pozo de válvulas de lavado en contracorriente con agua del océano.
En las dos a cuatro horas siguientes se restablecieron las líneas de inyección de agua de mar de todas las
unidades y se inició la reposición del agua del pozo, utilizando dos vehículos antiincendios adicionales
para bombear agua del océano, y camiones cisterna de la Fuerza de Autodefensa del Japón, que llegaron al
emplazamiento a las 10.26 horas, para transportar el agua hasta el pozo.
Cuando todo estaba listo para reanudar la inyección de agua de mar en la Unidad 1, hubo que detener
todas las actividades, incluida la inyección de agua de mar en el reactor de la Unidad 3, que estaba en
curso, a causa de la explosión en la Unidad 3. Esta explosión dañó las mangueras y los vehículos
antiincendios que se encontraban en torno al pozo de válvulas de lavado en contracorriente de la
Unidad 3 e hizo necesaria la evacuación temporal de los trabajadores de las zonas exteriores.
54
Además, el generador diésel de emergencia de la Unidad 6 suministró corriente alterna para hacer funcionar el sistema de
control de la presión en el edificio del reactor. Poco más de dos días después del apagón, la presión en el edificio del reactor
era inferior a la presión atmosférica, garantizándose así el confinamiento secundario.
45
Explosión en el edificio del reactor de la Unidad 3
A las 11.01 horas del 14 de marzo se produjo una explosión en la parte superior del edificio del
reactor de la Unidad 3, que destruyó la estructura por encima de la plataforma de servicio e hirió a los
trabajadores. Además de destruirse el mecanismo alternativo de inyección de agua, se perdió también
la capacidad de venteo de la contención de la Unidad 2, ya que la explosión afectó a la ruta de venteo
de la contención de esa unidad que se había establecido anteriormente. Tras la explosión, se descubrió
que la válvula de aislamiento de la tubería de venteo de la Unidad 2 estaba cerrada, y no fue posible
reabrirla.
Reanudación de la refrigeración con agua de mar en las Unidades 1 y 3
Tras una interrupción de dos horas, se reanudaron los trabajos para restablecer la línea de inyección de
agua de mar, esta vez directamente desde el océano. Una vez restablecidas las líneas de inyección, se
reinició la inyección de agua de mar primero en la Unidad 3, en la tarde del 14 de marzo, y luego en la
Unidad 1, al atardecer del mismo día. Los núcleos habían permanecido sin inyección de agua de
refrigeración por 5 horas, en el caso de la Unidad 3, y por 18 horas, en el de la Unidad 1.
Pérdida de la refrigeración e inyección de agua de mar en la Unidad 2
Aproximadamente a las 13.00 horas del 14 de marzo, la Unidad 2 experimentó a su vez una pérdida
de la refrigeración, con mediciones que indicaban que el nivel de agua del reactor había disminuido
y que la presión del reactor había aumentado. Esto hizo pensar a los operadores de la Unidad 2 y al
centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento que podía haber fallado el sistema de
refrigeración del núcleo del reactor aislado de esa unidad. Por consiguiente, se emitió una
notificación de ‘pérdida de la función de refrigeración del reactor’, conforme a las definiciones
contenidas en el reglamento relacionado con la Ley de Emergencias Nucleares [19], respecto de la
Unidad 2.
Tras el fallo del sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado, a las 13.05 horas se intentó
inyectar agua de mar a través del sistema de protección contra incendios, pero la presión del reactor
era demasiado alta para las bombas de los vehículos antiincendios. Como parecía probable que sin
inyección de agua el núcleo quedaría descubierto muy pronto, se decidió utilizar las válvulas de alivio
para despresurizar el reactor y poder así inyectar agua a baja presión, teniendo presentes al mismo
tiempo los efectos adversos que pudieran producirse en el confinamiento como consecuencia de la
emisión de vapor del reactor a la contención.55
Tras la despresurización de la vasija del reactor y la recarga de los vehículos antiincendios, se inició,
poco antes de las 20.00 horas del 14 de marzo, la inyección de agua de mar en la Unidad 2 a través del
sistema de protección contra incendios, primero con un solo vehículo antiincendios y un poco más
tarde con dos.
Degradación del confinamiento de la Unidad 2
Alrededor de las 21.55 horas del 14 de marzo, el equipo de monitorización radiológica dentro de la
contención, que se había restaurado poco antes, indicó que los niveles de radiación en la contención
de la Unidad 2 habían aumentado sustancialmente desde las últimas mediciones efectuadas ocho horas
55
La sección de la cámara de supresión de la vasija de contención primaria ya estaba casi saturada.
46
antes.56 Además, a las 22.30 horas del 14 de marzo las presiones del reactor y de la contención
empezaron a mostrar una tendencia ascendente. A las 22.50 horas, la presión de la contención superó el
valor de diseño, motivando la emisión de una declaración de emergencia por ‘aumento anormal de la
presión en la vasija de contención’, de conformidad con el reglamento relacionado con la Ley de
Emergencias Nucleares [19], respecto de la Unidad 2. Esta condición se notificó a las autoridades
gubernamentales competentes a las 23.39 horas. En las tres a cuatro horas siguientes se abrieron más
válvulas de alivio para reducir la presión del reactor y poder inyectar agua en el reactor de la Unidad 2.
Como consecuencia de ello, la presión de la contención aumentó aún más, mientras el grupo de
operaciones de la unidad encargado de establecer la ruta de venteo para aliviar la presión de la
contención intentaba en vano abrir las válvulas de venteo. Para proteger la función del confinamiento y
poder realizar el venteo lo antes posible, el personal de la TEPCO de los centros de respuesta a la
emergencia dentro y fuera del emplazamiento acordó ventear directamente desde el pozo seco, siendo
consciente de que ello aumentaría las emisiones radiactivas al medio ambiente. Sin embargo, no fue
posible abrir las válvulas del respiradero del pozo seco, y el venteo de la Unidad 2 no se pudo realizar.
A las 4.17 horas del martes 15 de marzo se notificó a los organismos gubernamentales competentes
que la despresurización de la contención de la Unidad 2 y del reactor no había sido posible y que la
presión de la contención seguía aumentando.
Sucesos en las Unidades 2 y 4 y evacuación posterior del emplazamiento
A las 6.14 horas del 15 de marzo se oyó una explosión en el emplazamiento y se sintieron temblores
en la sala de control principal común de las Unidades 1 y 2, después de lo cual se registró una caída
del valor de la presión en la contención de la Unidad 2 (la cámara de supresión). El personal de la sala
de control principal comunicó inicialmente al centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento
que la presión de la cámara de supresión de la Unidad 2 había bajado casi al nivel de la presión
atmosférica57, lo que indicaría la posible pérdida de la función del confinamiento.
Esta información indicaba un posible fallo de la vasija de contención y la posibilidad de que hubiera
emisiones no controladas de la Unidad 2. Sobre esa base, el centro de respuesta a la emergencia del
emplazamiento ordenó una evacuación temporal de todo el personal de todas las unidades al edificio
sísmicamente aislado, donde se encontraba el centro de respuesta a la emergencia del emplazamiento.
Aproximadamente al mismo tiempo que se producía el suceso relacionado con la cámara de supresión
de la Unidad 2, el personal que estaba evacuando el lugar notificó que había habido una explosión en
la parte superior del edificio del reactor de la Unidad 4.
Tras los sucesos de las Unidades 2 y 4, el Superintendente del emplazamiento impartió la instrucción
de que todo el personal, salvo el que fuera necesario para la monitorización y la respuesta de
emergencia, se dirigiera a un lugar radiológicamente seguro. Aproximadamente 650 personas
entendieron esta instrucción como una orden de evacuación del emplazamiento y se trasladaron a la
central nuclear de Fukushima Daini. Se estima que entre 50 y 70 personas58, entre ellas el
Superintendente del emplazamiento, permanecieron en el emplazamiento de Fukushima Daiichi. Los
organismos gubernamentales competentes fueron informados de la evacuación por el centro de
respuesta a la emergencia del emplazamiento a las 7.00 horas del 15 de marzo.
56
Un aumento en 5000 veces de los niveles de radiación en la atmósfera de la contención (de 1,08 mSv/h a 5360 mSv/h) y
un aumento en 40 veces de los niveles de radiación en la sección de la piscina de supresión de la contención (de 10,3 mSv/h
a 383 mSv/h). Además, a las 21.00 horas del 14 de marzo y a las 1.40 horas del 15 de marzo se habían detectado neutrones,
nuevamente cerca de la entrada principal. La TEPCO pensó que los neutrones procedían de la fisión espontánea de los
actínidos emitidos tras el daño sufrido por el núcleo de uno de los tres reactores.
57
Tras controlar nuevamente los valores registrados, se confirmó que la presión de la cámara de supresión estaba fuera de
escala, pero que la presión de la sección del pozo seco no había disminuido considerablemente en la Unidad 2.
58
Como se indicó en diferentes informes de investigación, el número exacto de personas no se conoce con certeza [6, 8].
También se indicó que el personal evacuado al emplazamiento de la central nuclear de Fukushima Daini empezó a regresar
al emplazamiento de la central nuclear de Fukushima Daiichi ese mismo día.
47
Alrededor de dos horas más tarde, se vio salir humo blanco (o vapor) del edificio del reactor de la
Unidad 2, cerca del quinto piso. A las 9.00 horas del 15 de marzo se registró en la entrada principal una
tasa de dosis de radiación de casi 12 mSv/h, la medición más alta desde el principio del accidente. Debido
a los altos niveles de radiación, dos horas más tarde, a las 11.00 horas, las autoridades gubernamentales
emitieron una orden en que se pedía a todos los residentes en un radio de 20 a 30 km en torno a la central
nuclear de Fukushima Daiichi que permanecieran en sus casas y no salieran al exterior.
Durante esta secuencia de sucesos, se perdieron o sufrieron una degradación severa varias funciones
de seguridad fundamentales en las Unidades 1 a 3 (figura 2.5), y los esfuerzos se centraron en evaluar
los daños y en recuperar y estabilizar esas funciones.
2.1.3.
Esfuerzos de estabilización
Reposición del agua en la piscina de combustible gastado de las Unidades 3 y 4
El miércoles 16 de marzo por la tarde se realizó una inspección visual a distancia desde un
helicóptero, ante la preocupación por el estado de las piscinas de combustible gastado de las
Unidades 3 y 4. La inspección confirmó que en la piscina de combustible gastado de la Unidad 4
había suficiente agua para cubrir los conjuntos combustibles; en cambio, las observaciones no fueron
concluyentes para la piscina de combustible gastado de la Unidad 3, por lo que su rellenado se
convirtió en una alta prioridad.
El primer suministro de agua a la piscina de combustible gastado de la Unidad 3 se realizó entre
las 9.30 y las 10.00 horas del 17 de marzo rociando agua de mar desde helicópteros. Más tarde, entre
las 19.05 y las 20.07 horas del mismo día, se roció agua dulce utilizando carros hidrantes. En la piscina de
combustible gastado de la Unidad 4 el rociado de agua de mar o agua dulce comenzó el 20 de marzo59.
Para asegurarse de que el combustible gastado no quedara expuesto, el rociado de las piscinas
continuó intermitentemente durante el mes de marzo, utilizando carros hidrantes, camiones de
bomberos o vehículos con bombas para impeler hormigón. En abril y buena parte de mayo de 2011 se
utilizó también el sistema de purificación y refrigeración de la piscina de combustible.
Restablecimiento del suministro eléctrico y término del apagón de la central
Entre el 17 y el 20 de marzo se trabajó en el tendido de cables de energía eléctrica temporales hasta
las Unidades 1 y 2. El domingo 20 de marzo, a las 15.46 horas, casi exactamente nueve días después
del apagón de la central, se restableció el suministro eléctrico exterior en las Unidades 1 y 2 mediante
este sistema temporal de abastecimiento de corriente alterna que puso fin al apagón en esas unidades.
En la Unidad 6, el suministro eléctrico del sistema de refrigeración del segundo generador diésel de
emergencia refrigerado por agua se restableció creando una conexión con el generador refrigerado por
aire que estaba operativo. El generador diésel de emergencia refrigerado por agua comenzó a
funcionar nuevamente a las 4.22 horas del 19 de marzo, suministrando corriente alterna a las
Unidades 5 y 6.
El apagón en las Unidades 3 y 4 terminó después de más de 14 días, cuando se restableció
temporalmente el suministro eléctrico exterior a estas dos unidades, el 26 de marzo.
59
Este método se utilizó también para añadir agua a la piscina de combustible gastado de la Unidad 1. Puesto que en la
Unidad 2 el edificio del reactor aún cubría la piscina de combustible gastado, el método del rociado no se pudo utilizar para
esa unidad.
48
Fig. 2.5. Funciones de seguridad fundamentales y de apoyo en la respuesta al accidente en la central nuclear de Fukushima
Daiichi (11 a 15 de marzo de 2011).
49
Fig. 2.5. (cont.) Funciones de seguridad fundamentales y de apoyo en la respuesta al accidente en la central nuclear de
Fukushima Daiichi (11 a 15 de marzo de 2011).
50
Logro de condiciones estables
La Unidad 5 fue la primera en alcanzar el modo de parada fría, cuando se puso en servicio su sistema de
evacuación del calor residual normal, a las 12.25 horas del 20 de marzo. La temperatura del reactor bajó
a menos de 100 ºC en aproximadamente dos horas, colocando a la Unidad 5 en el modo de parada fría a
las 14.30 horas del 20 de marzo de 2011, casi nueve días después del inicio del accidente.
El sistema normal de evacuación del calor residual de la Unidad 6 se puso nuevamente en servicio, de
manera parecida a la del sistema de la Unidad 5, a las 18.48 horas del mismo día. La temperatura del
reactor bajó a valores inferiores a 100 ºC en menos de una hora, colocando a la Unidad 6 en el modo
de parada fría a las 19.27 horas del 20 de marzo (figura 2.6).
Fig. 2.6. Restablecimiento temporal de las funciones de seguridad fundamentales en la central nuclear de Fukushima Daiichi.
Para las Unidades 1 a 3, la TEPCO publicó el 17 de abril de 2011 un plan de acción titulado “Hoja de
ruta para la recuperación del accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi de la TEPCO” [24].
La hoja de ruta contenía las medidas que se debían adoptar para establecer la refrigeración estable de
los reactores y el combustible gastado, reducir y monitorizar las emisiones radiactivas, controlar la
acumulación de hidrógeno y prevenir la vuelta a la criticidad. Estas medidas se aplicaron en los nueve
meses siguientes al accidente.
51
La hoja de ruta establecía dos condiciones que definirían el término del estado de accidente, o el
‘estado de parada fría’60: el logro de una supresión considerable de las emisiones radiológicas y la
disminución constante de las tasas de dosis de radiación; y el logro de los valores objetivo de algunos
parámetros de la central prescritos en la hoja de ruta. El 19 de julio el Gobierno del Japón y la TEPCO
anunciaron que la primera condición se había cumplido en las Unidades 1 a 3, y el 16 de diciembre
de 2011 anunciaron que se había cumplido también la segunda condición en esas unidades. Este
anuncio puso fin oficialmente61 a la fase de ‘accidente’ de los sucesos en la central nuclear de
Fukushima Daiichi.
Sin embargo, en la central persistían algunas condiciones inestables, por ejemplo fluctuaciones de las
temperaturas, que se habían explicado aduciendo fallos en la instrumentación, o fluctuaciones en la
medición de los productos de fisión. Entre marzo y abril de 2012 se alcanzaron parámetros más
estables, mientras seguían los esfuerzos de gestión posterior al accidente. Además, prosiguieron los
desafíos de la gestión de los desechos, por ejemplo las dificultades para hacer frente a la acumulación
de agua radiactiva debido a la entrada de agua subterránea a los edificios y algunos fallos ocasionales
del equipo. Cuando se redactó el informe, el Gobierno del Japón consideraba la central nuclear de
Fukushima Daiichi una ‘instalación especificada como lugar de un accidente’62.
2.2.
2.2.1.
CONSIDERACIONES DE SEGURIDAD NUCLEAR
Vulnerabilidad de la central a sucesos externos
El terremoto del 11 de marzo de 2011 causó un movimiento vibratorio de la tierra que sacudió las
estructuras, los sistemas y los componentes de la central. Le siguieron una serie de olas de tsunami,
una de las cuales inundó el emplazamiento. Tanto los movimientos de la tierra registrados como las
alturas de las olas del tsunami excedieron considerablemente de los supuestos relativos a los
peligros que se habían postulado al diseñar la central. El terremoto y el tsunami conexo afectaron
a múltiples unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi.
En el diseño originario, el peligro sísmico y las olas de tsunami considerados se habían evaluado
principalmente sobre la base de los registros sísmicos históricos y de los datos sobre tsunamis
recientes en el Japón. En esta evaluación originaria no se tuvieron suficientemente en cuenta los
criterios tectónico-geológicos y no se realizó ninguna revaluación de dichos criterios.
Antes del terremoto, la Fosa de Japón estaba clasificada como una zona de subducción con
frecuentes terremotos de magnitud 8; los científicos japoneses no consideraban creíble que se
pudiera producir un terremoto de magnitud 9,0 frente a la costa de la prefectura de Fukushima.
Sin embargo, en diferentes zonas con entornos tectónicos parecidos se habían registrado
terremotos de magnitudes de ese orden o superiores en los decenios precedentes.
No hubo ninguna indicación de que las principales características de seguridad de la central se vieran
afectadas por los movimientos vibratorios de la tierra generados por el terremoto del 11 de marzo
de 2011. Ello se debió al enfoque prudente aplicado en el Japón con respecto a los terremotos al diseñar
y construir centrales nucleares, lo que dio lugar a una central con márgenes de seguridad suficientes.
No obstante, las consideraciones del diseño originario no preveían márgenes de seguridad comparables
para sucesos de inundación externa extremos, como los tsunamis.
60
La expresión ‘estado de parada fría’ fue definida en ese momento por el Gobierno del Japón específicamente para los
reactores de Fukushima Daiichi. Esa definición difiere de la terminología empleada por el OIEA y por otros.
61
Según los criterios fijados por el Gobierno del Japón en ese momento.
62
De conformidad con la definición de una ‘instalación nuclear especificada’, a saber, una instalación que requiere medidas
especiales de seguridad o protección física de materiales nucleares especificados, establecida por el órgano regulador actual,
la Autoridad de Reglamentación Nuclear, el 7 de noviembre de 2012.
52
La vulnerabilidad de la central de Fukushima Daiichi a los peligros externos no se había revaluado
de manera sistemática y completa en sus años de existencia. En la época del accidente no existían
en el Japón requisitos reglamentarios a ese respecto, y los reglamentos y directrices vigentes no
tenían adecuadamente en cuenta la experiencia operativa pertinente a nivel nacional e
internacional. Las directrices reglamentarias en el Japón sobre los métodos para hacer frente a los
efectos de los sucesos asociados con los terremotos, como los tsunamis, eran genéricas y breves y
no proporcionaban criterios específicos u orientación detallada.
Antes del accidente, la entidad explotadora había realizado algunas revaluaciones de los niveles
de inundación que podía provocar un tsunami extremo, utilizando una metodología basada en el
consenso que se había desarrollado en el Japón en 2002, y había obtenido valores más altos que
las estimaciones empleadas inicialmente como base de diseño. En vista de ello, se habían
adoptado algunas medidas compensatorias, pero estas demostraron ser insuficientes cuando se
produjo el accidente.
Además, antes del accidente la entidad explotadora había realizado varios cálculos de pruebas
utilizando modelos de fuentes de ondas o metodologías que iban más allá de la metodología basada
en el consenso. Así, un cálculo de prueba con un modelo de fuente propuesto por la Oficina
Central de Promoción de la Investigación sobre los Terremotos del Japón en 2002, que utilizaba la
información más reciente y un enfoque diferente en sus escenarios, había previsto un tsunami
considerablemente mayor que el postulado en el diseño inicial y en las estimaciones hechas en las
revaluaciones posteriores. En la época del accidente se estaban llevando a cabo nuevas
evaluaciones, pero entretanto no se había aplicado ninguna medida compensatoria adicional. Los
valores estimados eran similares a los niveles de inundación que se registraron en marzo de 2011.
En la experiencia operativa mundial se han observado casos en los que los peligros naturales han
sobrepasado la base de diseño para una central nuclear. En particular, la experiencia adquirida de
algunos de esos sucesos demostró la vulnerabilidad de los sistemas de seguridad a las inundaciones.
Recuadro 2.4. Tsunamis [25]
Un maremoto o tsunami —término que en japonés significa ola (‘nami’) de puerto (‘tsu’)— es una serie de
ondas progresivas de longitud de onda larga (de algunos kilómetros a cientos de kilómetros) y de período
largo (de varios minutos a decenas de minutos y, excepcionalmente, de horas), generada por la deformación
o perturbación del lecho marino (o, en términos genéricos, del suelo sumergido). Un maremoto puede ser
causado por un terremoto, fenómenos volcánicos, corrimientos de tierras subacuáticos y costeros,
derrumbes de montañas o el colapso de un acantilado. Los maremotos pueden producirse en todas las
regiones oceánicas y cuencas marinas del mundo, e incluso los fiordos y los grandes lagos.
Las olas del tsunami se propagan a partir de la zona generatriz en todas las direcciones, y la dirección
principal de propagación de la energía viene determinada por las dimensiones y la orientación de la fuente
generadora. Durante su propagación en aguas profundas, las olas de un maremoto se comportan como olas
de gravedad ordinarias y su velocidad depende de la profundidad del agua. Por ejemplo, en el océano
profundo las velocidades pueden superar los 800 km/h, con una altura de ola que generalmente no excede de
algunas decenas de centímetros y, cuando la fuente es un terremoto, con longitudes de onda que a menudo
superan los 100 km. Durante la propagación, la topografía submarina afecta a la velocidad y la altura de la
ola del tsunami. La refracción, la reflexión desde un promontorio submarino o una cadena de montes
marinos (archipiélago) y la difracción son factores que influyen de manera importante en la propagación de
las olas de un maremoto en aguas profundas.
Las olas del tsunami se vuelven más altas y empinadas al aproximarse a las aguas someras porque la
velocidad de la ola se reduce y la longitud de onda se acorta al disminuir la profundidad. En una zona
costera, la topografía y batimetría local, por ejemplo la presencia de una península o un cañón submarino,
pueden causar un aumento adicional de la altura de las olas que puede amplificarse también por la presencia
de una bahía, un estuario, un puerto marítimo o una laguna costera en forma de embudo, a medida que el
tsunami penetra en la tierra. Pueden producirse varias olas grandes, y la primera puede no ser la mayor.
Antes de la primera ola, y entre cada una de las inundaciones consecutivas, también puede haber un
retroceso del mar. Un maremoto es capaz de inundar la tierra porque su longitud de onda es tan larga, que
detrás del frente de onda viene una inmensa masa de agua. Esto puede tener un efecto destructivo.
53
Las normas de seguridad del OIEA en vigor en la época del accidente exigían que, antes de construir
una central nuclear, se determinaran los peligros externos específicos del emplazamiento, como los
terremotos y maremotos, y se evaluaran sus posibles efectos en la central nuclear, como parte de la
caracterización amplia y completa del emplazamiento [26]. Se deben establecer bases de diseño
adecuadas para ofrecer márgenes de seguridad suficientes durante toda la vida útil de la central
nuclear [27]. Estos márgenes tienen que ser suficientemente grandes para dar cabida al elevado nivel
de incertidumbre que entraña la evaluación de los sucesos externos. También deben revaluarse
periódicamente los peligros relacionados con el emplazamiento a fin de determinar si es necesario
algún cambio como resultado de la obtención de nuevas informaciones y conocimientos durante la
vida útil de la central [26].
En los años sesenta y setenta, era una práctica internacional común utilizar los registros históricos al
aplicar métodos para estimar los peligros sísmicos y los peligros concomitantes (por ejemplo, de
tsunami). En esta práctica común, los márgenes de seguridad se aumentaban utilizando una magnitud
o intensidad sísmica superior al valor máximo registrado históricamente en la región del
emplazamiento y suponiendo que el suceso de esa magnitud o intensidad se produjera a la distancia
más próxima posible de este [28]. De ese modo se daba cabida a las incertidumbres en las
observaciones de las intensidades o magnitudes, y se compensaba el hecho de que los valores
máximos posibles podían no haberse alcanzado en un período de observación relativamente breve, ya
que típicamente el período de observación debía incluir datos prehistóricos para poder hacer
estimaciones robustas que permitieran evaluar el peligro. Sin embargo, la evaluación del peligro
sísmico para el diseño de las Unidades 1 y 2 de la central nuclear de Fukushima Daiichi se realizó
principalmente sobre la base de los datos sísmicos históricos regionales, sin aumentar los márgenes de
seguridad de la forma arriba descrita. Durante el proceso de obtención de los permisos de construcción
para las unidades posteriores, se aplicó una nueva metodología consistente en una combinación de la
información sísmica histórica con las dimensiones geomorfológicas de la falla [16, 29].
La información relativa a las fallas ‘continentales’ se tomó de fuentes oficiales y de prospecciones
específicas realizadas por la entidad explotadora, y en el análisis para predecir la magnitud de un
posible terremoto se aplicaron parámetros prudentes. Para la Fosa de Japón, se estimó inicialmente,
i) sin una justificación tectónica suficiente y ii) sin tener en cuenta los casos análogos de otras partes
del mundo, sino basándose principalmente en los datos históricos observados, que un terremoto de
magnitud 8 era el suceso máximo que podía ocurrir.
En otras partes del ‘cinturón de fuego’ del Pacífico se habían producido terremotos de gran magnitud
(M 9), por ejemplo los de Chile en 1960 y de Alaska en 1964, poco antes de que se concediera la
licencia de construcción para la Unidad 1 de Fukushima Daiichi. Pese a estos terremotos, los
sismólogos japoneses no alcanzaron ningún consenso en el sentido de que un suceso de esa magnitud
fuera posible cerca de las costas del Japón, cuyo entorno tectónico era parecido al que generaba
terremotos en otras zonas de la placa tectónica del Pacífico.
En la evaluación inicial de los peligros de inundación externa utilizada en el ‘permiso de
establecimiento’ de la central, los diseñadores de esta aplicaron la metodología y los criterios imperantes
en el Japón en esa época, que se basaban en el estudio y la interpretación de los registros históricos de
terremotos y tsunamis. El tsunami distante que se había producido tras uno de los terremotos más
grandes registrados en el mundo, el de Chile de 1960, fue el suceso utilizado para el diseño con respecto
a las inundaciones externas. Ese terremoto había provocado un tsunami que había llegado al Puerto de
Onahama, en la prefectura de Fukushima, con una altura de 3,1 m sobre el nivel del mar.
En cuanto a las fuentes de tsunamis situadas en la Fosa de Japón frente a la costa oriental, se carecía
de registros históricos de los niveles de inundación provocados por maremotos en el lugar del
emplazamiento de Fukushima Daiichi, y también de datos de terremotos que hubieran tenido su
epicentro en el mar frente al emplazamiento. La ausencia de datos sobre fuentes de tsunamis cercanos
respaldó la adopción de un nivel máximo de inundación de 3,1 m para el diseño. La TEPCO no tomó
en consideración los terremotos de gran magnitud que habían ocurrido en otras partes y no los postuló
como fuentes de un tsunami local en la Fosa de Japón.
54
Pese a la falta de prescripciones reglamentarias en el Japón respecto de la realización de revaluaciones
de los peligros sísmicos y de tsunamis, la TEPCO había efectuado varias revaluaciones a lo largo del
tiempo de vida de la central nuclear de Fukushima Daiichi [30]. La TEPCO y otras organizaciones
explotadoras del Japón habían revaluado los niveles de inundación que podía provocar un tsunami
utilizando una metodología desarrollada por la Sociedad de Ingenieros Civiles del Japón y publicada
en 2002 [31]. Esa metodología utilizaba un modelo de fuente estándar para los tsunamis cercanos o
locales, basado en los datos históricos, en que se presuponía que a lo largo de la Fosa de Japón, en el
mar frente al emplazamiento de Fukushima Daiichi, no se produciría ningún terremoto que pudiera
generar un tsunami. Esta hipótesis del modelo de fuente estándar se había aplicado en todas las
evaluaciones realizadas con esa metodología.
En las directrices de 2006 de la Comisión de Seguridad Nuclear del Japón [32] se estableció el requisito
de que se tomaran en consideración los terremotos que ocurren en los límites entre las placas tectónicas,
así como los que se producen en el interior de estas. Estas directrices sobre la seguridad sísmica y los
sucesos conexos se habían utilizado para evaluar los peligros sísmicos, pero en el caso de los peligros de
tsunami las directrices solo contenían declaraciones genéricas y breves y no establecían metodologías,
requisitos o criterios específicos. Estos terremotos fueron considerados por la TEPCO como terremotos
de magnitud 8 en su ‘comprobación retrospectiva’ de la seguridad sísmica, conforme a lo exigido por el
Organismo de Seguridad Nuclear e Industrial (OSNI). Sin embargo, debido a la distancia del
emplazamiento de esos terremotos interplaca, el método arrojó valores de riesgo menores para esta
estructura tectónica que para las fuentes de sismos dentro de las placas. En consecuencia, su efecto en el
peligro de movimiento de la tierra no se tuvo en cuenta. Cuando se produjo el accidente, la TEPCO no
había finalizado la revaluación de la vulnerabilidad de la central a los terremotos y los tsunamis.
En 2009, la TEPCO había estimado en un valor de 6,1 m la altura máxima que podía alcanzar un
tsunami, basándose en los datos más recientes de la batimetría y las mareas. Como resultado de esta
nueva estimación se habían hecho algunos cambios en el diseño de la central nuclear de Fukushima
Daiichi, y en particular se habían elevado los motores de las bombas utilizadas para evacuar el calor
residual. Durante el accidente esta medida por sí sola resultó insuficiente. No se había aplicado
ninguna otra medida de seguridad para mejorar la protección contra las inundaciones, por ejemplo
para evitar la inundación de los generadores diésel de emergencia.
Además de las revaluaciones hechas con la metodología de la Sociedad de Ingenieros Civiles del Japón, la
TEPCO había realizado, antes del accidente, cálculos de pruebas de los niveles de inundación en caso de
tsunami. En uno de estos cálculos de pruebas [30] se había aplicado el modelo de fuente propuesto por la
Oficina Central de Promoción de la Investigación sobre los Terremotos, que utilizaba la información más
reciente y tomaba en consideración escenarios diferentes [30, 33]. Este modelo estudiaba el potencial de la
Fosa de Japón, frente a la costa de la prefectura de Fukushima, de provocar un tsunami, en lugar de basarse
solo en los registros históricos de tsunamis en esa parte de la zona de subducción tectónica.
El nuevo enfoque, aplicado entre 2007 y 2009, había postulado un terremoto de magnitud 8,3 frente a
la costa de Fukushima. Un terremoto de esa magnitud podía causar un tsunami con una subida de
alrededor de 15 m en la central nuclear de Fukushima Daiichi (parecida a la altura efectiva del
tsunami del 11 de marzo de 2011), que inundaría los edificios principales. Sobre la base de este nuevo
análisis, la TEPCO, el OSNI y otras organizaciones del Japón habían considerado que se requerían
nuevos estudios e investigaciones. La TEPCO y otras compañías de electricidad habían pedido a la
Sociedad de Ingenieros Civiles del Japón que examinara la idoneidad de los modelos de fuentes de
tsunami; esta labor estaba en curso en marzo de 2011.
La TEPCO no había adoptado ninguna medida compensatoria provisional en respuesta a las
estimaciones más altas de la altura de un tsunami, y el OSNI tampoco había pedido a la TEPCO que
actuara con prontitud ante esos resultados [30].
No obstante las dificultades e incertidumbres de la evaluación del peligro sísmico, los sucesos de la
central nuclear de Fukushima Daiichi demostraron la robustez de las centrales nucleares japonesas en
relación con el movimiento vibratorio de la tierra causado por un terremoto. El 11 de marzo de 2011,
55
las aceleraciones máximas registradas en la losa de sustentación de los edificios de los reactores de las
Unidades 1 a 5 de Fukushima Daiichi fueron considerablemente mayores que las que se habían
estimado al diseñar la central. Pese a ello, no hubo indicación alguna de que el movimiento del terreno
causara un daño notable a las estructuras, los sistemas o los componentes relacionados con la
seguridad [34]. No obstante, las defensas contra las inundaciones debidas a un tsunami resultaron
inadecuadas frente a unas olas de tsunami con alturas mucho mayores que las empleadas para el
diseño de la central nuclear de Fukushima Daiichi. En ese diseño no se consideró la posibilidad de un
escenario de peligros naturales extremos simultáneos que afectaran a unidades múltiples. El
suministro oportuno de recursos para la puesta en práctica de medidas de gestión de un accidente
severo en la central nuclear de Fukushima Daiichi se vio comprometido por la perturbación fuera del
emplazamiento a nivel regional a causa de los extensos daños en la infraestructura provocados por el
terremoto y el tsunami.
La experiencia operativa en las centrales nucleares del Japón y de otros lugares en los 12 años
anteriores al accidente indicaba la posibilidad de consecuencias muy graves en caso de inundación. La
experiencia pertinente a ese respecto incluía: una marejada ciclónica que había causado la inundación
de dos reactores en la central nuclear de Le Blayais, en Francia, en 1999; el tsunami del océano Índico
de 2004, que había inundado las bombas de agua de mar en la central nuclear de Madras, en la India;
y el terremoto de Niigata-Chuetsu-Oki de 2007, en el Japón. Este último terremoto había afectado a la
central nuclear de Kashiwazaki-Kariwa de la TEPCO, inundando el edificio del reactor de la Unidad 1
debido al fallo de las tuberías subterráneas externas para la extinción de incendios [35 a 38].
2.2.2.
Aplicación del concepto de defensa en profundidad
La defensa en profundidad es un concepto que se aplica para garantizar la seguridad de las
instalaciones nucleares desde el comienzo del desarrollo de la energía nucleoeléctrica. Su objetivo
es contrarrestar los posibles fallos humanos y del equipo mediante varios niveles de protección.
Múltiples medios independientes proporcionan esta defensa en cada nivel de protección.
En el diseño de la central nuclear de Fukushima Daiichi se habían considerado el equipo y los
sistemas para los tres primeros niveles de defensa en profundidad: 1) el equipo destinado a
asegurar un funcionamiento normal fiable; 2) el equipo destinado a restablecer las condiciones de
seguridad en la central después de un suceso anormal; y 3) los sistemas de seguridad destinados a
hacer frente a condiciones de accidente. Las bases de diseño se derivaron empleando una serie de
peligros postulados; sin embargo, los peligros externos tales como los tsunamis no se habían tenido
plenamente en cuenta. En consecuencia, la inundación resultante del tsunami afectó
simultáneamente a los tres primeros niveles de protección de la defensa en profundidad, lo que
provocó fallos de causa común de los equipos y los sistemas en cada uno de los tres niveles.
Los fallos de causa común de múltiples sistemas de seguridad crearon en la central unas
condiciones que no se habían previsto en el diseño. Por consiguiente, los medios de protección
destinados a proporcionar el cuarto nivel de la defensa en profundidad, es decir, la prevención de
la progresión de los accidentes severos y la mitigación de sus consecuencias, no estuvieron
disponibles para restablecer la refrigeración de los reactores ni mantener la integridad de la
contención. La pérdida completa de la energía eléctrica, la falta de información sobre los
parámetros de seguridad pertinentes debido a la no disponibilidad de los instrumentos necesarios,
la pérdida de los dispositivos de control y la insuficiencia de los procedimientos de operación
imposibilitaron el despliegue de las disposiciones para detener la progresión del accidente y limitar
sus consecuencias.
Al no disponer de suficientes medios de protección en cada nivel de la defensa en profundidad, se
produjeron daños severos en los reactores de las Unidades 1, 2 y 3, con emisiones radiactivas
importantes desde esas tres unidades.
56
El terremoto del 11 de marzo de 2011 causó daños importantes a la infraestructura de la región,
provocando, entre otras cosas, la pérdida de las conexiones de la central nuclear de Fukushima Daiichi
con la red eléctrica exterior. El resultado de ello fue una desviación del funcionamiento normal de la
planta (el nivel 1 de la defensa en profundidad). Tras el terremoto, las fuentes del emplazamiento
aseguraron el suministro de energía eléctrica, y todos los sistemas de seguridad del nivel 3 de la
defensa en profundidad siguieron funcionando conforme al diseño. Esto indicó que los sistemas y el
equipo de seguridad habían resistido el peligro sísmico [8].
La central estaba construida cerca del nivel del mar y la protección contra el peligro de inundación no
fue suficiente, porque el riesgo de inundación no se había estimado correctamente [27]. El equipo de
seguridad fundamental no se encontraba protegido en compartimientos estancos, ni a elevaciones
mayores que lo protegieran de una inundación. Ello llevó a la pérdida de las disposiciones para la
evacuación del calor residual y la refrigeración de la contención correspondientes a los niveles 1, 2
y 3 de la defensa en profundidad.
La inundación fue la causa común del fallo del sistema de suministro eléctrico de emergencia, la
pérdida casi completa de los sistemas de alimentación de corriente continua a los dispositivos de
medición y control, y la destrucción de las estructuras y componentes que proporcionaban
refrigeración con agua de mar a la central.
Los objetivos del nivel 4 de la defensa en profundidad son prevenir la progresión de los accidentes y
mitigar las consecuencias de un accidente severo. Para las medidas del nivel 4, los operadores tuvieron
que utilizar todos los medios disponibles para suministrar agua a los reactores y lograr la adecuada
evacuación del calor residual. Esto requería la disponibilidad de instrumentos que proporcionaran
información fiable sobre los parámetros de seguridad fundamentales, y medios sencillos y fiables para
reducir la presión en el reactor. Además, los operadores debían tener orientaciones claras y estar
capacitados para poner en marcha las medidas de gestión de accidentes [41].
Con la progresión del accidente, los operadores perdieron la capacidad de medir de manera fiable los
parámetros de seguridad importantes desde la sala de control. Esta información era necesaria para
determinar el estado del reactor y adoptar decisiones bien fundamentadas sobre medidas y métodos
inhabituales para enfriar los reactores. No obstante, los operadores atribuyeron alta prioridad a la
refrigeración de los reactores y consiguieron preparar rápidamente líneas de suministro de agua con la
intención de inyectar refrigerante en los reactores mediante las bombas de baja presión disponibles.
Sin embargo, los intentos de aliviar la presión de los reactores fracasaron, porque no se habían
previsto medios para cumplir esta función después de una pérdida total de la energía eléctrica. La
electricidad requerida para el control no se pudo restablecer a tiempo para evitar el daño al núcleo [8].
La última barrera física incluida en el nivel 4 de la defensa en profundidad es la contención del
reactor. Su propósito es mitigar las consecuencias de los accidentes evitando que se produzcan
grandes emisiones radiactivas al medio ambiente desde el reactor dañado. En función del tipo de
contención, se necesitan diversos sistemas o clases de equipo para proteger la contención contra los
fenómenos físicos asociados con accidentes que dañen el núcleo y que puedan comprometer la
integridad de la contención. Las unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi tenían medios
para ventear de forma controlada la contención con el fin de aliviar la presión excesiva que pudiera
acumularse a causa de una fuga de vapor desde el circuito de refrigeración de los reactores. Además,
la atmósfera dentro de la contención estaba llena de nitrógeno inerte para eliminar la combustión del
hidrógeno y evitar posibles explosiones.
57
Recuadro 2.5. El concepto de la defensa en profundidad aplicable en la época del accidente [27]
El concepto de la defensa en profundidad, tal como se aplica a todas las actividades de seguridad, ya sea que se
relacionen con la organización, los comportamientos o el diseño, asegura que esas actividades sean objeto de
disposiciones que se traslapen, de modo que si se produce un fallo, este se detecte y se compense o corrija con
medidas apropiadas. El concepto se ha elaborado más a fondo desde 1988 [39, 40]. La aplicación del concepto de
defensa en profundidad a lo largo del diseño y la explotación proporciona una protección graduada contra una
amplia variedad de transitorios, incidentes operacionales previstos y accidentes, incluidos los que puedan resultar
de un fallo del equipo o una acción humana dentro de la central y de sucesos que se originen fuera de ella.
La aplicación del concepto de defensa en profundidad en el diseño de una central proporciona una serie de niveles
de defensa (características inherentes, equipo y procedimientos) que tienen por objeto prevenir los accidentes y
asegurar una protección adecuada en caso de que la prevención no funcione.
1) La finalidad del primer nivel de defensa es evitar las desviaciones del funcionamiento normal y prevenir los
fallos de los sistemas. Para ello se establece el requisito de que la central se diseñe, construya, mantenga y
explote de manera correcta y prudente, de conformidad con los niveles de calidad y las prácticas de
ingeniería adecuados, como el cumplimiento de las condiciones de redundancia, independencia y
diversidad. Para alcanzar este objetivo se presta una cuidadosa atención a la selección de códigos de diseño
y materiales adecuados, y al control de la fabricación de los componentes y la construcción de la planta.
Las opciones de diseño que pueden contribuir a reducir el potencial de peligros internos (por ejemplo, el
control de la respuesta a un suceso iniciador postulado), a mitigar las consecuencias de un determinado
suceso iniciador postulado o a reducir el término fuente probable de emisión después de una secuencia de
accidente ayudan a establecer este nivel de defensa. También se presta atención a los procedimientos que
intervienen en el diseño, la fabricación y la construcción, y en la inspección, el mantenimiento y los
ensayos de la planta en el servicio, a la facilidad de acceso para estas actividades, a la forma en que se
explota la central y al uso que se hace de la experiencia operacional. Todo el proceso está respaldado por un
análisis detallado en que se determinan los requisitos operacionales y de mantenimiento de la central.
2) La finalidad del segundo nivel de defensa es detectar e interceptar las desviaciones de los estados
operacionales normales para evitar que los incidentes operacionales previstos se agraven y se
transformen en condiciones de accidente. Este nivel tiene en cuenta que, a pesar de las precauciones que
se tomen para evitarlos, es probable que en la vida útil de una central nuclear se produzcan algunos de
los sucesos iniciadores postulados. Este nivel requiere el establecimiento de los sistemas específicos que
se determinen en el análisis de seguridad y la definición de procedimientos operativos para prevenir o
reducir al mínimo el daño causado por esos sucesos iniciadores postulados.
3) Para el tercer nivel de defensa, se presupone que, aunque ello sea muy improbable, los niveles anteriores no
consigan detener el agravamiento de ciertos incidentes operacionales previstos o sucesos iniciadores
postulados y se produzca un suceso más grave. Estos sucesos improbables se prevén en la base de diseño de la
central, y se utilizan elementos de seguridad inherente, el diseño basado en el fallo sin riesgo y equipos y
procedimientos adicionales para controlar sus consecuencias y alcanzar estados estables y aceptables en la
central después de esos sucesos. Esto motiva el requisito de que existan elementos de salvaguardia tecnológica
que sean capaces de poner a la central primero en un estado controlado, y posteriormente en un estado de
parada segura, y de mantener por lo menos una barrera de confinamiento del material radiactivo.
4) La finalidad del cuarto nivel de defensa es hacer frente a los accidentes severos en que se sobrepase la base de
diseño, y asegurarse de que las emisiones radiactivas sean lo más bajas posible. El objetivo más importante de
este nivel es proteger la función de confinamiento. Ello puede lograrse mediante medidas y procedimientos
complementarios para prevenir la progresión del accidente, y mediante la mitigación de las consecuencias de
determinados accidentes severos, además de los procedimientos de gestión de accidentes. La protección que
ofrece el confinamiento puede demostrarse utilizando métodos basados en la estimación más probable.
5) El quinto y último nivel de defensa tiene por finalidad mitigar las consecuencias radiológicas de las
emisiones de materiales radiactivos que puedan derivarse de las condiciones de accidente. Para ello se
requiere un sistema de control de emergencias debidamente equipado (véase la sección 3, relativa a la
preparación y respuesta en situaciones de emergencia).
Un aspecto importante de la aplicación de la defensa en profundidad es el establecimiento, en el diseño, de
una serie de barreras físicas para confinar el material radiactivo en lugares especificados. El número de
barreras físicas necesario dependerá de los peligros externos e internos que existan, y de las posibles
consecuencias de los fallos. Las barreras pueden consistir, por ejemplo para los reactores refrigerados por
agua, en la matriz del combustible, las vainas del combustible, la barrera de presión del sistema de
refrigeración del reactor y la contención.
58
Las mediciones hechas durante el accidente indican que las presiones de la contención de las Unidades 1, 2
y 3 aumentaron en algunos momentos a niveles cercanos o superiores a aquellos para los que se habían
diseñado las contenciones respectivas. Este aumento de la presión se debió a la pérdida de los sistemas de
refrigeración de la contención y a la generación de vapor por los núcleos sobrecalentados de los reactores.
Aunque algunos sistemas de venteo de la contención se pudieron abrir, hay indicaciones de que las
contenciones de las Unidades 1, 2 y 3 fallaron, causando la emisión de material radiactivo y de hidrógeno.
La atmósfera de nitrógeno de las contenciones evitó efectivamente la combustión y explosión del
hidrógeno en ese espacio confinado. Sin embargo, con el escape del hidrógeno de las contenciones a los
edificios de los reactores, se produjeron explosiones en las Unidades 1, 3 y 4 [8].
El accidente de Fukushima Daiichi demostró que los peligros naturales extremos pueden inutilizar o
menoscabar múltiples niveles de la defensa en profundidad [42, 43]. Por lo tanto, deben incluirse una
determinación y evaluación sistemática de los peligros externos y una protección robusta contra esos
peligros en todos los niveles de la defensa en profundidad. Además, el accidente demostró que las
disposiciones de diseño alternativas y los medios de gestión de accidentes podían asegurar el
suministro de agua de refrigeración al reactor incluso si se perdían todos los principales sistemas de
seguridad diseñados para proteger al reactor contra accidentes. Sin embargo, para el uso oportuno de
esas disposiciones se requieren instrumentos que faciliten información fiable sobre los parámetros de
seguridad fundamentales, y mecanismos sencillos y fiables para aliviar la presión del reactor, a fin de
poder utilizar los medios disponibles para el suministro de agua de refrigeración al reactor.
2.2.3.
Evaluación de la incapacidad de cumplir las funciones de seguridad fundamentales
Las tres funciones de seguridad fundamentales para mantener la seguridad son: el control de la
reactividad en el combustible nuclear; la evacuación del calor del núcleo del reactor y de la piscina
de combustible gastado; y el confinamiento del material radiactivo. Después del terremoto, la
primera función de seguridad fundamental —el control de la reactividad— se cumplió en las seis
unidades de la central nuclear de Fukushima Daiichi.
La segunda función de seguridad fundamental —la evacuación del calor del núcleo del reactor y
de la piscina de combustible gastado— no se pudo mantener porque los operadores estuvieron
privados de casi todos los medios de control de los reactores de las Unidades 1, 2 y 3, así como de
las piscinas de combustible gastado, como resultado de la pérdida de la mayoría de los sistemas
eléctricos de corriente alterna y continua. La pérdida de la segunda función de seguridad
fundamental se debió, en parte, a la imposibilidad de realizar una inyección de agua por otros
medios a causa de los retrasos en la despresurización de las vasijas de presión de los reactores. La
pérdida de la refrigeración condujo al sobrecalentamiento y la fusión del combustible en
los reactores.
La función de confinamiento se perdió como consecuencia del corte de la alimentación de
corriente alterna y continua, que inutilizó los sistemas de refrigeración y dificultó el empleo por los
operadores del sistema de venteo de la contención. El venteo era necesario para aliviar la presión e
impedir el fallo de la contención. Los operadores lograron ventear las Unidades 1 y 3 para reducir
la presión en las vasijas de contención primaria, pero esto supuso la generación de emisiones
radiactivas al medio ambiente. Aunque se abrieron las válvulas de venteo de la contención para las
Unidades 1 y 3, las vasijas de contención primaria de esas unidades acabaron fallando. En el caso
de la Unidad 2 no se logró ventear la contención y esta falló, lo que causó emisiones radiactivas.
59
Recuadro 2.6. Funciones de seguridad fundamentales
Las tres funciones de seguridad fundamentales son:
1) el control de la reactividad;
2) la evacuación del calor;
3) el confinamiento del material radiactivo.
Antes del accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi, hubo dos accidentes en que no se logró
mantener una o más de las funciones de seguridad fundamentales. El accidente de 1979 en la central nuclear
de Three Mile Island, en los Estados Unidos de América, se produjo debido a la pérdida de la segunda de
estas funciones de seguridad, pero la tercera función, el confinamiento del material radiactivo en la vasija de
contención, consiguió evitar las emisiones radiactivas al medio ambiente. El accidente de 1986 en la central
nuclear de Chernóbil de la ex Unión Soviética fue consecuencia de la pérdida de la primera de estas
funciones de seguridad. Esta central no tenía vasija de contención. Por consiguiente, el accidente de
Chernóbil produjo una emisión radiactiva muy grande al medio ambiente. El accidente de Fukushima
Daiichi se debió a la pérdida de la segunda y la tercera de estas funciones de seguridad, tras una
combinación de sucesos externos extremos.
Control de la reactividad del combustible nuclear en el núcleo del reactor
Los sistemas de seguridad para controlar la reactividad del combustible nuclear en el núcleo del
reactor son los sistemas de protección del reactor y de accionamiento de las barras de control. Cuando
se produjo el terremoto, las Unidades 1 a 3 de Fukushima Daiichi estaban en funcionamiento; las
Unidades 4 a 6 estaban paradas para el mantenimiento. Los reactores de las Unidades 1 a 3 pararon
automáticamente por acción de los sistemas de protección de los reactores, que fueron activados por
el equipo de monitorización sísmica. La inserción de las barras de control de los reactores por los
sistemas de accionamiento de esas barras interrumpió la reacción nuclear en cadena en el combustible
nuclear y puso los reactores en estado de parada.
Evacuación del calor del combustible nuclear
Tras la parada de las Unidades 1 a 3, el calor residual, producido por el decaimiento constante de las
sustancias radiactivas del combustible, se evacuó con los sistemas de refrigeración de los reactores.
Esto mantuvo la segunda función de seguridad fundamental. Los sistemas de refrigeración
comprendían lazos de circulación cerrados para transferir calor al agua de mar, y diversos medios para
inyectar agua a baja y alta presión en los núcleos de los reactores a fin de eliminar ese calor residual
(véase la sección 2.1).
Muchos de estos sistemas necesitaban corriente alterna para funcionar, y todos ellos requerían
corriente continua para el control de su funcionamiento. En el curso del accidente se perdieron la
mayoría de las fuentes de energía eléctrica; en esta parte del informe se examina el efecto de esa
pérdida del suministro eléctrico.
Unidad 1
El condensador de aislamiento (véase el recuadro 2.2) para la refrigeración de la Unidad 1 se puso en
marcha automáticamente en respuesta a una señal de alta presión en la vasija del reactor. Cuando el
reactor paró a causa del terremoto, se abrieron las válvulas de aislamiento en las líneas de retorno del
condensado (las otras válvulas de aislamiento de las tuberías estaban abiertas durante el
funcionamiento normal). Conforme a lo establecido en los procedimientos operativos, los operadores
detuvieron y volvieron a poner en marcha el sistema del condensador de aislamiento varias veces para
impedir que el reactor se enfriara con demasiada rapidez y causara una tensión térmica que excediera
de los valores de diseño de la vasija de presión del reactor. Esto se efectuó abriendo y cerrando las
válvulas de aislamiento de las líneas de retorno del condensado [8].
60
Cuando el tsunami inundó el emplazamiento y se perdió la energía eléctrica, los operadores acababan de
detener el sistema del condensador de aislamiento cerrando una válvula de la línea de retorno fuera de la
vasija de contención primaria. Los operadores no disponían de información sobre las posiciones de las
válvulas del condensador de aislamiento, y solo unas tres horas más tarde comenzaron los intentos de
reactivar manualmente ese condensador. Los operadores no estaban plenamente capacitados para
entender el funcionamiento de las válvulas en esas condiciones. Finalmente hicieron dos intentos
infructuosos de poner nuevamente en marcha el condensador de aislamiento desde la sala de control
principal abriendo las válvulas de aislamiento exteriores. Los operadores no contaban con
procedimientos para accionar manualmente el condensador de aislamiento. Cuando se redactó el
presente informe, se desconocía la posición exacta de todas las válvulas del sistema del condensador de
aislamiento, pero según las indicaciones, ese condensador dejó de funcionar después del tsunami [8].
El sistema de inyección de refrigerante a alta presión accionado por una turbina de vapor tampoco
funcionó, debido a la pérdida de la alimentación de corriente continua.
Al haberse perdido el condensador de aislamiento y el sistema de inyección de refrigerante a alta
presión, se necesitaba un medio alternativo de inyección de agua en la vasija de presión del reactor
que utilizara equipo de baja presión, como las bombas de extinción de incendios o los camiones de
bomberos. Los operadores prepararon las vías de inyección en tiempo oportuno, pero para poder
inyectar agua a baja presión era preciso también reducir la presión dentro de la vasija de presión del
reactor utilizando las válvulas de alivio y seguridad. Estas válvulas no se pudieron abrir debido a la
pérdida de la alimentación eléctrica de los sistemas de control y a la falta de aire a alta presión. La
presión en la vasija del reactor y en la contención era demasiado alta como para poder inyectar
suficiente agua para enfriar el combustible sin ventear la contención y despresurizar la vasija de
presión del reactor. Así pues, los sistemas alternativos de inyección de agua a baja presión no fueron
capaces de inyectar agua en la vasija de presión del reactor.
La presión en la vasija del reactor se mantuvo alta hasta que el núcleo hubo sufrido un daño severo.
La causa más probable del alivio de la presión fue la fractura de la vasija de presión del reactor debido
a la fusión [44]. La suposición de que el alivio de la presión se debió a una fractura está respaldada
por el aumento de la presión en la contención pocas horas después de recibirse las indicaciones de un
daño severo en el núcleo. La consiguiente reducción de la presión hizo que las condiciones fueran
favorables para la primera inyección de agua en la vasija de presión del reactor alrededor de 12 horas
después del tsunami. Pero para entonces el combustible ya había sufrido un daño importante [8].
Se estima que el daño al núcleo del reactor se produjo entre 4 y 5 horas después del tsunami, y que el
núcleo fundido fracturó la base de la vasija del reactor entre 6 y 8 horas después del tsunami. Los
primeros signos de emisión radiactiva al medio ambiente se observaron alrededor de 12 horas después
del tsunami, y cuando se venteó la contención de la Unidad 1 para evitar la fractura debido a la alta
presión, aproximadamente 23 horas después del tsunami, se produjo una emisión grande. Las
reacciones químicas entre las vainas del combustible y el agua habían generado grandes cantidades de
hidrógeno, que pasaron de la vasija de presión del reactor a la vasija de contención primaria y luego
escaparon al edificio del reactor [8].
Unidad 2
La Unidad 2 tenía un diseño diferente para evacuar el calor residual del núcleo del reactor. El sistema
de refrigeración del núcleo del reactor aislado (véase el recuadro 2.2) utilizaba vapor de la vasija de
presión del reactor para impulsar una turbina que bombeaba agua a la vasija del reactor. El sistema de
refrigeración del núcleo del reactor aislado de la Unidad 2 fue puesto en marcha manualmente
después de la pérdida del suministro eléctrico exterior. Para accionar este sistema a distancia se
necesitaba corriente continua, y el sistema estaba diseñado para que funcionara por lo menos durante
cuatro horas. Sin embargo, el sistema siguió funcionando en esas difíciles condiciones durante
aproximadamente 68 horas, sin corriente continua y sin intervenciones de los operadores [8]. El
sistema consiguió mantener el nivel de agua en la vasija de presión del reactor por encima del
combustible y cumplió la función de refrigeración.
61
También hay indicaciones de que, después de unas 68 horas, el sistema de refrigeración del núcleo del
reactor aislado dejó de funcionar, y no fue posible seguir inyectando agua en la vasija de presión del
reactor, porque se encontraba a alta presión. Se estimó que el nivel de agua en la vasija de presión del
reactor bajaría hasta el borde superior del núcleo en pocas horas después de la parada del sistema de
refrigeración del núcleo del reactor aislado. Los operadores recurrieron a otro equipo, similar al
empleado en la Unidad 1, para inyectar agua a baja presión. Después de algunas dificultades iniciales,
lograron reducir la presión en la vasija de presión del reactor empleando las válvulas de alivio y
seguridad, pero la inyección llegó demasiado tarde para evitar el rápido calentamiento del
combustible y el daño al núcleo del reactor.
El sistema de venteo de la contención no logró aliviar la presión en la Unidad 2. Se supone que este
fallo se dio porque el disco de ruptura no se fracturó. Se estima que el núcleo del reactor de la Unidad 2
comenzó a fusionarse alrededor de 76 horas después del tsunami. Las emisiones radiactivas
empezaron unas 89 horas después del tsunami, tras el fallo de la barrera de contención, como quedó
de manifiesto por la rápida caída de la presión de la contención [45].
Unidad 3
En la Unidad 3 se contó con corriente continua durante dos días aproximadamente, en contraste con la
situación en las Unidades 1 y 2. Esto significó que se pudieron utilizar los sistemas de refrigeración
del núcleo del reactor aislado y de inyección de refrigerante a alta presión mediante las turbobombas.
En un principio, los operadores lograron mantener los niveles de agua en el núcleo del reactor
inyectando agua con el sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado. Los operadores
aplicaron procedimientos que les permitieron maximizar la duración de las baterías para ese sistema
de refrigeración del núcleo [8].
Además, la liberación de vapor de la vasija de presión del reactor a la cámara de supresión funcionó, y
la presión de la cámara de supresión pudo controlarse rociando agua con bombas de incendios. Esta
situación duró 20 horas, hasta que el sistema de refrigeración del núcleo del reactor aislado dejó de
funcionar y no fue posible ponerlo nuevamente en marcha. El sistema de inyección de refrigerante a
alta presión comenzó automáticamente a inyectar agua en la vasija de presión del reactor para
mantener el nivel de agua.
El sistema de inyección de refrigerante a alta presión está previsto para rellenar rápidamente la vasija
de presión del reactor en caso de fuga en el sistema de refrigeración del reactor. Este sistema fue muy
eficaz para reducir la presión en la vasija de presión del reactor. Sin embargo, también provocó una
caída de la presión de entrada del vapor en la turbina de la bomba por debajo de las especificaciones
de la bomba, y la eficiencia de esta disminuyó considerablemente. Al cabo de unas 14 horas, los
operadores decidieron apagar el sistema, por temor a que fallara y comenzara a producirse un escape
de material radiactivo de la contención.
Tras la parada del sistema de inyección de refrigerante a alta presión, los operadores prepararon una
línea de inyección a la vasija del reactor y se predispusieron a inyectar agua de mar. Pero, debido a la
elevada presión del reactor, no era posible inyectar agua de mar mientras este no se hubiera
despresurizado. A causa de este retraso en la inyección de agua de mar en la vasija del reactor, el nivel
de agua siguió bajando hasta llegar cerca del borde superior del combustible. Se ha determinado que
una señal automática, probablemente falsa, desencadenó la despresurización automática rápida
mediante las válvulas de alivio y seguridad, antes de que los operadores pudieran abrir las válvulas de
seguridad de manera más controlada [46]. Se estima que la despresurización, junto con el bajo nivel
de agua en la vasija de presión, causó la evaporación casi instantánea del agua restante en el núcleo
del reactor, provocando la pérdida de la refrigeración adecuada del núcleo. La serie de sucesos
posteriores, que condujeron a la pérdida de la refrigeración del núcleo del reactor, fue similar a la
ocurrida en la Unidad 2.
62
El núcleo comenzó a sobrecalentarse, y la importante descarga de vapor de la vasija de presión del
reactor a la cámara de supresión de la contención elevó la presión a un nivel que causó la fractura del
disco de ruptura de la línea de venteo, abriendo una vía de emisión al medio ambiente [8]. Se estima que
la fusión del núcleo del reactor de la Unidad 3 comenzó alrededor de 43 horas después del tsunami. Las
emisiones radiactivas grandes empezaron aproximadamente 47 horas después del tsunami [8].
Unidad 4
La Unidad 4 estaba parada para una inspección programada cuando se produjo el accidente. En ese
momento, todo el combustible de la Unidad 4 se encontraba en la piscina de combustible gastado. Por
lo tanto, no fue necesario refrigerar el núcleo del reactor de esa unidad. En la piscina de combustible
gastado, la refrigeración no fue posible debido a la pérdida del suministro eléctrico, y la temperatura
comenzó a aumentar.
Piscinas de combustible gastado
En los primeros días después del tsunami, los operadores consideraron que había suficiente agua en
las piscinas de combustible gastado, y que el sobrecalentamiento del combustible no era un motivo de
preocupación inmediata. Esta opinión cambió el 15 de marzo, cuando explotó el edificio del reactor
de la Unidad 4. En ese momento se pensó que la causa de la explosión había sido el hidrógeno, y que
la única fuente posible de hidrógeno en la Unidad 4 era el combustible de la piscina de combustible
gastado sobrecalentado debido a la pérdida de la cubierta de agua. Esto suscitó la preocupación
inmediata de saber cuánta agua quedaba en esa piscina, y se realizaron esfuerzos por determinar el
nivel de agua de las piscinas de combustible gastado.
El 16 de marzo, las inspecciones visuales indicaron que aún quedaba agua en la piscina de la Unidad 4.
No obstante, la situación en la Unidad 3 era inquietante, ante lo cual se emprendieron diversas
medidas de mitigación, que incluyeron el lanzamiento de agua desde el aire, con helicópteros.
Análisis e inspecciones posteriores revelaron que el nivel de agua de las piscinas de combustible
gastado de las Unidades 3 y 4 no había bajado hasta el nivel del combustible gastado. Estas
inspecciones confirmaron que la explosión en la Unidad 4 había sido causada por hidrógeno, y que el
hidrógeno no se había generado a partir del combustible de la piscina de combustible gastado de la
Unidad 4, sino que había migrado de la Unidad 3 a la 4 a través de un sistema de ventilación común.
Sin embargo, ante el desconocimiento de las condiciones efectivas reinantes en las piscinas de
combustible gastado durante el accidente, debido a la pérdida de la instrumentación, se hicieron
esfuerzos por añadir agua a las piscinas. En la sección 2.1 se describen en detalle los hechos
relacionados con las piscinas de combustible gastado.
Unidades 5 y 6
Las Unidades 5 y 6 también se vieron afectadas por el tsunami, pero sus reactores estaban generando
menos calor residual porque habían estado parados por un período de tiempo considerable antes del
accidente. Además, uno de los generadores diésel de emergencia de la Unidad 6 sobrevivió a la
inundación y estaba en condiciones de funcionar. Por consiguiente, los operadores tuvieron más tiempo
para responder a la situación, e hicieron funcionar los sistemas de refrigeración de ambas unidades con
el generador diésel de emergencia restante. Este suministro de energía eléctrica mantuvo la refrigeración
de los núcleos de los reactores y se utilizó también para refrigerar las piscinas de combustible gastado en
las Unidades 5 y 6, que pudieron enfriarse hasta alcanzar una condición segura [8].
Confinamiento del material radiactivo y control de las emisiones radiactivas
El daño sufrido por los núcleos de los reactores de las Unidades 1 a 3 dio lugar al escape de grandes
cantidades de vapor e hidrógeno de las vasijas de presión de los reactores. Ello a su vez presurizó y
63
calentó las vasijas de contención primaria. Estas vasijas se fracturaron y causaron la emisión de vapor,
hidrógeno y otros gases, junto con material radiactivo, a los edificios de los reactores y posteriormente
al medio ambiente.
Las vasijas de contención primaria de los reactores no se habían diseñado para resistir la presión que
podía generarse en un accidente severo; por ese motivo, en los años noventa se habían instalado
sistemas de venteo [22, 23] para limitar la presión en ellas en caso de accidente. Según los indicios,
las vasijas de contención primaria de las Unidades 1 a 3 fallaron en diversas fases de la progresión del
accidente. Esto se debió a los niveles de presión y temperatura alcanzados en ellas, que excedieron
con mucho de la capacidad prevista en el diseño antes de que se pudiera proceder al venteo (véase la
sección 2.1). La fuga de material radiactivo de los núcleos de los reactores fue mitigada parcialmente
por las piscinas de supresión, que retuvieron algunos de los radionucleidos emitidos de las vasijas de
presión de los reactores.
2.2.4.
Evaluación de los accidentes que sobrepasan la base de diseño y gestión de los accidentes
Los análisis de seguridad realizados durante el proceso de concesión de la licencia para la central
nuclear de Fukushima Daiichi y durante su funcionamiento no abordaron plenamente la
posibilidad de que se produjera una secuencia compleja de sucesos que pudiera conducir a un daño
severo del núcleo del reactor. En particular, los análisis de seguridad no determinaron la
vulnerabilidad de la central a las inundaciones, ni los puntos débiles de los procedimientos
operativos y las directrices para la gestión de accidentes. Las evaluaciones probabilistas de la
seguridad no incluyeron la posibilidad de una inundación interna, y los supuestos relativos a la
actuación humana para la gestión de los accidentes eran optimistas. Además, los requisitos
impuestos por el órgano regulador para que las entidades explotadoras tuvieran en cuenta la
posibilidad de que se produjeran accidentes severos eran limitados.
Los operadores no estaban plenamente preparados para la pérdida del suministro eléctrico en
múltiples unidades y la pérdida de la refrigeración causada por el tsunami. Aunque la TEPCO
había elaborado directrices para la gestión de accidentes severos, estas directrices no abarcaban
esta combinación improbable de sucesos. Así pues, los operadores no habían recibido la
capacitación adecuada, ni habían participado en ejercicios pertinentes de simulación de accidentes
severos, y el equipo de que disponían no era apropiado en las condiciones degradadas de la central.
En septiembre de 2012 se estableció la Autoridad de Reglamentación Nuclear (ARN). La ARN
formuló nueva reglamentación para las centrales nucleares con el fin de proteger a las personas y
el medio ambiente. Esa reglamentación, que entró en vigor en 2013, reforzó las contramedidas
para prevenir la pérdida simultánea de todas las funciones de seguridad debido a una causa
común, incluida la revaluación de los efectos de sucesos externos tales como terremotos y
tsunamis. También se introdujeron contramedidas nuevas en la respuesta a accidentes severos para
evitar daños al núcleo y a la vasija de contención y la difusión de material radiactivo.
Las normas de seguridad del OIEA vigentes en la época del accidente exigían que se realizara una
evaluación para determinar si se podían cumplir las funciones de seguridad en todos los modos de
funcionamiento normales, en condiciones de accidente y en los accidentes que sobrepasaran la base de
diseño, incluidos los accidentes severos. Las secuencias de sucesos importantes que podrían culminar
en un accidente severo deben determinarse utilizando una combinación de métodos probabilistas y
deterministas y una sólida evaluación tecnológica [27]. Además, deben realizarse análisis
deterministas específicos de los accidentes que sobrepasan la base de diseño a fin de investigar los
escenarios de accidentes creíbles que pueden emplearse para introducir mejoras en las medidas de
gestión de accidentes [41]. Por lo tanto, es necesario determinar si es posible cumplir las funciones de
seguridad en las condiciones de un accidente que sobrepase la base de diseño.
64
Recuadro 2.7. Evaluaciones deterministas y probabilistas de la seguridad [47, 48]
Los análisis de seguridad son evaluaciones analíticas de fenómenos físicos que se producen en las centrales
nucleares. Los análisis deterministas de seguridad para una central nuclear predicen la respuesta a sucesos
iniciadores postulados. Se aplica un conjunto específico de normas y de criterios de aceptación.
Normalmente, estos se centran en aspectos neutrónicos, termohidráulicos, radiológicos, termomecánicos y
estructurales, que se suelen analizar con distintos instrumentos computacionales.
Conviene realizar análisis deterministas de seguridad basados en las estimaciones más probables a fin de
confirmar las estrategias elaboradas para restablecer las condiciones operacionales normales en una central
después de transitorios debidos a incidentes operacionales previstos y a accidentes base de diseño. Estas
estrategias se recogen en los procedimientos de operación de emergencia, que definen las medidas que
deberían adoptarse cuando se producen esos sucesos. Los análisis deterministas de seguridad proporcionan
la información necesaria para especificar las medidas que los operadores deben adoptar en respuesta a
algunos accidentes, y deberían ser un elemento importante del examen de las estrategias de gestión de
accidentes. Al elaborar las estrategias de recuperación, y con el fin de establecer el tiempo que precisa el
operador para adoptar las medidas oportunas, conviene realizar cálculos de sensibilidad sobre los momentos
en que el operador debe aplicar cada medida, cálculos que pueden utilizarse para optimizar los
procedimientos.
También conviene realizar análisis deterministas de seguridad para ayudar a elaborar la estrategia que debe
seguir un operador si los procedimientos de operación de emergencia no logran impedir un accidente
severo. Los análisis deben utilizarse para determinar los desafíos que cabe prever durante la progresión de
accidentes y los fenómenos que se producirán. También deben emplearse para sentar la base que permita
elaborar un conjunto de directrices de gestión de accidentes y mitigación de sus consecuencias.
Si bien los análisis deterministas se pueden utilizar para verificar el cumplimiento de los criterios de
aceptación, es posible servirse de los análisis probabilistas de seguridad (APS) para determinar la
probabilidad de que cada barrera resulte dañada. Así pues, los APS pueden ser un instrumento adecuado
para evaluar el riesgo derivado de secuencias de baja frecuencia que dan lugar al daño de barreras, mientras
que el análisis determinista es adecuado para sucesos de mayor frecuencia.
Los análisis deterministas de seguridad desempeñan un papel importante en la realización de un APS
porque proporcionan información sobre si el escenario del accidente se traducirá en el fallo de una barrera
de los productos de fisión. El árbol de fallos de un APS es un poderoso instrumento que se puede utilizar
para confirmar supuestos comúnmente utilizados en el cálculo determinista acerca de la disponibilidad de
los sistemas.
Los objetivos del APS son determinar todos los factores importantes que contribuyen a los riesgos
radiológicos asociados con una instalación o actividad, y evaluar en qué medida el diseño global es
equilibrado y cumple los criterios de seguridad probabilistas, cuando estos se han definido. En lo que
respecta a la seguridad del reactor, el APS emplea un enfoque amplio y estructurado para identificar
escenarios de fallo. Este es un instrumento conceptual y matemático que permite obtener estimaciones
numéricas del riesgo. El enfoque probabilista utiliza supuestos realistas siempre que sea posible, y ofrece un
marco para abordar explícitamente muchas de las incertidumbres. Los enfoques probabilistas pueden
proporcionar información que a veces no es posible obtener con un análisis determinista sobre la fiabilidad
del comportamiento de los sistemas, las interacciones y las deficiencias del diseño, la aplicación de la
defensa en profundidad y los riesgos.
Las mejoras del enfoque global del análisis de la seguridad han permitido una mayor integración de los
métodos deterministas y probabilistas. Con el aumento de la calidad de los modelos y los datos, es posible
elaborar análisis deterministas más realistas y utilizar información probabilista al seleccionar los escenarios
de accidentes. Se está atribuyendo una importancia creciente a especificar de modo probabilista cómo se ha
de demostrar el cumplimiento de los criterios deterministas de seguridad, por ejemplo, estableciendo
intervalos de confianza e indicando la forma en que se deben especificar los márgenes de seguridad.
Se pueden utilizar varias técnicas para realizar un APS. El método habitual consiste en emplear una
combinación de árboles de sucesos y árboles de fallos. En este análisis, el tamaño relativo (la complejidad)
de los árboles de sucesos y de fallos es, en gran medida, una cuestión de preferencias, pero también depende
de las características del programa informático que se utilice.
65
Recuadro 2.7. Evaluaciones deterministas y probabilistas de la seguridad [47, 48] (cont.)
Los árboles de sucesos indican las características generales de las secuencias de accidente, que parten del
suceso iniciador y, en función de que los sistemas de seguridad de mitigación y los sistemas relacionados con
la seguridad funcionen correctamente o no, conducen a un resultado positivo o a un daño al núcleo, o a uno de
los estados de daño de la planta (exigido en el nivel 2 del APS). Los árboles de fallos se utilizan para modelar
el fallo de los sistemas de seguridad y los sistemas de apoyo en el cumplimiento de sus funciones de seguridad.
Los árboles de fallos deberían elaborarse a fin de proporcionar un modelo lógico para los estados de fallo de
los sistemas de seguridad especificados en el análisis del árbol de sucesos. El criterio de fallo que crea el
suceso no deseado del árbol de fallos para cada función del sistema de seguridad debería ser el inverso
lógico del criterio de éxito de la secuencia de accidentes. Los sucesos básicos modelados en los árboles de
fallos deberían ser coherentes con los datos disponibles sobre los fallos de los componentes. Los modelos de
árboles de fallos deberían elaborarse hasta el nivel de los modos de fallo importantes de los distintos
componentes (bombas, válvulas, generadores diésel, etc.) y de los distintos errores humanos, y deberían
incluir todos los sucesos básicos que puedan conducir, directamente o en combinación con otros sucesos
básicos, al suceso no deseado del árbol de fallos.
La TEPCO comenzó a realizar evaluaciones probabilistas de seguridad, junto con algunos análisis
deterministas de seguridad en las secuencias de accidente más importantes, en los primeros años
noventa. En consonancia con la práctica en los Estados Miembros del OIEA en esa época, estas
evaluaciones probabilistas de seguridad se limitaron a los sucesos en centrales nucleares con una sola
unidad. Aunque la central nuclear de Fukushima Daiichi estaba situada en una zona en que era posible
un tsunami, estos análisis no incluyeron los fallos de causa común provocados por una inundación o por
una pérdida amplia de la energía eléctrica [8]. Los estudios probabilistas de evaluación de la seguridad
realizados para la central nuclear de Fukushima Daiichi tampoco tuvieron en cuenta las inundaciones o
los incendios internos, y los supuestos relativos a las intervenciones de los operadores fueron optimistas.
Se requiere una evaluación probabilista completa de la seguridad, que incluya secuencias de inundaciones
internas, para poner de relieve la vulnerabilidad a las inundaciones de los sistemas de importancia vital
para la central, como los generadores diésel de emergencia y el aparellaje eléctrico. En 1991, una tubería
corroída provocó una fuga de agua a razón de 20 metros cúbicos por hora, que penetró en la sala del
sistema de suministro eléctrico de emergencia del reactor por la puerta y por las entradas de los cables en la
Unidad 1 de la central nuclear de Fukushima Daiichi. Este suceso demostró la vulnerabilidad a las
inundaciones si los generadores diésel de emergencia y el aparellaje eléctrico se encontraban en el sótano.
La orientación para la gestión de accidentes se había evaluado en la central nuclear de Fukushima
Daiichi también mediante algunos estudios probabilistas de seguridad de alcance limitado. Por
ejemplo, estas evaluaciones habían incluido el uso del sistema de venteo de la contención mediante la
aplicación del método del árbol de fallos para simular fallos del equipo con una probabilidad de error
humano en la operación manual. Pero no se había efectuado una evaluación a fondo de los problemas
con que se podía tropezar en la gestión de un accidente severo, incluida la limitada capacitación y
orientación impartida al personal de la central. No se había reconocido que los supuestos acerca de las
probabilidades de fallos eran excesivamente optimistas, y los estudios no se tradujeron en mejoras de
los procedimientos y la orientación [47] (véase el recuadro 2.8 sobre la gestión de accidentes).
La central nuclear de Fukushima Daiichi tenía algunas deficiencias que no se podían evaluar plenamente
con un estudio probabilista de seguridad, como se recomendaba en las normas de seguridad del
OIEA [47, 49]. Como ejemplos de ello cabe citar la falta de protección para los generadores diésel de
emergencia, las salas de baterías y el aparellaje eléctrico contra una inundación, y la baja probabilidad
de éxito de las intervenciones en caso de accidente severo, dado el limitado nivel de orientación,
capacitación y conocimiento del personal de la planta sobre la gestión de accidentes severos. Los
accidentes que sobrepasan la base de diseño no se habían tenido suficientemente en cuenta, lo que afectó
a la capacidad de mantener la refrigeración del núcleo de los reactores, a la posibilidad de los operadores
de monitorizar parámetros de seguridad importantes y a la gestión de las condiciones de accidente
severo (véase la figura 2.7).
66
Fig. 2.7. Repercusiones de la consideración insuficiente de los accidentes que sobrepasan la base de diseño en la capacidad
de mantener la refrigeración del núcleo del reactor, la posibilidad de los operadores de monitorizar parámetros de
seguridad importantes y la gestión de las condiciones de accidente severo [27, 50].
Recuadro 2.8. Gestión de accidentes [41]
Todas las centrales deberían contar con un programa de gestión de accidentes, independientemente de la
frecuencia del daño total al núcleo o la frecuencia de la emisión de productos de fisión calculadas para la planta.
Al elaborar la orientación para la gestión de accidentes debería utilizarse un enfoque descendente estructurado.
Este enfoque debe comenzar con los objetivos y estrategias y culminar con procedimientos y directrices, y
abarcar tanto los aspectos de prevención como los de mitigación.
En el nivel superior, los objetivos de la gestión de accidentes se definen como sigue: prevenir un daño
importante al núcleo; detener el avance del daño al núcleo si ha comenzado; mantener la integridad de la
contención por la mayor cantidad de tiempo posible; reducir al mínimo las emisiones de materiales radiactivos;
alcanzar un estado estable a largo plazo. Para lograr estos objetivos, deberían elaborarse varias estrategias.
A partir de esas estrategias, deben derivarse medidas adecuadas y eficaces para la gestión de los accidentes. Esas
medidas comprenden modificaciones de la central, cuando se consideren importantes para gestionar accidentes
que sobrepasen la base de diseño y accidentes severos, y acciones del personal. Una de ellas es la reparación del
equipo que haya fallado. Debe elaborarse una orientación adecuada, en forma de procedimientos y directrices,
para el personal encargado de ejecutar las medidas de gestión de accidentes.
Al formular la orientación para la gestión de accidentes, deberían tenerse en cuenta todas las capacidades de la
planta previstas en el diseño, utilizando los sistemas de seguridad y no relacionados con la seguridad, e
incluyendo el posible uso de algunos sistemas más allá de la función para la que fueron concebidos y de las
condiciones de funcionamiento previstas, y sobrepasando posiblemente su base de diseño. Debería especificarse
en qué momento ha de producirse la transferencia de la responsabilidad y la autoridad del dominio de la
prevención al de la mitigación, sobre la base de criterios debidamente definidos y documentados.
Antes de efectuar cualquier cambio en la configuración de la central, o si aparecen nuevos resultados de
investigaciones de fenómenos físicos, deberían estudiarse las repercusiones en la orientación para la gestión de
accidentes, e introducirse en esta las modificaciones que sean necesarias.
El limitado alcance de las prescripciones del órgano regulador para los accidentes que sobrepasan la
base de diseño contribuyó a que los operadores de la central no consideraran adecuadamente los
riesgos pertinentes. Este aspecto se puso de relieve durante una misión del Servicio Integrado de
Examen de la Situación Reglamentaria (IRRS) del OIEA realizada en junio de 2007, en que se
concluyó que “no existe ninguna norma jurídica que obligue a tener en cuenta los accidentes que
sobrepasan la base de diseño, porque se considera que en las centrales japonesas la seguridad está
garantizada adecuadamente por las medidas preventivas” [51]. Por ejemplo, el proceso de examen
periódico de la seguridad del Japón no exigía a las organizaciones explotadoras que actualizaran sus
análisis empleando las técnicas más modernas [52].
67
En el programa de gestión de accidentes de la TEPCO se supuso que la corriente alterna se
recuperaría rápidamente en la central nuclear de Fukushima Daiichi. La TEPCO también supuso que
otros servicios esenciales, como la corriente continua y el aire a alta presión, estarían disponibles en
todo momento para la alimentación eléctrica de la instrumentación y el funcionamiento de las
válvulas. El programa y las directrices no incluían la posibilidad de que un accidente severo afectara a
varias unidades de reactores simultáneamente, ni la posibilidad de que se experimentaran dificultades
para recibir apoyo desde fuera del emplazamiento debido a la perturbación grave de la infraestructura
exterior. Este enfoque era conforme a la práctica internacional de ese entonces. El accidente demostró
que el funcionamiento de ciertos sistemas en condiciones que sobrepasen la base de diseño requería
una excepcional competencia por parte de los operadores para mantener las funciones de seguridad
fundamentales.
La orientación para la gestión de accidentes existente en la central nuclear de Fukushima Daiichi
consistía en un conjunto de documentos para los operadores, que incluían procedimientos de
operación de emergencia y directrices para la gestión de accidentes severos. Había también directrices
para la gestión de accidentes que el personal de apoyo técnico de la TEPCO podía utilizar para
organizar la respuesta de emergencia. Colectivamente, esos documentos abarcaban las distintas
respuestas a los accidentes base de diseño y los accidentes fuera de la base de diseño, incluidos los
accidentes severos. La pérdida de la energía eléctrica y la falta de información adecuada sobre el
estado de la central dificultaron la respuesta eficaz de los operadores a los sucesos que se iban
produciendo. Las directrices para la gestión de accidentes no abarcaban medidas de contingencia en
caso de pérdida de la instrumentación necesaria para obtener los parámetros esenciales que
permitieran a los operadores determinar el estado de la central nuclear. Además, las directrices no
daban recomendaciones para gestionar accidentes cuando todos los sistemas de distribución eléctrica
relacionados con la seguridad, y posteriormente muchos de los sistemas de seguridad que dependieran
de ellos, dejaran de funcionar.
El personal no estaba capacitado para adoptar medidas de gestión de accidentes en caso de apagón
prolongado de la central, o cuando la información fuera limitada o nula. A pesar de ello, el personal
de operaciones realizó sus actividades correctamente en las difíciles condiciones creadas por el
accidente. Sin embargo, la imposibilidad de obtener información fundamental sobre el estado de la
planta y la necesidad de improvisar medidas de mitigación obstaculizaron la respuesta. La ausencia de
prescripciones para la gestión de los accidentes severos en el marco regulador también contribuyó a la
falta de preparación de la TEPCO. La Comisión de Seguridad Nuclear había publicado una guía sobre
la gestión de accidentes en 1992 [23], y el mismo año el Ministerio de Comercio Internacional e
Industria había publicado una Hoja de ruta para la gestión de accidentes. El Ministerio había
solicitado también a las organizaciones explotadoras de centrales nucleares que adoptaran medidas
para gestionar accidentes más graves que los considerados en el diseño inicial. Sin embargo, esto no
era un requisito obligatorio, por lo que las disposiciones adoptadas voluntariamente por las
organizaciones explotadoras fueron limitadas. La misión IRRS del OIEA al Japón en 2007 indicó la
necesidad de prescripciones reglamentarias para los accidentes que sobrepasaran la base de diseño, y
sugirió que el OSNI siguiera elaborando un enfoque sistemático para la consideración de esos
sucesos, y también para el uso complementario de la evaluación probabilista de la seguridad y la
gestión de accidentes severos [51]. Las sugerencias de la misión de examen no estimularon la
adopción de nuevas medidas en esta esfera.
2.2.5.
Evaluación de la eficacia reguladora
En la época del accidente, la regulación de la seguridad nuclear en el Japón corría a cargo de
varias organizaciones con diferentes funciones y responsabilidades y con interrelaciones
complejas. No estaba totalmente claro cuáles de ellas tenían la responsabilidad y la autoridad de
emitir instrucciones vinculantes sobre cómo responder sin demora a las cuestiones de seguridad.
68
El programa de inspecciones reglamentarias tenía una estructura rígida, que reducía la capacidad
del órgano regulador de verificar la seguridad en los momentos debidos y de detectar las posibles
cuestiones nuevas de seguridad.
Los reglamentos, directrices y procedimientos existentes en la época del accidente no eran
plenamente acordes con la práctica internacional en algunas áreas clave, especialmente en lo
relativo a los exámenes periódicos de la seguridad, la revaluación de los peligros, la gestión de los
accidentes severos y la cultura de la seguridad.
En el marco jurídico para la seguridad nuclear que se aplicaba en el Japón en la época del accidente,
el Gobierno había establecido leyes principales, complementadas por leyes subsidiarias y ordenanzas
y estatutos ministeriales. La estructura general del marco legislativo y regulador vigente en el
momento del accidente se ilustra en las figuras 2.8 y 2.9. La estructura reguladora del Japón en esa
época consistía en varios departamentos gubernamentales y otras organizaciones con
responsabilidades en materia de seguridad nuclear. La estructura se había revisado dos veces, tras el
incidente radiológico a bordo del buque nuclear Mutsu en 1974 y tras el accidente de criticidad de la
instalación de la JCO en Tokaimura en 1999, pero algunas cuestiones fundamentales relacionadas con
la aclaración de las funciones y responsabilidades no se habían abordado [53, 54]. La misión IRRS del
OIEA en 2007 señaló la necesidad de mejorar, afinar y aclarar varios aspectos reglamentarios [51],
como las normas relativas al tratamiento de los accidentes que sobrepasan la base de diseño y la
aclaración de las funciones y responsabilidades del OSNI y de la Comisión de Seguridad Nuclear del
Japón dentro del sistema regulador japonés.
El Ministerio de Economía, Comercio e Industria (MECI) era el responsable de la política sobre el
desarrollo y la utilización de la energía nuclear, así como de la regulación de las instalaciones nucleares
comerciales. Dentro del MECI, el Organismo de Recursos Naturales y Energía (ORNE) se encargaba de
la supervisión del suministro de energía nacional, incluida la promoción de la energía nuclear. El OSNI
se había establecido en 2001 como organismo especial adscrito al ORNE, y se le habían asignado las
funciones de órgano regulador de la seguridad nuclear. La ley disponía que, en caso de conflicto entre la
seguridad y la promoción, el Ministro del MECI debía dar prioridad a la seguridad. El MECI había
establecido su Plan Estratégico Nacional sobre la base de esta priorización, y la misión del IRRS del
OIEA en 2007 llegó a la conclusión de que el OSNI era efectivamente independiente del ORNE en la
adopción de sus decisiones reguladoras. Sin embargo, la misión sugirió también que la independencia
del OSNI respecto del MECI debería reflejarse más claramente en la legislación.
El Ministerio de Educación, Cultura, Deportes, Ciencia y Tecnología (MEXT) tenía asimismo
responsabilidades reguladoras, que incluían la supervisión de la protección radiológica y las
salvaguardias del material nuclear en las centrales nucleares, los reactores de investigación y ciertas
instalaciones de investigación y desarrollo de la energía nucleoeléctrica. El Ministerio supervisaba
también el Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas (NIRS) y el Organismo de Energía Atómica
del Japón (JAEA).
La Comisión de Seguridad Nuclear del Japón, situada en la Oficina del Gabinete y subordinada al
Primer Ministro, era un órgano independiente con funciones consultivas y de supervisión en el marco
de la reglamentación nuclear. La Comisión elaboraba y publicaba los documentos de política y las
guías de reglamentación referentes a la seguridad nuclear que utilizaba el OSNI en su labor
reguladora. La Comisión estaba legalmente facultada para pedir informes al OSNI, y supervisaba la
labor de este. Además tenía su propio personal para realizar exámenes y evaluaciones independientes
de las solicitudes de licencias para centrales nucleares y reconfirmar las conclusiones del OSNI. La
misión IRRS del OIEA en 2007 señaló que la función del OSNI como órgano regulador en relación
con la Comisión de Seguridad Nuclear debía aclararse.
El OSNI contaba con el apoyo de la Organización de Seguridad de la Energía Nuclear del Japón
(JNES), que se había establecido en 2003 en virtud de una ley aprobada en 2002 [51]. Las principales
funciones de la JNES consistían en realizar inspecciones en las instalaciones nucleares, examinar las
69
inspecciones periódicas de los titulares de licencias, apoyar la preparación para emergencias nucleares
y coordinar los proyectos de investigación relacionados con la seguridad. Un órgano regulador
necesita un programa de inspección amplio para poder determinar independientemente los problemas
de seguridad de una central. En la época del accidente, a pesar de los esfuerzos del OSNI [56], las
inspecciones en el Japón tenían una estructura rígida, y su tipo y frecuencia estaban determinados por
ley. En 2011, el informe del Japón a la Convención sobre Seguridad Nuclear indicó que las
actividades de gestión de la seguridad de las entidades explotadoras se regían por las inspecciones de
la seguridad operacional que había aprobado el OSNI. El OSNI llevaba a cabo inspecciones
trimestrales para comprobar que las entidades explotadoras cumplieran con su obligación de realizar
exámenes periódicos de la seguridad. El OSNI y la JNES también realizaban inspecciones periódicas,
a intervalos no superiores a 13 meses, del mantenimiento de las estructuras, sistemas y componentes
de las centrales nucleares por las entidades explotadoras. Esa labor se concentraba en las estructuras,
sistemas y componentes importantes para la seguridad, por ejemplo los del sistema de parada del
reactor, la barrera de presión del refrigerante del reactor, el sistema de evacuación del calor residual y
el sistema de contención. Estos procedimientos reglamentarios se sumaban a las visitas de inspección
de las propias entidades explotadoras y a su gestión del mantenimiento de las instalaciones nucleares,
sus evaluaciones periódicas de la seguridad y sus evaluaciones técnicas relacionadas con el
envejecimiento de las centrales nucleares. El OSNI tenía escasa facultad para ampliar las inspecciones
más allá del ámbito definido por la ley, lo que restringía su capacidad de detectar las deficiencias y
desviaciones y de asegurarse de que se extrajeran las enseñanzas pertinentes [51]. Este enfoque
limitaba la eficacia de la inspección reglamentaria en sus funciones de detectar las cuestiones de
seguridad y verificar la seguridad de las actividades de los titulares de licencias y su cumplimiento de
las prescripciones.
La Comisión de Seguridad Nuclear publicaba una serie de directrices que, en la práctica, se
consideraban prescripciones [34]. Estas directrices se complementaban con las normas
consensuadas publicadas por las sociedades profesionales y académicas. Sin embargo, en algunas
esferas clave los reglamentos y directrices no se ajustaban plenamente a la práctica internacional en
la época del accidente. Las diferencias más importantes se relacionaban con los exámenes
periódicos de la seguridad, la revaluación de los peligros, la gestión de accidentes severos y la
cultura de la seguridad [52, 57, 58].
El examen periódico de la seguridad ofrece un mecanismo oficial para que los titulares de licencias y
el órgano regulador reexaminen el diseño y los peligros externos a la luz de la nueva información de
que se disponga y de las normas y la tecnología del momento [52]. En el Japón se debían realizar
exámenes periódicos de la seguridad a intervalos de diez años en virtud del reglamento publicado
en 2003 [51], cuyo alcance era limitado y no se ajustaba plenamente a la práctica internacional ya que
no exigía la repetición de los exámenes de los peligros externos [51, 52, 58].
La misión IRRS del OIEA en 2007 señaló que el OSNI debía estar en condiciones de hacer una
contribución importante al desarrollo de la reglamentación sobre la seguridad. También señaló que
debía estar facultado para modificar su programa de inspecciones con flexibilidad a fin de optimizar
su eficacia y especificidad, incluida la posibilidad de realizar inspecciones de la seguridad en los
lugares y momentos que considerara oportunos [51]. La misión IRRS del OIEA sugirió también que
el OSNI fomentara relaciones francas y abiertas con la industria nuclear y las organizaciones
explotadoras para comunicar los problemas relacionados con la reglamentación directamente al nivel
de la administración.
70
Fig. 2.8. Marco legislativo y regulador para la seguridad de las instalaciones nucleares en el Japón en la época del
accidente [55].
71
Fig. 2.9. Posición del OSNI en el Gobierno del Japón.
Establecimiento de la nueva autoridad reguladora
En septiembre de 2012 se estableció la Autoridad de Reglamentación Nuclear (ARN) [59]. La ARN
efectuó un examen de las directrices y prescripciones reglamentarias relativas a la seguridad con la
finalidad de formular normas nuevas para proteger a las personas y el medio ambiente. En 2013
entraron en vigor las nuevas prescripciones reglamentarias para las centrales nucleares. Tomando
como base el concepto de la defensa en profundidad, se otorgó importancia a los niveles tres y cuatro
y a la prevención de la pérdida simultánea de todas las funciones de seguridad debido a una causa
común. Se revaluaron los supuestos anteriores relativos a los efectos de terremotos, tsunamis y otros
sucesos externos, como las erupciones volcánicas, los tornados y los incendios forestales, y se
examinaron las contramedidas para garantizar la seguridad nuclear si se producían esos sucesos
externos. También se estudiaron contramedidas para casos de incendios e inundaciones dentro del
emplazamiento, y mejoras de la fiabilidad del suministro eléctrico interno y exterior para hacer frente
a la posibilidad de apagón en una central.
Además, se exigieron contramedidas para la respuesta a accidentes severos que pudieran provocar
daños al núcleo, daños a la vasija de contención y la difusión de materiales radiactivos, medidas
mejoradas para la inyección de agua en las piscinas de combustible gastado, contramedidas para casos
de accidente aéreo y la instalación de un edificio para la respuesta de emergencia.
Como ejemplos de los nuevos requisitos reglamentarios establecidos a la luz del accidente de la
central nuclear de Fukushima Daiichi cabe mencionar: 1) las prescripciones reforzadas respecto de la
resistencia a terremotos y tsunamis; 2) las prescripciones nuevas o reforzadas respecto de la base de
diseño; y 3) las prescripciones nuevas respecto de las medidas contra accidentes severos [60].
72
Se integraron en la ARN las funciones y responsabilidades que antes estaban asignadas a diferentes
organizaciones gubernamentales. La ARN tiene competencia en una parte de las actividades del NIRS
y del JAEA. La principal organización de apoyo técnico en materia de seguridad nuclear, la JNES, se
fundió con la ARN el 1 de marzo de 2014.
La ARN ha adoptado un proceso de examen periódico de la seguridad que es acorde con las normas
de seguridad del OIEA y que se implantó en diciembre de 2013. El sistema exige que los titulares de
licencias de reactores nucleares de potencia realicen evaluaciones integrales de la seguridad de los
reactores y, en el plazo de seis meses contados a partir del término de la inspección periódica,
presenten a la ARN los resultados, que deben indicar lo siguiente:
 El cumplimiento de los requisitos reglamentarios;
 Las medidas adoptadas para mejorar la seguridad a título voluntario;
 La evaluación y el examen de los márgenes de seguridad para determinar la posibilidad de
mejorarlos y una evaluación probabilista del riesgo;
 Una revaluación integral sobre la base de estos resultados y los planes de acción para mejorar la
seguridad.
El Japón solicitó al OIEA la realización de una misión IRRS hacia finales de 2015, con el objetivo de
reforzar la seguridad nuclear y mejorar la competencia de la ARN como regulador nuclear
independiente mediante un proceso de aprendizaje continuo, transparente y abierto.
2.2.6.
Evaluación de los factores humanos y organizativos
Antes del accidente se daba por supuesto en el Japón que el diseño de las centrales nucleares y las
medidas de seguridad que se habían establecido eran suficientemente robustos para resistir a los
sucesos externos de baja probabilidad y grandes consecuencias.
Debido al supuesto básico de que las centrales nucleares del Japón eran seguras, las
organizaciones y su personal tendían a no poner en duda el nivel de seguridad. Ese supuesto básico
reforzado entre las partes interesadas de que el diseño técnico de las centrales nucleares era
robusto creó una situación en que no se introducían mejoras de la seguridad con la debida
prontitud.
El accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi demostró que, para determinar mejor las
vulnerabilidades de una central, es necesario adoptar un enfoque integrado que tenga en cuenta
las complejas interacciones de las personas, las organizaciones y la tecnología.
Antes del accidente no se detectó que no se había prestado suficiente atención a los sucesos externos
de baja probabilidad y grandes consecuencias. Ello se debió en parte al supuesto básico imperante en
el Japón, reforzado a lo largo de muchas décadas, de que la robustez del diseño técnico de las
centrales nucleares proporcionaría suficiente protección contra los riesgos postulados. En
consecuencia, los sucesos que condujeron al accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi no
estaban previstos en los supuestos básicos de las organizaciones explotadoras, el órgano regulador y el
Gobierno. Esos supuestos básicos influyeron en las decisiones y acciones de una amplia gama de
partes interesadas, y no solo en las de los participantes directos en el funcionamiento y la
reglamentación de las centrales nucleares.
73
Recuadro 2.9. Cultura de la seguridad
En el INSAG-4, una publicación del Grupo Internacional de Seguridad Nuclear (INSAG), la cultura de la
seguridad se definió como el conjunto de características y actitudes de las organizaciones y personas que
establece, como prioridad absoluta, que las cuestiones de seguridad de las centrales nucleares reciban la
atención que merecen por su importancia [61].
Las publicaciones Nº GS-G-3.5 de la Colección de Normas de Seguridad del OIEA [62] y Nº 11 de la
Colección de Informes de Seguridad del OIEA [63] dejan en claro que la cultura de la seguridad es en sí
misma un subconjunto de la cultura de toda la organización, que comprende la mezcla de valores
compartidos, actitudes y pautas de comportamiento que confieren a la organización su carácter particular.
Las organizaciones pasan normalmente por varias fases al desarrollar y fortalecer su cultura de la seguridad.
En el volumen Nº 11 de la Colección de Informes de Seguridad se distinguen las tres fases siguientes:
1) La seguridad es el resultado del grado de cumplimiento y se basa principalmente en las normas y
reglamentos. En esta fase se considera que la seguridad es una cuestión técnica, y que para mantenerla basta
cumplir con las normas y los reglamentos impuestos desde fuera.
2) El buen desempeño con respecto a la seguridad pasa a ser un objetivo de la organización y se gestiona
principalmente mediante metas u objetivos de seguridad.
3) La seguridad se considera un proceso continuo de mejora al que todos pueden contribuir.
En realidad, las tres fases no están perfectamente diferenciadas y las organizaciones pueden ir más
adelantadas en algunas partes del proceso de fortalecimiento de la cultura de la seguridad que en otras.
Los supuestos básicos influyeron en que el OSNI no ejerciera suficiente autoridad y, por ende, no
fuera capaz de poner en tela de juicio otros supuestos relativos a la seguridad nuclear. El OSNI se vio
obstaculizado en el cumplimiento de su función de supervisión por la falta de un marco regulador
apropiado y también por limitaciones jurídicas explícitas [6, 51]. Por ejemplo, la misión IRRS del
OIEA de 2007 determinó que los inspectores del OSNI no tenían acceso sin trabas a los locales de los
titulares de licencias para realizar inspecciones, y solo podían efectuar esas inspecciones en
determinados momentos. Debido al supuesto básico de que la robustez del diseño técnico
proporcionaría suficiente protección contra los riesgos postulados, el OSNI trabajó en general de un
modo menos integrador y más reactivo, centrándose en algunos casos en actividades a corto plazo, y
no abordó las cuestiones más fundamentales y a largo plazo, como la consideración y aplicación de
las normas de seguridad del OIEA. En algunos casos, la reglamentación no se actualizó, o no se
realizaron simulacros de emergencias complejas, por temor a que la población quedara con la
impresión de que las centrales nucleares no eran seguras, en contra del supuesto básico imperante [5].
El mismo supuesto básico de que las centrales nucleares eran seguras influyó también en las medidas
adoptadas por la TEPCO, y le hizo confiar en la capacidad de las características técnicas de sus
centrales para evitar accidentes nucleares severos. Esto se tradujo en la preparación insuficiente de la
TEPCO para mitigar el accidente de marzo de 2011 [6, 7, 65]. El riesgo de que una inundación
desencadenara un accidente nuclear no estaba previsto en el supuesto básico y, por ello, no se había
seguido toda la orientación internacional más reciente sobre la gestión de accidentes severos [66]. El
supuesto básico excluía también la posibilidad de un fallo de causa común que pudiera conducir a un
apagón en múltiples unidades de una central.
El hecho de que las organizaciones competentes y su personal no cuestionaran o reexaminaran los
supuestos básicos de la seguridad nuclear ilustra una deficiencia en la cultura de la seguridad. Como
se indicó en el recuadro 2.9, en la tercera fase de un programa de cultura de la seguridad se toma
consciencia de la necesidad de establecer un proceso de mejora continuo, que debería incluir la
reconsideración periódica de la idoneidad de la seguridad nuclear. Una forma de poner en tela de
juicio los supuestos básicos es adoptar un enfoque sistémico de la seguridad nuclear y entender la
complejidad de todo el abanico de interacciones de los factores humanos, técnicos y organizativos. El
hecho de no haber abordado suficientemente estas interacciones fue uno de los factores que
contribuyeron al accidente, porque el supuesto básico no se detectó.
74
Recuadro 2.10. Supuestos básicos [64]
Para entender la cultura de la seguridad en su totalidad, deben determinarse los artefactos y comportamientos,
los valores propugnados y los supuestos básicos que forman los tres niveles del concepto de cultura en lo que
atañe a la seguridad. La aplicación del modelo en tres niveles a una organización específica reflejaría las
características peculiares de esa organización y permitiría establecer nexos lógicos entre los artefactos, los
valores propugnados y los supuestos básicos. Los nexos lógicos no quedan claros en los ejemplos ilustrativos
que se dan a continuación, ya que estos no se han tomado de ninguna organización en particular.
Los artefactos son los más fáciles de observar, pero los más difíciles de interpretar. El conocimiento de los
valores propugnados ayudará a entender su significado, pero solo cuando se comprendan los supuestos
básicos se aclarará el significado de los componentes a nivel de los artefactos.
Artefactos y comportamientos: Arquitectura, rituales de saludo, vestimenta, formas de tratamiento: son
visibles.
Valores propugnados: Estrategias, objetivos, filosofías: pueden averiguarse.
Supuestos básicos: Naturaleza humana, base del respeto por las personas: son inconscientes, y por lo
general tácitos.
Los supuestos básicos son el nivel más profundo de la cultura. Son creencias fundamentales que se dan por
sentado hasta el punto de que la mayoría de las personas de un grupo cultural se adhiere a ellas, pero no de
forma consciente. Para comprender cualquier cultura es necesario desvelar los supuestos básicos que están
operando. En el caso de una organización, esos supuestos también reflejarán su historia, y los valores,
creencias y suposiciones de los fundadores y de los principales dirigentes que hicieron posible su éxito. Es
poco frecuente que los supuestos básicos se discutan y cuestionen, y cambiarlos es sumamente difícil.
Recuadro 2.11. Enfoque sistémico de la seguridad [67]
El enfoque sistémico de la seguridad toma en consideración el sistema completo y examina las
interacciones dinámicas de todos los factores pertinentes del sistema, a saber, los factores
humanos (como los conocimientos, las ideas, las decisiones y las acciones), los factores técnicos
(como la tecnología, los instrumentos o el equipo) y los factores organizativos (como el sistema
de gestión, la estructura orgánica, la gobernanza o los recursos).
El enfoque sistémico de la seguridad trata este sistema complejo de interacciones como un todo. Por
ejemplo, entre los factores que es importante considerar en una central nuclear figuran los que se
relacionan con las personas, como los conocimientos, las decisiones, las ideas, las emociones y las
acciones. Los factores técnicos comprenden los aspectos físicos de la central nuclear y la variedad
de instrumentos y equipos técnicos que se utilizan para su funcionamiento. Los factores
organizativos incluyen el sistema de gestión, la estructura orgánica, la gobernanza de la central y
los recursos humanos y financieros. La consideración de la interacción de todos los factores
humanos, técnicos y organizativos revela la complejidad y el carácter no lineal de las operaciones
en una central nuclear. Es necesario examinar mejor cómo interactúan entre sí los puntos débiles y
fuertes de todos estos factores a fin de reducir o eliminar los riesgos de forma proactiva.
La tendencia de la mayoría de los interesados a no cuestionar la idoneidad de las características de
seguridad de la central reforzó el supuesto de que la robustez del diseño técnico y las medidas de
seguridad existentes serían suficientes para protegerla. El resultado de ello fue que no se introdujeron
de manera proactiva y rápida las mejoras de la seguridad necesarias [5 a 7].
Los operadores que respondieron directamente en las primeras fases del accidente tuvieron que actuar en
circunstancias extremas. La ansiedad y el estrés causados por las medidas que tenían que adoptar se
vieron agravados por el hecho de que en muchos casos no disponían de información sobre la seguridad
de sus familiares o sobre el estado de sus hogares. Las personas que se encontraban en el emplazamiento
no sabían cómo evolucionaría el accidente, lo que creó una incertidumbre considerable; a pesar de ello,
hicieron todo lo posible por proteger a la población y el medio ambiente. Los operadores se vieron
75
enfrentados a una situación sin precedentes: la necesidad de gestionar un accidente en múltiples
unidades, durante una crisis nacional y con una infraestructura gravemente dañada. Ello creó un entorno
de trabajo sumamente adverso desde los puntos de vista físico y psicológico.
La interacción de los factores humanos, organizativos y técnicos de todas las organizaciones
interesadas y entre los diferentes niveles de cada una de ellas se produce dentro del ámbito más
amplio de la cultura de la seguridad de la organización, y por lo tanto refleja esa cultura de la
organización. Con un enfoque sistémico de la seguridad que analice los factores humanos,
organizativos y técnicos, una organización puede estar mejor preparada para un suceso imprevisto. La
seguridad nuclear dependerá también de las actitudes y los comportamientos de las personas [67]. Los
factores humanos y organizativos que hacen que no se cuestionen o examinen los supuestos básicos
de la seguridad pueden inducir a las organizaciones o a las personas a adoptar decisiones y realizar
acciones que comprometan inadvertidamente la seguridad nuclear. Es importante tener presentes esos
supuestos básicos y esforzarse por comprender sus repercusiones en la seguridad nuclear.
2.3.
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS
De la evaluación de las consideraciones de seguridad nuclear relacionadas con el accidente se
desprenden varias observaciones y enseñanzas.
 La evaluación de los peligros naturales debe ser suficientemente prudente. La consideración
de datos principalmente históricos al establecer la base de diseño de las centrales nucleares
no es suficiente para caracterizar los riesgos de los peligros naturales extremos. Incluso
cuando se dispone de amplios datos, el hecho de que los períodos de observación sean
relativamente breves hace que la predicción de los peligros naturales esté sujeta a grandes
incertidumbres.
Los sucesos naturales extremos que tienen una probabilidad muy baja de ocurrir pueden tener
consecuencias importantes, y la predicción de los peligros naturales extremos sigue siendo difícil
y controvertida a causa de las incertidumbres. Además, esas predicciones pueden cambiar durante
la vida de una central nuclear a medida que se dispone de más información y los métodos de
análisis mejoran. Por consiguiente, es necesario utilizar todos los datos disponibles pertinentes,
tanto nacionales como internacionales, para asegurar una predicción fiable de los peligros, definir
una base de diseño fiable y realista respecto de los sucesos naturales extremos, y diseñar centrales
nucleares con márgenes de seguridad suficientes.
 La seguridad de las centrales nucleares debe revaluarse periódicamente para tener en
cuenta los adelantos en los conocimientos, y las medidas correctivas o compensatorias
necesarias deben adoptarse con prontitud.
El programa de examen periódico de la seguridad en la central nuclear de Fukushima Daiichi no
condujo a mejoras de la seguridad sobre la base de las prescripciones reglamentarias. La TEPCO
realizó la revaluación de forma voluntaria teniendo en cuenta los adelantos en los conocimientos,
con inclusión de informaciones y datos nuevos. Cuando una estimación revisada de un peligro
sobrepase las predicciones anteriores, es importante garantizar la seguridad de la instalación
aplicando medidas correctivas provisionales que respondan a la nueva estimación del peligro
mientras se evalúa la exactitud del valor revisado. Si se confirma la exactitud de la estimación de
un nuevo peligro, la organización explotadora y la autoridad reguladora deben acordar un
calendario y un plan de acción completo para implantar prontamente las disposiciones necesarias
para responder a ese peligro mayor y garantizar la seguridad de la central.
 En la evaluación de los peligros naturales se deben tener en cuenta las posibilidades de que
estos ocurran de forma combinada, ya sea simultanea o secuencialmente, y sus efectos
combinados en una central nuclear. En esa evaluación se deben tener en cuenta también los
efectos en distintas unidades de una central nuclear.
El accidente nuclear de Fukushima Daiichi demostró la necesidad de investigar a fondo el
potencial de que una combinación de peligros naturales afecte a distintas unidades de una central
76




nuclear. Al examinar las medidas de mitigación de accidentes y de recuperación es preciso tener
en cuenta los complejos escenarios que se derivan de la combinación de peligros naturales.
Los programas de experiencia operativa deben incluir la experiencia de fuentes nacionales e
internacionales. Las mejoras de la seguridad definidas por medio de esos programas deben
aplicarse sin demora. Es preciso evaluar de forma periódica e independiente el uso de la
experiencia operativa.
El programa de evaluación de la experiencia operativa en la central nuclear de Fukushima Daiichi
no condujo a cambios en el diseño que tuvieran en cuenta la experiencia nacional e internacional
en relación con las inundaciones. El examen de la experiencia operativa debe constituir una parte
estándar de los procesos de supervisión de las centrales, teniendo en cuenta las fuentes
pertinentes, como el Sistema de Notificación de Incidentes del OIEA y la Agencia para la Energía
Nuclear de la OCDE. Los órganos reguladores deber llevar a cabo exámenes independientes de la
experiencia operativa nacional e internacional a fin de confirmar que las organizaciones
explotadoras estén adoptando medidas concretas para mejorar la seguridad.
El concepto de la defensa en profundidad sigue siendo válido, pero su aplicación debe
reforzarse en todos los niveles mediante una adecuada independencia, redundancia,
diversidad y protección contra los peligros internos y externos. Es preciso centrarse no solo
en la prevención de los accidentes, sino también en la mejora de las medidas de mitigación.
La inundación resultante del tsunami inutilizó simultáneamente los tres primeros niveles de
protección de la defensa en profundidad, lo que provocó fallos de causa común de los equipos y
sistemas. Incluso en esta situación los operadores fueron capaces de aplicar estrategias de mitigación
eficaces, aunque con retraso. Todos los niveles de la defensa en profundidad relacionados con la
prevención y la mitigación de accidentes deberían reforzarse con una adecuada independencia,
redundancia, diversidad y protección, para que no puedan quedar inutilizados simultáneamente por
un peligro externo o interno y no estén expuestos a un fallo de causa común. La aplicación del
concepto de la defensa en profundidad debe reexaminarse periódicamente a lo largo de la vida útil
de una central nuclear para asegurarse de que se comprende cualquier cambio en la vulnerabilidad
de los sucesos externos y que se efectúan e implementan los cambios que corresponda al diseño. Es
necesario que los exámenes periódicos de la seguridad incluyan los peligros externos extremos,
porque esos peligros puede provocar fallos de causa común capaces de comprometer
simultáneamente varios niveles de la defensa en profundidad.
Los sistemas de instrumentación y control que sean necesarios durante los accidentes que
sobrepasen la base de diseño tienen que mantenerse en condiciones de funcionar a fin de
monitorizar los parámetros esenciales de la seguridad de la central y facilitar las
operaciones en la planta.
La pérdida de la instrumentación y el control durante el accidente en la central nuclear de Fukushima
Daiichi dejó a los operadores casi sin indicaciones de las condiciones reales en la central. La pérdida
de los sistemas de instrumentación y control menoscabó gravemente los esfuerzos por evitar un
accidente severo o mitigar sus consecuencias. El alcance y la naturaleza de los sistemas de
instrumentación y control necesarios deben definirse cuidadosamente, con arreglo a las características
del diseño de la central, incluidas las piscinas de combustible gastado. Los sistemas deben estar
protegidos de forma que estén disponibles cuando haga falta. Esto también demostró la necesidad de
mejorar las estrategias para poder controlar manualmente el equipo crucial.
Deben establecerse sistemas de refrigeración robustos y fiables para la evacuación del calor
residual, que puedan funcionar tanto en las condiciones previstas en la base de diseño como
en las que sobrepasen esa base.
En la central nuclear de Fukushima Daiichi, los operadores pudieron finalmente, con algún
retraso, desplegar equipo portátil para inyectar agua en los reactores. Los sistemas de
refrigeración basados en equipo fijo o portátil tienen que someterse a cualificaciones y ensayos
para cerciorarse de que estén en condiciones de funcionar y los operadores los puedan utilizar
cuando sea necesario.
77
 Debe asegurarse una función de confinamiento fiable para los accidentes que sobrepasen la
base de diseño, a fin de evitar una emisión importante de material radiactivo al medio
ambiente.
En la central nuclear de Fukushima Daiichi, la falta de venteo de la contención y el posterior fallo
del edificio del reactor debido a la explosión de hidrógeno provocaron una emisión importante de
material radiactivo al medio ambiente. La función de confinamiento debe evaluarse a fin de
cerciorarse de que en el diseño del equipo destinado a mantener la integridad del sistema de
confinamiento se tengan en cuenta todos los peligros posibles.
 Deben realizarse análisis de seguridad probabilistas y deterministas completos para
confirmar la capacidad de una planta de soportar los accidentes fuera de la base de diseño
que correspondan, y para establecer un alto grado de confianza en la robustez del diseño de
la central.
Los análisis de la seguridad pueden utilizarse tanto para evaluar como para elaborar las estrategias
de respuesta a accidentes que sobrepasen la base de diseño, y pueden incluir el empleo de
métodos deterministas y probabilistas. Los estudios de evaluación probabilista de la seguridad
realizados en la central nuclear de Fukushima Daiichi tuvieron un alcance limitado y no
consideraron la posibilidad de una inundación por fuentes internas o externas. Las limitaciones de
estos estudios contribuyeron a que los operadores dispusieran de procedimientos incompletos para
la gestión del accidente.
 Las disposiciones para la gestión de accidentes deben ser amplias y estar bien diseñadas y
actualizadas. Deben derivarse a partir de un conjunto completo de sucesos iniciadores y
condiciones de la central, y también deben prever accidentes que afecten a varias unidades
de una central con múltiples reactores.
Los procedimientos de gestión de accidentes de que disponían los operadores en la central nuclear
de Fukushima Daiichi no tenían en cuenta la posibilidad de un accidente en múltiples unidades, y
no contenían orientación para el caso de pérdida completa del suministro eléctrico. Las
disposiciones para la gestión de accidentes deben basarse en un análisis específico de la central
realizado mediante una combinación de métodos deterministas y probabilistas. En la orientación y
los procedimientos para la gestión de accidentes debe tomarse en consideración la posibilidad de
que se produzcan sucesos en varias unidades simultáneamente y en las piscinas de combustible
gastado. También se debe tener en cuenta la posibilidad de una perturbación de la infraestructura
regional, que incluya graves deficiencias en la comunicación, el transporte y los servicios
públicos. Las disposiciones para la gestión de accidentes deberían tomar en consideración
asimismo la mejor orientación disponible a nivel internacional, y deberían actualizarse
periódicamente para tener en cuenta la nueva información.
 La capacitación, los ejercicios y los simulacros deben incluir las condiciones postuladas para
un accidente severo a fin de asegurarse de que los operadores estén preparados lo mejor
posible. Ello debe comprender el uso simulado del equipo real que se desplegaría en la
gestión de un accidente severo.
Los operadores de la central nuclear de Fukushima Daiichi no habían recibido capacitación
específica en el manejo manual de sistemas tales como el condensador de aislamiento de la
Unidad 1 y los camiones de bomberos como fuente alternativa para la inyección de agua a baja
presión. En la capacitación del personal debe prestarse especial atención a las medidas que se
pueden adoptar en condiciones de pérdida prolongada de toda la alimentación eléctrica, con
escasa información sobre el estado de la central y ausencia total de información sobre parámetros
de seguridad importantes. La capacitación del personal, los ejercicios y los simulacros deben
simular de manera realista la progresión de los accidentes severos, incluida la posibilidad de que
el accidente afecte a varias unidades de un mismo emplazamiento. En la capacitación, los
ejercicios y los simulacros deben participar no sólo el personal encargado de la gestión de
accidentes en el emplazamiento, sino también todo el personal que intervendrá en la respuesta
fuera del emplazamiento, en la organización explotadora y a nivel local, regional y nacional.
78
 Para lograr una supervisión reglamentaria eficaz de la seguridad de las instalaciones
nucleares, es esencial que el órgano regulador sea independiente y posea autoridad legal,
competencia técnica y una sólida cultura de la seguridad.
El OSNI no tenía suficiente autoridad para adoptar las medidas necesarias, incluidas las
inspecciones de las instalaciones reglamentadas. Es esencial que el órgano regulador pueda tomar
decisiones independientes sobre la seguridad durante todo el tiempo de vida de las instalaciones.
Para poder adoptar esas decisiones independientes, el órgano regulador debe ser competente y
poseer suficientes recursos humanos, una adecuada autoridad legal —incluido el derecho a
suspender la explotación y/o a imponer mejoras de la seguridad a la organización explotadora— y
suficientes recursos financieros. El órgano regulador debe estar facultado para adaptar su
programa de inspecciones cuando se disponga de información nueva sobre la seguridad. También
debe poder asegurarse de que las prescripciones reglamentarias nacionales y las directrices
correspondientes para evaluar la seguridad de las instalaciones nucleares se revisen
periódicamente de conformidad con las novedades científicas y técnicas, la experiencia
operacional y las normas y prácticas internacionales.
 A fin de promover y reforzar la cultura de la seguridad, las personas y organizaciones deben
cuestionar o reexaminar continuamente los supuestos reinantes con respecto a la seguridad
nuclear, y las consecuencias de las decisiones y medidas que puedan repercutir en ella.
Para ello, las personas y organizaciones deben adoptar una actitud de cuestionamiento a fin de
determinar la naturaleza, los límites y las posibles amenazas de sus supuestos comunes sobre la
seguridad nuclear. La institucionalización de un diálogo continuo, entre las diferentes
organizaciones y dentro de cada una de ellas, sobre las cuestiones relacionadas con la seguridad
nuclear y su importancia y repercusión en las decisiones y medidas adoptadas es un elemento
esencial. Las evaluaciones periódicas de la cultura de la seguridad pueden contribuir al fomento
de la reflexión y el diálogo sobre los supuestos básicos.
 En un enfoque sistémico de la seguridad deben tomarse en consideración las interacciones
de los factores humanos, organizativos y técnicos. Este enfoque debe adoptarse durante todo
el ciclo de vida de las instalaciones nucleares.
El accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi demostró que es difícil determinar las
vulnerabilidades de los sistemas que entrañan interacciones complejas de las personas, las
organizaciones y la tecnología, porque el supuesto básico relativo a la seguridad nuclear puede no
detectarse. Se necesita un enfoque sistémico que incluya las consideraciones humanas,
tecnológicas y organizativas para entender el funcionamiento y la interacción de los componentes
del sistema global en las condiciones tanto de funcionamiento normal como de accidente.
79
3. PREPARACIÓN Y RESPUESTA EN SITUACIONES DE EMERGENCIA
En esta sección se describen los sucesos más importantes y las principales medidas de respuesta
adoptadas desde el inicio del accidente, el 11 de marzo de 2011. También se examinan el sistema
nacional de preparación y respuesta en situaciones de emergencia que existía en el Japón antes del
accidente, y el marco internacional para la preparación y respuesta en situaciones de emergencia.
En el recuadro 3.1 se resumen los principales requisitos internacionales relativos a la preparación para
responder a una emergencia nuclear que existían antes del accidente.
Recuadro 3.1. Principales requisitos relativos a la preparación para responder a una emergencia nuclear
existentes en las normas de seguridad del OIEA antes del accidente
Las normas de seguridad del OIEA [68, 69] en vigor antes del accidente exigían lo siguiente:
1) la aplicación de un enfoque que incluyera todos los peligros al elaborar las disposiciones de preparación y
respuesta63; 2) el desarrollo de un sistema de clasificación de emergencias basado en condiciones observables y
criterios mensurables (niveles de actuación de emergencia) y el pronto inicio de la aplicación de las medidas
protectoras urgentes predeterminadas para salvaguardar a la población (en las zonas previamente definidas) una vez
que la entidad explotadora hubiera clasificado la emergencia; 3) el establecimiento de zonas de emergencia para toda
la variedad de emergencias posibles, incluidas las de baja probabilidad; 4) el establecimiento de disposiciones para la
aplicación de medidas protectoras dentro de las zonas de emergencia y fuera de ellas, según procediera; 5) el
establecimiento de criterios nacionales para la adopción de decisiones sobre las medidas de protección de la
población (evacuación, orden de permanecer en espacios interiores, bloqueo de la tiroides con yodo, reubicación,
restricción del consumo y la distribución de alimentos y de agua potable, monitorización y descontaminación de la
población) expresados en dosis y cantidades mensurables (niveles de intervención operacional), teniendo en cuenta
una variedad de factores (como los aspectos financieros y sociales); 6) la adopción de disposiciones para llevar a
cabo la monitorización radiológica, y la obtención y evaluación de muestras ambientales con el fin de determinar
con prontitud los peligros nuevos y afinar la estrategia de respuesta; 7) la determinación, en la fase de preparación, de
los grupos de población especiales que se encontraran dentro de las zonas de emergencia (por ejemplo, las personas
con discapacidad y los pacientes hospitalizados) y respecto de los cuales hubiera que adoptar disposiciones
específicas; 8) el establecimiento de disposiciones para los trabajadores de emergencias, en particular la definición
de criterios de dosis para los diferentes tipos de tareas, la designación de los trabajadores de emergencias y la
garantía de su protección, el establecimiento de orientaciones para la gestión, el control y el registro de las dosis que
recibieran, y la provisión de equipos de protección, procedimientos y capacitación especializados; 9) la planificación
de la transición de la fase de emergencia a las operaciones de recuperación a largo plazo y la reanudación de las
actividades sociales y económicas normales, mediante la asignación clara de responsabilidades, la difusión y
transferencia de información, la evaluación de las consecuencias, el establecimiento de procesos oficiales para
adoptar decisiones respecto del levantamiento de las restricciones y de otras disposiciones impuestas durante la
emergencia, el establecimiento de los principios y criterios pertinentes y la consulta con la población; 10) la clara
asignación de funciones, responsabilidades y atribuciones respecto de la preparación y respuesta en situaciones de
emergencia en todos los niveles, como parte de los planes de emergencia; 11) el establecimiento de relaciones e
interfaces de organización entre las entidades explotadoras y las encargadas de la respuesta, y la preparación de
protocolos operacionales para coordinar la respuesta a la emergencia en todos los niveles; 12) la elaboración y
coordinación de planes y procedimientos de emergencia en todos los niveles sobre la base de los peligros
evaluados; 13) la preparación del apoyo logístico mediante la provisión de herramientas, instrumentos, suministros,
equipo, sistemas de comunicación, instalaciones funcionales específicas y documentación, incluida la planificación
de la operabilidad y funcionalidad de esos artículos e instalaciones en las condiciones radiológicas, de trabajo y
ambientales postuladas para la respuesta a la emergencia; 14) la planificación y realización de actividades de
capacitación, simulacros y ejercicios; y 15) el establecimiento de un programa de garantía de la calidad para
asegurarse de que todos los suministros, equipos, sistemas de comunicación, instalaciones, documentación y demás
elementos estuvieran actualizados, disponibles y operativos en todo momento para su uso en una emergencia.
63
‘Disposiciones’: Conjunto integrado de elementos infraestructurales necesarios para proporcionar la capacidad de
desempeñar una determinada función o tarea requerida en la respuesta a una emergencia nuclear o radiológica. Estos
elementos pueden abarcar las atribuciones y responsabilidades, la organización, la coordinación, el personal, los planes, los
procedimientos, las instalaciones, el equipo y la capacitación.
80
En el recuadro 3.2 se resumen los tipos de medidas protectoras que se adoptan en una emergencia
nuclear.
Recuadro 3.2. Tipos de medidas de protección que se adoptan en una emergencia nuclear [48, 69]
Las ‘medidas de mitigación’ son las medidas adoptadas de inmediato para reducir las posibilidades de que
se creen condiciones que den lugar a una situación de exposición o a una emisión de materiales radiactivos
que requieran la adopción de medidas de emergencia en el emplazamiento o fuera de él, o para mitigar las
condiciones en la central que puedan dar lugar a una situación de exposición o a una emisión de materiales
radiactivos que requieran la adopción de medidas de emergencia en el emplazamiento o fuera de él.
Las ‘medidas protectoras urgentes’ son las medidas que deben adoptarse con prontitud (normalmente en
las primeras horas) para que sean eficaces. Las medidas protectoras urgentes más comunes en el caso de una
emergencia nuclear son la evacuación, la orden de permanecer en espacios interiores, el bloqueo de la
tiroides con yodo, la restricción del consumo de alimentos potencialmente contaminados y la
descontaminación de las personas.
Las ‘medidas protectoras tempranas’ son las medidas que, para que sean eficaces, deben adoptarse en el
plazo de días o semanas. Estas medidas pueden ser de larga duración y continuar incluso después de
terminada la emergencia. A diferencia de lo que ocurre con las medidas protectoras urgentes, en general es
posible basar estas medidas en los resultados de una monitorización que tenga en cuenta la naturaleza
específica del material radiactivo emitido y su dispersión en el medio ambiente. Son ejemplos de medidas
protectoras tempranas la reubicación de la población, las restricciones impuestas al consumo de alimentos y
agua potable, y la introducción de controles en la agricultura.
3.1.
RESPUESTA INICIAL AL ACCIDENTE EN EL JAPÓN
En la época del accidente, había disposiciones separadas para responder a las emergencias
nucleares y a los desastres naturales a nivel nacional y local. No existían disposiciones coordinadas
para responder a una emergencia nuclear y un desastre natural que se produjeran
simultáneamente.
Las disposiciones de respuesta a las emergencias nucleares preveían que, cuando se detectaran
determinadas condiciones adversas en una central nuclear (por ejemplo, la interrupción de todo el
suministro eléctrico de corriente alterna durante más de cinco minutos o la pérdida total de la
capacidad de refrigerar el reactor), se enviaría una notificación a la administración local y al
gobierno nacional. El gobierno nacional evaluaría entonces la situación y determinaría si debía
clasificarse como una ‘emergencia nuclear’.64 Si la situación se clasificaba como emergencia
nuclear, se emitiría una declaración a ese efecto a nivel nacional y se adoptarían decisiones
respecto de las medidas protectoras necesarias, sobre la base de las dosis proyectadas.
Basándose en un informe recibido de la central nuclear de Fukushima Daiichi, al final de la tarde
del 11 de marzo el Gobierno nacional declaró una emergencia nuclear y ordenó la adopción de
medidas para proteger a la población. La respuesta a nivel nacional fue dirigida por el Primer
Ministro y por altos funcionarios de la Oficina del Primer Ministro en Tokio.
Las consecuencias del terremoto y del tsunami y el aumento de los niveles de radiación dificultaron
enormemente la respuesta en el emplazamiento. Debido a la pérdida del suministro de corriente
alterna y continua, a la presencia de grandes cantidades de escombros que entorpecían las medidas
de respuesta en el emplazamiento, a las réplicas y las alertas de nuevos tsunamis y al aumento de
64
Ley de Medidas Especiales relativas a la Preparación para Emergencias Nucleares, Ley No 156 de 1999, en su versión
enmendada más recientemente por la Ley No 118 de 2006, denominada en adelante Ley de Emergencias Nucleares.
81
los niveles de radiación, muchas medidas de mitigación no se pudieron aplicar en el momento
debido. El Gobierno nacional participó en las decisiones sobre la adopción de medidas de
mitigación en el emplazamiento.
Los extensos daños a la infraestructura causados por el terremoto y el tsunami dificultaron la
activación del Centro Externo para emergencias, situado fuera del emplazamiento, a 5 km de la
central nuclear de Fukushima Daiichi. Pocos días después, las condiciones radiológicas adversas
obligaron a evacuar el Centro Externo.
La base jurídica principal del sistema nacional de preparación y respuesta en situaciones de
emergencia del Japón figura en la Ley Básica de Contramedidas en Caso de Desastre [70] y en la Ley
de Medidas Especiales relativas a la Preparación para Emergencias Nucleares [19] (recuadro 3.3).
Recuadro 3.3. Principales documentos que definían el sistema nacional de preparación y respuesta ante
una emergencia nuclear en el Japón en la época del accidente
3.1.1.
Notificación
El artículo 10 de la Ley de Emergencias Nucleares disponía que la central nuclear debía enviar una
notificación a la administración local y al gobierno nacional [19] cuando se registrasen determinados
‘sucesos específicos’ predefinidos, tales como el fallo de todo el suministro eléctrico de corriente
alterna durante más de cinco minutos [55]. En virtud del artículo 15 de la Ley de Emergencias
Nucleares, se enviaría un informe de ‘emergencia nuclear’ cuando se alcanzaran o superaran ciertos
criterios predefinidos, tales como la pérdida total de la capacidad de refrigerar el reactor [21, 71].
Se entendía que tras la notificación de un suceso en virtud del artículo 10 se remitiría el informe del
suceso previsto en el artículo 15 [72]. Al recibir la notificación, el gobierno nacional realizaría una
evaluación y decidiría si el suceso constituía una ‘emergencia nuclear’. Si este fuera el caso, se
informaría al Primer Ministro y se le presentaría un proyecto de declaración de ‘emergencia nuclear’.
82
Sería responsabilidad del Primer Ministro decidir declarar una ‘emergencia nuclear’ y emitir órdenes65
y/o formular recomendaciones para la adopción de medidas de protección de la población [73].
En la figura 3.1 se resumen las principales medidas que había que adoptar si un suceso correspondía a
lo dispuesto en el artículo 10 y/o el artículo 15 de la Ley de Emergencias Nucleares [19, 70, 73 a 75].
La ola del tsunami que inundó la central nuclear de Fukushima Daiichi llegó a las 15.36 horas del 11
de marzo de 2011 [10]. La notificación por la que la central señaló un ‘suceso específico’ en las
Unidades 1 a 5 en aplicación del artículo 10 de la Ley de Emergencias Nucleares [19] fue transmitida
al Gobierno nacional y a la administración local a las 15.42 horas del 11 de marzo, seguida a las 16.45
horas de un informe sobre un suceso en las Unidades 1 y 2 clasificado como ‘emergencia nuclear’ en
virtud del artículo 15 de la Ley [3, 8, 76, 77].
El tipo de ‘suceso específico’ notificado en virtud del artículo 10 fue un ‘apagón de la central’ que
afectó a las Unidades 1 a 5 [76]. El tipo de suceso notificado como ‘emergencia nuclear’ en virtud del
artículo 15 fue inicialmente la “incapacidad de inyectar agua del sistema de refrigeración de
emergencia del núcleo” en las Unidades 1 y 2 [77]. Tras recibir la notificación, el Gobierno nacional
evaluó la situación y decidió que esta constituía una ‘emergencia nuclear’ [6].
El Primer Ministro emitió una declaración de emergencia nuclear a las 19.03 horas, más de dos horas
después de que la central nuclear de Fukushima Daiichi notificara, respecto de las Unidades 1 y 2, un
suceso clasificado como ‘emergencia nuclear’ en virtud del artículo 15 de la Ley, y tras largas
deliberaciones entre funcionarios que se encontraban fuera del emplazamiento [3].
3.1.2.
Medidas de mitigación
De conformidad con el Manual para la Respuesta a Desastres de la TEPCO, alrededor de 15 minutos
después del terremoto se estableció en la central nuclear de Fukushima Daiichi un centro de respuesta
a la emergencia encabezado por el Superintendente del emplazamiento [6, 8]. El centro se estableció
en el edificio ‘sísmicamente aislado’, que tenía características especiales, tales como un suministro
autónomo de energía eléctrica y sistemas de ventilación dotados de dispositivos de filtro. Ese edificio
se había construido66 a raíz de las enseñanzas extraídas de la experiencia en la central nuclear de
Kashiwazaki-Kariwa tras el terremoto de Niigata Chuetsu-Oki de 2007, y su uso hizo posible la
adopción de medidas de mitigación durante toda la respuesta al accidente [8].
Las disposiciones en vigor antes del accidente preveían que, en caso de necesidad, el centro de
respuesta a la emergencia en el emplazamiento pediría apoyo a la sede de la TEPCO, utilizando los
medios de esta o los recursos que facilitaran otras entidades explotadoras de centrales nucleares, en
virtud del Acuerdo de Cooperación entre los Explotadores de Centrales Nucleares del Japón [8, 75].
Tras recibir una petición de la central nuclear de Fukushima Daiichi, otras centrales nucleares japonesas
(no explotadas por la TEPCO) pusieron a disposición personal y equipo adicionales para apoyar la
respuesta de emergencia dentro del emplazamiento. Sin embargo, los extensos daños causados a la
infraestructura de transporte por el terremoto y el tsunami, además de la insuficiente planificación
previa, menoscabaron la eficacia de ese apoyo. Por ejemplo, en algunos casos en que las peticiones de
equipo no especificaban adecuadamente lo que se necesitaba, se adquirió equipo que no era compatible
con el de la central (por falta de correspondencia entre los accesorios, conectores, etc.) [8].
65
En la Ley de Emergencias Nucleares [19] y la Ley Básica de Contramedidas en Caso de Desastre [70] se utilizan los términos
‘instrucciones’ y ‘recomendaciones’ en relación con las medidas protectoras. Las ‘instrucciones’ tienen carácter obligatorio y la
población tiene que respetarlas. Las ‘recomendaciones’ son solo sugerencias y, por lo tanto, no es obligatorio cumplirlas. Sin
embargo, para mayor claridad, en el presente informe se utilizará el término ‘órdenes’ como equivalente de ‘instrucciones’.
66
El edificio se había empezado a construir en marzo de 2009 y había entrado en funcionamiento en julio de 2010.
83
Fig. 3.1. Principales medidas que había que adoptar si un suceso correspondía a lo dispuesto en el artículo 10 y/o el
artículo 15 de la Ley de Emergencias Nucleares, según la planificación anterior al accidente (sobre la base de las
referencias [19, 70, 73 a 75]).
84
En respuesta a la emergencia, se envió al emplazamiento a personal de la TEPCO, de contratistas y de
otras centrales nucleares japonesas (no explotadas por la TEPCO) para que prestara asistencia en
diversas tareas, como el restablecimiento del suministro de energía eléctrica y del funcionamiento de
los instrumentos de monitorización, la inyección de agua de refrigeración en los reactores, la retirada
de escombros y la monitorización de los niveles de radiación [8]. También llegó al emplazamiento
personal enviado por organizaciones y organismos públicos nacionales tales como la Fuerza de
Autodefensa del Japón, la policía y los bomberos. Este personal prestó ayuda en diversas tareas, entre
ellas el manejo de los equipos de gran tamaño necesarios para verter o rociar agua en las piscinas de
combustible gastado de las Unidades 1, 3 y 4, y la vigilancia aérea con helicópteros de las piscinas de
combustible gastado [3, 6, 8].
El terremoto y el tsunami habían provocado la pérdida del suministro de corriente alterna y continua,
y una enorme cantidad de escombros. Asimismo, había réplicas y alertas de posibles nuevos tsunamis.
Debido a estos factores, así como al aumento de los niveles de radiación y a las explosiones de
hidrógeno, y también a la falta de disposiciones detalladas, la respuesta fue extremadamente difícil y
muchas medidas de mitigación no se pudieron aplicar en el momento debido [8]. Los trabajadores
presentes en el emplazamiento aplicaron las medidas de mitigación en condiciones muy difíciles,
trabajando durante más horas y en circunstancias mucho más agotadoras que lo normal [8].
El Gobierno nacional participó en la adopción de decisiones sobre las medidas de mitigación, como la
inyección de agua de mar para enfriar el combustible [6, 7]. Las funciones, las responsabilidades y las
atribuciones a ese respecto no se habían asignado con claridad en la fase de preparación.
3.1.3.
Gestión de la emergencia
En la época del accidente, el sistema nacional de preparación y respuesta en situaciones de
emergencia disponía que las entidades centrales encargadas de la gestión de la emergencia nuclear
serían el Cuartel General de Respuesta a la Emergencia Nuclear (CGREN)67 y su secretaría68, así
como el Cuartel General Local de Respuesta a la Emergencia Nuclear (CGREN Local)69. El CGREN
se encargaría de la dirección y la coordinación de la respuesta nacional, lo que abarcaría la
preparación y la emisión de órdenes y/o recomendaciones sobre la evacuación a la administración
local [19].
Para la respuesta nacional en el plano local, la gestión general de la respuesta a una emergencia
nuclear comenzaría a ser coordinada lo antes posible por el CGREN Local situado en el Centro
Externo, a 5 km de la central nuclear de Fukushima Daiichi. El Cuartel General de Respuesta a la
Emergencia Nuclear de la Prefectura y el Consejo Conjunto de Respuesta a la Emergencia Nuclear
(CCREN) también debían establecerse en el Centro Externo [73, 74, 78].
Para la respuesta de la prefectura a una emergencia nuclear, estaba previsto que el Cuartel General de
Respuesta a la Emergencia Nuclear de la Prefectura y el Cuartel General para el Control de Desastres
de la prefectura de Fukushima coordinasen las actividades a ese nivel. El CCREN coordinaría la
respuesta nacional a escala local con la respuesta a nivel de la prefectura [19, 73, 74].
67
El CGREN estaría integrado por las personas que nombrara el Primer Ministro de entre los funcionarios de la secretaría del
Gabinete y los órganos administrativos designados [19]. El Primer Ministro desempeñaría la función de Director General del
CGREN, que según los planes se ubicaría en la Oficina del Gabinete, de la Oficina del Primer Ministro (véase la figura 3.2).
68
La secretaría estaría integrada por representantes de las organizaciones clave y estaría encabezada por el Director General
del Organismo de Seguridad Nuclear e Industrial (OSNI), que formaba parte del Ministerio de Economía, Comercio e
Industria (MECI). Según los planes, estaría situada en el centro de respuesta a la emergencia del MECI/OSNI, en el edificio
del MECI (véase la figura 3.2).
69
El CGREN Local estaría integrado por personas procedentes de todas las organizaciones pertinentes, y el Viceministro
Superior del MECI sería su Director General. Estaba previsto que operara en el Centro Externo (véase la figura 3.2).
85
Había disposiciones separadas para responder a las emergencias nucleares y a los desastres naturales
en los planos nacional y local. Estas disposiciones no preveían la necesidad de responder a una
emergencia nuclear y un desastre natural que se produjeran simultáneamente [74, 78].
En la figura 3.2 se muestra la ubicación de las entidades centrales que gestionarían la respuesta a una
emergencia nuclear, según lo planificado antes del accidente.
Fig. 3.2. Ubicación de las entidades básicas que intervendrían en la gestión de la respuesta a una emergencia nuclear70.
A las 14.50 horas del 11 de marzo de 2011, el Secretario Jefe Adjunto del Gabinete de Gestión de
Crisis estableció en la Oficina del Primer Ministro una Oficina de Respuesta a la Emergencia para que
se ocupara del terremoto. A las 15.14 horas, el Gobierno nacional estableció un Cuartel General de
Respuesta a la Emergencia en la Oficina del Primer Ministro en Tokio, y el Primer Ministro asumió
las funciones de Director General de esta entidad. A las 16.36 horas, el Secretario Jefe Adjunto del
Gabinete de Gestión de Crisis estableció en la Oficina del Primer Ministro una Oficina de Respuesta a
la Emergencia para que se ocupara del accidente nuclear [6].
70
Sobre la base de las referencias [7, 8, 73, 74, 79 a 91].
86
A las 19.03 horas del 11 de marzo de 2011, el Gobierno nacional estableció el Cuartel General de
Respuesta a la Emergencia Nuclear, en el mismo momento en que se emitía la declaración de
emergencia nuclear [3].
Dada la gran rapidez con que evolucionaba el accidente, no hubo tiempo para deliberaciones
pormenorizadas en las reuniones del CGREN. El Primer Ministro y algunos altos funcionarios,
situados en la Oficina del Primer Ministro, pasaron a constituir el grupo central de respuesta a la
emergencia. El Primer Ministro emitió órdenes de evacuación a las administraciones locales sin
intervención de la secretaría del CGREN [7].
El 15 de marzo de 2011 se estableció en la sede de la TEPCO en Tokio una Oficina de Respuesta
Integrada Gobierno–TEPCO (un cuartel general integrado de la entidad explotadora y la organización de
respuesta gubernamental) [6], para asegurar el intercambio oportuno de información a escala nacional.
A nivel local, los cuantiosos daños provocados por el terremoto y el tsunami dificultaron el inicio de
las operaciones en el Centro Externo [92], por lo cual el CGREN Local y otras entidades que deberían
haber operado desde ese Centro (el CCREN y el Cuartel General de Respuesta a la Emergencia
Nuclear de la Prefectura) no pudieron cumplir sus funciones. El 15 de marzo de 2011, debido al
empeoramiento de las condiciones radiológicas, fue necesario evacuar el Centro Externo71 y trasladar
las operaciones al Auditorio de la prefectura de Fukushima, situado a unos 60 km de la central nuclear
de Fukushima Daiichi [6, 92]. Esta instalación carecía de medios equivalentes a los del Centro
Externo, lo que creó dificultades, por ejemplo para el intercambio de información en tiempo real entre
las autoridades pertinentes.
En lo que respecta a la respuesta de la prefectura, se formó una nueva ‘brigada nuclear’72 en el Cuartel
Cuartel General para el Control de Desastres de la prefectura de Fukushima, en el marco de la
estructura establecida para responder al terremoto y el tsunami, a fin de que coordinara las actividades
a nivel de la prefectura [7].
3.2.
PROTECCIÓN DE LOS TRABAJADORES DE EMERGENCIAS
En la época del accidente, la legislación y las orientaciones nacionales del Japón se referían a las
medidas que había que adoptar para proteger a los trabajadores de emergencias73, pero solo en
términos generales y sin suficientes detalles.
Se precisaron muchos trabajadores de emergencias, con diferentes profesiones, para prestar apoyo
en la respuesta a la emergencia. Llegaron trabajadores de emergencias de diversas organizaciones
y servicios públicos. Sin embargo, no había disposiciones para integrar en la respuesta a los
trabajadores de emergencias que no habían sido designados antes del accidente.
71
El Centro Externo no se había diseñado para soportar el aumento de los niveles de radiación.
La nueva brigada nuclear se formó porque las nueve brigadas funcionales existentes conforme a lo especificado en el Plan
de Gestión de Desastres de la prefectura de Fukushima [74] estaban trabajando en la respuesta al terremoto y el tsunami [7].
73
El OIEA utiliza la expresión ‘trabajadores de emergencias’ para referirse a las personas que desempeñan tareas específicas
en calidad de trabajador (toda persona que trabaja, ya sea en jornada completa o parcial o temporalmente, por cuenta de un
empleador y que tiene derechos y deberes reconocidos en lo que atañe a la protección radiológica ocupacional) en respuesta
a una emergencia, incluidos los trabajadores empleados, directa o indirectamente, por los titulares registrados y los titulares
de licencias, así como el personal de organizaciones de respuesta tales como los agentes de policía, los bomberos, el personal
médico y los conductores y el personal de los vehículos de evacuación. En el Japón se utiliza la expresión ‘personal de
preparación para emergencias’ para referirse a todas las personas que realizan actividades de respuesta en situaciones de
emergencia nuclear tales como “la comunicación de información pública y de instrucciones a los residentes en las
inmediaciones, la orientación a los residentes en las inmediaciones en lo que se refiere a la evacuación, el control del
tránsito, la monitorización radiológica y la provisión de tratamiento médico, y la aplicación de medidas para evitar que la
situación en una instalación nuclear se transforme en un desastre, así como las que realizan actividades de recuperación en
caso de desastre tales como la retirada de contaminantes radiactivos” [93].
72
87
La aplicación de las disposiciones para asegurar la protección de los trabajadores contra la exposición
a la radiación se vio gravemente afectada por las condiciones extremas imperantes en el
emplazamiento. Para mantener un nivel aceptable de protección de los trabajadores de emergencias en
el emplazamiento, se aplicaron una serie de medidas improvisadas. El límite de dosis de los trabajadores
de emergencias que estaban realizando determinadas tareas se elevó temporalmente para que pudiera
proseguir la aplicación de las medidas de mitigación necesarias. El manejo médico de los trabajadores
de emergencias también se vio gravemente afectado, y hubo que realizar grandes esfuerzos para atender
las necesidades de esos trabajadores en el emplazamiento.
Para la respuesta de emergencia fuera del emplazamiento se contó con la asistencia voluntaria de
miembros de la población, los denominados ‘ayudantes’. Las autoridades nacionales publicaron
orientaciones sobre el tipo de actividades que podían llevar a cabo los ayudantes y sobre las
medidas que había que adoptar para protegerlos.
3.2.1.
Protección del personal de la central después del terremoto y el tsunami
Después de la alerta de tsunami se desplegaron esfuerzos para proteger al personal de la central
(alrededor de 6000 personas) frente al impacto previsto del tsunami. Se difundieron alertas de tsunami
a través del sistema de megafonía del emplazamiento, y se indicó al personal que evacuara la planta y
se trasladara a los lugares designados en niveles más elevados. En la mayoría de los casos esto dio
resultado, pero no todos los miembros del personal recibieron la alerta de tsunami y las órdenes de
evacuación [7, 8]. Dos trabajadores que se encontraban en la planta subterránea del edifico de las
turbinas de la Unidad 4 comprobando el equipo después del terremoto se ahogaron como
consecuencia de la inundación provocada por el tsunami [8].
La protección del personal de la central frente a los efectos del tsunami fue eficaz en gran medida
gracias a las enseñanzas extraídas de la experiencia en la central nuclear de Kashiwazaki-Kariwa
cuando se produjo el terremoto de Niigata-Chuetsu-Oki, en 2007, y a la labor realizada
posteriormente para establecer procedimientos de salida de emergencia [8].
Entre el 11 y el 14 de marzo de 2011 se evacuó del emplazamiento al personal de la central que no se
consideraba esencial, incluidas las mujeres y la mayoría de los empleados de los subcontratistas. En la
mañana del 15 de marzo, ante el empeoramiento de las condiciones en el emplazamiento, se evacuó a
más personal de la central. Se estima que permanecieron en el emplazamiento entre 50 y 70 miembros
del personal, mientras que unas 650 personas fueron evacuadas temporalmente a la central nuclear de
Fukushima Daini en autobuses o vehículos privados. A partir del mediodía del mismo día esas
personas empezaron a regresar a la central de Fukushima Daiichi [8].
3.2.2.
Medidas de protección de los trabajadores de emergencias
En la época del accidente, la legislación y las orientaciones nacionales del Japón mencionaban las
medidas que había que adoptar para proteger a los trabajadores de emergencias. Sin embargo, las
disposiciones en vigor, tales como el plan del emplazamiento, solo se referían a esos requisitos de
forma general, sin suficientes detalles. Por ejemplo, el plan del emplazamiento abarcaba lo siguiente:
la definición de responsabilidades; la asignación de tareas genéricas para la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia; y la preparación de un inventario de los instrumentos disponibles (como
los detectores de radiación y los dosímetros electrónicos) [75].
Los límites de dosis de los trabajadores de emergencias estaban fijados en función de las tareas que
deberían desempeñar, con un límite superior de dosis de 100 mSv para las medidas encaminadas a
salvar vidas y las actividades dirigidas a impedir una catástrofe, y se exigían esfuerzos para reducir al
mínimo la exposición [93, 94].
88
Durante el accidente se adoptaron una serie de medidas improvisadas para mantener un nivel
aceptable de protección de los trabajadores de emergencias en las condiciones extremas imperantes en
el emplazamiento. Faltaban dosímetros personales, porque la mayoría de los que había en el
emplazamiento habían quedado inutilizados a causa del tsunami. Ello creó la necesidad de adoptar
medidas de contingencia para el seguimiento de las dosis individuales recibidas por los trabajadores
de emergencias presentes en el emplazamiento [8]. Por ejemplo, se dio la instrucción de que los
grupos de trabajadores de emergencias que previsiblemente fueran a trabajar en condiciones similares
utilizaran un único dosímetro electrónico personal. En el caso de los trabajadores de emergencias
situados en el edificio sísmicamente aislado, las dosis se midieron y controlaron monitorizando las
tasas de dosis por zona y teniendo en cuenta el tiempo pasado por los trabajadores en cada zona. Esta
situación persistió hasta el final de marzo de 2011; para entonces se habían recibido suficientes
dosímetros de otras centrales nucleares [6, 8].
El 14 de marzo de 2011, el límite de dosis para los trabajadores de emergencias encargados de ciertos
trabajos de emergencia se elevó temporalmente a 250 mSv, a fin de que pudieran continuar las
actividades necesarias en el emplazamiento y en un radio de 30 km alrededor de la central nuclear de
Fukushima Daiichi [95]. Para los trabajadores de emergencias de los servicios de bomberos que
realizaran actuaciones encaminadas a salvar vidas se mantuvo el límite de dosis de 100 mSv [6]. El
aumento temporal del límite de dosis a 250 mSv se retiró el 1 de noviembre de 2011 para los
trabajadores de emergencias del emplazamiento que empezaban a trabajar en esa fecha; el 16 de
diciembre de 2011 se retiró para la mayoría de los trabajadores de emergencias restantes; y el 30 de
abril de 2012 se retiró para un pequeño grupo de trabajadores de emergencias con conocimientos y
experiencia especializados [96, 97].
La mayoría de los trabajadores de emergencias del emplazamiento recibieron dosis inferiores a 250
mSv [8]. Seis de ellos recibieron dosis superiores al criterio de dosis de 250 mSv, siendo la dosis más
alta de 678 mSv (de los cuales 590 mSv se debieron a contaminación interna).
La contaminación interna se atribuyó a las difíciles condiciones de trabajo y a la aplicación
inadecuada de las medidas protectoras (por ejemplo, al uso inapropiado de los respiradores y de las
medidas de bloqueo de la tiroides con yodo, y a medidas que provocaron la ingestión involuntaria de
radionucleidos), principalmente por falta de capacitación, o por la ineficacia de esta [5].
La TEPCO tuvo problemas asimismo para satisfacer debidamente las necesidades de los trabajadores
de emergencias en el emplazamiento, por ejemplo, para facilitarles instalaciones y condiciones
adecuadas (para el descanso, el sueño, la alimentación, el saneamiento, etc.) [98 a 101].
Durante la respuesta al accidente, personas de las zonas afectadas, así como de todo el Japón,
incluidas varias organizaciones no gubernamentales, los denominados ‘ayudantes’, proporcionaron
asistencia voluntaria en actividades tales como el suministro de alimentos, agua y productos de
primera necesidad, y posteriormente en actividades de descontaminación y monitorización. Las
autoridades nacionales publicaron orientaciones sobre el tipo de actividades que podían llevar a cabo
los ayudantes y sobre las medidas que había que adoptar para protegerlos [102 a 104].
3.2.3.
Designación de los trabajadores de emergencias
Para apoyar la respuesta de emergencia dentro y fuera del emplazamiento se precisaron muchos tipos
distintos de trabajadores de emergencias. En las labores de emergencia dentro del emplazamiento
trabajó personal de la central nuclear, ya sea empleado directamente por la TEPCO o subcontratado,
así como personal de la Fuerza de Autodefensa del Japón, los servicios de bomberos y la policía [8].
En los trabajos de emergencia fuera del emplazamiento participó personal de diferentes
organizaciones y servicios (gubernamentales y no gubernamentales). Sus tareas incluyeron evacuar a
la población y algunas instalaciones especiales, prestar apoyo a los evacuados, proporcionar atención
médica y realizar monitorizaciones y tomas de muestras [6, 97, 105, 106].
89
No todos los trabajadores de emergencias habían sido designados como tales antes del accidente (por
ejemplo, algunos empleados de la TEPCO y de subcontratistas), y no había disposiciones para
integrarlos en la respuesta después de su designación. Además, muchos de los que no habían sido
designados antes de la emergencia no habían recibido formación para trabajar en las condiciones de
una emergencia nuclear. Por ejemplo, no tenían capacitación en los diversos aspectos de la protección
radiológica, y no habían sido informados de los riesgos para la salud que podía entrañar la exposición
a la radiación, ni entrenados en el uso de los respiradores o en el manejo de pacientes posiblemente
contaminados con material radiactivo [107]. Ello causó algunos retrasos en la aplicación de las
medidas de mitigación en la primera fase de la respuesta [6].
3.2.4.
Manejo médico de los trabajadores de emergencias
La obtención del tratamiento médico necesario para los trabajadores de emergencias con lesiones
convencionales resultó problemática, porque varios hospitales habían cerrado como consecuencia de
la evacuación o de la necesidad de permanecer en espacios interiores, y algunos no estaban
preparados para atender a pacientes posiblemente contaminados con material radiactivo [107, 108].
Hasta que se pudo proporcionar atención médica primaria en el emplazamiento, los trabajadores de
emergencias con lesiones convencionales fueron transportados a uno de los dos hospitales locales que
estaban funcionando para recibir tratamiento [108].
Unas 17 horas después del terremoto, el Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas destacó al
CGREN Local (en el Centro Externo) a un equipo de asistencia médica en emergencias radiológicas,
integrado inicialmente por un médico, un enfermero y un físico sanitario, para que efectuara
evaluaciones de la contaminación y descontaminación de los trabajadores de emergencias [107].
Ocho días después del inicio del accidente, médicos especialistas en salud ocupacional empezaron a
proporcionar atención primaria a los trabajadores de emergencias del emplazamiento en el centro de
respuesta a la emergencia situado en el edificio sísmicamente aislado. Posteriormente se establecieron
dos centros de triaje, uno en el emplazamiento y otro en la ‘Aldea-J’74 [3, 8, 108].
El 1 de julio de 2011 se estableció una instalación de atención de emergencia en la central nuclear de
Fukushima Daiichi. Para esta instalación se contrató en todo el Japón a personal médico formado en el
manejo de emergencias radiológicas [8, 108].
3.3.
PROTECCIÓN DE LA POBLACIÓN
Según las disposiciones nacionales para situaciones de emergencia vigentes en la época del
accidente, las decisiones relativas a las medidas protectoras se basarían en estimaciones de la dosis
proyectada que recibiría la población, que se calcularían cuando fuera necesario adoptar una
decisión sirviéndose de un modelo de proyección de dosis, el Sistema de Predicción de Información
sobre Dosis Ambientales en Emergencias (SPEEDI). Las disposiciones no preveían que las
decisiones sobre las medidas protectoras urgentes para salvaguardar a la población se basaran en
la existencia de condiciones específicas predefinidas en la central. Sin embargo, en la respuesta al
accidente, las decisiones iniciales relativas a las medidas protectoras se adoptaron sobre la base de
las condiciones imperantes en la central. La pérdida del suministro eléctrico en el emplazamiento
impidió la introducción de las estimaciones del término fuente en el sistema SPEEDI.
74
La Aldea-J está situada a unos 20 km al sur de la central nuclear de Fukushima Daiichi, y antes del accidente era un centro
para entrenamientos de fútbol. Después del accidente se utilizó como base para el apoyo logístico general, por ejemplo, para
preparar a los trabajadores para las tareas asignadas, monitorizarlos y descontaminarlos, de ser necesario, después de que
hubieran ultimado las tareas asignadas, realizar el triaje, etc. [3].
90
Las disposiciones vigentes antes del accidente incluían criterios para la emisión de la orden de
permanecer en espacios interiores, la evacuación y el bloqueo de la tiroides con yodo expresados en
términos de dosis proyectadas, pero no de cantidades mensurables. No había criterios para la
reubicación de la población.
Las medidas adoptadas para proteger a la población durante el accidente incluyeron la evacuación,
la orden de permanecer en espacios interiores, el bloqueo de la tiroides con yodo (mediante la
administración de yodo estable), la imposición de restricciones al consumo de alimentos y agua
potable, la reubicación y el suministro de información.
La evacuación de la población de las inmediaciones de la central nuclear de Fukushima Daiichi
comenzó al final de la tarde del 11 de marzo de 2011, ampliándose progresivamente la zona de
evacuación de un radio de 2 km alrededor de la central a 3 km y luego a 10 km. Al atardecer del 12
de marzo, el radio se había aumentado a 20 km. Del mismo modo, la zona en que se ordenó a la
población que permaneciera en espacios interiores pasó gradualmente de los 3 a 10 km de distancia
de la central fijados poco después del accidente al radio de 20 a 30 km establecido el 15 de marzo.
En la zona comprendida dentro del radio de 20 a 30 km de la central rigió la orden de permanecer
en espacios interiores hasta el 25 de marzo, cuando el Gobierno nacional recomendó la evacuación
voluntaria. La administración de yodo estable para bloquear la tiroides no se aplicó de manera
uniforme, principalmente por falta de disposiciones pormenorizadas.
Hubo dificultades para realizar la evacuación, debido a los daños causados por el terremoto y el
tsunami y a los problemas de comunicación y transporte consiguientes. También hubo grandes
dificultades para evacuar a los pacientes de los hospitales y las residencias de ancianos situados
dentro de la zona de evacuación de 20 km.
El 22 de abril, la zona de evacuación de 20 km fue clasificada como ‘Zona de Acceso Restringido’,
con control del reingreso. Asimismo, fuera de la ‘Zona de Acceso Restringido’ se estableció una
‘Zona de Evacuación Deliberada’ en los lugares donde podían superarse los criterios de dosis
específicos para la reubicación de la población.
Cuando se detectaron radionucleidos en el medio ambiente, se adoptaron disposiciones para
proteger la agricultura en la zona agrícola e imponer restricciones al consumo y la distribución de
alimentos y al consumo de agua potable. Además, se estableció un sistema de certificación de
alimentos y de otros productos destinados a la exportación.
Para mantener informada a la población y responder a sus inquietudes durante la emergencia se
utilizaron varios canales, como la televisión, la radio, Internet y líneas telefónicas directas. La
retroinformación aportada por la población a través de las líneas telefónicas directas y los servicios
de asesoramiento indicó la necesidad de proporcionar información y material de apoyo de fácil
comprensión.
3.3.1.
Medidas protectoras urgentes y reubicación de la población
Antes del accidente, se habían establecido alrededor de los emplazamientos de las centrales de
Fukushima Daiichi y Fukushima Daini zonas de planificación de emergencias de 10 km de radio, en
que debía aumentarse significativamente la preparación para emergencias (figura 3.3). Había planes
para aplicar medidas protectoras dentro de esas zonas [74].
91
Fig. 3.3. Zonas de planificación de emergencias en torno a las centrales nucleares de Fukushima Daiichi y Fukushima
Daini establecidas antes del accidente (sobre la base de la referencia [74]).
Los planes de respuesta a emergencias preveían que las decisiones relativas a las medidas protectoras
se basaran en las proyecciones de dosis realizadas en el momento en que fuera necesario adoptar una
decisión. Las dosis se proyectarían mediante el sistema SPEEDI después del inicio de un accidente y
se compararían con criterios de dosis predeterminados para decidir qué medidas protectoras se
requerían y dónde [73, 93]. Este enfoque no era acorde con las normas de seguridad del OIEA, según
las cuales las decisiones iniciales sobre las medidas protectoras urgentes para salvaguardar a la
población debían basarse en las condiciones de la central [68, 69].
Había criterios de dosis predeterminados para la orden de permanecer en espacios interiores75, la
evacuación76 y el bloqueo de la tiroides con yodo77, expresados en términos de dosis proyectadas, pero
pero no de cantidades mensurables. No había criterios predeterminados (es decir, genéricos,
expresados como dosis, u operacionales, expresados como cantidades mensurables) para la
reubicación de la población78 [93].
Durante la respuesta al accidente, la pérdida del suministro eléctrico en el emplazamiento impidió la
introducción en el sistema SPEEDI79 de las estimaciones del ‘término fuente’ proporcionadas por el
Sistema de Apoyo a la Respuesta a Emergencias (SARE). Las decisiones relativas a la evacuación y a
75
La orden de ‘permanecer en espacios interiores’ se refiere al uso por un período breve de una estructura para protegerse de
un penacho aerotransportado y/o de material radiactivo depositado [48].
76
‘Evacuación’ es el abandono rápido y temporal de una zona para evitar o reducir la exposición a la radiación a corto plazo
en una emergencia. La evacuación se puede llevar a cabo como medida precautoria sobre la base de las condiciones
imperantes en la central [48].
77
El ‘bloqueo de la tiroides con yodo’ es una medida protectora urgente que debe adoptarse en toda emergencia en que haya
emisión de yodo radiactivo. El bloqueo de la tiroides con yodo entraña la administración de un compuesto de yodo estable (por
lo general yoduro potásico) para prevenir o reducir la captación de isótopos radiactivos del yodo por la glándula tiroides [48].
78
‘Reubicación’ es el traslado no urgente de la población a otra zona para evitar la exposición a más largo plazo
(por ejemplo, un año) a material radiactivo depositado [48].
79
Algunas proyecciones de las dosis se efectuaron utilizando otros supuestos; sin embargo, estas proyecciones no se
emplearon como base para la adopción de medidas protectoras urgentes [4, 7].
92
la orden de permanecer en espacios interiores se adoptaron sobre la base de las condiciones
imperantes en la central (es decir, la pérdida de refrigeración del núcleo) y no de las proyecciones de
dosis, como estaba planificado [3, 7].
Las decisiones del Gobierno nacional y de las administraciones locales con respecto a las medidas
protectoras no estuvieron siempre coordinadas, principalmente debido a los graves problemas de
comunicación y en parte también a las dificultades con que se tropezó para activar el Centro Externo
[92]. A las 20.50 horas del 11 de marzo de 2011, la prefectura de Fukushima emitió una orden de
evacuación para los residentes en un radio de 2 km alrededor de la central nuclear de Fukushima
Daiichi, sobre la base de la información recibida directamente de la TEPCO [3, 6, 7, 70].
A las 21.23 horas, el Gobierno nacional emitió una orden de evacuación de la zona comprendida en
un radio de 3 km alrededor de la central, y la orden de permanecer en espacios interiores en la zona
comprendida en un radio de 3 a 10 km. A las 5.44 horas del 12 de marzo de 2011, el Gobierno
nacional emitió una orden de evacuación de la zona correspondiente a un radio de 3 a 10 km alrededor
de la central, y a las 18.25 horas amplió esa orden a un radio de 20 km80 [3, 7].
La comunicación de las órdenes de evacuación a la población se llevó a cabo mediante la red local de
comunicación por radio para la gestión de desastres, vehículos con altavoces, vehículos de la policía y
visitas de puerta a puerta. Debido a las condiciones imperantes en la central, a los problemas de
coordinación y a la insuficiente planificación previa, las órdenes de evacuación y de permanecer en
espacios interiores fueron modificadas varias veces en el plazo de 24 horas, ordenándose finalmente la
evacuación de una zona de un radio de 20 km, lo que afectó a unas 78 000 personas [7].
La evacuación fue dificultosa a causa de los daños infraestructurales y los problemas de comunicación
y transporte provocados por el terremoto y el tsunami. También se tropezó con grandes dificultades
para evacuar a los pacientes de los hospitales y las residencias de ancianos situados en la zona de
evacuación de 20 km de radio (por ejemplo, para proporcionarles medios de transporte apropiados y
albergues que contasen con suministros médicos). Pese a los daños sufridos por las carreteras y los
embotellamientos del tráfico, la mayoría de los residentes que no precisaban apoyo médico
empezaron a abandonar la zona de evacuación a las pocas horas de la emisión de las órdenes de
evacuación [7].
La orden de permanecer en espacios interiores para los residentes en la zona comprendida en un radio
de 20 a 30 km alrededor de la central nuclear de Fukushima Daiichi se dio el 15 de marzo y se
mantuvo hasta el 25 de marzo [3, 7]. El prolongado período sin salir al exterior y el desmoronamiento
de la infraestructura local perturbó gravemente la vida de la población [7]. El 25 de marzo de 2011, el
Gobierno nacional emitió una recomendación de evacuación voluntaria para los residentes en la zona
de 20 a 30 km [3, 7], pero muchos de ellos ya la habían abandonado voluntariamente.
La administración de yodo estable para bloquear la tiroides no se aplicó de manera uniforme,
principalmente a causa de la insuficiente planificación previa. Algunas administraciones locales
distribuyeron comprimidos de yodo estable pero no aconsejaron que se tomaran, mientras que otras
distribuyeron los comprimidos y aconsejaron a la población que los tomara, y otras aún esperaron a
recibir instrucciones del Gobierno nacional [6].
80
Respecto de la central nuclear de Fukushima Daini, a las 7.45 horas del 12 de marzo de 2011 se emitió una orden de
evacuación de los habitantes en un radio de 3 km y la orden de permanecer en espacios interiores para la zona situada en un
radio de 3 a 10 km alrededor de la central [6]. Después de la explosión de hidrógeno registrada en la Unidad 1 de la central
nuclear de Fukushima Daiichi (a las 15.36 horas del 12 marzo), a las 17.39 horas del 12 de marzo se adoptó la decisión de
evacuar a los habitantes en un radio de 10 km alrededor de la central nuclear de Fukushima Daini, a modo de precaución por
si se producía en esta central una explosión de hidrógeno similar [6]. Dado que esa zona de evacuación de 10 km a la
redonda se encontraba dentro de la zona de evacuación de 20 km en torno a la central nuclear de Fukushima Daiichi, no fue
necesario aplicar más medidas protectoras respecto de la central nuclear de Fukushima Daini.
93
Algunos residentes regresaron a sus hogares situados en las zonas evacuadas para recoger pertenencias
antes de que, a finales de marzo de 2011, se estableciera el pleno control del acceso [6]. El 22 de abril,
tras celebrar consultas con las administraciones locales, la zona de evacuación de 20 km existente
alrededor de la central nuclear de Fukushima Daiichi se clasificó como ‘Zona de Acceso Restringido’,
con control del reingreso y condiciones para el acceso temporal. En mayo de 2011 se otorgó acceso
temporal por un período breve, tras haberse adoptado algunas disposiciones, entre ellas la comunicación
de instrucciones específicas y la monitorización de la contaminación [6, 104, 109].
La monitorización de los evacuados a escala local empezó el 12 de marzo de 2011. Las decisiones
relativas a la necesidad de descontaminación se basaron en criterios operacionales establecidos antes
del accidente. Al cabo de varios días, los criterios se elevaron teniendo en cuenta las condiciones
imperantes (como las bajas temperaturas y el insuficiente abastecimiento de agua) [5].
La monitorización del medio ambiente después del accidente se llevó a cabo en condiciones difíciles y
peligrosas, y con poco equipo y personal. Por ejemplo, el terremoto y el tsunami habían inutilizado la
mayor parte del equipo de monitorización local existente. La monitorización en un radio de 20 km
alrededor de la central nuclear de Fukushima Daiichi comenzó el 12 de marzo y finalizó el 14 de
marzo, cuando se había completado la evacuación de esa zona. En algunos lugares situados fuera de la
zona de evacuación de 20 km, se midieron tasas de dosis del orden de algunos centenares de
microsievert por hora (µSv/h) del 15 de marzo en adelante [3, 6].
El 11 de abril de 2011, el Gobierno nacional anunció que se utilizaría el criterio de una dosis
de 20 mSv, como dosis proyectada en un año contado a partir de la fecha del accidente, para
determinar las áreas situadas fuera de la zona de evacuación de 20 km de las que pudiera ser necesario
sacar a la población y reubicarla81 [3]. El 22 de abril de 2011 se estableció una ‘Zona de Evacuación
Deliberada’ más allá de la zona de evacuación de 20 km para incluir las áreas en que podría superarse
ese criterio de dosis proyectada de 20 mSv. El Gobierno nacional emitió la orden de que la
reubicación de la población de esa zona se llevara a cabo en el plazo aproximado de un mes [3].
Además de la ‘Zona de Evacuación Deliberada’, el 22 de abril de 2011 se estableció también una
‘Zona Preparada para la Evacuación en Caso de Emergencia’ (véase la figura 3.4). Se aconsejó a los
residentes en la ‘Zona Preparada para la Evacuación en Caso de Emergencia’ que permanecieran en
espacios interiores o se evacuaran por sus propios medios si volvían a producirse situaciones
inquietantes en relación con la central nuclear de Fukushima Daiichi. La designación de ‘Zona
Preparada para la Evacuación’ se retiró el 30 de septiembre de 2011 [6].
Como resultado de la monitorización llevada a cabo fuera de la ‘Zona de Acceso Restringido’ (es
decir, la zona de evacuación de 20 km) y de la ‘Zona de Evacuación Deliberada’, se identificaron
diversos lugares donde las dosis proyectadas que recibirían los residentes en el plazo de un año
contado a partir del accidente superarían los 20 mSv. El 16 de junio, el Gobierno nacional anunció
una directriz en que se señalaba que esos lugares debían designarse como ‘Puntos Específicos donde
se Recomienda la Evacuación’. A partir del 30 de junio, el Gobierno nacional empezó a designar esos
lugares de los cuales había que sacar a la población y reubicarla [6, 7].
En la figura 3.4 se indican las zonas y los lugares para los que se ordenaron o recomendaron medidas
protectoras hasta el 30 de septiembre de 2011.
81
En la mayoría de los documentos oficiales japoneses en que se describe la respuesta al accidente de Fukushima Daiichi no
se utiliza el término ‘reubicación’, sino solo el de ‘evacuación’, para referirse a los desplazamientos de las personas.
94
Fig. 3.4. Zonas y lugares para los que se ordenaron o recomendaron medidas protectoras hasta el 30 de septiembre 2011
(sobre la base de las referencias [3, 6, 7, 104]).
Los funcionarios de las administraciones locales tuvieron que decidir asimismo en una fase temprana
si se reabrían las escuelas, y en qué condiciones. Inicialmente, el 19 de abril de 2011 se estableció con
ese fin un criterio de dosis de 20 mSv/año. El 27 de mayo, en respuesta a la inquietud de la población,
el Gobierno del Japón emitió una notificación en que declaraba el objetivo de reducir la dosis a 1
mSv/año a corto plazo [7].
3.3.2.
Medidas protectoras relacionadas con los alimentos, el agua potable y la agricultura
Los criterios de concentraciones de actividad de radionucleidos específicos que se habrían de utilizar
en caso de emergencia nuclear para imponer restricciones respecto del agua potable y los alimentos
producidos en el Japón se habían elaborado antes del accidente [93]. Sin embargo, esos valores no se
95
habían adoptado como límites reglamentarios específicos para su uso en emergencias82 [6, 7]. El 17 de
de marzo de 2011, esos criterios se establecieron como valores reglamentarios provisionales para los
niveles de radionucleidos presentes en los alimentos y el agua potable en virtud de la Ley de Control
de Sanidad de los Alimentos [110].
Tras la detección de material radiactivo en el medio ambiente, se adoptaron disposiciones para
controlar los alimentos y el agua potable. Las disposiciones consistieron en lo siguiente: 1) el
establecimiento, mediante la Ley de Control de Sanidad de los Alimentos, de niveles de concentración
de radionucleidos para el cesio radiactivo y el yodo radioactivo presentes en los alimentos y el agua
potable como valores reglamentarios provisionales por encima de los cuales se impondrían
restricciones al consumo de alimentos y agua potable; y 2) mediciones de las concentraciones de
radionucleidos en muestras de alimentos y agua potable. Al cabo de unas pocas semanas, los niveles
de yodo radiactivo (131I) habían descendido significativamente, debido a la brevedad de su período de
semidesintegración (alrededor de 8 días), y la imposición de restricciones al consumo de alimentos en
un plazo de mediano a largo se basó únicamente en las concentraciones de cesio radiactivo [110].
El 21 de marzo de 2011, el Gobierno nacional comenzó a imponer restricciones a la distribución de
determinados alimentos [111], que se fueron modificando a medida que evolucionaba la situación.
Las restricciones al consumo de alimentos se formularon sobre la base de los resultados de la
monitorización de muestras de alimentos, con los que se determinaron los alimentos que superaban
los criterios y se definieron las áreas geográficas afectadas [112, 113].
Hubo que hacer frente a varios retos para poder adoptar medidas protectoras en relación con los
alimentos y las bebidas, entre ellos: 1) la definición de criterios (concentraciones de actividad de
radionucleidos) que se pudieran utilizar como base para el control de los alimentos; 2) la
determinación, en diferentes áreas geográficas, de los alimentos que estuvieran o pudieran estar
afectados por niveles superiores a esos criterios; 3) la insuficiencia de la infraestructura y los recursos
para tomar muestras y realizar análisis; y 4) las preocupaciones de algunas administraciones locales
con respecto a la toma de muestras y la realización de análisis.
El 4 de abril de 2011 se estableció una política que permitía imponer restricciones al consumo de
alimentos no solo en las zonas definidas por los límites de las prefecturas sino también en áreas
geográficas menores (tales como ciudades, pueblos y aldeas), cuando fuera el caso. La política
establecía un procedimiento para imponer, o levantar, restricciones al consumo de diferentes
productos alimentarios. Las prefecturas podían solicitar que se modificaran las restricciones, a
condición de que tres pruebas semanales consecutivas de monitorización de los alimentos dieran
resultados inferiores a los valores reglamentarios provisionales [7].
El 5 de abril de 2011, sobre la base de las concentraciones de 131I medidas en muestras de pescado, se
añadieron los valores reglamentarios provisionales para las concentraciones de actividad del yodo
radiactivo en los productos pesqueros [114].
El 8 de abril de 2011 se promulgó una política de imposición de restricciones al cultivo de arroz en
suelos agrícolas que presentaran niveles de cesio radiactivo superiores a los criterios establecidos [6].
El 14 de abril de 2011 se establecieron niveles de concentración del cesio radiactivo y el yodo
radiactivo en los piensos como valores permisibles provisionales. Pese a las restricciones impuestas a
los piensos, algunas muestras de carne de vacuno superaron los valores reglamentarios provisionales
(en julio de 2011). Se estableció un régimen de fiscalización para prevenir la distribución de esa carne
a los consumidores [6].
82
Después del accidente ocurrido en 1986 en la central nuclear de Chernóbil, en la antigua Unión Soviética, se habían
establecido criterios (370 Bq/kg de cesio radiactivo — 134Cs y 137Cs) como límites reglamentarios para los alimentos
importados al Japón [7].
96
El 1 de abril de 2012 entraron en vigor límites normativos que sustituyeron a los valores reglamentarios
provisionales. Esos límites especificaban las concentraciones de actividad de los radionucleidos
presentes en los alimentos y el agua potable sobre la base de una dosis efectiva de 1 mSv/año (mientras
que para los valores reglamentarios provisionales se había utilizado un criterio de base de 5 mSv/año),
teniendo en cuenta las contribuciones a la dosis de una variedad de radionucleidos emitidos durante el
accidente. En consecuencia, estos valores eran muy inferiores a los valores reglamentarios provisionales
que habían regido hasta ese momento [115].
3.3.3.
Información pública
Antes del accidente ya se habían establecido disposiciones para informar a la población. A escala
nacional había disposiciones que tenían en cuenta la necesidad de que las organizaciones de respuesta
pertinentes coordinaran la labor de informar a la población, con inclusión del contenido de la
información, los momentos en que se diera a conocer y el método utilizado para los anuncios [73]. El
Plan de Gestión de Desastres de la prefectura de Fukushima también contenía disposiciones para la
información pública [74].
El órgano regulador, el OSNI, difundió su mensaje inicial sobre las repercusiones del terremoto en las
instalaciones nucleares a través de su aplicación para dispositivos móviles (‘Mobile NISA’) a
las 15.16 horas del 11 de marzo de 2011, 30 minutos después del terremoto. A las 19.03 horas, el
Primer Ministro emitió la declaración de emergencia nuclear, que fue anunciada en una conferencia
de prensa a las 19.45 horas. Posteriormente, a las 21.52 horas, se celebró una conferencia de prensa
del Gobierno sobre las órdenes de evacuación [6, 7].
El Gobierno nacional, el OSNI, las organizaciones locales de respuesta a emergencias, las
administraciones locales y la TEPCO organizaron conferencias de prensa independientes, que
prosiguieron hasta el 25 de abril. El Secretario Jefe del Gabinete dio regularmente dos conferencias de
prensa al día, además de las otras que fueron necesarias, para informar a la población sobre el
accidente y sobre las opiniones del Gobierno. El OSNI publicó más de 150 comunicados de prensa y
dio 182 conferencias de prensa entre el 11 de marzo y el 31 de mayo de 2011 [3]. El MEXT presentó
los resultados de la monitorización del medio ambiente en conferencias de prensa y en sesiones de
información para la prensa.
La Comisión de Seguridad Nuclear celebró conferencias de prensa a diario desde el 25 de marzo hasta
el 24 de abril de 2011, y otras ocho entre el 25 de abril y el 19 de mayo de 2011 [3].
A partir del 25 de abril de 2011 se organizaron conferencias de prensa conjuntas de diversos
organismos que estaban participando en la respuesta, lo que aumentó la coherencia de la información
proporcionada [6]. El CGREN Local publicó boletines y los distribuyó en los lugares de evacuación a
partir de abril de 2011. También se difundió periódicamente información de interés a través de las
emisoras de radio locales [3].
Se crearon líneas telefónicas directas para responder a las preguntas de la población. Por ejemplo,
el 11 de marzo de 2011, el OSNI creó una línea directa para responder a las preguntas relativas a la
evolución de la emergencia y la seguridad radiológica, y entre el 17 de marzo y el 31 de mayo
de 2011 recibió alrededor de 15 000 llamadas [3]; el Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas abrió
una línea telefónica directa el 13 de marzo, y al 11 de abril había respondido a unas 6500 llamadas
[116]; el MEXT y el JAEA abrieron una línea directa el 17 de marzo de 2011, y al 18 de mayo
de 2011 habían recibido un total de 17 500 llamadas [3]. La prefectura de Fukushima organizó
servicios de asesoramiento para responder a las preguntas de los residentes sobre diversos aspectos de
la radiación. La retroinformación aportada por la población a través de las líneas telefónicas directas y
los servicios de asesoramiento indicó la necesidad de proporcionar información y material de apoyo
de fácil comprensión [3].
97
A partir del 12 de marzo de 2011, el Gobierno nacional publicó información en chino, coreano e
inglés en los sitios web de los ministerios y organismos pertinentes [117]. Se proporcionó información
al cuerpo diplomático con sede en Tokio en reuniones informativas regulares que el Gobierno
nacional celebró a diario desde el 13 de marzo hasta el 18 de mayo de 2011, y tres veces por semana a
partir del 19 de mayo [6]. Asimismo, se estableció un canal de notificación por fax y correo
electrónico con el cuerpo diplomático. Las misiones diplomáticas del Japón proporcionaron
información a sus Estados anfitriones, que la publicaron en sitios web en un total de 29 idiomas [3].
A partir del 13 de marzo de 2011, los ministerios nacionales y organismos gubernamentales
competentes celebraron conferencias de prensa conjuntas, en su mayoría a diario, para los medios de
comunicación extranjeros [6].
Las dificultades con que se tropezó para proporcionar información a la comunidad internacional
tuvieron que ver principalmente con la carga de trabajo que supuso para los recursos humanos la
traducción de los materiales y la respuesta a las peticiones de información por teléfono [117].
Tras el accidente de Fukushima Daiichi, el Japón notificó las clasificaciones establecidas según la
Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES). La clasificación de la INES se
aplicó por separado a las distintas unidades del mismo emplazamiento, y se revisó y elevó varias
veces en el primer mes. Las revisiones al alza de la clasificación de la INES provocaron gran
inquietud en la población y los medios de comunicación.
3.3.4.
Comercio internacional
Se emprendieron muchas actividades y medidas con el fin de: 1) tranquilizar a la población, las
industrias y los Estados con respecto a la inocuidad de los productos japoneses; 2) facilitar el
comercio internacional de productos japoneses y evitar los retrasos en la distribución;
y 3) proporcionar asesoramiento y orientación a las empresas e industrias, en particular en la
prefectura de Fukushima [98, 99, 118, 119].
La mayoría de los Estados importadores introdujeron medidas de fiscalización de las mercancías
japonesas; muchos aumentaron los controles de importación existentes o comenzaron a exigir un
certificado del Gobierno del Japón; y algunos prohibieron la importación de mercancías japonesas o
procedentes de determinadas regiones del Japón (principalmente de productos agrícolas) durante un
período de tiempo. En junio de 2011, el Japón estableció un sistema de certificación de los productos
alimentarios destinados a la exportación, lo que contribuyó a tranquilizar al público y a otras partes
interesadas en cuanto a la existencia efectiva de controles. En septiembre de 2011 el sistema se amplió
para abarcar los contenedores de transporte y algunos productos industriales destinados a la
exportación [120].
3.3.5.
Gestión de los desechos en la fase de emergencia
Las disposiciones para la gestión de los desechos radiactivos establecidas en el Japón antes del
accidente abarcaban los desechos generados en instalaciones tales como las centrales nucleares, pero
no los desechos radiactivos que se hubieran generado en zonas públicas [121]. Después del accidente
se elaboraron estrategias, directrices e instrucciones pormenorizadas para la gestión de los desechos
radiactivos.
El 3 de junio de 2011, la Comisión de Seguridad Nuclear publicó la ‘Política a corto plazo para
garantizar la seguridad en el tratamiento y la disposición final de los desechos contaminados de los
alrededores del emplazamiento de la central nuclear de Fukushima Daiichi’ [122]. En este documento se
proporcionaban criterios dosimétricos para: los materiales reciclados; la protección de los trabajadores
que trataran esos materiales; la protección de los miembros de la población en las inmediaciones de las
instalaciones de tratamiento; y la protección de los miembros de la población en las inmediaciones de un
98
emplazamiento de disposición final. La Comisión de Seguridad Nuclear señaló que la disposición final
de los materiales afectados por el accidente —a saber, los escombros, los lodos del tratamiento de aguas
y de aguas servidas, las cenizas de incineración, los árboles, las plantas y el suelo resultante de las
actividades de descontaminación— se llevaría a cabo aplicando las medidas de gestión adecuadas y que
se consideraría la posibilidad de reutilizar algunos de esos materiales. Los productos manufacturados a
partir de esos materiales reutilizados se someterían a un control de la contaminación y a un manejo
adecuado antes de su introducción en el mercado. Se aplicarían medidas protectoras apropiadas para
mantener la exposición a la radiación sufrida por los trabajadores y por la población en los niveles más
bajos que fuera razonablemente posible alcanzar [122].
El 26 de agosto de 2011, el CGREN estableció la ‘Política básica de respuesta a la emergencia sobre los
trabajos de descontaminación’ [123], como política provisional hasta la plena entrada en vigor de la
‘Ley de Medidas Especiales sobre el Manejo de la Contaminación Ambiental por Materiales
Radiactivos Descargados en el Accidente de la Central Nuclear asociado con el Terremoto del Océano
Pacífico frente al Distrito de Tohoku del 11 de Marzo de 2011’. La Ley fue aprobada el 26 de agosto
de 2011 y promulgada el 30 de agosto de 2011; algunas partes entraron en vigor ese mismo día, pero en
su totalidad entró en vigor en enero de 2012 [124]. En ella se describía la gestión de las zonas
contaminadas y se asignaban responsabilidades al Gobierno nacional y las administraciones locales, al
explotador y a la población. Esta Ley facilitó la transición de la situación de exposición de emergencia a
una situación de exposición existente, y formalizó también la gestión a largo plazo de la monitorización
del medio ambiente, las medidas de descontaminación y la designación, el tratamiento, el
almacenamiento y la disposición final del suelo y los desechos contaminados por material radiactivo.
3.4.
TRANSICIÓN DE LA FASE DE EMERGENCIA A LA FASE DE RECUPERACIÓN Y
ANÁLISIS DE LA RESPUESTA
Las políticas, directrices, criterios y disposiciones específicos para la transición de la fase de
emergencia a la fase de recuperación no se elaboraron hasta después del accidente de Fukushima
Daiichi. Al formular esas disposiciones, las autoridades del Japón decidieron aplicar las
recomendaciones más recientes de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP).
Se llevaron a cabo análisis del accidente y de la respuesta a la emergencia, que se presentaron como
informes, publicados, entre otros, por el Gobierno del Japón, la entidad explotadora (TEPCO) y dos
comités de investigación creados por el Gobierno y el Parlamento, respectivamente.83
Después del accidente, muchas de las disposiciones nacionales del Japón para la preparación y
respuesta en situaciones de emergencia se revisaron para tener en cuenta las conclusiones de esos
análisis y las normas de seguridad del OIEA pertinentes en lo que respecta a la preparación y
respuesta en situaciones de emergencia.
3.4.1. Transición de la fase de emergencia a la fase de recuperación
Al elaborar las disposiciones para la transición de la fase de emergencia a la fase de recuperación
después del accidente, las autoridades japonesas decidieron aplicar las recomendaciones más recientes
de la ICRP [127 a 129]. Las políticas, directrices y criterios específicos, así como las disposiciones
generales para la transición de la fase de emergencia a la fase de recuperación, se elaboraron después
del accidente [130]. Este proceso incluyó el ajuste de las medidas protectoras y las disposiciones
aplicadas en la primera fase de la respuesta a la emergencia y la consideración de la información
83
También publicaron informes el sector académico y el sector privado (por ejemplo, la Sociedad de Energía Atómica del
Japón y la Fundación de la Iniciativa para la Reconstrucción del Japón) [125, 126].
99
disponible sobre las condiciones imperantes en las zonas afectadas (obtenida principalmente mediante
una monitorización completa) [131, 132]. También se consideraron las operaciones necesarias para la
recuperación a más largo plazo.
Esas medidas y disposiciones tenían principalmente por objeto atender a las necesidades inmediatas
surgidas en el proceso de transición. Las disposiciones previstas para la protección de los trabajadores
se modificaron gradualmente, en función de las tareas que se llevaban a cabo [6, 96].
El 17 de abril de 2011, la TEPCO publicó una ‘hoja de ruta’ donde se definían los pasos necesarios para
la recuperación en el emplazamiento (la política básica, las metas, y medidas inmediatas en lo referente
a la refrigeración, la mitigación de las consecuencias y la monitorización y descontaminación) [24].
El 17 de mayo de 2011, el MECI publicó una ‘Hoja de ruta para la prestación de asistencia inmediata
a los afectados por el accidente nuclear’ [130]. En ella se enumeraban nueve grupos de medidas,
divididas en pasos cuya aplicación se extendería por diferentes períodos y que estaban vinculados con
la hoja de ruta de la TEPCO. El paso 1 debía cumplirse a mediados de julio, el paso 2, entre tres y seis
meses después de la consecución del paso 1, y el paso 3, en un período a medio plazo. La finalidad de
la hoja de ruta era facilitar la comunicación y los preparativos para la transición a las operaciones de
recuperación a largo plazo y la reanudación de la actividad social y económica normal. Se asignaban
responsabilidades y se especificaban otros aspectos organizativos del proceso de transición, y los
objetivos y condiciones para la terminación de la fase de emergencia.
3.4.2. Análisis de la respuesta
Diversos órganos efectuaron análisis del accidente y de la respuesta a la emergencia con el fin de
extraer enseñanzas y de mejorar, entre otros aspectos, las disposiciones para la preparación y
respuesta en situaciones de emergencia en el Japón. Como resultado de ello, se identificaron varias
mejoras posibles en las disposiciones.
Por ejemplo, en el informe del Gobierno del Japón a la Conferencia Ministerial del OIEA celebrada en
junio de 2011 [3] se presentaron las enseñanzas extraídas en los siguientes aspectos importantes de la
preparación y respuesta ante una emergencia: 1) la posibilidad de emergencias combinadas constituidas
por un desastre natural y un accidente nuclear; 2) la monitorización del medio ambiente; 3) la distribución
de funciones entre las organizaciones centrales y locales; 4) la comunicación en una emergencia; 5) la
respuesta a la asistencia recibida de otros Estados y la comunicación con la comunidad internacional; 6) la
modelización de la emisión de materiales radiactivos; y 7) los criterios para la formulación de directrices
sobre la evacuación y la protección radiológica en las emergencias nucleares.84
El Comité de Investigación sobre el Accidente de las Centrales Nucleares de Fukushima de la
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio, creado por el Gobierno, concluyó que, en sus directrices
nacionales, el Japón debía tener en cuenta las enseñanzas de la comunidad internacional e incluir
normas internacionales, como las elaboradas por el OIEA [5].
En el Informe de Análisis del Accidente Nuclear de Fukushima preparado por la TEPCO [8] se
destacaron algunos problemas surgidos durante la respuesta a la emergencia, referentes, entre otras
cosas, a la organización de la respuesta a la emergencia, la comunicación de información, el
transporte de materiales y equipo y la protección radiológica.
En el informe de la Comisión de Investigación Independiente sobre el Accidente Nuclear de
Fukushima, creada por la Dieta Nacional del Japón, se recomendó, entre otras cosas, que se reformara
el sistema nacional de preparación y respuesta en situaciones de emergencia, aclarando las funciones
y responsabilidades del gobierno, la administración local y los explotadores en una emergencia [7].
84
En septiembre de 2011 se presentó al OIEA un informe adicional [4] en el que se proporcionaba información sobre los
nuevos acontecimientos y sobre los progresos realizados en la aplicación de las enseñanzas señaladas en el primer informe,
publicado en junio de 2011.
100
Sobre la base de estos análisis y de las lecciones aprendidas, se adoptaron medidas correctivas para
reforzar las disposiciones de preparación y respuesta en situaciones de emergencia [133, 134]. En el
Gabinete se estableció una Comisión de Preparación para Emergencias Nucleares, con el fin de
asegurar que el gobierno aplicara y promoviera efectivamente las políticas de respuesta a una
emergencia nuclear [134]. La ARN elaboró Directrices para la Respuesta a una Emergencia
Nuclear85 [136], en que se tenían en cuenta también las normas de seguridad del OIEA en la esfera de
la preparación y respuesta en situaciones de emergencia.
3.5.
RESPUESTA DENTRO DEL MARCO INTERNACIONAL PARA LA PREPARACIÓN Y
RESPUESTA EN SITUACIONES DE EMERGENCIA
En la época del accidente existía un amplio marco internacional para la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia, compuesto por instrumentos jurídicos internacionales, normas de
seguridad del OIEA y disposiciones operacionales.86
El OIEA tenía entonces cuatro funciones en la respuesta a una emergencia nuclear o
radiológica: 1) la notificación y el intercambio de información oficial a través de puntos de
contacto designados oficialmente; 2) el suministro de información oportuna, clara y
comprensible; 3) la prestación de asistencia internacional y su facilitación, cuando así se
solicitara; y 4) la coordinación de la respuesta interinstitucional.
En la respuesta internacional al accidente participaron muchos Estados y varias organizaciones
internacionales.
El OIEA permaneció en comunicación con el punto de contacto oficial en el Japón, difundió
información sobre la evolución de la emergencia, y mantuvo informados a los Estados, las
organizaciones internacionales pertinentes y el público. La comunicación con el punto de contacto
oficial en el Japón fue difícil en la primera fase de la respuesta a la emergencia. Con la visita al
Japón del Director General del OIEA y el posterior despliegue de oficiales de enlace en Tokio,
mejoró la comunicación entre el OIEA y el punto de contacto. El OIEA envió también misiones de
expertos al Japón y coordinó la respuesta interinstitucional.
Los distintos Estados87 adoptaron o recomendaron medidas protectoras diferentes para sus
nacionales que se encontraban en el Japón en respuesta al accidente. En general, las diferencias
no se explicaron bien a la población, y en algunos casos ocasionaron confusión e inquietud.
Las organizaciones pertinentes que integran el Comité Interinstitucional sobre Emergencias
Radiológicas y Nucleares intercambiaron regularmente información. También se publicaron
comunicados de prensa conjuntos.
El OIEA, a través de sus disposiciones de emergencia, mantuvo un enlace directo con el OSNI, que
era el punto de contacto oficial en el Japón [143]. El Japón proporcionó información de conformidad
con el artículo 3 de la Convención sobre Pronta Notificación.
85
Las Directrices para la Respuesta a una Emergencia Nuclear se basaron en el informe provisional acerca de la revisión de
la Guía de Reglamentación sobre la Preparación para Emergencias en Instalaciones Nucleares [93], publicado en 2012 [135].
86
Los principales instrumentos jurídicos internacionales son la Convención sobre la Pronta Notificación de Accidentes
Nucleares y la Convención sobre Asistencia en Caso de Accidente Nuclear o Emergencia Radiológica. En la época del
accidente, las normas de seguridad internacionales en la esfera de la preparación y respuesta en situaciones de emergencia eran
las de las publicaciones Nos GS-R-2 [69] y GS-G-2.1 [68] de la Colección de Normas de Seguridad del OIEA. La publicación
Nº 115 de la Colección Seguridad [137] también incluía elementos relacionados con la preparación y respuesta en situaciones de
emergencia. Las disposiciones operacionales internacionales abarcaban el Manual sobre operaciones técnicas para la
notificación y asistencia en situaciones de emergencia (ENATOM), la Red de Respuesta y Asistencia (RANET) del OIEA y el
Plan Conjunto de las Organizaciones Internacionales para la Gestión de Emergencias Radiológicas (Plan Conjunto).
87
El Estado es el principal responsable de la preparación y respuesta ante una emergencia nuclear o radiológica, así como de
la protección de la vida y la salud humanas, los bienes y el medio ambiente.
101
La Secretaría del OIEA difundió información sobre la evolución de la emergencia y mantuvo
informados a los Estados, las organizaciones internacionales pertinentes y el público [143].
Las funciones del OIEA en esa época no incluían el pronóstico de la evolución que podía tener un
accidente, ni la evaluación de sus posibles consecuencias. Su función en la respuesta a una
emergencia en una central nuclear se amplió mediante la aprobación del Plan de Acción del OIEA
sobre Seguridad Nuclear [144]. En este se pedía al OIEA que proporcionara a los Estados Miembros,
a las organizaciones internacionales y al público en general información oportuna, clara, correcta,
objetiva y fácil de comprender sobre las posibles consecuencias de la emergencia, con inclusión de
análisis de la información disponible y de pronósticos de los escenarios posibles sobre la base de los
datos obtenidos, los conocimientos científicos y las capacidades de los Estados Miembros.
Recuadro 3.4. Marco internacional para la preparación y respuesta en situaciones de emergencia nuclear
o radiológica existente en la época del accidente
El Estado es el principal responsable de la preparación y respuesta ante una emergencia nuclear o
radiológica, así como de la protección de la vida y la salud humanas, los bienes y el medio ambiente.
Incumbe al Estado velar por que en los planos nacional, regional y local, y a nivel de las entidades
explotadoras y las instalaciones, existan disposiciones de preparación y respuesta para situaciones de
emergencia. Cuando corresponda, el Estado será responsable asimismo de asegurar la coordinación de las
disposiciones nacionales de preparación y respuesta en situaciones de emergencia con las disposiciones
internacionales pertinentes a las que se haya adherido o en las que sea parte de algún otro modo (por ejemplo,
en virtud de acuerdos bilaterales y/o multinacionales).
En la época del accidente, el marco internacional abarcaba instrumentos jurídicos internacionales, normas de
seguridad del OIEA y disposiciones operacionales.
En la Convención sobre la Pronta Notificación de Accidentes Nucleares y la Convención sobre Asistencia en
Caso de Accidente Nuclear o Emergencia Radiológica, en adelante denominadas Convención sobre Pronta
Notificación y Convención sobre Asistencia, se asignan funciones y responsabilidades de respuesta
específicas al OIEA y a las Partes. Diversas organizaciones internacionales —en virtud de sus funciones
estatutarias o de instrumentos jurídicos conexos— desempeñan funciones y responsabilidades que abarcan
aspectos de la preparación y respuesta en situaciones de emergencia [138, 139].
En la época del accidente, las normas de seguridad del OIEA en la esfera de la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia eran las de la publicación Nº GS-R-2 de la Colección de Normas de Seguridad del
OIEA (copatrocinada por siete organizaciones internacionales) y la publicación Nº GS-G-2.1 de la Colección
de Normas de Seguridad del OIEA (copatrocinada por seis organizaciones internacionales) [68, 69]. En las
Normas Básicas Internacionales de Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y para la
Seguridad de las Fuentes de Radiación (Colección Seguridad del OIEA, Nº 115) también había partes que se
relacionaban con la preparación y respuesta en situaciones de emergencia [137].
Las disposiciones operacionales internacionales abarcaban el Manual sobre operaciones técnicas para la
notificación y asistencia en situaciones de emergencia (ENATOM), la Red de Respuesta y Asistencia
(RANET) del OIEA y el Plan Conjunto de las Organizaciones Internacionales para la Gestión de
Emergencias Radiológicas (Plan Conjunto) [140 a 142].
El ENATOM facilitaba la aplicación de los artículos de la Convención sobre Pronta Notificación y la
Convención sobre Asistencia que tenían carácter operativo, como las disposiciones relativas a la notificación y
el intercambio de información y los protocolos de comunicación para los puntos de contacto señalados en esas
dos convenciones (mediante mensajes por fax, teléfono, correo electrónico y un sitio web seguro y protegido a
los que se podía responder las 24 horas del día). Estas medidas se practicaban en ejercicios periódicos de
diversos grados de complejidad, denominados ejercicios de las Convenciones (ConvEx).
La RANET se estableció para facilitar la prestación de asistencia internacional, en respuesta a las solicitudes y
en cumplimiento de la Convención sobre Asistencia. El sistema constituye un mecanismo operacional para
prestar asistencia en diferentes esferas técnicas, con ayuda de los medios nacionales registrados en la red.
El Plan Conjunto describe una visión común de la forma en que cada organización ha de actuar durante la
respuesta y en la adopción de las disposiciones de preparación para una emergencia nuclear o radiológica.
Ofrece un mecanismo de coordinación y aclara las funciones y capacidades de las organizaciones
internacionales participantes. Su mantenimiento corre a cargo del Comité Interinstitucional sobre Emergencias
Radiológicas y Nucleares (IACRNE), al que el OIEA facilita los servicios de secretaría. En el momento del
accidente formaban parte del IACRNE 15 organizaciones internacionales intergubernamentales.
102
La comunicación con el punto de contacto oficial en el Japón fue difícil en la primera fase de la
respuesta a la emergencia. Con la visita del Director General del OIEA al Japón, del 17 al 19 de
marzo de 2011, y el posterior despliegue de oficiales de enlace en Tokio, mejoró la comunicación
entre el OIEA y el punto de contacto [143].
Algunos Estados proporcionaron asesoramiento o instrucciones específicas para la protección de sus
nacionales en el Japón. Una parte de ellos aconsejaron a sus nacionales que se encontraban en el
Japón que siguieran las órdenes y recomendaciones emitidas por las autoridades japonesas en
respuesta a la emergencia, mientras que algunos facilitaron consejos que diferían de los
proporcionados por las autoridades japonesas y por otros Estados [145]. Las diferencias entre las
recomendaciones de los Estados obedecieron a diversas razones, entre ellas la falta de información
sobre la evolución de la situación. En general, esas diferencias no se explicaron bien a la población, y
en algunos casos generaron confusión e inquietud.
El OIEA envió misiones de expertos al Japón y coordinó los ofrecimientos de asistencia de los Estados
Miembros a este país. No se invocó la Convención sobre Asistencia ni se utilizó la RANET88. Los
Estados proporcionaron asistencia al Japón directamente. Ese apoyo ayudó al Gobierno del Japón a
gestionar la emergencia nuclear, que, junto con los efectos del terremoto y el tsunami, puso a prueba la
capacidad de respuesta nacional. Una de las dificultades para aceptar la asistencia internacional en las
primeras fases de la respuesta nacional fue la falta de disposiciones nacionales para recibirla [5, 143].
De conformidad con sus responsabilidades, la Secretaría del OIEA activó rápidamente el Plan
Conjunto e inició de inmediato la coordinación de la respuesta interinstitucional. Los miembros del
IACRNE intercambiaron información, centrándose en particular en lograr una visión común de las
secuelas que tendría el accidente y coordinando los esfuerzos para mantener informado al público. Se
celebraron videoconferencias periódicas hasta julio de 2011. También se publicaron comunicados de
prensa conjuntos.
En el marco de los acuerdos bilaterales concertados entre las secretarías, la Organización
Meteorológica Mundial (OMM), la Organización Mundial de la Salud (OMS) y la Organización de
las Naciones Unidas para la Alimentación y la Agricultura (FAO) enviaron oficiales de enlace al
OIEA para asegurar la coordinación eficaz de la respuesta internacional.
3.6.
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS
De la evaluación de la preparación y respuesta ante el accidente se desprenden varias observaciones y
enseñanzas. La respuesta al accidente puso de relieve las lecciones aprendidas en emergencias
anteriores y confirmó la importancia de una preparación adecuada para responder a las emergencias.
 En la preparación para responder a una posible emergencia nuclear es necesario tener en
cuenta las emergencias que puedan entrañar un daño severo del combustible nuclear del
núcleo del reactor o del combustible gastado presente en el emplazamiento, incluidas las que
afecten a varias unidades de una central con múltiples reactores y que puedan producirse en
coincidencia con un desastre natural.
Debe tomarse en consideración la posibilidad de que un accidente nuclear severo,
independientemente de su causa, afecte a más de una unidad de un emplazamiento y coincida con
un desastre natural, que pueda provocar una perturbación considerable del emplazamiento y de la
infraestructura local. Los sistemas, las comunicaciones y los equipos de monitorización que
88
La Secretaría del OIEA, junto con los Estados Miembros registrados en la RANET, sigue mejorando esa red sobre la base
de la experiencia adquirida en el accidente de Fukushima Daiichi.
103
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104
proporcionan información esencial para las respuestas dentro y fuera del emplazamiento deben ser
capaces de funcionar en esas circunstancias.
Las instalaciones desde las que se gestionará la respuesta (por ejemplo, los centros de respuesta a
la emergencia dentro y fuera del emplazamiento) se deben seleccionar o diseñar de modo que
puedan funcionar en todo un abanico de condiciones de emergencia (radiológicas, laborales y
ambientales), y se deben ubicar y/o proteger adecuadamente para garantizar su operabilidad y
habitabilidad en esas condiciones.
El sistema de gestión de emergencias para responder a una emergencia nuclear debe incluir
una clara definición de las funciones y responsabilidades de la entidad explotadora y de las
autoridades locales y nacionales. El sistema, incluidas las interacciones de la organización
explotadora con las autoridades, debe ponerse a prueba mediante ejercicios periódicos.
Se precisan disposiciones que integren la respuesta a una emergencia nuclear con la respuesta a
los desastres naturales o causados por el hombre (como los terremotos, inundaciones e incendios).
La respuesta en el emplazamiento tiene que ser gestionada por personal que se encuentre en él y
que conozca la central y la situación. Las respuestas dentro y fuera del emplazamiento tienen que
coordinarse sobre la base de disposiciones planificadas con anterioridad.
Los trabajadores de emergencias deben estar designados de antemano, con una clara
especificación de sus funciones, independientemente de la organización para la que
trabajen, y deben recibir una capacitación adecuada y la debida protección durante la
emergencia. Deben existir disposiciones para integrar en la respuesta a los trabajadores de
emergencias que no hayan sido designados con anterioridad a la emergencia, y a los
ayudantes que presten asistencia voluntaria en la respuesta a esta.
Las disposiciones prácticas para la protección de los trabajadores de emergencias deben abordarse
de manera sistemática y suficientemente detallada en los planes y procedimientos pertinentes.
Debe tenerse en cuenta a las personas que puedan no haber sido designadas como trabajadores de
emergencias en la fase de preparación. Los criterios de dosis para los trabajadores de emergencias
deben fijarse por adelantado y aplicarse de forma coherente según las tareas de emergencia
asignadas. Deben existir disposiciones para satisfacer debidamente las necesidades de los
trabajadores de emergencias (incluido el contacto con sus familias).
Además, debe haber disposiciones previamente planificadas para integrar a los miembros de la
población que prestan asistencia voluntaria en las medidas de respuesta (los denominados
‘ayudantes’) en la organización de la respuesta de emergencia y proporcionarles el nivel adecuado
de protección radiológica.
Deben existir disposiciones que permitan adoptar decisiones sobre la aplicación de las medidas
protectoras urgentes previamente determinadas para salvaguardar a la población, sobre la base
de la existencia en la central de condiciones que se hayan definido con anterioridad.
Esas disposiciones son necesarias porque en una emergencia los sistemas de apoyo a la adopción
de decisiones, incluidos los que utilizan modelos informáticos, pueden no ser capaces de predecir
la magnitud de una emisión radiactiva y el momento en que se producirá (el ‘término fuente’), el
desplazamiento de los penachos, los niveles de deposición o las dosis resultantes con suficiente
rapidez o exactitud como para constituir la única base para una decisión sobre la adopción de las
medidas protectoras urgentes iniciales.
En la fase de preparación debe elaborarse un sistema de clasificación de emergencias basado en
condiciones observables y en criterios mensurables (niveles de actuación de emergencia). Este
sistema permite declarar una emergencia poco después de la detección en la central de condiciones
que indiquen un daño real o proyectado en el combustible, y adoptar con prontitud las medidas
protectoras urgentes previamente determinadas para salvaguardar a la población (en las zonas
predefinidas) una vez que la entidad explotadora haya clasificado la emergencia. El sistema de
clasificación de emergencias debe abarcar todo un abanico de condiciones anormales en la central.
Deben existir disposiciones que permitan ampliar o modificar las medidas protectoras
urgentes en respuesta a la evolución de las condiciones en la central o a los resultados de la
monitorización. También se precisan disposiciones que permitan adoptar medidas
protectoras tempranas sobre la base de los resultados de la monitorización.
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En la fase de preparación deben establecerse disposiciones para, entre otras cosas: 1) definir las
zonas y los espacios de planificación de emergencias; 2) establecer los criterios de dosis y
operacionales (los niveles de cantidades mensurables) para la adopción de medidas protectoras
urgentes y de otras medidas de respuesta, teniendo en cuenta a los grupos de población especiales
que se encuentren dentro de las zonas de emergencia (por ejemplo, los pacientes
hospitalizados); 3) posibilitar la adopción de medidas protectoras urgentes antes o poco después
de una emisión de material radiactivo; 4) posibilitar el pronto establecimiento de controles del
acceso a las zonas donde se estén aplicando medidas protectoras urgentes; 5) ampliar la aplicación
de las medidas protectoras más allá de las zonas y los espacios de planificación de emergencias
establecidos, si es necesario; 6) establecer los criterios de dosis y operacionales para la adopción
de medidas protectoras tempranas y de otras medidas de respuesta (como la reubicación de la
población y la imposición de restricciones al consumo de alimentos) que se justifiquen y se hayan
optimizado, teniendo en cuenta una variedad de factores, tales como las consecuencias
radiológicas y no radiológicas, incluidas las económicas, sociales y psicológicas; y 7) establecer
arreglos que permitan revisar los criterios operacionales para la adopción de medidas protectoras
tempranas en función de las condiciones imperantes.
Deben establecerse disposiciones para velar por que las medidas protectoras y otras medidas
de respuesta adoptadas en una emergencia nuclear reporten más beneficios que daños. Para
lograr ese equilibrio se requiere un enfoque integral de la adopción de decisiones.
Estas disposiciones se tienen que elaborar con una clara comprensión de toda la gama de peligros
para la salud que se pueden presentar en una emergencia nuclear y de las posibles consecuencias
radiológicas y no radiológicas de toda medida protectora.
Las medidas protectoras se deben adoptar en el momento oportuno y de forma segura, teniendo en
cuenta las posibles condiciones desfavorables (por ejemplo, las malas condiciones meteorológicas
o el daño sufrido por la infraestructura). Deben hacerse preparativos por adelantado para la
evacuación segura de las instalaciones especiales, como los hospitales y las residencias de
ancianos; se debe prestar una atención o supervisión continua a quienes la necesiten.
Deben existir disposiciones para ayudar a los responsables de las decisiones, al público y a otras
personas (por ejemplo, al personal médico) a comprender los peligros radiológicos para la salud
que se dan en una emergencia nuclear, a fin de que adopten decisiones fundamentadas con
respecto a las medidas protectoras. Asimismo, debe contarse con disposiciones para responder a
las preocupaciones de la población a escala local, nacional e internacional.
En una emergencia nuclear es necesario responder eficazmente a las preocupaciones de la
población. Ello incluye disponer de medios para relacionar las cantidades mensurables (por
ejemplo, las tasas de dosis) y las dosis de radiación proyectadas con los peligros radiológicos para
la salud, de forma tal que las instancias decisorias (y la población) puedan adoptar decisiones
fundamentadas con respeto a las medidas protectoras. La respuesta a las inquietudes de la
población contribuye a mitigar las consecuencias radiológicas y no radiológicas de la emergencia.
Las preocupaciones internacionales se pueden atender, en parte, mediante sistemas de
certificación que demuestren que todas las mercancías comercializables cumplen las normas
internacionales y tranquilicen a los Estados importadores y a la población.
En la fase de preparación deben elaborarse disposiciones para la terminación de las medidas
protectoras y de otras medidas de respuesta y para la transición a la fase de recuperación.
En la fase de preparación deben planificarse la transición de la fase de emergencia a la de
recuperación a largo plazo, y la reanudación de las actividades sociales y económicas normales.
Las disposiciones deben comprender: 1) el establecimiento de procesos oficiales para decidir la
terminación de las medidas protectoras y de otras medidas de respuesta; 2) la clara asignación de
responsabilidades; 3) el establecimiento de criterios para la terminación de las medidas
protectoras y de otras medidas de respuesta; y 4) la formulación de una estrategia y un proceso
para la consulta con la población.
Un análisis oportuno de las emergencias y de las medidas adoptadas en respuesta a ellas, en
que se extraigan enseñanzas y se determinen las mejoras posibles, fortalece las disposiciones
de emergencia.
105
El análisis tiene que abarcar un examen de todas las disposiciones pertinentes, con inclusión de
las leyes y los reglamentos nacionales, la asignación de facultades y responsabilidades, los planes
y procedimientos de respuesta a las emergencias, las instalaciones, el equipo, la capacitación y los
ejercicios. El análisis proporciona una base para la revisión de las disposiciones, si es necesario.
La idoneidad de las disposiciones de emergencia revisadas debe demostrarse mediante ejercicios.
 Debe reforzarse la aplicación de las disposiciones internacionales sobre la notificación y la
asistencia.
Debe aumentarse el conocimiento de las disposiciones internacionales sobre la notificación y la
asistencia en situaciones de emergencia nuclear o radiológica, así como de los mecanismos
operacionales existentes, incluidos los mecanismos y procedimientos para la notificación y el
intercambio de información, la solicitud y la prestación de asistencia internacional, etc. Es
necesario mejorar la capacitación y los ejercicios relativos a los aspectos operacionales de la
Convención sobre Pronta Notificación y la Convención sobre Asistencia.
La participación en los mecanismos existentes de prestación de asistencia internacional en el
marco de la Convención sobre Asistencia tiene que ser parte integrante de las actividades
nacionales de preparación para emergencias. En la fase de preparación deben establecerse
disposiciones para solicitar y recibir asistencia (sobre la base de acuerdos bilaterales o en virtud
de la Convención sobre Asistencia) en caso de emergencia nuclear o radiológica.
Las listas de los puntos de contacto designados oficialmente, según lo dispuesto en la Convención
sobre Pronta Notificación y en la Convención sobre Asistencia, deben actualizarse continuamente
y los puntos de contacto deben estar preparados para recibir solicitudes de información inmediatas
del OIEA.
La aplicación de las normas de seguridad del OIEA sobre la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia a escala nacional mejoraría la preparación y la respuesta, facilitaría la
comunicación durante las emergencias y contribuiría a armonizar los criterios nacionales relativos
a las medidas protectoras y a otras medidas de respuesta.
 Deben mejorarse las consultas y el intercambio de información entre los Estados sobre las
medidas protectoras y otras medidas de respuesta.
Las consultas y el intercambio de información entre los Estados sobre las medidas protectoras y
otras medidas de respuesta en una emergencia contribuyen a lograr que la adopción de medidas
sea coherente. Además, la explicación clara y comprensible de la base técnica para la adopción de
decisiones sobre las medidas protectoras y otras medidas de respuesta es crucial para mejorar la
comprensión y la aceptación públicas a escala nacional e internacional.
106
4. CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
En la sección 4 se analizan las consecuencias radiológicas del accidente de la central nuclear de
Fukushima Daiichi para las personas y para el medio ambiente. Las consecuencias radiológicas del
accidente han sido examinadas por varios organismos y organizaciones internacionales. La OMS
publicó una estimación preliminar de las dosis de radiación [146] y posteriormente evaluó el riesgo
atribuido al accidente [147]. Más recientemente, el UNSCEAR estimó los niveles de radiación y sus
efectos [148]. Las lecciones relacionadas con la protección radiológica han sido recopiladas por la
ICRP [149, 150]. Otras organizaciones internacionales, en particular la FAO y la OMM, también han
proporcionado información pertinente. Algunas de estas actividades internacionales se describen en el
recuadro 4.1.
Recuadro 4.1. Actividades internacionales relacionadas con las consecuencias radiológicas del accidente
en la central nuclear de Fukushima Daiichi
Además del OIEA, otros órganos internacionales han estudiado activamente las consecuencias radiológicas
del accidente ocurrido en la central nuclear de Fukushima Daiichi:
 La Organización Mundial de la Salud (OMS), un organismo especializado de las Naciones Unidas que
se ocupa de la salud pública, dio a conocer una estimación preliminar de las dosis de radiación que se
recibieron a causa del accidente [146] y, posteriormente, una evaluación del riesgo para la salud [147].
 El Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones
Atómicas (UNSCEAR), que rinde informes a la Asamblea General de las Naciones Unidas, comunicó
sus estimaciones de los niveles y efectos de la exposición a la radiación atribuible al accidente, con una
cantidad considerable de datos sobre la radiactividad ambiental y las dosis de radiación [148].
 La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), un órgano internacional de expertos de
carácter no gubernamental que publica recomendaciones ampliamente utilizadas en materia de protección
radiológica, publicó un examen de las cuestiones que se plantearon a ese respecto durante el accidente y
después de él, con el fin de mejorar el sistema internacional de protección radiológica [149, 150].
 La Organización de las Naciones Unidas para la Alimentación y la Agricultura (FAO), un organismo
especializado de las Naciones Unidas que se ocupa de las prácticas agrícolas, forestales y pesqueras con el
fin de lograr una buena nutrición y la seguridad alimentaria para todos, trabajó en colaboración con el
OIEA, por conducto del Comité Interinstitucional sobre Emergencias Radiológicas y Nucleares
(IACRNE), en la preparación y respuesta para situaciones de emergencia nuclear o radiológica que
afectaran a la alimentación, la agricultura, la silvicultura y la pesca, y recopiló una base de datos
considerable sobre las concentraciones de radionucleidos en los alimentos causadas por el accidente [151].
 La Organización Meteorológica Mundial (OMM), un organismo especializado de las Naciones Unidas
que se ocupa de la meteorología, la hidrología operacional y las ciencias geofísicas conexas, publicó
una evaluación de los análisis meteorológicos relativos a la dispersión y deposición de radionucleidos a
raíz del accidente [152].
 La Agencia para la Energía Nuclear de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económicos
(AEN de la OCDE) informó sobre la respuesta relativa a la seguridad nuclear y las lecciones aprendidas
del accidente [153].
 Estas y otras organizaciones tales como el Programa de las Naciones Unidas para el Medio Ambiente
(PNUMA), la Organización Internacional del Trabajo (OIT), la Organización Panamericana de la Salud
(OPS) y la Comisión Europea (CE) copatrocinan la elaboración de normas de seguridad internacionales
que se publican bajo los auspicios del OIEA. La OMS establece las Guías para la calidad del agua
potable, que se aplican a las situaciones de exposición existentes y que contienen parámetros para la
radiactividad en el agua potable [154]. La Comisión del Codex Alimentarius, de la FAO y la OMS,
establece el Codex Alimentarius, una colección de normas alimentarias armonizadas internacionalmente
para proteger la salud de los consumidores y promover prácticas leales en el comercio internacional de
alimentos, que contienen patrones relativos a los radionucleidos presentes en los alimentos [155].
Órganos oficiales de muchos Estados, entre ellos el Japón, realizaron numerosas evaluaciones de las
consecuencias radiológicas del accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi (véase, por
ejemplo, la referencia [5]). Organizaciones profesionales nacionales que se ocupan de la protección
radiológica, en el Japón y en otras partes, extrajeron importantes lecciones en esa esfera (véase, por
107
ejemplo, la referencia [156]). La prefectura de Fukushima inició en junio de 2011 [158] el Estudio
sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima [157]. Este estudio, que se describe en el recuadro 4.2, fue
examinado en el Simposio Internacional de Expertos organizado en Fukushima [159, 160].
Recuadro 4.2. El Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima
El Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima es un examen general y una investigación de la situación
sanitaria de la población de la prefectura de Fukushima [157]. Se basa en una serie de cuestionarios y tiene los
siguientes objetivos: “1) evaluar la dosis de radiación recibida por los residentes, y 2) vigilar el estado de salud
de los residentes, para lograr la prevención de las enfermedades, la detección precoz y el tratamiento médico
temprano, y de esa forma 3) mantener y promover su salud en el futuro” [161].
Tras recibir las respuestas a los cuestionarios, el Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas (NIRS) estimó
las dosis efectivas recibidas por exposición externa en los cuatro meses siguientes al accidente nuclear,
sobre la base de los desplazamientos señalados por los encuestados y del conocimiento de los niveles de
radiación pertinentes. Además, se realizaron los siguientes estudios detallados: 1) exámenes de la tiroides
por ultrasonido, practicados a unos 370 000 residentes que tenían entre 0 y 18 años de edad en el momento
del accidente nuclear (con un cribado inicial en los tres primeros años después del accidente, seguido de
exámenes completos de la tiroides a partir de 2014 y de un seguimiento regular de los residentes después de
eso); 2) un reconocimiento completo de la salud para detectar y tratar las enfermedades en una fase precoz y
para prevenir las enfermedades relacionadas con el modo de vida, destinado principalmente a 210 000
exresidentes de las zonas evacuadas cuyos modos de vida habían cambiado drásticamente después del
accidente (además de las pruebas de rutina del reconocimiento médico general practicado en el lugar de
trabajo o por la administración local, se están efectuando pruebas adicionales tales como el recuento
diferencial de leucocitos); 3) un Estudio de la Salud Mental y el Modo de Vida encaminado a prestar una
atención adecuada, principalmente a los evacuados que están más expuestos a desarrollar problemas de
salud mental, como el trastorno de estrés postraumático, la ansiedad y el estrés; y 4) un estudio sobre los
embarazos y los partos, destinado a ofrecer atención médica y apoyo adecuados a las madres que recibieron
una libreta de salud maternoinfantil entre el 1 de agosto de 2010 y el 31 de julio de 2011, y a sus hijos. (Este
estudio se actualiza cada año para tener en cuenta los nuevos datos, especialmente sobre los embarazos y los
partos [162].)
La Universidad Médica de Fukushima recibió de la prefectura de Fukushima el mandato de realizar un
estudio de la salud, y puso en marcha el Centro de Ciencia Médica para las Radiaciones del Estudio sobre la
Gestión Sanitaria en Fukushima con el fin de llevar a cabo un estudio básico de las estimaciones de las dosis
externas y cuatro estudios detallados. Este estudio y sus resultados se evalúan periódicamente en la Reunión
del Comité de Supervisión de la Prefectura para el Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima.
La presente sección se basa en estos datos, evaluaciones y estimaciones nacionales e internacionales y
hace uso de la nueva información disponible, en particular de la que las autoridades japonesas
proporcionaron al OIEA para la elaboración del presente informe. Cabe señalar que las estimaciones
presentadas en los diversos informes nacionales e internacionales se realizaron en diferentes
momentos y con distintos niveles de información. Por consiguiente, aunque es posible hacer algunas
comparaciones directas de los diversos resultados, las diferencias entre los datos, la metodología y las
fechas de los estudios dificultan una comparación detallada.
Cantidades y unidades
Para monitorizar y comunicar los datos radiológicos del accidente se utilizaron cantidades89 y unidades90
[163, 164] internacionales especializadas. Las cantidades y unidades internacionales fundamentales de la
protección radiológica utilizadas en este informe se describen brevemente en el recuadro 4.3.
89
El término cantidad se emplea en el presente informe en su sentido científico, que es el de una propiedad mensurable, en
este caso de fenómenos tales como la radiactividad o la radiación.
90
La unidad de una cantidad es una porción definida de esa cantidad, que se utiliza como patrón de medición.
108
Recuadro 4.3. Cantidades y unidades fundamentales de la protección radiológica utilizadas en este
informe
La cantidad que se emplea para describir la radiactividad se denomina actividad y su unidad de medida es el
becquerel (Bq). Un becquerel representa un nivel de actividad extremadamente bajo. Por ejemplo, el cuerpo
humano (de una persona de 70 kg, con 140 g de potasio en el organismo) contiene alrededor de 5000 Bq de
potasio 40 radiactivo natural. Por lo tanto, para medir las grandes emisiones de radionucleidos del accidente, se
emplea en este informe un prefijo adecuado, por ejemplo peta (P): 1 petabecquerel (PBq) equivale a 1015 Bq.
La emisión de materiales radiactivos expuso a las personas a radiación ionizante, tanto por exposición
externa, debida a la actividad fuera del cuerpo, como por exposición interna, en el caso de los
radionucleidos incorporados en el organismo (por ejemplo, por ingestión o inhalación o a través de la piel).
La cantidad que describe la exposición media a la radiación experimentada por los órganos y tejidos se
denomina dosis absorbida y su unidad de medida es el julio por kilogramo, denominado gray (Gy),
expresado a menudo en milésimas de Gy, o miligray (mGy).
A los efectos de la protección radiológica, la dosis absorbida tiene que ponderarse, porque diferentes tipos
de radiación tienen distintos niveles de eficacia en cuanto al daño producido, y los diversos órganos y
tejidos tienen diferentes sensibilidades a la exposición a la radiación. La cantidad resultante de la aplicación
de factores de ponderación de la radiación a la dosis absorbida por los órganos y tejidos se denomina dosis
equivalente, y su unidad es el sievert (Sv), expresado habitualmente en milésimas de Sv, o milisievert
(mSv). En este informe se emplean también las milésimas de mSv, o microsievert (µSv). La cantidad
resultante de la aplicación de factores de ponderación del tejido se denomina dosis efectiva, y se mide
también en mSv. Aunque hay cierta variación en el efecto que una determinada exposición a la radiación
produce en las distintas personas, para los fines de la protección radiológica las dosis se estiman como si se
hubiesen aplicado a un individuo de referencia ideal definido, ya que no es posible tener en cuenta las
diferencias individuales.
La dosis absorbida y la dosis equivalente se utilizan para las dosis recibidas por los tejidos y órganos. Dado
el tipo de radiación de que se trató, en todas las exposiciones a la radiación causadas por el accidente (salvo
algunas exposiciones insignificantes a neutrones) las dosis absorbidas notificadas eran numéricamente
iguales a las dosis equivalentes correspondientes, y vice versa. La dosis efectiva se utiliza para evaluar las
repercusiones en el cuerpo entero. Una exposición interna continuará mientras las sustancias radiactivas
inhaladas o ingeridas permanezcan en el cuerpo. La dosis comprometida causada por esta exposición
continua se calcula como la dosis que se prevé que recibirá la persona expuesta durante toda su vida.
Las siguientes estimaciones de dosis efectivas comunes pueden servir de referencia [165]:
 La radiación de fondo natural global imparte una dosis efectiva media anual de 2,4 mSv, con un rango
típico de 1 a 13 mSv, y grandes grupos de población reciben entre 10 y 20 mSv y, en casos extremos,
hasta 100 mSv aproximadamente.
 El promedio mundial de la dosis efectiva anual debida al radiodiagnóstico médico es de 0,6 mSv, y una
tomografía computarizada puede administrar una dosis efectiva de alrededor de 10 mSv. (Cabe señalar
que la exposición médica es por lo general una exposición localizada en una parte del cuerpo, que no se
distribuye de manera uniforme en todo el organismo).
Otras cantidades utilizadas en la práctica se derivan de las cantidades fundamentales de la protección
radiológica. En el recuadro 4.4 se describen algunas de esas cantidades derivadas y varias cuestiones
conexas. Las numerosas cantidades y unidades no fueron fáciles de entender para la población
después del accidente. La ICRP, en su evaluación de las cuestiones de protección radiológica surgidas
durante el accidente y después de él, concluyó que en el futuro deberían adoptarse medidas
internacionales para “resolver la confusión relativa a las cantidades y unidades utilizadas en la
protección” [149].
109
Recuadro 4.4. Cantidades medidas y términos operacionales
En la protección radiológica, las cantidades correspondientes a la dosis equivalente y la dosis efectiva no se
pueden medir directamente. Por lo tanto, los instrumentos que miden la exposición externa, ya sea la que
experimentan las personas o la que está presente en el medio ambiente (o en el aire ambiente), se calibran
utilizando cantidades operacionales denominadas dosis equivalente personal y dosis equivalente ambiental,
respectivamente. Estos son indicadores indirectos de las cantidades utilizadas en la protección radiológica,
es decir, son cantidades medidas que permiten inferir el valor de la cantidad de interés, y se miden también
en mSv. Estas cantidades operacionales se utilizaron para la monitorización tras el accidente y se emplean
en el presente informe al hacer referencia a los valores monitorizados.
Según el tipo de situación de exposición, se utilizan términos particulares para facilitar la explicación del
concepto de control de la exposición, a saber:
 En las situaciones de exposición planificadas1, se emplea la dosis adicional, la dosis que se prevé que
se añadirá con una operación planificada. En estas situaciones, las restricciones de dosis individual
pertinentes se denominan límites de dosis. Los límites de dosis son los valores que no deben superarse
en las dosis efectivas adicionales o las dosis equivalentes adicionales que se prevé recibirán las
personas como resultado de una situación de exposición planificada; se aplican a las dosis individuales
adicionales provocadas por la exposición externa en un determinado período de tiempo, más el
compromiso de dosis individual adicional derivado de la incorporación de radionucleidos en ese
período de tiempo.
 En las situaciones de exposición de emergencia2, se utilizan tres conceptos de dosis: 1) la dosis
proyectada (la dosis que se prevé que se recibiría si no se adoptaran medidas de protección); 2) la dosis
evitable (la dosis que puede evitarse si se adoptan medidas de protección); y 3) la dosis residual (la
dosis que se prevé que se recibirá en las situaciones de exposición existentes3 una vez que hayan
concluido las medidas de protección). Respecto de las dosis residuales se aplican niveles de referencia
como niveles orientativos para optimizar la protección. El nivel de referencia representa el nivel de
dosis “por encima del cual se considera inadecuado permitir una exposición planificada y por debajo
del cual debería optimizarse la protección” [129].
Hay también cantidades derivadas de la actividad, como las relacionadas con la presencia de radiactividad
en el medio ambiente que expresan, por ejemplo, la actividad en la tierra o en productos de consumo
público. Las cantidades derivadas que interesan son la densidad de deposición, que expresa la actividad por
unidad de superficie, por lo general en Bq/m2; la actividad específica, que expresa la actividad por unidad
de masa o peso, por lo general en Bq/kg; y la concentración de actividad, que expresa la actividad por
unidad de volumen, por lo general en Bq/L. Estas cantidades se suelen denominar contaminación. Este
término se ha definido formalmente en las normas internacionales como: 1) la presencia de radionucleidos
sobre superficies, o dentro de sólidos, líquidos o gases (incluido el cuerpo humano), cuando tal presencia no
es ni intencionada ni deseable, o 2) el proceso que provoca la presencia de esas sustancias en dichos lugares,
en ambos casos sin ninguna indicación de la magnitud del riesgo que entraña. Sin embargo, el término
contaminación tiene una connotación de impureza o peligro que no está incluida en su definición formal
como presencia o proceso.
____________________________________________
1
Las situaciones de exposición planificadas se producen como resultado de la explotación planificada de fuentes de radiación
(como el funcionamiento normal de la central nuclear de Fukushima Daiichi) o de operaciones planificadas que dan lugar a la
exposición a fuentes de radiación. Puesto que es posible tomar disposiciones de protección y seguridad por adelantado, las
exposiciones pueden restringirse desde el comienzo. En las situaciones de exposición planificadas está previsto que se
produzca un cierto nivel de exposición.
2
Las situaciones de exposición de emergencia incluyen las situaciones de exposición que se dan como resultado de un
accidente y que requieren la pronta adopción de medidas para evitar o reducir las consecuencias adversas.
3
Las situaciones de exposición existentes son las situaciones de exposición que ya existen cuando se ha de tomar una
decisión sobre la necesidad de control, e incluyen la exposición debida al material radiactivo residual tras una
emergencia nuclear o radiológica una vez que se ha declarado terminada la situación de exposición de emergencia.
110
Incertidumbres
Las estimaciones de las consecuencias radiológicas del accidente están sujetas a varias incertidumbres,
que a menudo se expresan como un intervalo de valores probables de las cantidades pertinentes.
Algunas de estas incertidumbres se han eliminado mediante un análisis estadístico de las variables
implicadas, por ejemplo en las estimaciones de la dosis de radiación personal debida a la exposición
externa, pero no todas las incertidumbres se han resuelto. Si bien los riesgos relacionados con la
exposición a la radiación se comprenden mejor que los que se derivan de la exposición a otros agentes,
es importante que las incertidumbres pertinentes se traten y comuniquen correctamente [166, 167].
Análisis estadísticos
Para reducir las incertidumbres se realizaron análisis estadísticos de los datos de algunas variables
pertinentes. Esas variables incluyeron la actividad específica en los alimentos y, en particular, las
dosis de radiación personal. Los análisis de las dosis de radiación abarcaron las estimaciones basadas
en el uso de cuestionarios y de datos sobre la radiación ambiente y medioambiental, y aquellas
basadas en la monitorización individual mediante dosímetros personales y el conteo de cuerpo entero
de la radiactividad incorporada. La base utilizada para los análisis estadísticos se resume en el
recuadro 4.5, que describe las distribuciones de probabilidad de los datos, en particular la distribución
de probabilidad log-normal que se empleó específicamente en los análisis. Hay muchas
circunstancias en que cabe prever que múltiples datos de medición, incluidas las mediciones de
cantidades ambientales, tengan una distribución estadística que se aproxime a una distribución de
probabilidad log-normal. Se dispone de gran cantidad de información sobre la distribución estadística
de las dosis recibidas por las poblaciones expuestas, que muestran distribuciones log-normales
aproximadas. Las pruebas pertinentes a este respecto proceden de las estimaciones de las dosis
ocupacionales del UNSCEAR [168] y también del análisis de las dosis recibidas por la población tras
el accidente de la central nuclear de Chernóbil en 1986 [169]. Sin embargo, en los análisis de los
datos presentados con distribuciones log-normales se plantearon varios problemas, algunos de los
cuales se resumen en el recuadro 4.6.
Recuadro 4.5. Análisis estadístico de los datos estimados y medidos
Algunos datos de interés utilizados en este informe —en particular los relativos a las dosis personales y
también a la actividad en los alimentos— se sometieron a un análisis estadístico. Los valores de la cantidad
variable (por ejemplo, los valores de la actividad o la dosis) se clasificaron con arreglo a su distribución de
frecuencias. Para ello, el rango completo de datos se dividió en clases o bins, es decir, en una serie de
pequeños intervalos de valores numéricos, a los que se asignaron los datos para el análisis. Los datos de
cada clase se presentaron luego en las barras adyacentes de un histograma, que es un diagrama consistente
en rectángulos correspondientes a las clases, cuyas posiciones representan los valores de la cantidad y cuya
dimensión representa el número de datos de cada clase. A continuación, el histograma se normalizó
multiplicando los valores de los rectángulos por un factor que confirió al área total de los rectángulos un
valor igual a 1. Cuando se dispone de suficientes datos y los intervalos se vuelven muy pequeños, el
histograma tiende a dar una curva lisa que se denomina función de densidad de probabilidad y que describe
la probabilidad relativa de que la cantidad (por ejemplo la actividad en los alimentos o la dosis recibida por
las personas) tenga un valor dado.
Aunque la distribución más común es la normal (o de Gauss), representada por una función de densidad de
probabilidad en forma de campana que es simétrica con respecto a la probabilidad máxima, la distribución
más útil para los fines del presente informe es la logarítimica normal, o log-normal. La distribución lognormal es la distribución de probabilidad de una cantidad, como la actividad o la dosis, cuyo logaritmo tiene
una distribución normal. Así pues, la función de densidad de probabilidad log-normal es simétrica con
respecto al valor máximo solo cuando se representa como una función del logaritmo de la cantidad (por
ejemplo, del logaritmo de la actividad o el logaritmo de la dosis), y no como una función de la cantidad. En
la parte izquierda de la figura siguiente se ilustra un ejemplo de esa distribución de probabilidad log-normal,
que muestra un histograma idealizado y su función de densidad de probabilidad.
111
Recuadro 4.5. Análisis estadístico de los datos estimados y medidos (cont.)
La función de densidad de probabilidad puede integrarse, es decir, los valores de las clases del histograma
normalizado pueden sumarse, de los valores más bajos a los más altos de la cantidad. Esa sumatoria como
función de la cantidad se denomina función de probabilidad acumulada y describe la probabilidad de que
una cantidad con una distribución de probabilidad dada tenga un valor inferior o igual a ese valor.
La función de probabilidad acumulada log-normal se pudo trazar como una línea recta en un plano de
coordenadas en que las abscisas representaban la cantidad (por ejemplo, la dosis) calibrada
logarítmicamente y las ordenadas representaban la probabilidad acumulada calibrada como una función
normal. En la parte derecha de la figura anterior se muestra un ejemplo de esa representación, en que
aparece la integral de los datos experimentales efectivos de las clases del histograma de la izquierda en
relación con una línea recta.
Recuadro 4.6. Problemas planteados por la distribución log-normal de los datos
Si bien la agrupación de los conjuntos de datos por clases produce generalmente una distribución
relativamente pareja de los niveles de las clases, en algunos de los conjuntos de datos de la información
presentada no era así. En esos conjuntos de datos las distribuciones de las clases estaban distorsionadas, por
lo general debido a la acumulación de una gran cantidad de datos en una clase particular. Por ejemplo, en
algunos conjuntos de datos todos los valores cercanos al límite de detección estaban acumulados en una
misma clase (la inicial), sin discriminación, mientras que los valores más altos estaban debidamente
discriminados. En los análisis estadísticos se tomó la decisión de distribuir estos datos erróneamente
acumulados con arreglo a una distribución de la densidad de probabilidad derivada de los valores reales
(utilizando sus valores estadísticos pertinentes, como la media aritmética y la desviación estándar),
construyendo de esta manera una distribución conjetural, creada aleatoriamente, con un número mayor de
clases. El resultado es un histograma conceptual adaptado a los valores estadísticos de los datos reales y al
que se puede ajustar una curva de densidad de probabilidad pareja. Esta función de densidad de
probabilidad, que describe cómo debería ser idealmente la distribución si se dispusiera de datos
suficientemente detallados y discriminados, se presenta junto con la función de probabilidad acumulada en
las figuras pertinentes del informe. En una de las figuras se presenta también la distribución real de las
clases, para fines de comparación.
112
Recuadro 4.6. Problemas planteados por la distribución log-normal de los datos (cont.)
Aunque la adhesión a la distribución log-normal puede no ser perfecta en todo el rango de los datos, por lo
general pueden elaborarse explicaciones de las desviaciones, en particular de las desviaciones de la línea
recta en la probabilidad acumulada, y esas explicaciones constituyen una parte importante del análisis. Una
causa de desviación es la incertidumbre que se deriva de las propias mediciones y del carácter estadístico
del proceso de muestreo. Un problema particular de los análisis de las dosis recibidas, que es típico de las
situaciones de accidente, fue el carácter probablemente no homogéneo de las cohortes de personas
expuestas. Otra de las causas fue la distribución forzada de los datos; por ejemplo, a dosis elevadas puede
haber una probabilidad acumulada superior a la prevista (es decir, menos personas de lo previsto recibieron
una dosis alta), en cuyo caso la explicación más probable es que las restricciones de dosis fueron eficaces.
Si los valores son superiores a lo previsto en el rango de las dosis bajas (es decir, si más personas que las
previstas recibieron dosis bajas), una explicación plausible es que se asignó (equivocadamente) una dosis
igual al límite de detección a todas las personas con dosis inferiores a esos niveles; a la inversa, si los
valores son inferiores a lo previsto, puede significar que se asignó una dosis de cero (también en este caso,
equivocadamente) a todas las personas con dosis inferiores al nivel de detección. En algunos casos, se
observan desviaciones de la línea recta debido al alto grado de incoherencia en los datos locales; por
ejemplo, cuando se mezclaron dos grupos de población diferentes, como los evacuados y los residentes que
permanecieron en la zona, ello puede reflejarse en un cambio de gradiente en la distribución de probabilidad
acumulada, correspondiendo cada sector a las dosis recibidas en cada zona. En algunos casos la recopilación
de información se prolongó y ello distorsionó los datos, por ejemplo debido a la desintegración radiactiva
con el paso del tiempo. Las desviaciones de la linealidad en un gráfico de la probabilidad acumulada lognormal pueden utilizarse para hacer inferencias plausibles sobre los datos en que se basa.
4.1. RADIACTIVIDAD EN EL MEDIO AMBIENTE
El accidente dio lugar a la emisión de radionucleidos al medio ambiente. Muchas organizaciones
hicieron evaluaciones de las emisiones empleando diferentes modelos. La mayor parte de las
emisiones a la atmósfera fueron transportadas hacia el este por los vientos dominantes,
depositándose en el océano Pacífico Norte y dispersándose dentro de él. Las incertidumbres en las
estimaciones de la cantidad y la composición de las sustancias radiactivas fueron difíciles de
resolver, entre otras cosas por la falta de datos de monitorización de la deposición de las emisiones
atmosféricas en el océano.
Los cambios en la dirección del viento hicieron que una parte relativamente pequeña de las
emisiones atmosféricas se depositara en la tierra, principalmente hacia el noroeste de la central
nuclear de Fukushima Daiichi. La presencia y la actividad de los radionucleidos depositados en el
medio ambiente terrestre se monitorizaron y caracterizaron. La actividad medida de los
radionucleidos se reduce con el paso del tiempo debido a los procesos de desintegración física y
transporte medioambiental, así como a las actividades de limpieza.
Además de los radionucleidos que entraron en el océano por deposición atmosférica, hubo
emisiones líquidas y descargas desde la central nuclear de Fukushima Daiichi directamente al mar
frente al emplazamiento. El desplazamiento preciso de los radionucleidos en el océano es difícil de
determinar solo con mediciones, pero se han utilizado varios modelos de transporte oceánico para
estimar la dispersión oceánica.
Algunos radionucleidos emitidos, como el 131I, 134Cs y 137Cs, fueron encontrados en el agua potable,
en alimentos y en algunos productos no comestibles. En respuesta al accidente, las autoridades
japonesas establecieron restricciones para evitar el consumo de estos productos.
113
4.1.1.
Emisiones
Se ha realizado un gran número de evaluaciones de las emisiones de radionucleidos producidas por el
accidente de la central nuclear de Fukushima Daiichi con ayuda de modelos y métodos matemáticos
bien establecidos y con los códigos informáticos conexos (véanse las referencias [170 a 177]).
En la primera fase del accidente, los gases nobles 85Kr y 133Xe, con períodos de semidesintegración
de 10,76 años y 5,25 días, respectivamente, contribuyeron a la exposición externa causada por el
penacho de las emisiones atmosféricas. El 131I, que es de corta duración, con un período de
semidesintegración de 8,02 días, contribuyó a las dosis equivalentes recibidas en la glándula tiroides,
cuando hubo ingestión o inhalación. El 134Cs y el 137Cs, que duran más tiempo, con períodos de
semidesintegración de 2,06 años y 30,17 años, respectivamente, contribuyeron a las dosis
equivalentes y efectivas a través de la exposición interna y externa. Aunque el 131I decae con relativa
rapidez, puede dar lugar a dosis equivalentes relativamente altas en la glándula tiroides. En algunas
zonas, el 137Cs puede permanecer en el medio ambiente y, en ausencia de medidas de restauración,
podría seguir contribuyendo a las dosis efectivas recibidas por las personas.
También se emitieron radionucleidos del estroncio, el rutenio y algunos actínidos (como el plutonio) en
cantidades variables. Como se señaló en la sección 2.1, entre las 5.30 y las 10.50 horas del 13 de marzo
se detectaron neutrones cerca de la entrada principal de la central (situada a aproximadamente 1 km de
las Unidades 1 a 3). Se estima que los neutrones se generaron por fisión nuclear espontánea de
radionucleidos que pueden haberse emitido como consecuencia del daño sufrido por el núcleo del
reactor. Este fenómeno era previsible, y se ha notificado la presencia de esos radionucleidos en niveles
relativamente bajos.
Emisiones a la atmósfera
Los gases nobles constituyeron una parte importante de las primeras emisiones de la central nuclear
de Fukushima Daiichi; se estima que se emitieron entre 6000 y 12 000 PBq de 133Xe (o entre 500
y 15 000 PBq, si se incluyen las primeras estimaciones). La actividad total media del 131I emitido fue
de entre 100 y 400 PBq, y la del 137Cs, de entre 7 y 20 PBq (o de 90 a 700 PBq y de 7 a 50 PBq, si se
incluyen las primeras estimaciones). Se estima que las emisiones producidas por el accidente
equivalieron aproximadamente a una décima parte de las generadas por el accidente de la central
nuclear de Chernóbil en 1986 [169, 178, 179]. La mayor parte de las emisiones se dispersaron por el
océano Pacífico Norte; como resultado de ello, la cantidad y la composición isotópica del material
emitido (el ‘término fuente’) no se pudieron reconfirmar con mediciones medioambientales de los
depósitos de radionucleidos [177].
Emisiones al mar
La mayor parte de las emisiones atmosféricas que se dispersaron por el Pacífico Norte se depositaron
en la capa superficial del océano. Hubo emisiones directas, y también descargas en el mar frente al
emplazamiento; la principal fuente de agua altamente radiactiva fue una zanja de la central nuclear de
Fukushima Daiichi. Las emisiones radiactivas más altas se observaron a comienzos de abril de 2011.
Las emisiones y descargas directas de 131I al mar se estimaron en 10 a 20 PBq. Las emisiones y
descargas directas de 137Cs se estimaron en valores de entre 1 y 6 PBq, en la mayoría de los análisis,
pero algunas evaluaciones dieron estimaciones de entre 2,3 y 26,9 PBq [175].
4.1.2.
Dispersión
Se han empleado muchos modelos teóricos para estimar los patrones de dispersión. Se realizaron
extensas mediciones de la concentración de actividad del 131I, el 134Cs y el 137Cs en el medio ambiente,
incluidos el aire, el suelo, el agua del mar, los sedimentos y la biota, que se han empleado también
para estimar la dispersión de las emisiones.
114
Dispersión atmosférica
El transporte de las emisiones atmosféricas radiactivas fue principalmente hacia el norte y el este del
Japón, siguiendo la dirección de los vientos dominantes, y luego alrededor del globo. En la figura 4.1
se presenta un ejemplo de los numerosos modelos de transporte atmosférico utilizados para estimar el
transporte atmosférico de los diversos radionucleidos y sus patrones de deposición, que describen los
resultados de la modelización de la dispersión mundial del 137Cs [180]. La figura ilustra la
concentración de actividad en el aire utilizando el código de colores original de la referencia, en que
pequeñas variaciones en el grado del color corresponden a un cambio de un orden de magnitud en la
concentración de actividad. La ilustración tiene por objeto corroborar la conclusión de que la
concentración de actividad en la atmósfera disminuyó notablemente con la distancia de la central
nuclear de Fukushima Daiichi.
Redes de monitorización radiológica de alta sensibilidad detectaron niveles extremadamente bajos de
radiactividad atribuible al accidente incluso en Europa y América del Norte. Pero los efectos de estas
emisiones en el nivel de radiactividad medioambiental de fondo en el mundo fueron insignificantes.
Fig. 4.1. Resultados de uno de los modelos globales de dispersión atmosférica del 137Cs, presentados en su código de
colores original (véanse los detalles en la referencia [180]) (ilustración: cortesía de Météo-France).
115
Dispersión oceánica de las emisiones directas y las descargas en el mar frente al emplazamiento
La mayoría de los radionucleidos emitidos y descargados en el mar frente al emplazamiento fueron
transportados hacia el este con la corriente de Kuroshio91, se desplazaron por grandes distancias en el
giro del Pacífico Norte92 y quedaron muy diluidos en el agua del mar [181]. La radiactividad se propagó
por grandes distancias oceánicas y fue detectada en cantidades ínfimas muy lejos del accidente, en
algunos casos por vías que pasaban por la biota oceánica, por ejemplo el atún de aleta azul [182].
Aunque el desplazamiento preciso de los radionucleidos en el océano es difícil de determinar solo con
mediciones, se han utilizado varios modelos de transporte oceánico para estimar sus patrones de
dispersión. En la figura 4.2 se ilustran ejemplos de esos modelos que describen la dispersión del 137Cs
en el océano Pacífico Norte. La figura utiliza el código de colores original de cada referencia
particular. Como en el caso de la dispersión atmosférica, pequeñas variaciones del grado o tono de los
colores corresponden a un cambio de un orden de magnitud en la concentración de actividad. La
ilustración tiene por objeto corroborar la conclusión de que la actividad en el océano disminuyó
notablemente con la distancia de la central nuclear de Fukushima Daiichi. Todos los modelos
muestran que la actividad del 137Cs en el océano fue muy baja.
a)
Fig. 4.2. Se han utilizado diversos modelos oceánicos para estimar la concentración de actividad del 137Cs en el agua del
mar (el código de colores y las unidades utilizadas son las que se emplearon en las referencias): a) ejemplo de una
modelización de las aguas contaminadas entre el 21 de marzo de 2011 y el 29 de junio de 2012 [183, 184].
91
La corriente de Kuroshio es una corriente océanica que fluye hacia el norte por el lado occidental del océano Pacífico
Norte y que pasa por delante de la central nuclear de Fukushima Daiichi.
92
El giro del Océano Pacífico Norte es uno de los cinco principales giros oceánicos y abarca la mayor parte del Pacífico
Norte; tiene un flujo circular en sentido horario y está conformado por la corriente del Océano Pacífico Norte por el norte, la
corriente de California por el este, la corriente ecuatorial del norte por el sur y la corriente de Kuroshio por el oeste.
116
b)
c)
Fig. 4.2. (cont.) Se han utilizado diversos modelos oceánicos para estimar la concentración de actividad del 137Cs en el agua
del mar (el código de colores y las unidades utilizadas son las que se emplearon en las referencias): b) distribución
horizontal simulada del 137Cs en las aguas superficiales entre el 14 y el 26 de abril de 2011 [185]; c) distribución horizontal
de las concentraciones promedio del 137Cs en un período de diez días, del 21 al 30 de abril de 2011; los nombres de los
modelos aparecen indicados encima de cada imagen [175].
117
4.1.3.
Deposición
La actividad depositada en la superficie de la Tierra se cuantifica como densidad de deposición y se
mide en términos de la actividad por unidad de superficie, expresada generalmente en Bq/m2. Cuando
la deposición es terrestre, se suele denominar ‘contaminación’ terrestre.
Deposición oceánica
La deposición del 137Cs en el océano fue estudiada con ayuda de diferentes modelos (véase la figura 4.3).
Es difícil presentar una estimación exacta de la cantidad de 137Cs emitido a la atmósfera que se depositó
en la superficie del océano [186]. Como referencia, se estima que la deposición global de 137Cs antes del
accidente, en 1970, era de 290 ± 30 PBq y el nivel típico (de fondo) del 137Cs en el océano Pacífico
Norte era de aproximadamente 69 PBq [187, 188].
a)
b)
Fig. 4.3. Se han utilizado diversos modelos para estimar la densidad de deposición oceánica del 137Cs (las unidades
empleadas son Bq/m2). a) Modelización de la aportación eólica acumulada al 1 de abril de 2011 [185]; y b) ejemplo de la
deposición promedio del 137Cs del conjunto multimodelo (del 11 al 31 de marzo de 2011) [175].
118
Deposición terrestre
Aunque la mayoría de las emisiones atmosféricas se dispersaron hacia el este, las que se produjeron
el 12, 14 y 15 de marzo fueron transportadas por el viento tierra adentro, y los radionucleidos
correspondientes, en particular el 131I, el 134Cs y el 137Cs, se depositaron sobre el suelo. Los patrones
de deposición variaron considerablemente, dependiendo en gran medida de las lluvias, las nevadas y
otras condiciones locales o regionales, como la topografía y el uso de la tierra. Otro factor que influyó
en el patrón de deposición en el medio ambiente terrestre fueron las diferentes características físicas y
químicas del yodo y el cesio.
Los mayores depósitos de larga duración de 137Cs se encontraron al noroeste de la central nuclear de
Fukushima Daiichi, donde se estimó que la deposición total de 137Cs en la superficie terrestre de Japón
había sido de unos 2 a 3 PBq [188]. La densidad de deposición se reduce con el tiempo a causa del
decaimiento físico y ambiental. El cesio se puede desplazar con relativa facilidad en el medio
ambiente debido a la solubilidad de sus compuestos. Los efectos de meteorización, como los
provocados por el viento y la lluvia, y otros efectos ambientales pueden reducir la presencia del cesio
en el medio ambiente. Todos estos efectos reducen la presencia de 137Cs en un tiempo más breve que
su período de semidesintegración. En muchas zonas afectadas, el 137Cs ha disminuido aún más gracias
a las limpiezas y otros trabajos de restauración.
En la figura 4.4 se presentan mapas detallados de la dosis equivalente ambiental medida desde el aire
al noroeste del lugar del accidente, y su variación con el tiempo (véase también la figura 4.2 c)).
La presencia de 137Cs provocada por el accidente en el medio ambiente terrestre puede dar lugar a
exposiciones prolongadas de las personas, además de la que ya experimentan normalmente debido a
los niveles de radiación natural de fondo. Existe un nivel mundial de fondo de densidad de deposición
del 137Cs que es atribuible principalmente a la lluvia radiactiva causada por los ensayos nucleares del
pasado. El UNSCEAR ha estimado que a mediados de los años sesenta los niveles globales de fondo
alcanzaban valores de aproximadamente 4000 Bq/m2 a latitudes de entre 40º y 50º en el hemisferio
norte; los valores globales más bajos en esa época, de algunos centenares de Bq/m2, se registraban a
latitudes de entre 60º y 70º en el hemisferio sur [190]. Varios estudios analizaron la influencia de las
condiciones locales y llegaron a la conclusión de que la deposición de fondo acumulada puede haber
alcanzado o incluso superado los 10 000 Bq/m2 (véase, por ejemplo, la referencia [187]). Los niveles
globales de deposición han disminuido desde los años sesenta. Para el año 2000 el UNSCEAR estimó
un valor máximo de aproximadamente 2000 Bq/m2 [190].
En zonas situadas al noroeste de la central nuclear de Fukushima Daiichi se midieron niveles de
densidad de deposición del 137Cs considerablemente más altos. Expresados en órdenes de magnitud,
los niveles de las zonas más afectadas eran del orden de 10 000 000 de Bq/m2, y muchas zonas tenían
niveles de alrededor de 1 000 000 de Bq/m2. La distribución de los depósitos en toda la zona afectada
de la prefectura de Fukushima no era homogénea, y los niveles en la parte inmediatamente exterior a
las zonas más afectadas de la prefectura de Fukushima eran de aproximadamente 10 000 Bq/m2. Si
bien algunas otras regiones del Japón presentaban niveles de deposición elevados, los niveles
atribuibles al accidente en la mayor parte del país eran, en general, inferiores a 1000 Bq/m2
aproximadamente [191, 192].
Los niveles más altos de 131I depositado superaron los 3 000 000 de Bq/m2 inmediatamente después
del accidente, pero, debido al breve período de semidesintegración del 131I, su presencia disminuyó
rápidamente y ya no es mensurable.
4.1.4.
Productos de consumo
En las zonas afectadas se encontraron radionucleidos tales como el 131I, el 134Cs y el 137Cs en algunos
productos de consumo y otros artículos de uso diario de las personas y los hogares, como los
alimentos, el agua potable y algunos productos no comestibles.
119
Fig. 4.4. Tasa de dosis equivalente ambiental medida desde el aire (en µSv/h) resultante de los depósitos de las emisiones
que se dispersaron por las zonas situadas al noroeste de la central [189].
120
Después del accidente, el 21 de marzo, las autoridades japonesas establecieron restricciones para
evitar el consumo de agua potable y alimentos que contuvieran radionucleidos en niveles superiores a
los valores reglamentarios provisionales (véase la sección 3).
Los valores de referencia de la OMS para los niveles permisibles de radionucleidos en el agua potable
están definidos para circunstancias normales (véase el recuadro 4.1). Después de abril de 2012, toda el
agua potable del Japón tenía niveles inferiores a los valores de referencia de la OMS [193].
Con raras excepciones, los niveles de radionucleidos en los alimentos disponibles en el mercado no
excedieron de los valores establecidos en el Codex Alimentarius, que se aplican al comercio
internacional (véase el recuadro 4.1). En algunos casos se encontraron niveles de radionucleidos
superiores en alimentos no cultivados, como la carne de jabalí, las setas silvestres y plantas silvestres
tales como los helechos [194]. El consumo de alimentos no cultivados es poco frecuente en el Japón.
Las plantas silvestres son consumidas por un número reducido de personas y en su mayor parte
durante un período limitado en primavera. Son muy raras las ventas directas de los agricultores de
setas y plantas silvestres. Las setas cultivadas se pueden comprar en el mercado, si los niveles de
concentración de actividad son inferiores a los valores reglamentarios.
En la figura 4.5 se presentan algunos ejemplos de concentraciones de actividad en el agua potable y
de actividades específicas en alimentos. La evolución temporal de la concentración de actividad del
131
I medida en los suministros de agua potable se ilustra para diferentes lugares de la prefectura de
Fukushima, en comparación con los niveles establecidos en las normas provisionales publicadas por
las autoridades japonesas [195]. Se determinaron las distribuciones log-normales de la densidad de
probabilidad y la probabilidad acumulada para la actividad específica del 131I en la leche durante el
primer mes después del accidente y en las hortalizas de hoja en los tres primeros meses después del
accidente. Para la actividad específica del 134Cs y el 137Cs en las setas (principalmente las setas
cultivadas al aire libre), se determinaron durante los 12 meses siguientes al accidente. Estas
determinaciones, que se basan en el análisis estadístico de los datos reunidos por la FAO [151],
ilustran una probabilidad de alrededor del 90 % de que los valores fueran inferiores al nivel del Codex
Alimentarius de 1000 Bq/kg (el nivel establecido por las autoridades japonesas fue inicialmente
de 500 Bq/kg y se redujo luego a 100 Bq/kg [193]). Este criterio prudente creó dificultades para los
productores y los consumidores.
a)
121
b)
c)
Fig. 4.5. Algunos ejemplos de radiactividad en el agua potable y en alimentos. a) Evolución temporal de la concentración de
actividad del 131I medida en el suministro de agua potable en diversos lugares de la prefectura de Fukushima [195].
b) Distribución de probabilidad log-normal de la concentración de actividad del 131I en la leche en el primer mes después
del accidente y en las hortalizas de hoja en los primeros tres meses después del accidente. c) Distribución de probabilidad
log-normal de la concentración de actividad del 134Cs + 137Cs en las setas en los 12 meses siguientes al accidente [151].
(Las figuras b) y c) presentan la distribución de la densidad de probabilidad normalizada idealizada (véase el recuadro 4.6)
y la distribución de probabilidad acumulada; en la concentración de actividad en los alimentos se utilizó un límite de
detección nominal de 10 Bq/kg.)
122
4.2.
PROTECCIÓN DE LAS PERSONAS CONTRA LA EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN
Después del accidente, las autoridades japonesas aplicaron los niveles de referencia de las dosis
prudentes que figuraban en las recomendaciones de la ICRP recientes93. La aplicación de algunas
de las acciones y medidas de protección resultó difícil para las autoridades competentes y muy
problemática para las personas afectadas.
Hubo algunas diferencias entre los criterios y orientaciones nacionales e internacionales para el
control del agua potable, los alimentos y los productos de consumo no comestibles a plazo más
largo después del accidente, una vez terminada la fase de emergencia.
Las personas estuvieron expuestas a la radiación atribuible al accidente por varias rutas diferentes,
denominadas vías de exposición. Estas se examinan en el recuadro 4.7. Las dosis de radiación
recibidas por las personas se estimaron mediante modelizaciones y/o mediciones medioambientales y
personales a través de las diversas vías de exposición. A continuación esas estimaciones y mediciones
se utilizaron para restringir la exposición y asegurar la protección de las personas.
4.2.1.
Restricción de la exposición de la población
La versión de las Normas Básicas de Seguridad (NBS) aplicable en la época del accidente se había
publicado en 1996 [137] y se basaba en las recomendaciones de la ICRP publicadas en 1990 [196].
Incluía prescripciones relativas a los niveles de intervención en caso de accidente, considerando las
dosis proyectadas previstas y las posibles reducciones de las dosis evitables. En el momento del
accidente, las NBS de 1996 se estaban revisando para que reflejaran las recomendaciones de la ICRP
que se habían publicado en 2007 [129] (véase el recuadro 4.8). Esas recomendaciones contenían un
enfoque diferente para hacer frente a las emergencias, y en particular revisaban el concepto del nivel
de intervención, concebido como criterio para la adopción de medidas protectoras individuales, y
establecían el concepto de los niveles de referencia, que se utilizarían para decidir las estrategias de
protección (en el entendimiento de que se introducirían criterios genéricos en las normas de seguridad
para la adopción de medidas protectoras individuales).
Las recomendaciones de la ICRP de 2007 proporcionaban un marco para los niveles de referencia,
con ejemplos de todas las situaciones de exposición, incluidas las de emergencia. Como un ejemplo
relativo a la dosis residual planificada más alta en una emergencia radiológica, se recomendaban
niveles de referencia que podían superar los 20 mSv, como dosis aguda o anual, pero no los 100 mSv.
También se recomendaba que se estudiaran las posibilidades de reducir las dosis, que se desplegaran
esfuerzos crecientes para reducir las dosis que se aproximaran a 100 mSv, que las personas recibieran
información sobre el riesgo radiológico y sobre las medidas para disminuir las dosis, y que se
realizaran determinaciones de las dosis individuales. El órgano regulador del Japón, el OSNI, optó por
aplicar el nivel de referencia más bajo, de 20 mSv/año, para la protección de la población.
93
La ICRP publica recomendaciones internacionales sobre la protección radiológica. Estas recomendaciones se tienen en
cuenta al preparar las normas de seguridad internacionales, incluidas las normas de protección radiológica (las Normas
Básicas Internacionales de Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y para la Seguridad de las Fuentes de
Radiación (las Normas Básicas de Seguridad o NBS)) elaboradas y establecidas por varias organizaciones internacionales,
que se han publicado bajo los auspicios del OIEA. Las NBS se utilizan en todo el mundo al elaborar las reglamentaciones
nacionales para la protección de las personas y del medio ambiente contra los posibles efectos nocivos de la exposición a la
radiación ionizante. Las recomendaciones de la ICRP de 2007 proporcionaron un marco revisado para la protección
radiológica. Esas recomendaciones incluían el establecimiento de niveles de referencia para las estrategias de protección. En
el momento del accidente las NBS estaban en revisión, entre otras cosas para incorporar esas recomendaciones.
123
Recuadro 4.7. Vías de exposición
Las vías de exposición son las trayectorias, las secuencias de cambios o los sucesos que constituyen la
progresión por la que las sustancias radiactivas se desplazan a través del medio ambiente y finalmente exponen
a las personas a recibir dosis de radiación. Esas vías se caracterizan por muchos aspectos, entre ellos el proceso
por el que las sustancias llegan al medio ambiente, los medios en los que se desplazan a partir de la fuente, el
punto de exposición en que las personas se ven afectadas por la radiación, las rutas de exposición que
describen las formas en que la radiación externa afecta a las personas y los modos en que las sustancias
radiactivas pueden penetrar en el cuerpo (por ejemplo, mediante la ingestión de alimentos o bebidas o a través
de la piel), y la población que puede estar expuesta. La figura siguiente da una descripción simplificada de las
vías de exposición tras el accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi.
Protección de los niños
La protección de los niños fue una preocupación especial de los padres en las zonas afectadas por el
accidente. A los efectos de la protección, las recomendaciones actuales de la ICRP utilizan un
coeficiente de riesgo ajustado al detrimento para toda la población, incluidos los niños, que es
superior (en un 30 % aproximadamente) al de la población adulta. Esta diferencia se refleja en las
recomendaciones y normas internacionales sobre protección radiológica.
Efectos de las acciones y medidas de protección radiológica adoptadas para proteger a la población
La existencia de una adecuada infraestructura de servicios públicos es esencial para respaldar las
medidas encaminadas a limitar la exposición de la población después de una emergencia nuclear o
radiológica [199]. Las consecuencias del terremoto, el tsunami y el accidente tuvieron que afrontarse
en una situación de colapso de la infraestructura local. Debido al terremoto y al tsunami, muchos
servicios públicos, viviendas y empresas habían quedado destruidos o dañados, y el acceso a las
comunicaciones telefónicas y a Internet, los suministros de electricidad, gas y agua potable, el
124
transporte público y la distribución de alimentos, gasolina y petróleo para la calefacción estaban
gravemente afectados. La temperatura exterior era baja, caía lluvia y nieve, y la calefacción era
insuficiente. Por ello, muchos residentes no podían permanecer en los albergues por períodos
prolongados sin ropa gruesa ni abrigos.
Estas difíciles condiciones afectaron a la ejecución de las medidas protectoras necesarias para
salvaguardar a la población de la exposición a la radiación. Por ejemplo, las personas que se
encontraban en albergues no pudieron ser descontaminadas mediante el lavado, porque en la mayoría
de los albergues el agua estaba racionada y se reservaba para beber.
Recuadro 4.8. Revisión de las Normas Básicas de Seguridad que estaban en vigor en la época del
accidente: niveles de referencia
Las normas internacionales de seguridad para la protección radiológica en vigor en la época del accidente
eran las Normas Básicas Internacionales de Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y
para la Seguridad de las Fuentes de Radiación de 1996, o las NBS de 1996 [137]. Estas normas prescribían
que la dosis efectiva adicional que recibieran las personas como resultado de las prácticas planificadas y
reguladas se limitara a 1 mSv por año (en circunstancias especiales, podía aplicarse una dosis efectiva de
hasta 5 mSv a condición de que la dosis efectiva promedio de cinco años consecutivos no excediera
de 1 mSv anual). Las NBS de 1996 subrayaban que estos límites de dosis no se aplicaban a las decisiones
sobre la conveniencia y la modalidad de una intervención en caso de accidente, en que debería prestarse
atención a las dosis proyectadas y a las posibles reducciones de las dosis evitables y las dosis residuales
posteriores. Las prescripciones de las NBS de 1996 relacionadas específicamente con las emergencias
establecían niveles de intervención genéricos para la adopción de medidas en una emergencia, como la
orden de permanecer en espacios interiores, la evacuación y el bloqueo de la glándula tiroides, y niveles de
acción genéricos para los alimentos.
Además, en 2002 el OIEA había publicado normas de seguridad que contenían requisitos específicos para la
preparación y respuesta frente a una emergencia nuclear o radiológica [69], con inclusión de criterios de
dosis para la aplicación de medidas protectoras, como la orden de permanecer en espacios interiores, la
evacuación y el bloqueo de la glándula tiroides con yodo. Estas normas establecían requisitos para un
adecuado nivel de preparación y respuesta en situaciones de emergencia nuclear o radiológica con el fin de
reducir al mínimo las consecuencias de una emergencia, si llegara a producirse (en la sección 3 figura más
información a este respecto).
En la época del accidente, las NBS de 1996 se estaban revisando, entre otras cosas, a la luz de las nuevas
recomendaciones generales de la ICRP que se habían publicado en 2007 [129]. Justo antes del accidente, la
ICRP había publicado recomendaciones específicas sobre la aplicación de sus nuevas recomendaciones para
la protección de las personas en situaciones de exposición de emergencia [127] y de los residentes en zonas
con contaminación de larga duración después de un accidente nuclear o una emergencia radiológica [197].
Las recomendaciones de la ICRP de 2007 habían revisado el enfoque para hacer frente a las situaciones de
exposición de emergencia, incluido el concepto del nivel de referencia para su uso en las estrategias de
protección. El nivel de referencia recomendado era una dosis efectiva (ya sea aguda o anual) que podía ser
superior a 20 mSv pero no a 100 mSv. Esta debía ser la base para establecer los criterios generales relativos
a la adopción de medidas protectoras individuales en las situaciones inhabituales, en muchos casos
extremas, en que las medidas tomadas para reducir las exposiciones tuvieran un efecto perturbador, en el
entendimiento de que una dosis efectiva que se aproximara a los 100 mSv justificaría casi siempre una
medida de protección. Para las etapas de la rehabilitación después de un accidente, el nivel de referencia
podía ser superior a 1 mSv, pero sin exceder de 20 mSv. Las nuevas recomendaciones destacaban también
que el valor escogido como nivel de referencia dependería de las circunstancias concretas de la exposición
de que se tratara.
Este nuevo enfoque se introdujo en las NBS revisadas, que se publicaron en 2014 (en inglés) en la
Colección de Normas de Seguridad No GSR Part 3, con el título Radiation Protection and Safety of
Radiation Sources: International Basic Safety Standards [198] (Protección Radiológica y Seguridad de las
Fuentes de Radiación: Normas Básicas Internacionales de Seguridad).
125
Algunas medidas protectoras plantearon grandes dificultades a las autoridades y enormes problemas a
las personas y comunidades afectadas [200, 201]. El refugio en albergues y la evacuación fueron
particularmente perturbadores para unas 160 000 personas que se vieron aisladas de sus comunidades
y solo tenían acceso a artículos limitados para satisfacer sus necesidades cotidianas (figura 4.6 a)).
Finalmente esas personas fueron reubicadas, pero sus condiciones de vida normales se vieron
gravemente afectadas (figura 4.6 b)). El empleo y la participación en actividades comunitarias eran
limitados. Las perspectivas eran inciertas y la planificación para el futuro, muy difícil.
a)
b)
Fig. 4.6. La evacuación inicial creó situaciones de hacinamiento en los albergues. a) Un alto ejecutivo de la TEPCO pide
disculpas a los evacuados en un centro de evacuación el 22 de marzo de 2011 (fotografía: cortesía de Koichi Nakamura/AP
Images/picturedesk.com); b) las condiciones de vida normales de las personas reubicadas se vieron gravemente afectadas
(fotografía: cortesía del Dr Yujiro Kuroda/Universidad Médica).
La población, que ya había sufrido las consecuencias del terremoto y el tsunami, se vio sometida
también al estrés físico y psicológico adicional del refugio en albergues, la evacuación y la
reubicación. Las restricciones impuestas a los productos de consumo público fueron importantes y
necesarias, pero causaron daños económicos y sociales o de reputación a los productores locales.
4.2.2.
Restricción de la exposición ocupacional, incluida la de los trabajadores de emergencias
El Japón es Parte en el Convenio sobre la Protección contra las Radiaciones de 1960 (Nº 115), aprobado
bajo los auspicios de la OIT [164]. La reglamentación japonesa relativa a la exposición ocupacional era
coherente con las recomendaciones y normas internacionales sobre la protección ocupacional. La
reglamentación establecía un límite de dosis para la exposición ocupacional, consistente en una dosis
efectiva de 20 mSv por año, como promedio quinquenal, y de 50 mSv en cualquier año dado [137]. Para
un trabajador de emergencias, un “trabajador que puede sufrir una exposición superior a los límites de
dosis ocupacionales durante la aplicación de medidas encaminadas a mitigar las consecuencias de una
emergencia para la salud y la seguridad humanas, la calidad de vida, los bienes y el medio
ambiente” [48], el criterio límite de la dosis efectiva era de 100 mSv. Este criterio tuvo que ser elevado
temporalmente por las autoridades japonesas a un límite de dosis de 250 mSv para los trabajadores de
emergencias que se encontraban dentro de un radio de 30 km de la central nuclear de Fukushima Daiichi
hasta el 16 de diciembre de 2011 (véase la sección 3.2).
El límite de dosis para la exposición ocupacional en ‘circunstancias especiales’, establecido por las
normas internacionales vigentes en el momento del accidente (las NBS de 1996), era de 100 mSv [137].
El límite superior de los niveles de referencia recomendados internacionalmente por la ICRP también
era de 100 mSv [129], aunque las recomendaciones indicaban que, en situaciones excepcionales,
trabajadores voluntarios debidamente informados podían recibir dosis superiores a este nivel para salvar
vidas, prevenir efectos graves en la salud como consecuencia de la radiación o evitar que se produjera
una catástrofe. Al fijar el valor de 250 mSv, las autoridades japonesas tuvieron en cuenta
recomendaciones anteriores de la ICRP [196, 202] y las prescripciones de las normas de seguridad del
126
OIEA, que indicaban un valor de orientación de 500 mSv para las personas que participaran en
actividades de emergencia, o en operaciones de emergencia encaminadas a evitar el agravamiento de un
accidente nuclear. El límite de dosis revisado para los trabajadores de emergencias se estableció
mediante la ordenanza de exención del Ministerio de Salud, Trabajo y Bienestar tres días después de la
declaración de la emergencia por las autoridades (14 de marzo de 2011). La ordenanza de exención se
abolió el 16 de diciembre de 2011 [203].
4.3.
EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN
A corto plazo, los factores más importantes que contribuyeron a la exposición de la población
fueron: 1) la exposición externa causada por los radionucleidos presentes en el penacho y
depositados en la tierra; y 2) la exposición interna de la glándula tiroides, debida a la
incorporación de 131I, y la exposición interna de otros órganos y tejidos causada principalmente por
la incorporación de 134Cs y 137Cs. A largo plazo, el contribuyente más importante a la exposición de
la población será la radiación externa emitida por el 137Cs depositado.
Las primeras evaluaciones de las dosis de radiación se basaron en la monitorización del medio
ambiente y en modelos de estimación de las dosis, y en parte dieron valores sobreestimados. En las
estimaciones del presente informe se han incluido también los datos de monitorización individual
facilitados por las autoridades locales para ofrecer una información más robusta sobre las dosis
individuales reales que se recibieron y su distribución. Estas estimaciones indican que las dosis
efectivas que recibieron los miembros de la población fueron bajas, comparables en general con el
rango de dosis efectivas causadas por los niveles mundiales de radiación natural de fondo.
Después de un accidente nuclear en que hay emisiones de 131I y este es incorporado por los niños,
su absorción y las dosis que se acumulan en la glándula tiroides son motivos de particular
preocupación. Tras el accidente de Fukushima Daiichi, las dosis equivalentes en la glándula
tiroides de los niños sobre las que se informó fueron bajas, porque su incorporación de 131I fue
limitada, gracias en parte a las restricciones impuestas al consumo de agua potable y alimentos,
incluidas las hortalizas de hoja y la leche fresca. Hay incertidumbres con respecto a las
incorporaciones de yodo inmediatamente después del accidente, debido a la escasez de datos fiables
de monitorización radiológica individual para ese período.
Al mes de diciembre de 2011, habían participado en operaciones de emergencia alrededor
de 23 000 trabajadores de emergencias. Las dosis efectivas de radiación que había recibido la
mayoría de ellos estaban por debajo de los límites de dosis ocupacionales vigentes en el Japón. De
esas personas, 174 superaban el criterio inicial para los trabajadores de emergencias, y 6
superaban el criterio revisado temporalmente por la autoridad japonesa para la dosis efectiva en
una emergencia. Hubo algunas deficiencias en la aplicación de los requisitos de protección
radiológica ocupacional, por ejemplo en la monitorización y el registro de las dosis de radiación
recibidas por los trabajadores de emergencias en el primer período, en la disponibilidad y
utilización de algunos equipos de protección y en la capacitación conexa.
Las dosis estimadas en este informe se basan en las estimaciones de dosis internacionales realizadas
por la OMS y el UNSCEAR, que se resumen en el recuadro 4.9. El presente informe también se ha
basado en los datos adicionales disponibles, en particular los extraídos del Estudio sobre la Gestión
Sanitaria en Fukushima y de las mediciones directas de las dosis recibidas por las personas y de la
radiación en el medio ambiente. Estos datos fueron proporcionados por expertos, instituciones, las
autoridades locales y el Gobierno del Japón, así como por la TEPCO, y se sometieron a un análisis
estadístico.
Las diversas estimaciones diferían porque se realizaron en momentos diferentes y con distintas
metodologías. Aunque las estimaciones de la OMS fueron en general más altas que las del
UNSCEAR, esto se debió principalmente a que fueron proyecciones de las dosis iniciales, basadas en
127
los datos muy limitados de que se disponía tras el accidente. Las estimaciones de las dosis recibidas
por la población que efectuaron la OMS y el UNSCEAR se vieron limitadas por la reducida
disponibilidad de mediciones directas de las dosis individuales recibidas por las personas y se
realizaron principalmente utilizando modelos de evaluación de dosis basados en las condiciones
medioambientales. Aunque las diferencias dificultan una comparación detallada, las estimaciones del
presente informe y las de la OMS y el UNSCEAR son básicamente coherentes en su indicación de
que las dosis fueron en general inferiores a los niveles de referencia establecidos en las
recomendaciones y normas internacionales.
Recuadro 4.9. Estimaciones de dosis realizadas por la OMS en 2012 [146] y por el UNSCEAR
en 2014 [148]
En 2012, la Organización Mundial de la Salud (OMS) publicó una primera evaluación de la exposición a la
radiación causada por el accidente, en que se daba una estimación inicial de las dosis de radiación recibidas
por los miembros típicos de la población efectuada aplicando técnicas de modelización a la información
hecha pública por las instituciones gubernamentales y reunida hasta septiembre de 2011. En esa época, los
datos necesarios para realizar una evaluación completa no existían o eran insuficientes. Se utilizaron varios
supuestos prudentes que pueden haber dado lugar a la sobreestimación de algunas dosis. Por ejemplo, se
aplicaron supuestos prudentes a fin de reducir al mínimo la posibilidad de subestimar los posibles riesgos
para la salud en relación con las medidas protectoras y el consumo de alimentos. Aun así, la evaluación
mostró que la dosis efectiva total recibida típicamente por los miembros de la población en dos lugares de
exposición relativamente alta de la prefectura de Fukushima durante el primer año después del accidente se
situó dentro de una banda de valores de 10 a 50 mSv. En esos lugares más afectados, la exposición externa
fue el principal elemento que contribuyó a la dosis efectiva. En el resto de la prefectura de Fukushima, se
estimó que la dosis efectiva se había situado en una banda de valores de 1 a 10 mSv. Las estimaciones
indicaron también que en la mayor parte del Japón las dosis efectivas no habían sobrepasado la banda de 0,1
a 1 mSv, mientras que en el resto del mundo las dosis efectivas no habían llegado a 0,01 mSv y habían sido,
por lo general, muy inferiores a ese nivel.
En 2014, el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones
Atómicas (UNSCEAR) publicó un informe sobre el accidente que incluía las dosis evaluadas para los
trabajadores y la población. Las estimaciones de las dosis efectivas externas recibidas por los miembros de la
población se habían basado en la información disponible sobre la densidad de deposición del 137Cs en
diferentes zonas en función del tiempo, y en la localización y los patrones de desplazamiento estimados de la
población. Las estimaciones del UNSCEAR indicaron que, en las zonas evacuadas con los valores medios más
altos, la dosis efectiva recibida por los adultos antes de la evacuación y durante esta fue, por término medio,
inferior a 10 mSv, y que, en el caso de las personas evacuadas más temprano, la dosis fue de alrededor de la
mitad de ese nivel. Se estimó que los adultos que vivían en la ciudad de Fukushima habían recibido, en
promedio, una dosis efectiva de aproximadamente 4 mSv en el primer año después del accidente; las dosis
efectivas estimadas para los niños de un año de edad eran de alrededor del doble de ese valor.
En cuanto a las personas que vivían en otras zonas de la prefectura de Fukushima y en las prefecturas
vecinas, se estimó que habían recibido dosis efectivas comparables o menores; en el resto del Japón las
dosis efectivas habían sido aún más bajas. Las dosis efectivas atribuibles al accidente que podrían recibir a
lo largo de toda la vida las personas que sigan viviendo en la prefectura de Fukushima serían, según las
estimaciones del UNSCEAR, de poco más de 10 mSv por término medio. Las exposiciones a la radiación
causadas por el accidente en los Estados vecinos y en el resto del mundo fueron muy inferiores a las que se
registraron en el Japón; las dosis efectivas no llegaron a 0,01 mSv. Sin embargo, el UNSCEAR destacó que
había variaciones considerables entre las personas en torno a este valor, en función del lugar en que se
encontraban y de los alimentos que habían consumido.
_______________________
Nota: Como se indicó en el recuadro 4.3, las dosis mundiales de radiación de fondo natural comunicadas
por el UNSCEAR representan una dosis promedio anual de 2,4 mSv (lo que supone una dosis total
acumulada a lo largo de la vida de aproximadamente 170 mSv), con un rango típico de 1 a 13 mSv, y con
grandes grupos de población expuestos a dosis de radiación de fondo natural de entre 10 y 20 mSv.
128
4.3.1.
Exposición de la población
Exposición externa
El enfoque inicial para estimar las dosis efectivas recibidas por los miembros de la población debido a
la exposición externa se basó principalmente en los datos de las mediciones medioambientales de las
tasas de dosis equivalente ambiental, y en cálculos y estudios de los lugares y los comportamientos
personales. Los datos utilizados abarcaron amplias mediciones de dosis equivalentes ambientales,
hechas, entre otras cosas, mediante instrumentación montada en vehículos.
El NIRS estimó las dosis efectivas por exposición externa recibidas por las personas que habían
respondido a los cuestionarios del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima en los cuatro
meses siguientes al accidente nuclear [204]. Las estimaciones se basaron en los desplazamientos
declarados de las personas y los niveles de radiación pertinentes en los entornos locales.
Se han publicado diversas estimaciones de las dosis efectivas recibidas por las personas por
exposición externa en los cuatro primeros meses [205 a 208]. Por ejemplo, en el área de Soso94 (que
incluye la ‘zona de evacuación’ y la ‘Zona de Evacuación Deliberada’) esas dosis fueron inferiores
a 5 mSv para el 98,7 % de los residentes (con una dosis efectiva máxima de 25 mSv). En la prefectura
de Fukushima en su conjunto, incluidas la zona de evacuación y la Zona de Evacuación Deliberada,
las dosis fueron inferiores a 3 mSv para el 99,4 % de los residentes encuestados [208].
Para el presente informe se realizó un análisis estadístico de dosis efectivas individuales debidas a la
radiación externa en diversos municipios de la prefectura de Fukushima que había estimado el NIRS,
utilizando los datos del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima para el período comprendido
entre el 11 de marzo y el 11 de julio de 2011 (y excluyendo la dosis efectiva debida a la exposición
externa a la radiación natural de fondo). En la figura 4.7 se presentan los resultados de este análisis para
los municipios situados dentro del radio de 20 km, y para otros que se encuentran fuera de esa zona. Esta
figura ilustra el hecho de que las dosis externas recibidas en los cuatro primeros meses fueron, en
promedio, inferiores entre las poblaciones de la zona situada en un radio de 20 km a las de los lugares de
fuera de ella, como consecuencia de la temprana evacuación de esa zona. Los resultados dentro de la
zona situada en un radio de 20 km tienden a arrojar distribuciones más amplias que los de los lugares
situados fuera de ella. Esto se debe a la evacuación de miembros de una misma comunidad a diferentes
lugares y a menudo a otros desplazamientos que dan lugar a diferencias en las dosis recibidas. El NIRS
elaboró modelos de esta complicada pauta utilizando 18 escenarios de evacuación.
Hay incertidumbres relacionadas con el uso de las entrevistas con los residentes, las mediciones
medioambientales y los modelos de estimación de dosis para determinar las dosis recibidas por la
población. La monitorización radiológica personal de los miembros de la población es, pues,
fundamental para efectuar una reconstrucción fiable de las dosis de radiación.
La corroboración más importante de las dosis individuales recibidas por la radiación externa provino
de los datos de la monitorización individual realizada con dosímetros personales. Cuando se dispuso
de esos datos se pudo efectuar una comparación entre los dos enfoques diferentes: la utilización de
94
Un área de la parte oriental de la prefectura de Fukushima integrada por la ciudad de Soma, la ciudad de Minamisoma, el
pueblo de Hirono, el pueblo de Naraha, el pueblo de Tomioka, la aldea de Kawauchi, el pueblo de Okuma, el pueblo de
Futaba, la aldea de Katsurao, el pueblo de Namie, el pueblo de Shinti y la aldea de Iitate, muchos de los cuales se hallaban
dentro de la ‘zona de evacuación’ o la ‘Zona de Evacuación Deliberada’ designadas.
129
supuestos sobre los hábitos y modelos de las personas para estimar la dosis efectiva recibida, frente a
la monitorización de las dosis equivalentes personales reales95.
Los resultados indicaron que las dosis realmente recibidas, según las mediciones de los monitores
personales, habían sido en general inferiores a las estimadas con ayuda de los cuestionarios y la
modelización. En la figura 4.8 se presenta un ejemplo de esta comparación, llevada a cabo por una
administración local. Este ejemplo muestra que las dosis obtenidas por modelización son en general
sobreestimaciones de las dosis realmente recibidas (esto se observó también en las evaluaciones de las
dosis tras el accidente de Chernóbil [169]).
La gran cantidad de información proporcionada al OIEA por el Japón comprendía datos de dosis
equivalentes personales y resultados de mediciones de conteo de cuerpo entero.
Esta información se había registrado en diferentes momentos, y por períodos diferentes, utilizando
técnicas de medición distintas, y se habían realizado mediciones en muchas zonas afectadas, pero no
en todas. El elemento en común de estos datos es que todas las dosis equivalentes personales eran
bajas (las dosis efectivas comprometidas estimadas a partir del conteo de cuerpo entero eran
insignificantes, como se puede ver más abajo), lo que daba niveles de dosis efectivas comparables con
los niveles típicos de la dosis efectiva de fondo.
95
La cantidad utilizada para la monitorización individual, la dosis equivalente personal, es un indicador indirecto de la
cantidad de la dosis efectiva.
130
Fig. 4.7. Distribución log-normal normalizada idealizada de la densidad de probabilidad y la probabilidad acumulada de
las dosis efectivas externas estimadas en diversas ciudades, pueblos y aldeas de la prefectura de Fukushima para los cuatro
meses siguientes al accidente, sobre la base de los datos del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima. La parte
superior de la figura presenta el análisis relativo a los lugares situados en un radio de 20 km (véase la sección 3) y la parte
inferior se refiere a los lugares situados fuera de esa zona. La leyenda bajo los gráficos indica las dosis medias y el
intervalo de confianza del 95 % para esos lugares. En los datos originales todas las dosis inferiores a 1 mSv estaban
acumuladas en la clase de 1 mSv.
Fig. 4.8. Comparación de las estimaciones de las dosis individuales externas con las mediciones en una ciudad afectada
representativa entre julio de 2012 y junio de 2013. Las dosis efectivas se evaluaron por estimación (línea), suponiendo 16
horas de permanencia y blindaje en espacios interiores y 8 horas pasadas en el exterior; y por monitorización individual
(barras) de la dosis equivalente personal, en diversos vecindarios de la ciudad (numerados) [209].
131
Fig. 4.9. Distribución de probabilidad de las dosis equivalentes personales monitorizadas de los miembros de la población
durante 2011 proporcionadas por el Gobierno del Japón para dos municipios de la zona afectada respecto de los cuales se
disponía de datos anualizados. Para el municipio 1, la distribución de la densidad de probabilidad normalizada idealizada
se ilustra en rojo; para el municipio 2, la densidad de probabilidad normalizada idealizada se ilustra en azul; en ambos
casos, se da la distribución de probabilidad acumulada (véase el recuadro 4.6). La distribución muestra que las dosis
equivalentes personales son bajas, con promedios inferiores a 1 mSv por año, lo que permite concluir, con un nivel de
confianza del 95 %, que las personas que recibieron dosis efectivas en estos municipios recibieron menos de 5 mSv.
En la figura 4.9 se ilustra este análisis respecto de dos municipios de las zonas afectadas para los que
se disponía de información anualizada. El análisis reconfirmó que las dosis equivalentes personales
anuales habían sido bajas, con dosis efectivas medias inferiores a 1 mSv por año, lo que permitió
concluir, con un nivel de confianza del 95 %, que las personas habían recibido dosis efectivas
inferiores a 5 mSv.
Exposición interna
El NIRS, el JAEA y otras organizaciones del Japón realizaron mediciones de la incorporación de
radionucleidos mediante el conteo de cuerpo entero.
Tras el accidente, se monitorizó a más de 200 000 residentes en distintos lugares de la prefectura de
Fukushima. Los niveles eran, en general, inferiores a los límites de detección sumamente bajos de los
contadores de cuerpo entero, lo que indicó que la incorporación de radionucleidos al organismo había
sido escasa o nula. Por consiguiente, no fue posible, ni necesario, realizar un análisis estadístico
detallado de esos datos.
Cuando fue posible convertir la incorporación medida en dosis efectivas, formulando supuestos con
respecto al momento y la naturaleza de la incorporación, la vasta mayoría de las estimaciones de la
dosis efectiva comprometida fueron inferiores a 1 mSv [210]. Según los informes, el compromiso de
dosis efectiva estimado a partir de las mediciones de conteo de cuerpo entero del 134Cs y el 137Cs fue
inferior a 1 mSv aproximadamente en el 99 % de los residentes [206].
Muchas de las mediciones de conteo de cuerpo entero se realizaron varios meses después del
accidente [211, 212] y por lo tanto solo se aplican, en muchos casos, al 134Cs y el 137Cs, debido al
breve período de semidesintegración del 131I. Dada la importancia de la incorporación de 131I tanto por
132
inhalación como por ingestión en el primer mes después del accidente, esto dificulta la evaluación de
la exposición interna. Sin embargo, se pudo detectar 131I en las mediciones de los evacuados y las
personas que habían visitado brevemente la prefectura de Fukushima realizadas en la Universidad de
Nagasaki [213]. La dosis estimada más alta de absorción en la glándula tiroides fue de 20 mGy (lo
que representa una dosis equivalente en la tiroides de 20 mSv), con una dosis efectiva correspondiente
de alrededor de 1 mSv.
Las dosis internas recibidas en el período inicial dependieron de que las personas ingirieran alimentos
producidos localmente o alimentos procedentes de otras partes y de que bebieran o no agua del grifo
en los primeros días, antes de que se hubieran establecido plenamente las restricciones. Según las
encuestas sobre las cestas de la compra, la exposición causada por el consumo de leche, alimentos y
agua fue muy baja, ya que no se distribuyeron productos alimenticios ni leche de producción local en
los albergues y solo se utilizó agua embotellada para beber y elaborar los preparados para lactantes.
La exposición por ingesta de hortalizas fue baja, porque el consumo de hortalizas producidas
localmente al aire libre fue muy escaso o nulo (debido a que era el comienzo de la primavera y no
había empezado el período vegetativo). De hecho, las únicas hortalizas de producción local que se
consumieron fueron las cultivadas en invernaderos, que no estaban contaminadas.
Dosis en la glándula tiroides de los niños
Después de un accidente nuclear en que se producen emisiones sustanciales de 131I, las dosis recibidas
por la glándula tiroides de los niños son una preocupación de salud pública importante. La principal
vía potencial de incorporación de las dosis recibidas por la tiroides en los niños suele ser la ingestión
de leche que contiene 131I.
Sin embargo, debido a varios factores, la incorporación típica de 131I a través de la leche de vaca fue
muy baja después del accidente. Las prácticas de manejo del ganado lechero en el Japón, como el
hecho de que estuviera en general estabulado, evitaron la ingestión de 131I por las vacas lecheras. La
ingestión de 131I a través de la leche se vio limitada también por la contribución relativamente baja de
la leche a la alimentación de los lactantes y por las estrictas restricciones impuestas por las
autoridades al consumo de leche después del accidente. Aunque había otras vías de ingestión de 131I,
como el consumo de hortalizas de hoja y de agua potable, en especial en el período inmediatamente
posterior a la emisión, las prontas restricciones impuestas con respecto al consumo de agua potable y
alimentos limitaron la incorporación por estas vías.
Debido a estos factores, es probable que la incorporación de 131I en el organismo de los niños haya
sido baja, y atribuible principalmente a la inhalación. Sin embargo, había incertidumbres asociadas
con las estimaciones de la incorporación de 131I y de las dosis equivalentes en la tiroides de los niños
en los primeros días después del accidente.
Las dosis equivalentes en la tiroides de los niños se estimaron monitorizando los niveles de radiación
externa causados por la actividad del 131I en la glándula. Estos niveles se midieron en la piel, cerca de
la tiroides, de los niños procedentes de las zonas en que se habían predicho dosis altas en esta
glándula. Se ha comunicado un número reducido de mediciones directas de este tipo para las semanas
siguientes al accidente. En la figura 4.10 [214] se resumen los resultados de un estudio en que se
efectuaron 1080 mediciones en niños de 1 a 15 años de edad en la ciudad de Iwaki, el pueblo de
Kawamata y la aldea de Iitate entre el 26 y el 30 de marzo de 2011.
133
Fig. 4.10. Distribución del valor neto de la tasa de dosis medida en la glándula tiroides estimado sustrayendo el valor de
fondo del valor de la lectura [214], es decir, de las tasas de dosis equivalentes ambientales netas en la glándula tiroides,
en 1080 niños de entre 0 y 15 años de edad. En el caso del 99 % de los niños monitorizados, la tasa de dosis equivalente
ambiental medida cerca de la tiroides fue de 0,000 04 mSv por hora o menos, lo que corresponde a una dosis equivalente en
la tiroides de unos 20 mSv o menos.
La tasa de dosis equivalente ambiental más alta medida cerca de la tiroides de un niño de un año de
edad fue de 0,0001 mSv por hora, lo que sería compatible con una dosis absorbida en la tiroides de
aproximadamente 50 mGy (una dosis equivalente en la tiroides de 50 mSv). Se informó de que las
dosis equivalentes en la tiroides determinadas en marzo de 2011 con un detector de centelleo de NaI
(Tl) en los niños de la zona de evacuación y las ‘Zonas de Evacuación Deliberada’ habían sido
inferiores a 10 mSv aproximadamente en el 95,7 % de los niños (con un máximo de 43 mSv) [214].
Es probable que todas las dosis fueran inferiores al valor de intervención genérico optimizado para la
profilaxis con yodo de 100 mGy de dosis absorbida comprometida evitable en la tiroides debida al
yodo radiactivo, establecido en las NBS de 1996 [137]. También fueron inferiores a la dosis
proyectada de 50 mSv en los primeros siete días para el bloqueo de la tiroides con yodo establecida en
las NBS revisadas [198] como criterio genérico para la adopción de medidas protectoras y de otras
medidas de respuesta en situaciones de exposición de emergencia a fin de reducir el riesgo de efectos
estocásticos. A título comparativo, las dosis absorbidas por la tiroides de los niños después del
accidente de Chernóbil llegaron a varios miles de mGy [169, 178], entre casi 100 a 1000 veces más.
4.3.2.
Exposición ocupacional
Tras el accidente, los trabajadores de emergencias del emplazamiento se vieron sometidos de
inmediato a condiciones de trabajo extremadamente duras y a niveles de radiación muy altos al tratar
de estabilizar los reactores. En el período comprendido entre marzo de 2011 y marzo de 2012, 174 de
los aproximadamente 23 000 trabajadores en el emplazamiento superaron el criterio inicial para la
dosis efectiva en una emergencia de 100 mSv, y de ellos seis sobrepasaron el criterio para la dosis
efectiva (revisado temporalmente) en una emergencia de 250 mSv. Ningún trabajador sobrepasó una
134
dosis efectiva de 100 mSv en los años siguientes. Un trabajador96 sobrepasó el límite de dosis efectiva
efectiva anual ocupacional de 50 mSv en el período de abril de 2012 a marzo de 2013 [203]. En la
figura 4.11 se presenta la comparación de las dosis efectivas recibidas por los trabajadores de
emergencias en la central nuclear de Fukushima Daiichi entre marzo de 2011 y octubre de 2014.
Fig. 4.11. Comparación de la dosis efectiva recibida por los trabajadores de emergencias en la central nuclear de
Fukushima Daiichi entre marzo de 2011 y octubre de 2014 (empleados de la TEPCO y contratistas). Durante el año
siguiente al accidente se registraron altas dosis efectivas. En 2012, las dosis efectivas recibidas por los trabajadores ya
eran bajas, comparables a las de las situaciones de funcionamiento normal [215].
96
Este trabajador se clasificó en la categoría de las personas expuestas al límite de dosis en emergencias de 100 mSv, en
lugar del límite de dosis ocupacional de 50 mSv por año.
135
Fig. 4.12. Distribución normalizada idealizada de la densidad de probabilidad y de la probabilidad acumulada (véase el
recuadro 4.6) de la dosis equivalente personal monitorizada en los trabajadores de la TEPCO y los trabajadores
contratados en 2011. Las dosis correspondientes a los trabajadores de la TEPCO fueron en general superiores a las de los
trabajadores contratados, porque los empleados de la TEPCO trabajaron en zonas con dosis más altas [215].
La TEPCO presentó los valores de las dosis equivalentes personales recibidas por sus empleados y
por los trabajadores contratados, y esos valores se sometieron a un análisis estadístico. Los resultados
se presentan en la figura 4.12.
En la primera fase, el principal factor que contribuyó a las dosis efectivas, en particular a las recibidas
por los seis trabajadores de emergencias del emplazamiento que superaron el criterio de dosis
revisado temporalmente para ese tipo de trabajadores, fue la exposición interna causada por la
incorporación de radionucleidos en el organismo. Esto se debió a los retos asociados con las difíciles
condiciones de trabajo que rigieron durante la emergencia, la utilización incorrecta de los respiradores
y la insuficiente capacitación.
Las dosis internas fueron en su mayor parte dosis equivalentes en la tiroides causadas por la
inhalación de 131I. Aunque las dosis equivalentes en la tiroides fueron inferiores a 100 mSv para la
mayoría de los trabajadores de la central nuclear de Fukushima Daiichi, en el caso de 1757 de ellos las
dosis equivalentes en la tiroides fueron superiores a este nivel, en el de 17 superaron los 2000 mSv y
en dos personas excedieron de 12 000 mSv [216].
Hay varias incertidumbres asociadas a las estimaciones de las dosis de radiación de los trabajadores
debidas a la exposición interna, especialmente de las dosis equivalentes en la tiroides. Entre otras
cosas, el escenario que se supuso para la incorporación de radionucleidos en el organismo (por
ejemplo, el momento en que se produjo) es crucial para la estimación de la dosis interna. Además
hubo cierto retraso en la realización de las mediciones en la tiroides, debido a las operaciones de
emergencia y a las condiciones generales imperantes después del accidente. El Ministerio de Salud,
Trabajo y Bienestar llevó a cabo una revaluación de la dosis efectiva comprometida de los
trabajadores de emergencias. El Ministerio ha promovido la normalización de las metodologías de
evaluación prudente de la dosis interna a fin de evitar, en la medida que fuera razonablemente posible,
las subestimaciones de las dosis recibidas [217].
136
En la figura 4.13 se presenta el análisis estadístico de la distribución de las dosis absorbidas en la
tiroides notificadas y de las dosis efectivas comprometidas estimadas debidas a la exposición interna.
a)
b)
Fig. 4.13. Distribución normalizada idealizada de la densidad de probabilidad y de la probabilidad acumulada de las dosis
internas (véase el recuadro 4.6). a) Dosis absorbida en la tiroides; y b) dosis efectiva comprometida consiguiente. La
distribución superior a lo previsto en las dosis más bajas puede significar que se asignaron dosis equivalentes al nivel de
detección a todas las personas sin radiactividad detectable [215].
137
La exposición ocupacional de los trabajadores del emplazamiento es coherente con los resultados del
UNSCEAR. Las revaluaciones de las dosis recibidas por los trabajadores de la TEPCO y los
contratistas, de las que se dispuso tras la publicación del informe del UNSCEAR, se utilizaron en el
análisis estadístico de las dosis en el presente informe y redujeron las incertidumbres. Persisten
algunas incertidumbres acerca de las dosis causadas por los radionucleidos de período corto, la
influencia del alto nivel de radiación de fondo en las primeras mediciones por conteo de cuerpo
entero, los retrasos en las mediciones de la tiroides y la suficiencia de la información sobre las
biovaloraciones. Organizaciones del Japón están trabajando para reducir aún más las incertidumbres
en la evaluación de la dosis ocupacional, específicamente en las evaluaciones de la exposición interna
(véase, por ejemplo, la referencia [218]).
Los bomberos, los agentes de policía y el personal de la Fuerza de Autodefensa del Japón también
participaron en una serie de actividades de emergencia en el emplazamiento (véase la sección 3).
Ningún miembro de este grupo recibió una dosis efectiva superior a 100 mSv, y la mayoría recibió
dosis efectivas de menos de 10 mSv. De más de 8000 empleados que trabajaron fuera del
emplazamiento y sobre los que se dispuso de información dosimétrica, cinco recibieron dosis
efectivas superiores a 10 mSv pero inferiores a 20 mSv. La dosis efectiva máxima registrada entre los
miembros de la policía que trabajaron fuera del emplazamiento fue de 5 mSv aproximadamente.
Hubo personal de otros países que ayudó en la emergencia. Los datos disponibles muestran que, entre
las personas procedentes de los Estados Unidos de América que prestaron asistencia o realizaron
monitorizaciones medioambientales en la zona de Fukushima, la dosis efectiva máxima recibida fue
de 0,12 mSv en el caso del personal militar y de 0,068 mSv en el del personal del Departamento de
Energía de los Estados Unidos [219], ambas por debajo de los límites reglamentarios. Entre los
funcionarios del OIEA que participaron en la monitorización medioambiental y prestaron
asesoramiento sobre la protección y la seguridad, la dosis efectiva media fue de alrededor de 0,5 mSv,
y un funcionario recibió una dosis efectiva de aproximadamente 2,5 mSv por exposición externa.
4.4.
EFECTOS EN LA SALUD
No se observó ningún efecto temprano de la radiación en la salud de los trabajadores o de los
miembros de la población que pudiera atribuirse al accidente.
El tiempo de latencia de los efectos tardíos de la radiación en la salud puede ser de decenios, por lo que
no es posible descartar, mediante observaciones hechas pocos años después de la exposición, que esos
efectos se produzcan en algún momento en la población expuesta. Sin embargo, dados los bajos niveles
de dosis notificados con respecto a la población, las conclusiones del presente informe concuerdan con
las comunicadas por el UNSCEAR a la Asamblea General de las Naciones Unidas. El UNSCEAR
determinó que “no se prevé un aumento discernible de la incidencia de efectos en la salud relacionados
con la radiación entre la población general expuesta y su descendencia” (señalada en el contexto de las
repercusiones en la salud relacionadas con los “niveles y efectos de la exposición a la radiación debida
al accidente nuclear tras el sismo y tsunami de gran magnitud ocurridos en la zona oriental del Japón
en 2011”) [148]. Con respecto al grupo de trabajadores que recibieron dosis efectivas de 100 mSv o
superiores, el UNSCEAR concluyó que “cabría esperar un mayor riesgo de cáncer en el futuro. Sin
embargo, no se prevé un aumento perceptible de la incidencia de cáncer en ese grupo a causa de la
dificultad de confirmar una incidencia tan reducida en comparación con las fluctuaciones estadísticas
normales de la incidencia de cáncer” [148].
El Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima se emprendió para monitorizar la salud de la
población afectada de la prefectura de Fukushima. Este estudio tiene por objeto detectar y tratar
precozmente las enfermedades, y también prevenir las enfermedades relacionadas con el modo de
vida. Mientras se prepara el presente informe, está en curso una exploración intensiva de la
glándula tiroides de los niños en el marco de ese estudio. Se está empleando equipo de alta
sensibilidad, que ha detectado anomalías asintomáticas de la tiroides (que no se habrían detectado
138
por medios clínicos) en un número importante de niños examinados. Es poco probable que las
anomalías encontradas en el estudio estén asociadas con la exposición a la radiación causada por
el accidente; lo más probable es que denoten la prevalencia normal de anomalías de la tiroides en
los niños de esa edad. El cáncer de tiroides en los niños es el efecto en la salud más probable tras
un accidente con emisiones importantes de yodo radiactivo. Como las dosis en la tiroides
atribuibles al accidente que se comunicaron fueron bajas en general, es poco probable que se
produzca un aumento del cáncer de tiroides infantil atribuible al accidente. Sin embargo, persisten
incertidumbres con respecto a las dosis equivalentes en la tiroides recibidas por los niños
inmediatamente después del accidente.
No se han observado efectos prenatales de la radiación y no se prevé que se produzcan, dado que
las dosis notificadas son muy inferiores a los umbrales a los que pueden generarse esos efectos. No
se han notificado abortos no deseados atribuibles a la situación radiológica. En cuanto a la
posibilidad de que la exposición de los padres tenga efectos hereditarios en sus descendientes, el
UNSCEAR concluyó que, en general, “[s]i bien se ha demostrado un aumento de la incidencia de
los efectos hereditarios en estudios hechos con animales, en los seres humanos por el momento
esos efectos no pueden atribuirse a la exposición a radiaciones” [167].
Se informó de algunos trastornos psicológicos entre la población afectada por el accidente nuclear.
Puesto que esas personas sufrieron los efectos combinados de un gran terremoto y un tsunami
devastador, junto con el accidente, es difícil determinar en qué medida esos efectos podrían
atribuirse al accidente nuclear por sí solo. El Estudio sobre la Salud Mental y el Modo de Vida,
efectuado en el marco del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima, revela la existencia de
problemas psicológicos relacionados con lo ocurrido en algunos grupos vulnerables de la
población afectada, por ejemplo aumentos de la ansiedad y trastornos de estrés postraumático. El
UNSCEAR estimó que “[e]l efecto más importante [del accidente] desde el punto de vista de la
salud es el que se produce en el bienestar mental y social y que guarda relación con el enorme
impacto del sismo, el tsunami y el accidente nuclear, y el temor y el estigma relacionados con el
riesgo percibido de exposición a la radiación ionizante” [148].
En el marco del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima descrito en el recuadro 4.2 se está
llevando a cabo un examen médico completo de la población afectada. El programa tiene por objeto
detectar y tratar precozmente las enfermedades, así como prevenir las enfermedades relacionadas con
el modo de vida. Además de los reconocimientos médicos generales de rutina realizados en el lugar de
trabajo o por la administración local, se están practicando pruebas adicionales, como el recuento
diferencial de leucocitos [220].
4.4.1.
Efectos tempranos de la radiación en la salud
La exposición a la radiación puede provocar efectos en la salud debido a la muerte celular. Estos efectos
pueden abarcar desde lesiones cutáneas hasta el colapso de tejidos vitales, y su gravedad aumenta con la
dosis. En su mayoría se producen pronto tras la exposición a una dosis superior a los umbrales
conocidos para cada efecto posible. La información disponible indica que ninguna persona recibió como
consecuencia del accidente una dosis igual o superior a esos umbrales que pudiera causar efectos agudos
por radiación. Dos trabajadores estuvieron expuestos en las piernas a agua contaminada de la sala de
turbinas. Según los informes, las dosis equivalentes en la piel de estos trabajadores fueron inferiores al
umbral estimado para los efectos deterministas97 [81] y a los límites internacionales aplicables98 [222].
97
La estimación de la ICRP relativa a la exposición de la piel es que algunas horas después de recibirse dosis superiores
a 2000 mGy se produce una respuesta temprana, como un eritema temprano transitorio, cuando la superficie expuesta es
relativamente grande. La ICRP estima también que los umbrales de dosis aproximados son las siguientes: eritema
temprano transitorio: 2000 mGy, reacción eritematosa principal: 6000 mGy, depilación temporal: 3000 mGy, depilación
permanente: 7000 mGy, descamación seca: 14 000 mGy, descamación húmeda:18 000 mGy, ulceración
secundaria: 24 000 mGy, eritema tardío: 15 000 mGy, necrosis isquémica de la piel: 18 000 mGy, atrofia dérmica (primer
estadio): 10 000 mGy, telangiectasia: 10 000 mGy, y necrosis dérmica (estadio final): >15 000 mGy [221].
139
El UNSCEAR ya había señalado que “[n]o se han observado muertes o enfermedades graves
relacionadas con la radiación entre los trabajadores y la población general expuestos a la radiación a
raíz del accidente” [223].
4.4.2.
Posibles efectos tardíos de la radiación en la salud
En las graves circunstancias y condiciones del accidente, de los aproximadamente 23 000 trabajadores
que participaron en las operaciones de emergencia, 174 recibieron una dosis superior a 100 mSv. El
UNSCEAR concluyó que entre ese grupo “cabría esperar un mayor riesgo de cáncer en el futuro. Sin
embargo, no se prevé un aumento perceptible de la incidencia de cáncer en ese grupo a causa de la
dificultad de confirmar una incidencia tan reducida en comparación con las fluctuaciones estadísticas
normales de la incidencia de cáncer” [223].
En relación con los posibles efectos tardíos en la población, se han publicado estimaciones
internacionales antes del presente informe (véase el recuadro 4.1). La OMS publicó una estimación
hipotética99 de los riesgos adicionales de contraer leucemia, cáncer de mama, cáncer de tiroides y
todas las neoplasias malignas sólidas a lo largo de la vida con respecto a las tasas basales para la
población de los lugares en que se registraron las tasas de dosis más altas, basada en sus estimaciones
preliminares de las dosis100 [146, 147].
Tras su actualización de la dosis estimada, el UNSCEAR comunicó que:
“[l]as dosis recibidas por la población general, tanto las registradas durante el primer año
como las estimadas para toda la vida, son por lo general bajas o muy bajas. No se prevé un
aumento discernible de la incidencia de efectos en la salud relacionados con la radiación entre
la población general expuesta y su descendencia” [223].
Antes de informar sobre el accidente, el UNSCEAR había comunicado a la Asamblea General de las
Naciones Unidas que “el aumento de la incidencia de los efectos en la salud de la población no puede
atribuirse con seguridad a exposición crónica a niveles de radiación típicos del promedio mundial de
radiación de fondo” [167]. La información disponible indica que la población recibió dosis anuales que
no superaron las dosis anuales causadas por los niveles típicos de radiación de fondo. Esto indica que no
se prevé un aumento discernible de la incidencia de efectos en la salud relacionados con la radiación
entre la población expuesta y sus descendientes, de acuerdo con las estimaciones del UNSCEAR.
___________________________________________________________________________
98
El límite de dosis ocupacional recomendado para la piel en las situaciones de exposición planificadas es una dosis equivalente
de 500 mSv/año, promediada para una superficie de piel de 1 cm2 independientemente de la superficie expuesta (véanse el
cuadro 6 de la referencia [129] y el apéndice III de la referencia [198]). El criterio genérico establecido para las dosis agudas en
la piel, ante las cuales deben tomarse medidas protectoras y otras medidas de respuesta en todas las circunstancias a fin de evitar
efectos deterministas graves o reducirlos al mínimo, son de 10 000 mGy recibidos en 100 cm2 de dermis (estructuras de la piel a
una profundidad de 40 mg/cm2 (o 0,4 mm) bajo la superficie). (Véase el cuadro IV.1 de la referencia [198].)
99
Habida cuenta de la limitada información de que se disponía entonces, la evaluación contenía varios supuestos prudentes.
La OMS indicó que “se había hecho todo lo posible para evitar cualquier subestimación de las dosis” y que “se habían
podido producir algunas sobrestimaciones” [146].
100
En la evaluación del riesgo para la salud realizada por la OMS se señaló que “en las dos zonas más afectadas de la prefectura
de Fukushima, la estimación preliminar de las dosis de radiación efectivas en el primer año osciló entre 12 y 25 mSv” y, sobre
la base de estas estimaciones, que “en la zona en que se registraron las dosis más elevadas, es probable que la estimación de
los riesgos adicionales de leucemia, cáncer de mama, cáncer de tiroides y todas las neoplasias malignas sólidas a lo largo de
la vida con respecto a las tasas basales sea una estimación máxima del riesgo, en la medida en que las opciones
metodológicas fueron elegidas conscientemente a fin de evitar una subestimación de los riesgos. Se prevé que los riesgos de
contraer leucemia a lo largo de la vida aumenten hasta aproximadamente un 7 % con respecto a las tasas basales de cáncer en
hombres expuestos a la radiación durante la lactancia; que los riesgos estimados de contraer cáncer de mama a lo largo de la
vida aumenten hasta aproximadamente un 6 % con respecto a las tasas basales en mujeres expuestas a la radiación durante la
lactancia; que los riesgos estimados de contraer cualquier neoplasia maligna sólida a lo largo de la vida aumenten hasta un 4 %
con respecto a las tasas basales en mujeres expuestas a la radiación durante la lactancia, y que el riesgo de contraer cáncer de
tiroides a lo largo de la vida aumente hasta un 70 % con respecto a las tasas basales en mujeres expuestas a la radiación
durante la lactancia. Dichos porcentajes corresponden a la estimación del incremento relativo con respecto a las tasas
basales, y no a la estimación del riesgo absoluto de padecer los cánceres mencionados” [147].
140
Esta estimación se aplica también en general al caso especial del cáncer de tiroides en adultos. En la
vida adulta, este riesgo es mucho menor que cuando la exposición se produce en la infancia (véase el
análisis de los efectos en la tiroides de los niños que figura más adelante). Dadas las dosis
equivalentes de radiación comunicadas para la tiroides, es poco probable que se produzca un aumento
discernible del cáncer de tiroides en la población adulta.
Para los pocos trabajadores que recibieron dosis equivalentes altas en la tiroides (véase la
sección 4.3.2), cabría inferir un aumento del riesgo de padecer trastornos tiroideos. Esos niveles de
dosis equivalente en la tiroides pueden reducir la función de la glándula hasta el punto de producir
hipotiroidismo. No se prevé un aumento del hipertiroidismo porque las dosis equivalentes notificadas
para la tiroides son inferiores al nivel de alrededor de 15 000 mSv por encima del cual pudieran darse
esos efectos. Los efectos de las dosis equivalentes bajas y medias en la tiroides, que constituyen
típicamente el rango de dosis recibidas por los trabajadores de emergencias, son difíciles de
cuantificar, y las posibilidades de que se produzcan efectos, y la magnitud de estos, no están claras.
4.4.3.
Efectos de la radiación en los niños
Los posibles efectos de la radiación en los niños son motivo de especial preocupación. Las
recomendaciones y normas internacionales sobre protección radiológica tienen en cuenta a los niños de
una población expuesta. Para los fines de la protección radiológica, postulan un riesgo radiológico nominal
potencial para toda la población, es decir, para una población que incluye a niños101, que es alrededor de
un 30 % más alto que el de una población adulta (esos riesgos nominales se han estimado sobre la base de
estudios epidemiológicos de poblaciones expuestas a dosis altas de radiación) [129, 224].
Efectos en la tiroides de los niños
En lo que respecta al cáncer de tiroides, los niños son más sensibles a la radiación que los adultos. Ante
una incorporación dada de yodo radiactivo en el organismo, la dosis que va a parar a la tiroides es ocho
o nueve veces superior en un lactante que en un adulto. Una presencia importante de 131I en el medio
ambiente puede producir cáncer de tiroides en los niños. La incidencia normal de algunos tipos de
cáncer de tiroides infantil es baja, y la sensibilidad de la glándula tiroides de los niños a la radiación es
alta. Debido a esta mayor sensibilidad, después del accidente era importante realizar un cribado de
seguimiento para detectar todo aumento temprano posible de la incidencia de este tipo de cáncer [225].
Los resultados de tres años de exámenes de la tiroides con ultrasonidos realizados en el marco del
Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima se dieron a conocer en un informe [226]. El cribado
incluyó a unos 370 000 menores que tenían entre 0 y 18 años de edad en el momento del accidente.
Tras este reconocimiento inicial comenzaron en 2014 los exámenes completos de la tiroides y los
residentes serán monitorizados regularmente en años posteriores.
Los exámenes de la glándula tiroides se efectúan con equipo de ecografía de alta sensibilidad. El
cribado ha permitido detectar anomalías asintomáticas102 de la tiroides —nódulos, quistes y
cánceres— que no se habrían detectado si se hubiera examinado a los niños asintomáticos con equipo
estándar. La realización del mismo reconocimiento en niños residentes en zonas lejanas al área
afectada por el accidente dio resultados parecidos [227]. El período de latencia del cáncer de tiroides
provocado por la radiación es más largo que los cuatro años que han transcurrido desde el accidente.
Muchos de los casos de cáncer de tiroides se encontraron en niños en la adolescencia avanzada, pero
no se encontró ninguno en el grupo más vulnerable de los niños que tenían menos de 5 años el 11 de
marzo de 2011. La proporción de casos sospechosos o malignos fue casi la misma entre las distintas
101
El término ‘niños’ comprende a las personas expuestas durante la lactancia, la infancia y la adolescencia.
Son efectos asintomáticos aquellos que no producen síntomas, es decir aquellos en que nada indica un estado patológico,
en particular nada que sea evidente para los niños, sus padres o incluso los médicos.
102
141
regiones de la prefectura de Fukushima en el cribado inicial realizado en 2011-2013 [228]. Estos
factores hacen pensar que es poco probable que las anomalías de la tiroides detectadas en el estudio
estén relacionadas con la exposición a la radiación debida al accidente.
Según los datos facilitados sobre las mediciones indirectas de la dosis equivalente externa debida a la
actividad en la tiroides (véase la figura 4.10), las dosis equivalentes en la tiroides de los niños parecen
haber sido bajas. Con los niveles de dosis notificados, un aumento del cáncer de tiroides en los niños
no sería atribuible a la exposición a la radiación.
4.4.4.
Efectos prenatales causados por la radiación
Por ‘efecto prenatal de la exposición’ se entiende un efecto de la radiación en el embrión o el feto. A
unas dosis absorbidas inferiores a 100 mGy, se considera que los efectos letales de la irradiación en el
período de desarrollo embrionario previo a la implantación son muy poco frecuentes, y el umbral de
dosis absorbida para la generación de otros efectos es de aproximadamente 100 mGy [229 a 231]. Las
dosis absorbidas por el embrión y el feto que podrían atribuirse al accidente fueron muy inferiores al
umbral de dosis absorbida a partir del cual se producen esos efectos.
El estudio sobre los embarazos realizado en el marco del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en
Fukushima (véase el recuadro 4.2) ayudó a prestar la atención médica y el apoyo adecuados a las
madres, que recibieron la libreta de salud maternoinfantil entre el 1 de agosto de 2010 y el 31 de julio
de 2011, y a sus hijos. Este estudio se actualiza cada año para tener en cuenta los nuevos datos,
especialmente sobre los embarazos y los partos [162]. La finalidad es reunir datos que puedan mejorar
la atención obstétrica y prenatal y apoyar a las mujeres que estaban embarazadas o que dieron a luz en
la prefectura de Fukushima después del accidente. A juzgar por los resultados del estudio, no hubo
consecuencias adversas importantes, y las incidencias de las muertes prenatales, los partos
prematuros, el bajo peso al nacer y las anomalías congénitas fueron parecidas a las de otras partes del
Japón [232].
El UNSCEAR informó a la Asamblea General de las Naciones Unidas de que “[s]i bien se ha
demostrado un aumento de la incidencia de los efectos hereditarios en estudios hechos con animales,
en los seres humanos por el momento esos efectos no pueden atribuirse a la exposición a
radiaciones” [167]. Por lo tanto, las conclusiones del presente informe indican que no habrá efectos
hereditarios atribuibles al accidente.
Después de los accidentes que entrañan una posibilidad importante de exposición a la radiación,
algunas mujeres gestantes piden asesoramiento médico sobre la conveniencia de interrumpir su
embarazo. En el caso del accidente de Fukushima Daiichi, un estudio del Departamento de Obstetricia
y Ginecología de la Universidad Médica de Fukushima informó de que después del accidente no había
habido ningún aborto voluntario de ese tipo [232, 233].
4.4.5.
Consecuencias psicológicas
Aunque no son directamente atribuibles a la exposición a la radiación, las consecuencias psicológicas
se examinan en el presente informe. El UNSCEAR señaló que:
“El efecto más importante desde el punto de vista de la salud es el que se produce en el
bienestar mental y social y que guarda relación con el enorme impacto del sismo, el tsunami y
el accidente nuclear, y el temor y el estigma relacionados con el riesgo percibido de
exposición a la radiación ionizante. Ya se ha informado de efectos como síntomas de
depresión y estrés postraumático.” [148]
142
Se han realizado varios estudios sobre trastornos psicológicos después del accidente de la central nuclear
de Fukushima Daiichi. Estos estudios se concentraron en gran medida en las mujeres embarazadas y
madres de lactantes, los socorristas y los trabajadores que llevaron a cabo la limpieza, y los evacuados.
Se han detectado algunas consecuencias psicológicas en la población afectada [234 a 244]103. Según
esos estudios, la comunicación y difusión de información exacta a la población en una fase temprana y
durante el desarrollo del accidente contribuyó a aliviar las reacciones psicológicas indeseadas [150].
La más grande de esas iniciativas es el Estudio sobre la Salud Mental y el Modo de Vida realizado en
el marco del Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima [248], que tiene por finalidad
proporcionar una atención adecuada principalmente a los evacuados que corren más riesgo de
desarrollar problemas de salud mental, como el trastorno de estrés postraumático, ansiedad y estrés.
Los cuestionarios contenían medidas estándar de los síntomas del trastorno de estrés postraumático y
de sufrimiento psicológico (ansiedad), así como preguntas sobre la preocupación por la exposición a
la radiación y la adversidad causada por el terremoto y el tsunami (por ejemplo, la pérdida de
familiares inmediatos o parientes, los daños a las viviendas, la pérdida del empleo, la disminución de
los ingresos y el desplazamiento dentro o fuera de la prefectura de Fukushima).
Se publicaron los resultados del Estudio sobre la Salud Mental y el Modo de Vida [236], que
confirmaron que la población afectada experimentó un sufrimiento considerable y presentaba
síntomas de trastorno de estrés postraumático. El estudio señaló que “los datos sociodemográficos
indicaron que muchas familias evacuadas habían quedado separadas después del desastre y habían
tenido que mudarse varias veces”, lo que causó problemas psicológicos.
Se emplearon otros dos métodos para evaluar el estado de salud mental de los adultos
evacuados [249, 250] y se realizó un estudio adicional para evaluar el alcoholismo [251]. Estos
estudios indicaron que los síntomas de problemas mentales eran sustancialmente peores que los que
cabría prever en estudios de la población en general [237]. Se evaluó el estado de salud mental de los
niños utilizando otro método basado en cuestionarios [252, 253], que indicó la existencia de algunas
dificultadas psicológicas entre los niños encuestados, pero con una mejora relativa de año en año.
También se realizaron estudios en los trabajadores afectados. En un estudio en que se comparó a los
trabajadores de las centrales nucleares de Fukushima Daiichi y Fukushima Daini en el período de abril
a junio de 2011, se encontraron muchos más síntomas de sufrimiento psicológico general y respuestas
de estrés postraumático entre los trabajadores de Fukushima Daiichi (véase la figura 4.14). En ambos
grupos de trabajadores había también asociaciones estadísticamente significativas entre la
discriminación y el agravio experimentados y los síntomas de ambos trastornos.
103
En otras situaciones traumáticas se han detectado consecuencias psicológicas que pueden incluir depresión, respuestas de
estrés postraumático, ansiedad crónica, trastornos del sueño, cefaleas fuertes y un aumento del consumo de tabaco y alcohol,
además de comportamientos disfuncionales tales como ira intensa, desesperación, ansiedad extrema por la salud, y
sentimientos de estigmatización y discriminación. Como se ha demostrado tras otros accidentes, por ejemplo después del
accidente de Chernóbil, la mayoría de las personas afectadas son generalmente resilientes a los trastornos psicológicos, pero
varios estudios han señalado excepciones a esta norma [169, 245 a 247].
143
Fig. 4.14. Porcentaje de trabajadores de las centrales nucleares de Fukushima Daiichi y Fukushima Daini que comunicaron
síntomas de sufrimiento psicológico, abril de 2011 [242].
4.5.
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS PARA LA BIOTA NO HUMANA
No se han comunicado observaciones de efectos directos en las plantas y los animales provocados
por la radiación, aunque se realizaron estudios observacionales limitados en el período
inmediatamente posterior al accidente. Hay limitaciones en las metodologías disponibles para
evaluar las consecuencias radiológicas, pero, teniendo en cuenta la experiencia anterior y los
niveles de radionucleidos presentes en el medio ambiente, es improbable que se registren
consecuencias radiológicas importantes para las poblaciones de la biota o los ecosistemas como
consecuencia del accidente.
La protección del medio ambiente104 incluye “la protección y conservación de: especies no humanas,
tanto animales como vegetales, y su biodiversidad, [y de] bienes y servicios ambientales”. La
expresión comprende también “la producción de alimentos y piensos; recursos utilizados en la
agricultura, la silvicultura, la pesca y el turismo; servicios utilizados en actividades espirituales,
culturales y recreativas; medios como el suelo, el agua y el aire; y procesos naturales como los ciclos
del carbono, el nitrógeno y el agua” [198]. El terremoto y el tsunami causaron un importante estrés
ambiental en los medios terrestre y marino en la costa nororiental de Honshu [254, 255]105.
La prioridad inmediata después del accidente fue la protección de las personas y no la de las especies
del medio ambiente, para las que no es fácil controlar la exposición. Aunque se evacuó a los
residentes en un radio de 20 km alrededor de la central para reducir sus exposiciones a la radiación,
104
En el contexto del presente informe, la expresión ‘medio ambiente’ se refiere a las condiciones en que viven o se
desarrollan las personas, los animales y las plantas y que sostienen la vida y el desarrollo, especialmente las que se ven
afectadas por las actividades humanas [198].
105
Se pueden consultar otros informes sobre el efecto del tsunami en el ecosistema en la referencia [256].
144
fue inevitable que se produjese la exposición de los organismos no humanos de esas zonas. Los
métodos utilizados en el presente informe para evaluar los posibles efectos radiológicos del accidente
en los organismos no humanos fueron los recomendados por la ICRP [224, 257]. Las exposiciones
estimadas se compararon luego con la información sobre los efectos de esas exposiciones en
diferentes tipos de plantas y animales publicados en la literatura (véanse las referencias [258, 259]).
Las incertidumbres generales que conllevan los tipos de modelos aplicados en esta evaluación son
grandes, especialmente cuando se utilizan supuestos sobre transferencias ambientales [260]. Estas
metodologías de evaluación suelen basarse en supuestos sencillos, y normalmente se toman en cuenta
las incertidumbres utilizando supuestos prudentes. Los niveles de referencia empleados para
relacionar las dosis calculadas con los efectos de la radiación se refieren principalmente a las
exposiciones crónicas, no a las agudas, y a un abanico restringido de organismos, no a poblaciones o
ecosistemas. Las actuales metodologías no tienen en cuenta las interacciones entre los componentes
de los ecosistemas ni el impacto combinado de la radiación y otros factores de estrés ambiental. Son
necesarias mejoras en las metodologías de evaluación y en la comprensión de los efectos que la
radiación provoca en los ecosistemas.
Las dosis absorbidas estimadas alcanzaron sus valores más altos para las plantas en las primeras
semanas después del accidente, pero se mantuvieron por debajo de los niveles en que cabría prever
efectos agudos. En el caso de algunos organismos de referencia terrestres (como el pino, la hierba, el
ciervo y la rata) se superaron los niveles de referencia pertinentes en la primera fase después del
accidente. Sin embargo, no se ha observado ningún efecto general en las poblaciones de estos
organismos ni en los ecosistemas.
Publicaciones anteriores del UNSCEAR [261, 262] habían señalado que podrían registrarse daños
menores en las coníferas a dosis inferiores a 1,2 Gy, y daños más graves y letales a dosis de entre 10
y 20 Gy. A partir de las dosis evaluadas cabe deducir que son improbables efectos letales directos en
la hierba silvestre porque es más resistente a la radiación. En cuanto a los animales terrestres, las tasas
de dosis estimadas en la primera fase indicaron que era baja la probabilidad de que se produjesen
trastornos reproductivos.
Aunque las tasas de dosis superaron algunos de los valores de referencia en las primeras fases del
accidente, no se prevé ningún efecto en las poblaciones de animales y plantas ni en los ecosistemas.
Tampoco se prevén efectos a largo plazo, puesto que las estimaciones de las dosis a corto plazo
fueron en general muy inferiores a los niveles en que cabría prever efectos perjudiciales agudos, y las
tasas de dosis disminuyeron con relativa rapidez después del accidente.
4.6.
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS
Como resultado de la evaluación de las consecuencias radiológicas del accidente se han compilado
varias observaciones y enseñanzas.
 En caso de emisión accidental de sustancias radiactivas al medio ambiente, es preciso
cuantificar y caracterizar sin demora la cantidad y composición de la emisión. Cuando se
trata de emisiones importantes, se requiere un programa amplio y coordinado de
monitorización ambiental a largo plazo para determinar la naturaleza y el alcance de los
efectos radiológicos en el medio ambiente a nivel local, regional y mundial.
La cuantificación y caracterización del término fuente del accidente en la central nuclear de
Fukushima Daiichi resultó difícil. La pronta monitorización del medio ambiente proporciona una
confirmación de los niveles de radionucleidos y una base inicial para proteger a las personas. Los
resultados pueden utilizarse para informar a la población y elaborar estrategias de respuesta y
actividades de recuperación. También es importante seguir monitorizando el medio ambiente para
verificar la ausencia de nuevas emisiones significativas de radionucleidos y proporcionar
145
información a los responsables de la adopción de decisiones y a las otras partes interesadas sobre
la posible redistribución de los radionucleidos en el medio ambiente con el tiempo.
 Los órganos internacionales competentes deben elaborar explicaciones de los principios y
criterios de la protección radiológica que sean comprensibles para los no especialistas, a fin
de aclarar su aplicación a los responsables de la adopción de decisiones y a la población.
Puesto que algunas medidas de protección que se prolongaron en el tiempo tuvieron un
efecto perturbador en las personas afectadas, se necesita una mejor estrategia de
comunicación para dar a conocer la justificación de esas medidas y acciones a todos los
interesados, incluida la población.
Existe una necesidad manifiesta de explicaciones simples sobre varias cuestiones relativas a la
protección contra la radiación, entre ellas las siguientes:
 las diferencias entre los conceptos de límite de dosis y nivel de referencia y su fundamento;
 los criterios que justifican las acciones y medidas protectoras encaminadas a evitar las dosis
de radiación a largo plazo, en particular cuando suponen una perturbación importante de la
vida normal;
 las situaciones específicas relacionadas con la protección radiológica de los trabajadores en
una emergencia.
Los principios de la protección radiológica se basan no solo en la ciencia, sino también en juicios
de valor que se sustentan en principios éticos. En algunas circunstancias, las acciones y medidas
de protección entrañan una perturbación social prolongada. En esos casos, el beneficio que puede
reportar el hecho de evitar las dosis de radiación debe sopesarse con el perjuicio individual y
social causado por las propias acciones y medidas de protección. Es importante que se explique a
los interesados la justificación de las acciones y medidas de protección radiológica a largo plazo.
 Las decisiones prudentes en relación con la actividad específica y las concentraciones de
actividad en los productos de consumo y la actividad de la deposición dieron lugar a amplias
restricciones, con las consiguientes dificultades. En una situación de exposición prolongada,
es ventajosa la coherencia entre las normas internacionales, y entre las normas
internacionales y nacionales, en particular las relativas al agua potable, los alimentos, los
productos de consumo no comestibles y la actividad de la deposición en la tierra.
Las autoridades japonesas impusieron medidas para controlar la presencia de sustancias
radiactivas en los productos de consumo, que fueron, en general, más rigurosas de lo que exigía la
orientación internacional. El sistema internacional actual de control de la radiactividad en los
productos de consumo se rige por orientaciones específicas, como las del Codex Alimentarius
para los alimentos (incluida el agua embotellada) que circulan en el comercio internacional, las
normas de seguridad del OIEA sobre los alimentos y el agua potable para su uso en situaciones de
emergencia, las directrices de la OMS para el agua potable en situaciones de exposición existentes
y las normas de seguridad del OIEA para los productos no comestibles con fines de exención. Es
necesario asegurar la coherencia entre las normas internacionales sobre los niveles aceptables de
radiactividad en los productos de consumo público, a fin de facilitar su aplicación por los órganos
reguladores y su comprensión por la población. Las normas nacionales tienen que estar
armonizadas con las internacionales siempre que sea posible. Además, se necesitan criterios para
hacer frente a la presencia prolongada de radionucleidos en la tierra.
 La monitorización radiológica individual de grupos representativos de la población
proporciona información muy valiosa para obtener estimaciones fiables de las dosis de
radiación, y debe utilizarse conjuntamente con mediciones ambientales y modelos
adecuados de estimación de dosis para evaluar la dosis recibida por la población.
La primera estimación de las dosis se basó en mediciones medioambientales y en modelizaciones
y dio lugar a algunos supuestos prudentes sobre las dosis recibidas y proyectadas.
La monitorización individual del 131I en la tiroides de los niños debe realizarse lo antes posible
tras la emisión de yodo radiactivo al medio ambiente, debido al breve período de
semidesintegración de este radionucleido. La monitorización individual de la radiación externa y
de la presencia interna de radionucleidos de período más largo (como el 137Cs) debe iniciarse
cuanto antes y continuar por el tiempo que sea adecuado.
146




A falta de mediciones personales de la radiación, puede ser necesario modelar los datos
medioambientales y de las condiciones ambiente para estimar las dosis recibidas por las personas.
En estos casos, las incertidumbres relacionadas con los supuestos utilizados en los modelos deben
explicarse claramente, sobre todo si los resultados se están empleando para fundamentar la
adopción de decisiones sobre las acciones y medidas de protección o para estimar la posibilidad
de efectos en la salud provocados por la radiación.
Si bien los productos lácteos no fueron la principal vía de ingestión de yodo radiactivo en el
Japón, está claro que el modo más importante de limitar las dosis recibidas por la tiroides,
especialmente en el caso de los niños, es restringir el consumo de leche fresca de vacas
en pastoreo.
Las estimaciones de las dosis en la tiroides de los niños después del accidente fueron bajas. Esto
se debió a una combinación de factores, como la temporada del año (antes del período
vegetativo), las prácticas agropecuarias en el Japón, el bajo consumo de leche de vaca por los
lactantes y los controles sobre el consumo de leche que se implantaron de inmediato. Estos
factores contribuyeron al bajo nivel de incorporación de 131I.
Se necesita un sistema robusto de monitorización y registro de las dosis de radiación
ocupacionales, por todas las vías pertinentes, especialmente las ocasionadas por la
exposición interna en que puedan haber incurrido los trabajadores durante las actividades
de gestión de un accidente severo. Es esencial que se disponga de equipo de protección
individual adecuado y suficiente para limitar la exposición de los trabajadores durante las
actividades de respuesta a una emergencia, y que los trabajadores estén suficientemente
capacitados en el uso de ese equipo.
Las mediciones directas iniciales continuas de la exposición a la radiación y de los niveles de
radionucleidos incorporados en el organismo de los trabajadores de emergencias son el medio más
valioso de obtener información para estimar los riesgos asociados a las radiaciones y los posibles
efectos en la salud, y optimizar la protección. Es preciso monitorizar y registrar las dosis de
radiación ocupacionales mediante un robusto sistema de dosímetros y mediciones individuales. La
monitorización del 131I en la tiroides debe efectuarse lo antes posible.
Inmediatamente después del accidente de Fukushima Daiichi, el suministro de equipos de protección
individual para restringir la exposición de los trabajadores y monitorizar la situación fue difícil.
Los riesgos de la exposición a la radiación y la atribución a la radiación de los efectos
observados en la salud tienen que explicarse claramente a las partes interesadas, señalando
de manera inequívoca que los aumentos en la incidencia de efectos en la salud en la
población no son atribuibles a la exposición a la radiación, si los niveles de esta son similares
a los niveles globales medios de fondo de la radiación.
En el caso del accidente de Fukushima Daiichi, las dosis recibidas por la población fueron bajas y
comparables a las dosis globales medias de fondo típicas. Es necesario informar claramente a la
población, en particular a las personas afectadas, de que no se prevé ningún aumento discernible
de la incidencia de efectos en la salud relacionados con la radiación en los miembros de la
población expuestos y sus descendientes como consecuencia del accidente.
Es importante que todas las personas que intervengan en una emergencia, en particular los
médicos, los enfermeros, los tecnólogos radiológicos y los primeros actuantes médicos,
comprendan la radiación y sus posibles efectos en la salud. Para ello, es esencial que los
profesionales médicos reciban una buena formación y capacitación en los temas de la
radiactividad, la radiación y los efectos que la exposición a la radiación pueden tener en la salud.
Los estudios sobre la salud realizados después de un accidente nuclear son muy importantes
y útiles, pero no deben interpretarse como estudios epidemiológicos. Los resultados de esos
estudios sobre la salud tienen por objeto proporcionar información para respaldar la
prestación de asistencia médica a la población afectada.
El Estudio sobre la Gestión Sanitaria en Fukushima proporciona información sanitaria valiosa
para la comunidad local, que ayuda a asegurar que se detecte prontamente todo efecto en la salud
y que se tomen medidas apropiadas para proteger la salud de la población. Los resultados globales
147
de los controles de la salud pueden proporcionar información importante, pero no deberían
interpretarse erróneamente como resultados de una evaluación epidemiológica.
 Se necesita orientación sobre la protección radiológica para hacer frente a las consecuencias
psicológicas en los miembros de las poblaciones afectadas después de un accidente radiológico.
Un grupo de tareas de la ICRP ha recomendado que se elaboren estrategias para mitigar las
graves consecuencias psicológicas derivadas de los accidentes radiológicos [149].
Se ha notificado la aparición de trastornos psicológicos como consecuencia del accidente. Este es
un problema que se ha dado también después de otros accidentes en que ha habido exposición a la
radiación. A pesar de su importancia, estas consecuencias no se han tenido en cuenta en las
recomendaciones y normas internacionales sobre la protección radiológica.
 Debe comunicarse información objetiva, comprensible y oportuna sobre los efectos de la
radiación a las personas de las zonas afectadas, para aumentar su entendimiento de las
estrategias de protección, aliviar sus preocupaciones y apoyar sus propias iniciativas de
protección.
Deben establecerse disposiciones a nivel nacional y local para comunicar información de manera
comprensible a la población que pueda resultar afectada por un accidente con consecuencias
radiológicas. Las disposiciones deben incluir la posibilidad de un diálogo de persona a persona,
para que sea posible pedir aclaraciones y expresar sus preocupaciones. Estas disposiciones
exigirán los esfuerzos concertados de las autoridades, los expertos y los profesionales
competentes para apoyar y asesorar a las personas y las comunidades afectadas. Es importante
compartir la información cuando se transmitan las decisiones adoptadas para proteger a esas
personas, incluido el apoyo a sus propias iniciativas.
 Durante la fase de emergencia la atención debe centrarse en proteger a las personas. Las
dosis recibidas por la biota no se pueden controlar, y podrían ser importantes a nivel
individual. El conocimiento de las repercusiones de la exposición a la radiación en la biota
no humana debe fortalecerse mejorando la metodología de evaluación y la comprensión de
los efectos que la radiación provoca en las poblaciones de la biota y los ecosistemas. Después
de una emisión grande de radionucleidos al medio ambiente, debe adoptarse una
perspectiva integrada para asegurar la sostenibilidad de la agricultura, la silvicultura, la
pesca y el turismo, así como el uso de los recursos naturales.
Puede ser difícil reducir sustancialmente las dosis recibidas por la biota no humana, debido a la
inviabilidad de aplicar contramedidas. Las evaluaciones de los efectos en las plantas y los
animales después de un accidente como el de la central nuclear de Fukushima Daiichi requieren la
consideración de muchos factores de estrés posibles; la exposición a la radiación es solo uno de
ellos. También debe prestarse atención al posible aumento y acumulación de radionucleidos de
período largo en el medio ambiente, y a la forma en que podría afectar a las plantas y los animales
por múltiples generaciones.
148
5. RECUPERACIÓN DESPUÉS DEL ACCIDENTE
Inmediatamente después del accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi se dio prioridad a la
estabilización de las condiciones en la central y a la protección de la población mediante medidas que
incluyeron la orden de permanecer en espacios interiores y la evacuación de los residentes de las
zonas afectadas, así como la imposición de restricciones relativas a los alimentos106 y al agua potable.
A medida que avanzaban los trabajos y se estabilizaban las condiciones en el emplazamiento, se
prestó mayor atención a la labor de recuperación del accidente, incluidas la revitalización de las
comunidades y la reparación de la infraestructura.
Esta sección examina los progresos de la recuperación después del accidente hasta marzo de 2015 y
los planes para el futuro. Se ocupa principalmente de la situación de exposición existente que siguió a
la fase de emergencia.
5.1.
RESTAURACIÓN DE ZONAS AFECTADAS POR EL ACCIDENTE FUERA DEL
EMPLAZAMIENTO
El objetivo a largo plazo de la recuperación después de un accidente107 es restablecer una base
aceptable para que pueda existir una sociedad que funcione plenamente en las zonas afectadas. Es
preciso tomar en consideración la restauración108 de las zonas afectadas por el accidente a fin de
reducir las dosis de radiación, de acuerdo con los niveles de referencia que se hayan adoptado. En
la preparación para el regreso de los evacuados conviene tener en cuenta factores como la
reparación de la infraestructura, así como la viabilidad y sostenibilidad de las actividades
económicas de la comunidad.
Antes del accidente nuclear de Fukushima Daiichi no existían en el Japón políticas ni estrategias
para la restauración después de un accidente y hubo que elaborarlas en el período posterior al
accidente. La política de restauración fue promulgada por el Gobierno del Japón en agosto
de 2011.109 Por ella se asignaron responsabilidades al gobierno nacional y las administraciones
locales, el explotador y la población, y se establecieron las disposiciones institucionales necesarias
para ejecutar un programa coordinado de trabajo.
Se elaboró una estrategia de restauración y se inició su implementación. La estrategia especifica
que las zonas prioritarias de restauración son las zonas residenciales, incluidos los edificios y
jardines, las tierras de labranza, las carreteras y la infraestructura, con especial hincapié en la
reducción de las exposiciones externas.
La dosis externa recibida de los radionucleidos depositados en el suelo y otras superficies es la
principal vía de exposición. Por consiguiente, la estrategia de restauración se centra en las
actividades de descontaminación destinadas a reducir los niveles de cesio radiactivo presente en las
106
Comprendidas las restricciones a la distribución y venta de alimentos, el uso de tierras agrícolas y la recolección de
alimentos silvestres (véase la sección 3.3).
107
La recuperación después de un accidente incluye: la restauración de las zonas afectadas por el accidente; la
estabilización de las instalaciones dañadas del emplazamiento y los preparativos para la clausura; la gestión del material
contaminado y de los desechos radiactivos derivados de esas actividades; y la revitalización de las comunidades y la
participación de los interesados.
108
La restauración se define como cualquier medida que se pueda poner en práctica para reducir la exposición a la radiación
ocasionada por la contaminación existente de superficies terrestres mediante la aplicación de medidas a la propia
contaminación (la fuente) o a las vías de exposición para los seres humanos.
109
Ley de Medidas Especiales sobre el Manejo de la Contaminación Ambiental por Materiales Radiactivos Descargados en
el Accidente de la Central Nuclear asociado con el Terremoto del Océano Pacífico frente al Distrito de Tohoku del 11 de
Marzo de 2011, Ley No 110, 2011.
149
zonas prioritarias, reduciendo así las posibilidades de que se diera esa exposición. Las dosis
internas se siguen controlando por medio de las restricciones al consumo de alimentos, así como de
las actividades de restauración de las tierras agrícolas.
Después del accidente, las autoridades japonesas adoptaron un ‘nivel de referencia’ como objetivo
del nivel de dosis aplicable a toda la estrategia de restauración. Este nivel se correspondía con el
extremo inferior del rango especificado en la orientación internacional. La aplicación de un nivel
de referencia bajo se traduce en una mayor cantidad de materiales contaminados generados en las
actividades de restauración, lo que supone un aumento de los costos y de la carga para unos
recursos que son limitados. La experiencia adquirida en el Japón se podría utilizar para elaborar
orientación práctica sobre la aplicación de normas de seguridad internacionales en situaciones de
recuperación después de un accidente.
Se definieron dos categorías de zonas contaminadas a partir de las dosis anuales adicionales
estimadas en el otoño de 2011. Se asignó al Gobierno nacional la responsabilidad de formular e
implementar los planes de restauración en la primera zona (la ‘Zona Especial de
Descontaminación’), en un radio de 20 km alrededor del emplazamiento de Fukushima Daiichi y
en las zonas en que, según las proyecciones, las dosis anuales adicionales derivadas de la
contaminación sobre el suelo superarían los 20 mSv en el primer año después del accidente. Los
municipios fueron encargados de llevar a cabo actividades de restauración en la otra zona (la
‘Zona de Estudio Intensivo de la Contaminación’), en la que, según las proyecciones, las dosis
anuales adicionales superarían 1 mSv pero se mantendrían por debajo de 20 mSv. Se fijaron metas
específicas de reducción de las dosis, así como la meta a largo plazo de alcanzar una dosis anual
adicional de 1 mSv o menos.
5.1.1.
Establecimiento de un marco jurídico y regulador para la restauración
Después del accidente, el Gobierno del Japón estableció una política sobre recuperación y
restauración mediante la promulgación de la ‘Ley de Medidas Especiales sobre el Manejo de la
Contaminación Ambiental por Materiales Radiactivos Descargados en el Accidente de la Central
Nuclear asociado con el Terremoto del Océano Pacífico frente al Distrito de Tohoku del 11 de Marzo
de 2011’, en agosto de 2011 [124]. Esa Ley contiene disposiciones relativas al establecimiento de un
orden de prioridad de los emplazamientos que se deben restaurar, la asignación de fondos para llevar a
cabo la labor de restauración, y la participación de las partes interesadas en todo el proceso.
Los primeros pasos al elaborar un programa de restauración consisten en definir niveles de referencia
adecuados y establecer una estrategia de restauración para lograr la reducción necesaria de la
exposición de la población a la radiación. En la orientación internacional se recomienda seleccionar
un nivel de referencia dentro del rango de dosis adicionales de 1-20 mSv/año, en función de las
circunstancias existentes (recuadro 5.1) [129, 198, 263]110.
Es importante que, al establecer niveles de referencia dentro de este rango de valores, dichos niveles
no sean demasiado elevados, ya que ello podría comprometer el objetivo de seguridad requerido, ni
demasiado bajos, lo que podría traducirse en un uso no óptimo de los limitados recursos. En las fases
iniciales de la restauración en el Japón en 2011, el Gobierno de Japón fijó niveles de referencia que
eran deliberadamente bajos [264, 265] y se adoptó un objetivo a largo plazo para los residentes, una
vez finalizada la restauración, de una dosis adicional no superior a 1 mSv/año [266]. Este es el valor
más bajo del rango especificado en la orientación internacional (recuadro 5.1).
110
En el momento del accidente existía una versión no publicada aún de la edición provisional de las Normas Básicas
Internacionales de Seguridad [263]. Posteriormente, en 2014, se publicó (en inglés) el volumen GSR Part 3 [198] de la
Colección de Normas de Seguridad del OIEA.
150
El alto grado de prudencia del enfoque utilizado para estimar las dosis recibidas por las personas se
ilustró en una evaluación del UNSCEAR [148]. Las dosis estimadas se basan en la actividad por
unidad de superficie del 134Cs y el 137Cs, teniendo en cuenta la disminución de la actividad debida al
decaimiento, la pérdida de actividad por la meteorización de las superficies, y el factor de blindaje
característico de las casas de madera. Los cálculos realizados a los fines del presente informe,
utilizando la misma metodología que el UNSCEAR [148, 267], indicaron que el promedio de dosis de
radiación adicionales en 2012 en grandes partes de la Zona de Estudio Intensivo de la Contaminación
(véase la sección 5.1.2) habría sido muy inferior a 1 mSv/año.
Recuadro 5.1. Nivel de referencia para la restauración
El ‘nivel de referencia’ es la dosis objetivo que se aplica al conjunto de la estrategia de restauración, pero no
es un límite de dosis. En la orientación internacional [129, 263] se recomiendan niveles de referencia
comprendidos entre 1 y 20 mSv/año para la exposición adicional de un miembro de la población en las
‘situaciones de exposición existentes’, en función de las circunstancias imperantes.
El gobierno, el órgano regulador u otra autoridad competente, según se haya dispuesto en el marco
regulador nacional, establece los niveles de referencia. En una situación posterior a un accidente, estos
niveles se utilizan para determinar las estrategias óptimas de restauración. Con estas estrategias se vela por
que la restauración se lleve a cabo haciendo un uso eficiente de los recursos humanos, técnicos y financieros
disponibles a fin de obtener los mejores resultados en la protección de las comunidades afectadas.
Las medidas específicas aplicadas para reducir la contaminación ambiental y las dosis de radiación que
reciben las personas suelen regirse por ‘niveles de acción para la restauración’ derivados. Normalmente,
esos niveles se expresan en términos de cantidades fácilmente mensurables, como las tasas de dosis gamma
ambientales (µSv/h) o la actividad depositada por unidad de superficie (Bq/m2), y se derivan a partir de los
niveles de referencia empleando modelos y supuestos sobre los hábitos de vida de las personas y sobre el
comportamiento de los radionucleidos en el medio ambiente.
5.1.2.
Estrategia de restauración adoptada
La estrategia de restauración se vio influida por el hecho de que, al imponer restricciones al consumo
de alimentos y agua potable, se evitaron en gran medida las dosis internas después del accidente.
Como consecuencia de ello, las medidas de restauración descritas en esta sección consistieron
principalmente en actividades de descontaminación para reducir los niveles de las dosis externas.
La estrategia de restauración del Gobierno del Japón estableció un enfoque destinado a reducir
rápidamente las dosis de radiación, dando prioridad a la restauración en las zonas residenciales, las tierras
de labranza y las zonas forestales adyacentes a las zonas residenciales o agrícolas [124, 266]. Para facilitar
esta tarea, en agosto de 2011 se clasificaron las tierras que debían ser objeto de restauración como sigue:
 Zona Especial de Descontaminación (figura 5.1, derecha). Esta zona se superpone a la anterior
‘Zona de Acceso Restringido’, es decir, a la zona de evacuación en un radio de 20 km alrededor de la
central nuclear de Fukushima Daiichi, y a la anterior ‘Zona de Evacuación Deliberada’, situada a más
de 20 km de la central, donde la dosis anual adicional para las personas podría superar los 20 mSv en
el primer año después del accidente. Dentro de la Zona Especial de Descontaminación, corresponde al
Gobierno nacional formular y poner en práctica los planes de restauración.
 Zona de Estudio Intensivo de la Contaminación (figura 5.1, derecha). Esta zona comprende los
municipios en los que se estimó que la dosis de radiación adicional recibida por las personas en
algunas partes de ellos durante el primer año se situaría entre 1 y 20 mSv111. Los municipios realizan
estudios de monitorización para determinar las zonas que requieren descontaminación y ejecutan
actividades de restauración en esas zonas, con el apoyo financiero y técnico del Gobierno nacional.
111
El criterio radiológico utilizado para esta zona fue una tasa de dosis ambiental de 0,23 µSv/h. Esta tasa de dosis
corresponde a una dosis efectiva adicional estimada siguiendo un criterio prudente de 1 mSv en un año.
151
En 2012 y 2013, las zonas para las que se habían dado órdenes de evacuación se subdividieron
nuevamente en las tres categorías siguientes sobre la base de la dosis anual total estimada recibida por
las personas que residieran en ellas (figura 5.1, izquierda) [268, 269]:
 Zona 1 (verde). Zonas en las que la orden de evacuación ya se podía levantar. Se preveía una
dosis anual estimada de 20 mSv o menos.
 Zona 2 (naranja). Zonas en las que los residentes no tenían aún permiso para vivir. Se preveía
una dosis anual estimada superior a 20 mSv.
 Zona 3 (rojo). Zonas a las que, según las previsiones, los residentes no podrían volver en mucho
tiempo. La dosis anual estimada era superior a 50 mSv, y la dosis anual media prevista para el
período de seis años después del accidente era de más de 20 mSv.
Fig. 5.1. El mapa de la izquierda muestra la subdivisión de la zona de evacuación al 7 de agosto de 2013 [270]. El mapa de
la derecha muestra la designación de la ‘Zona Especial de Descontaminación’ y la ‘Zona de Estudio Intensivo de la
Contaminación’ al mes de diciembre de 2014 e indica las estimaciones de las dosis de radiación adicionales recibidas por
personas representativas en 2012.
5.1.3.
Progresos en la restauración
En 2011 se iniciaron varios proyectos piloto. El Organismo de Energía Atómica del Japón realizó en
un primer momento una serie de estudios en pequeña escala en dos lugares fuera las zonas evacuadas
a fin de determinar la eficacia de la descontaminación para reducir la tasa de dosis en distintos tipos
de superficie (por ejemplo, calles, tejados, muros y césped) [271]. En estudios posteriores se examinó
la viabilidad de descontaminar áreas más amplias dentro de las zonas evacuadas, se evaluó la eficacia
de esas medidas para reducir las tasas de dosis gamma ambientales, y se estudiaron las repercusiones
para la seguridad de los trabajadores y la gestión de desechos.
152
Estos estudios piloto desempeñaron un papel importante en la planificación y puesta en práctica de las
estrategias de restauración. Facilitaron información sobre la eficacia y aplicabilidad de las técnicas de
descontaminación y ayudaron a establecer procedimientos para la protección radiológica de los
trabajadores [272].
En el cuadro 5.1 figuran las medidas de restauración aplicadas de forma generalizada después del
accidente de Fukushima Daiichi. La retirada de la capa superficial del suelo, que genera una gran
cantidad de desechos, se utilizó ampliamente en los primeros años de la restauración.
CUADRO 5.1. MEDIDAS DE RESTAURACIÓN APLICADAS DE FORMA GENERALIZADA
Objeto
Medidas de restauración
Casas, edificios
Retirada de depósitos de tejados, cubiertas y alcantarillas
Limpieza de tejados y muros
Lijado con aspiración
Lavado de alta presión
Patios de escuelas, jardines y parques
Retirada de la capa superficial del suelo
Retirada de maleza/hierba/pastos
Carreteras
Retirada de depósitos de las cunetas
Lavado de alta presión
Jardines y árboles
Siega de césped
Retirada de las hojas caídas
Retirada de la capa superficial del suelo
Lavado de alta presión
Raspado de las superficies de los árboles
Tierras de labranza
Laboreo de inversión
Retirada de la capa superficial del suelo
Tratamiento del suelo (por ejemplo, aplicación mejorada de fertilizantes)
Endurecimiento y retirada del suelo
Retirada de maleza/hierba/pastos
Producción pecuaria
Control de los niveles de cesio radiactivo en los piensos
Bosques y tierras arboladas
Retirada de hojas caídas y ramas bajas
Poda
Más tarde se aplicaron estrategias de restauración tanto en la Zona de Estudio Intensivo de la
Contaminación como en la Zona Especial de Descontaminación, y se lograron avances importantes.
Al final de marzo de 2015 estaba casi terminada la descontaminación en la mayoría de las partes de la
Zona de Estudio Intensivo de la Contaminación situadas fuera de la prefectura de Fukushima (en
aproximadamente el 80 % de los municipios). En la Zona de Estudio Intensivo de la Contaminación
dentro de la prefectura de Fukushima se habían descontaminado alrededor del 90 % de las
instalaciones públicas, el 60 % de las viviendas residenciales y el 50 % de las carreteras [273].
Dentro de la Zona Especial de Descontaminación, en marzo de 2015 se habían completado los planes
de descontaminación en cuatro municipios (la ciudad de Tamura, la aldea de Kawauchi, y los pueblos
de Naraha y Okuma). También había finalizado la descontaminación de las zonas residenciales de
otros dos municipios (la aldea de Katsurao y el pueblo de Kawamata), y estaba casi terminada en la
aldea de Iitate [273]. Estaba previsto que la ejecución de la mayoría de los planes de
descontaminación de las zonas de descontaminación 1 y 2 de la prefectura de Fukushima concluyera
antes del final de marzo de 2016, aunque en algunos casos continuaría hasta 2017 (figura 5.2).
Las investigaciones realizadas en las zonas residenciales de los municipios de Tamura y Naraha
mostraron que las tasas de dosis gamma ambientales se habían reducido en un promedio del 36 % y
el 46 % respectivamente. Las tasas de dosis gamma (véase el recuadro 5.1) se determinaron midiendo
las tasas de dosis ambientales a una distancia de 1 m de las superficies descontaminadas, tanto antes
153
como después de las medidas de restauración. Las reducciones de la tasa de dosis media en los dos
municipios tras la aplicación de medidas de restauración en las tierras de labranza, los bosques y las
carreteras se situaron entre el 21 % y el 44 % [273].
Los datos indican que la reducción de las tasas de dosis gamma ambientales es mayor en las zonas
con tasas de dosis iniciales más elevadas. Después de la restauración, las tasas de dosis gamma siguen
disminuyendo debido a los procesos naturales de meteorización y decaimiento radiactivo.
Fig. 5.2. Progresos de las actividades de restauración en la Zona Especial de Descontaminación hasta diciembre de 2014 [273].
En la figura 5.3 se muestran ejemplos de actividades de restauración.
Los costos unitarios de la descontaminación en las Zonas Especiales de Descontaminación
controladas directamente por el Gobierno nacional oscilaron entre unos 1100 yen/m2 (bosques) y
aproximadamente 5500 yen/m2 (parques) [274].
154
Fig. 5.3. Paisajes antes y después de la restauración en la ciudad de Tamura (fotografías: cortesía del Ministerio de Medio
Ambiente del Japón).
155
5.2.
ESTABILIZACIÓN EN EL EMPLAZAMIENTO Y PREPARATIVOS PARA LA CLAUSURA
La TEPCO y los organismos competentes del Gobierno del Japón elaboraron conjuntamente un
plan estratégico amplio de alto nivel para la estabilización y clausura de la central nuclear dañada.
Ese plan se publicó por primera vez en diciembre de 2011 y posteriormente se revisó a fin de tener
en cuenta la experiencia adquirida y el mejor conocimiento de las condiciones de la central nuclear
dañada, así como la magnitud de los desafíos futuros. El plan estratégico aborda la naturaleza
compleja de los trabajos en el emplazamiento y comprende: el enfoque para garantizar la
seguridad; las medidas para la clausura; los sistemas y entornos destinados a facilitar las
actividades; y las necesidades en materia de investigación y desarrollo.
Cuando se redactó el presente informe se habían restablecido las funciones de seguridad y se
disponía de estructuras, sistemas y componentes para mantener condiciones estables de forma
fiable. No obstante, seguía siendo necesario controlar la entrada de agua subterránea a los
edificios de los reactores dañados y contaminados. El agua contaminada resultante se estaba
sometiendo a tratamiento para extraer los radionucleidos en la medida de lo posible y se estaba
almacenando en más de 800 depósitos. Se necesitan soluciones más sostenibles que tengan en
cuenta todas las opciones, comprendida la posible reanudación de la descarga controlada en el
mar. Para adoptar decisiones definitivas será necesario contar con la participación de los
interesados pertinentes y tener en cuenta las condiciones socioeconómicas en el proceso de
consulta, así como aplicar un programa de monitorización amplio.
Se elaboraron planes para la gestión del combustible gastado y los restos de combustible y comenzó la
retirada de combustible de las piscinas de combustible gastado.112 También se elaboró un modelo
conceptual de las actividades futuras de retirada de restos de combustible en el que se tienen en cuenta
los muchos pasos preliminares requeridos, incluida la confirmación visual de la configuración y
composición de esos restos. Debido a los altos niveles de dosis de radiación en los reactores dañados, en
el momento de redactar el presente informe aún no había sido posible dar esa confirmación.
Las autoridades japonesas han estimado que el plazo para finalizar las actividades de clausura
probablemente será de unos 30 a 40 años. Las decisiones acerca de las condiciones finales de la
central y el emplazamiento serán objeto de más análisis y debates.
Recuadro 5.2. Estabilización y clausura después del accidente
Por ‘clausura’ se entienden las medidas administrativas y técnicas adoptadas para poder eliminar algunos o
todos los controles reglamentarios de una instalación.
En la práctica, la clausura es la retirada progresiva de las estructuras, los sistemas y los componentes de la
instalación. En circunstancias normales, la clausura de una central nuclear es una actividad planificada que
se inicia una vez que se ha decidido poner fin a las operaciones. La clausura después de un accidente plantea
una serie de dificultades distintas: es preciso determinar en primer lugar en qué condiciones se encuentran
las instalaciones y cuál es el estado del combustible y el equipo de la instalación, y luego decidir el camino
a seguir, lo que puede requerir el desarrollo de nuevas tecnologías y metodologías.
Si la parada del reactor se debe a un accidente, es necesario poner la instalación en una configuración segura
(estabilización) antes de aplicar un plan final de clausura aprobado. La estabilización comprende las
medidas necesarias para que las estructuras de la central (como los edificios en los que se encuentran los
reactores dañados), los sistemas (como los de suministro eléctrico) y los componentes (por ejemplo, bombas
y motores) estén en condición estable y puedan funcionar durante todo el tiempo que sea necesario.
112
La retirada del combustible de la piscina de combustible gastado de la Unidad 4 finalizó en diciembre de 2014.
156
5.2.1.
Plan estratégico
Tras la fase de emergencia, la TEPCO y los organismos gubernamentales competentes establecieron un
plan estratégico, la ‘Hoja de ruta a medio y largo plazo para la clausura de las Unidades 1 a 4 de la
central nuclear de Fukushima Daiichi’, para las actividades de estabilización y clausura [275]. El plan se
publicó por primera vez en diciembre de 2011 y posteriormente se revisó para tener en cuenta la mayor
experiencia adquirida y la mejor comprensión de las condiciones en el emplazamiento [276].113 Se trata
de un plan estratégico amplio de alto nivel para los encargados de supervisar la recuperación. La
clausura se realizará en un plazo de 30 a 40 años, según las estimaciones de las autoridades japonesas.
El plan describe el enfoque estratégico para las esferas de trabajo relativas a:
 El enfoque para garantizar la seguridad, que comprende objetivos estratégicos para reducir los
riesgos y optimizar la retirada del combustible y de restos de combustible.
 Las medidas a medio y largo plazo para la clausura, que comprenden planes de retirada del
combustible y de restos de combustible de cada unidad de reactor. Estos planes son
suficientemente flexibles para hacer frente a las distintas condiciones que podrían descubrirse a
medida que se obtenga más información durante los procesos de retirada del combustible y de
restos de combustible.
 Los sistemas y el entorno para facilitar el trabajo, que incluyó el establecimiento por la
TEPCO de una organización para la monitorización centralizada de la salud de los trabajadores y
su exposición a la radiación. Prosiguieron los esfuerzos encaminados a mejorar la protección
radiológica de los trabajadores, y se establecieron planes para gestionar y asegurar la
disponibilidad de una fuerza de trabajo capacitada durante todo el proceso de clausura.
 Las actividades de investigación y desarrollo, que son necesarias, ya que buena parte de la labor
que debe realizarse en la central nuclear de Fukushima Daiichi no se ha llevado a cabo nunca y
requiere equipo y tecnología que aún no se ha desarrollado o utilizado en gran escala. El Instituto
Internacional de Investigación sobre la Clausura de Instalaciones Nucleares fue creado con el fin
de desarrollar tecnologías para la clausura de instalaciones nucleares, promover la cooperación
con organizaciones internacionales y nacionales en materia de clausura de instalaciones nucleares
y desarrollar recursos humanos para la investigación y el desarrollo.
5.2.2.
Preparativos para la clausura
Poco después de su creación [278], la ARN elaboró un nuevo marco regulador para su aplicación a las
denominadas instalaciones que han experimentado un desastre, que necesitan medidas especiales para
prevenir otros accidentes y garantizar la seguridad física nuclear. El 7 de noviembre 2012, la ARN
designó la central nuclear de Fukushima Daiichi como ‘Instalación de Reactor Especificada’, es decir,
una instalación en la que se ha producido un accidente nuclear y respecto de la que se estipula un
reglamento especial proporcionado a las condiciones imperantes en la instalación.
Esta designación permitió a la ARN exigir a la TEPCO que elaborara un plan para aplicar las medidas
descritas en el plan estratégico [275]. El Plan de Aplicación de la TEPCO se presentó en diciembre
de 2012 [279] y fue posteriormente aprobado. La TEPCO es responsable de ejecutar las medidas
especificadas en el Plan de Aplicación. La ARN examina la ejecución de esas medidas.
113
Se prevé que habrá nuevas revisiones de la Hoja de ruta, a medida que se adapten los planes en respuesta a la evolución
de las condiciones y a la disponibilidad de nueva información. La tercera revisión de la Hoja de ruta se publicó durante la
fase final de la preparación del presente informe (junio de 2015). En ella se modificaron el calendario y el enfoque de la
retirada del combustible y los residuos y se afinaron los criterios para la reducción de los riesgos, la comunicación con las
partes interesadas locales, la reducción de la exposición de los trabajadores y la gestión de la labor de investigación y
desarrollo [277].
157
Además, en febrero de 2014 la ARN estableció un requisito reglamentario para la gestión de la dosis
efectiva adicional en los límites del emplazamiento y en febrero de 2015 determinó las ‘Medidas para la
reducción de riesgos a mediano plazo en la central nuclear de Fukushima Daiichi de la TEPCO’ [280].
La TEPCO estableció condiciones estables en el emplazamiento para mantener la protección y la
seguridad y permitir el avance hacia la clausura [275]. Se restablecieron y mejoraron importantes
funciones de apoyo, como el suministro eléctrico normal y de reserva. También se restablecieron las
funciones de seguridad fundamentales. Las disposiciones para asegurar la fiabilidad a largo plazo de
las condiciones estables son, entre otras, las siguientes:






la monitorización de las condiciones de la central;
la refrigeración del combustible y de los restos de combustible;
el mantenimiento de la subcriticidad nuclear;
el control de los niveles de hidrógeno;
la garantía de la estabilidad estructural de los edificios de los reactores;
el control de la entrada de agua en los edificios de los reactores y la prevención de fugas al medio
ambiente;
 la garantía del suministro esencial de energía eléctrica;
 la garantía del cumplimiento de las funciones de seguridad fundamentales a largo plazo.
Se restablecieron y mejoraron importantes funciones de seguridad, por ejemplo, mediante la
instalación de múltiples componentes de reserva y la sustitución y/o mejora de sistemas móviles y
temporales para aumentar la capacidad de los permanentes. La situación en el emplazamiento sigue
siendo compleja y se precisan una monitorización y un control atentos para asegurar la continuidad de
las condiciones estables.
5.2.3.
Gestión del agua contaminada
El agua que llega al interior de los edificios de los reactores dañados queda contaminada y plantea un
problema particularmente difícil debido a los grandes volúmenes de que se trata. Cuando se redactó el
presente informe, el agua seguía entrando en los edificios de los reactores de la central nuclear de
Fukushima Daiichi de dos formas distintas: el agua que se inyectaba en los núcleos de los reactores
con fines de refrigeración y el agua subterránea. Seguía siendo necesario caracterizar y gestionar esa
agua (figura 5.4).
Antes del accidente, el agua subterránea que llegaba desde las laderas de las montañas hasta la
parte posterior de la central nuclear de Fukushima Daiichi se bombeaba a un ritmo de
aproximadamente 850 m3/día desde las tuberías de drenaje subterráneo instaladas alrededor de los
edificios de las Unidades 1 a 4 para controlar el nivel del agua subterránea. Como consecuencia
del accidente dejaron de funcionar esas tuberías y bombas, que suprimían la flotación del edificio
e impedían el acceso del agua subterránea a los edificios [281].
Después del accidente, comenzaron a entrar aproximadamente 400 m3/día de agua subterránea no
contaminada en los edificios. Se hacen circular alrededor de 400 m3/día de agua entre los reactores de
las Unidades 1 a 3 con fines de refrigeración. El agua subterránea que entra en los edificios se mezcla
con el agua en circulación utilizada para refrigerar los reactores, lo que da lugar a un volumen total de
aproximadamente 800 m3/día de agua contaminada que es preciso gestionar. Alrededor de 400 m3/día
de esta agua se reinyectan en los reactores para refrigerar el combustible y los restos de combustible,
y los otros 400 m3/día se almacenan en los depósitos de almacenamiento de agua contaminada [276].
El agua se somete a tratamiento para extraer los radionucleidos, con la excepción del tritio, que no se
puede extraer [282]. El agua tratada se almacenaba en 826 depósitos en el emplazamiento (al 12 de
febrero de 2015) [283].
158
Fig. 5.4. Gestión del agua contaminada en el emplazamiento [284].
Se han implementado, o se estaban planificando, diversas técnicas de gestión del agua, entre ellas la
mejora e instalación de sistemas de tratamiento y depósitos de almacenamiento adicionales, el
restablecimiento del sistema de tuberías de drenaje subterráneo y la instalación de muros impermeables
del lado del mar. El agua subterránea no contaminada procedente de las montañas cercanas a las
instalaciones dañadas está siendo desviada por el exterior de las instalaciones hasta el océano
(figura 5.5) [285]. Además, se estaba construyendo un muro criogénico ‘congelado’ en el lado los
edificios de los reactores que da a la montaña para impedir la entrada de más agua. También se había
previsto la construcción de un muro criogénico en el lado de los edificios de los reactores que da al mar.
Con la aprobación de la ARN y la aceptación de los interesados pertinentes, incluidas la prefectura de
Fukushima y la industria pesquera, en mayo de 2014 la TEPCO comenzó a descargar directamente en
el mar el agua subterránea no contaminada desviada [285]. Gracias a esta medida se redujo el
volumen de agua que había que someter a tratamiento.
Las grandes cantidades de agua contaminada en el emplazamiento plantean diversos riesgos. Por
fallos en los depósitos, las tuberías y las válvulas o durante episodios de precipitaciones intensas se
observaron fugas de agua con contaminación radiactiva de los componentes. En algunos casos, las
fugas dieron lugar a emisiones de radionucleidos al mar. La identificación de esas fugas hizo que se
159
intensificara la monitorización, tanto en el emplazamiento como en el medio ambiente marino [287].
Aunque se están aplicando medidas para detener o reducir las fugas, se necesitan soluciones más
sostenibles que tengan en cuenta todas las opciones, incluida la posible reanudación de la descarga
controlada en el mar. Como resultado de las misiones de examen del OIEA, [288, 289] se aconsejó a
la TEPCO que realizara una evaluación de los posibles efectos radiológicos de la emisión al mar de
agua con tritio y otros radionucleidos residuales. También se reconoció que la adopción de decisiones
definitivas exigiría la participación de todos los interesados, a saber, la TEPCO, la ARN, el Gobierno
nacional, la administración de la prefectura de Fukushima, las comunidades locales y otros, y que era
necesario tomar en consideración las condiciones socioeconómicas en el proceso de consulta y
ejecutar un programa de monitorización amplio para garantizar que la salud humana y el medio
ambiente no se vieran perjudicados [288, 289]. En este contexto, sería beneficioso disponer de más
orientaciones sobre la aplicación de la orientación internacional relativa a las descargas en situaciones
posteriores a un accidente.
Fig. 5.5. Ilustración de las actividades de gestión del agua. A la izquierda se ven los depósitos de almacenamiento del agua
contaminada [286].
160
5.2.4.
Retirada del combustible gastado y de los restos de combustible
La preparación para la clausura de las instalaciones dañadas en el accidente comprende la retirada del
combustible gastado y de los conjuntos combustibles nuevos de las piscinas de almacenamiento que se
encuentran dentro de los edificios de los reactores dañados. En noviembre de 2013, la TEPCO comenzó
a retirar el combustible de la piscina de almacenamiento del edificio del reactor de la Unidad 4 y a
trasladarlo a la piscina de combustible común. La operación se completó en diciembre de 2014 [290].
Se tardará varios años en retirar el combustible gastado y los conjuntos combustibles nuevos de las
piscinas de almacenamiento de las Unidades 1 a 3. Una estimación más exacta del tiempo necesario
depende de los progresos que se puedan hacer en la retirada de los escombros resultantes de las
explosiones, la preparación de la estructura superior de las Unidades 1 a 3 para el acceso, el
establecimiento de los soportes de los equipos y estructuras para la retirada, y otras medidas. El
combustible gastado se colocará en una piscina común para su almacenamiento temporal.
La extracción y gestión de los restos del combustible fundido del núcleo de un reactor es una tarea
mucho más compleja. La confirmación visual de la configuración y composición del combustible
dañado (‘restos de combustible’) como consecuencia del accidente no ha sido posible debido a los
elevados niveles de las dosis de radiación en los reactores dañados. Los análisis disponibles indican
que en la Unidad 1 se fundió la mayor parte del combustible y que parte de ese combustible atravesó
la parte inferior de la vasija de presión del reactor y llegó hasta la vasija de contención primaria,
mientras que en las Unidades 2 y 3 también hubo fusión del combustible, pero una proporción mayor
de este permaneció en las vasijas de presión de los reactores [9].
Cuando se redactó el presente informe, el Gobierno del Japón estaba patrocinando estudios
conceptuales sobre formas de acceder a los restos de combustible y la retirada de estos [276, 291]. Se
ha elaborado un modelo conceptual para actividades futuras de retirada de restos de combustible que
tiene en cuenta los muchos pasos preliminares requeridos, comprendidos los siguientes:
1) Reducción de los niveles de radiación en los edificios de los reactores. El acceso de los
trabajadores a los espacios interiores de los edificios de los reactores es difícil debido a las altas
tasas de dosis y a los escombros y el polvo contaminado dispersos en ellos. Para poder acceder
será necesaria la descontaminación, en muchos casos con equipo accionado a distancia.
2) Reparación de las vasijas de contención primaria que contienen agua. Se realizará una
investigación y se desarrollará el equipo necesario para detener la fuga de agua de las vasijas de
contención, tras lo cual se monitorizarán los niveles de agua, que se mantendrán en los niveles
que se necesiten para las operaciones posteriores.
3) Caracterización de las condiciones dentro de las vasijas de contención primaria. Para retirar los
restos de combustible es preciso determinar los lugares exactos en que esos restos se encuentran. Se
desarrollará equipo para investigar las condiciones dentro de las vasijas de contención, y de ese
modo se obtendrá la información necesaria, como las ubicaciones, distribuciones y formas de los
trozos de restos de combustible.
4) Caracterización de las condiciones dentro de las vasijas de presión de los reactores. Esto
incluye la distribución de los restos de combustible, los niveles de radiactividad y la
configuración física de las vasijas de presión dañadas.
5) Desarrollo de tecnologías para la retirada de los restos de combustible. Se determinarán las
condiciones previas para la retirada de los restos de combustible, lo que dará lugar al desarrollo de
tecnologías y equipo para abrir los reactores, eliminar los obstáculos estructurales dentro de las
vasijas de presión de los reactores y eliminar los restos de combustible.
6) Gestión del agua. Además de la refrigeración y el control con boro, será necesario gestionar
cuidadosamente el agua a medida que se avance en el proceso de retirada de los restos de
combustible. Por ejemplo, se precisarán medios adicionales para extraer el material particulado
que quede suspendido en el agua como resultado de las operaciones de retirada.
161
7) Embalaje, transferencia y almacenamiento de los restos de combustible. A medida que se
retiren los restos de las vasijas de presión de los reactores y las vasijas de contención primaria
habrá que colocarlos en contenedores blindados. Estos deberán retirarse de los edificios de los
reactores y almacenarse provisionalmente en el emplazamiento de Fukushima Daiichi hasta que
se adopte una decisión definitiva respecto de su disposición.
8) Prevención de la criticidad nuclear de los restos de combustible. Se realizarán evaluaciones y
se pondrán en práctica técnicas de monitorización para excluir la posibilidad de que los restos
alcancen la criticidad nuclear.
9) Contabilidad y control del material nuclear presente en los restos de combustible. Será
preciso llevar la contabilidad del material fisionable, de conformidad con el acuerdo de
salvaguardias concertado entre el Japón y el OIEA y con el derecho interno del Japón. Puesto que
no se pueden aplicar los métodos normalizados a los restos de combustible, se establecerán
medidas de contabilidad antes de retirar de los reactores esos restos.
Los restos de combustible se retirarán manteniendo su inmersión en agua a fin de proporcionar
blindaje y reducir al mínimo las emisiones radiactivas al aire. Debido a los altos niveles de radiación y
contaminación, y al desconocimiento de la distribución y las propiedades de los restos de
combustible, una gran parte de las actividades deberán realizarse con equipos accionados a distancia.
Las estrategias de retirada de los restos de combustible deberán ajustarse a medida que se disponga de
datos sobre el estado del combustible y los restos de combustible, al igual que los planes para diseñar,
desarrollar y construir el equipo apropiado.
5.2.5.
Estado final de clausura del emplazamiento
En circunstancias normales (no de accidente), el estado final de una central nuclear se define y
describe en la solicitud de la licencia y los documentos complementarios posteriores. En general
existen dos estrategias para alcanzar el estado final de una central: el desmantelamiento inmediato y el
desmantelamiento diferido, que a veces se denomina almacenamiento seguro. En circunstancias
excepcionales, por ejemplo después de un accidente nuclear, también se puede considerar la
posibilidad del enterramiento [292].
Un accidente nuclear puede invalidar los planes de clausura anteriores debido, por ejemplo, a la
necesidad de estabilizar las estructuras, los sistemas y los componentes antes de poder desarrollar el
nuevo plan de clausura. Los planes de clausura, la retirada de los restos de combustible y las opciones
relativas al estado final definitivo del emplazamiento dependen de la naturaleza del accidente, y en
ellos se tendrán en cuenta el estado de: los residuos nucleares, las partículas y los materiales
radiactivos que sigan estando en las instalaciones; el combustible gastado y los restos de combustible
almacenados; y los desechos radiactivos sólidos y el agua procesada almacenados [293]. Los intereses
de otras partes obtenidos, por ejemplo, mediante un proceso adecuado de consulta pública, también
influirán en la planificación y ejecución de la clausura.
Actualmente no es posible predecir el estado final de la central nuclear de Fukushima Daiichi [291].
Cabe señalar que ninguna de las tres centrales de otros lugares del mundo que han experimentado los
daños más severos en el combustible en accidentes anteriores ha alcanzado aún el estado final
definitivo de clausura completa [293] (recuadro 5.3).
162
Recuadro 5.3. Estado de la clausura de instalaciones nucleares dañadas
Las tres instalaciones de otros lugares que han experimentado los daños más severos en el combustible en
accidentes anteriores son Windscale (Reino Unido), Three Mile Island (Estados Unidos de América) y
Chernóbil (antigua Unión Soviética). Su estado al redactar el presente informe era el siguiente:
La pila de Windscale, dañada en un accidente en 1957, estaba en estado de servicio y mantenimiento, con
un plan para someterla a almacenamiento seguro en los siguientes años, y su clausura definitiva estaba
prevista para 2050 aproximadamente.
La unidad de la central nuclear de Three Mile Island dañada en 1979 estaba en modalidad de
almacenamiento seguro y se preveía llevar a cabo su desmantelamiento completo y la restauración del
emplazamiento en los 20 años siguientes.
La Unidad 4 de Chernóbil, que había sufrido un daño severo en el accidente de 1986, estaba en proceso de ser
puesta en estado de almacenamiento seguro y su clausura definitiva estaba prevista para 2050 aproximadamente.
En la decisión definitiva sobre el estado final del emplazamiento de Fukushima Daiichi deberán
tenerse en cuenta muchos factores, entre ellos el uso futuro del terreno, las posibles dosis de radiación
para los trabajadores en las actividades de clausura, los desechos que se generarían y las opciones de
acondicionamiento y disposición final de los desechos.
5.3.
GESTIÓN DEL MATERIAL CONTAMINADO Y LOS DESECHOS RADIACTIVOS
La estabilización de una central nuclear dañada y las actividades de descontaminación en el
emplazamiento y de restauración en los alrededores dan lugar a grandes cantidades de material
contaminado y de desechos radiactivos. En el emplazamiento se han generado grandes cantidades
de material líquido y sólido contaminado, así como desechos radiactivos, a raíz de diversas
actividades de recuperación.114 La gestión de este material —con sus diversas propiedades físicas,
químicas y radiológicas— es compleja y requiere el despliegue de esfuerzos importantes.
Tras el accidente de Fukushima Daiichi, hubo dificultades para determinar lugares en los que
almacenar las grandes cantidades de material contaminado generadas por las actividades de
restauración fuera del emplazamiento. Se habían construido varios cientos de instalaciones de
almacenamiento temporal en comunidades locales. Proseguían los esfuerzos para construir una
instalación de almacenamiento provisional.
5.3.1.
Gestión de los desechos
El terremoto y el tsunami generaron una gran cantidad de desechos (conocidos como ‘desechos del
desastre’), algunos de los cuales quedaron contaminados (principalmente con 134Cs y 137Cs) como
consecuencia de las emisiones de la central nuclear de Fukushima Daiichi. Debido a las actividades de
estabilización en el emplazamiento ha aumentado el inventario de material contaminado y de
desechos radiactivos sólidos y líquidos que es preciso gestionar, al mismo tiempo que las actividades
de restauración fuera del emplazamiento han aumentado la cantidad de material contaminado.
114
La distinción entre el material contaminado y los desechos radiactivos depende de los radionucleidos y las
concentraciones de actividad asociados con los materiales.
163
Recuadro 5.4. Desechos radiactivos
Los desechos radiactivos son materiales para los que no se prevé un uso posterior, cuyo contenido o
concentración de radionucleidos es superior a un nivel especificado. La disposición final es el punto final
reconocido internacionalmente de la gestión de los desechos radiactivos. No obstante, con frecuencia es
necesario almacenar algunos desechos radiactivos durante períodos de decenas de años mientras se
desarrollan instalaciones de disposición final. Ciertos tipos de desechos radiactivos (desechos radiactivos de
actividad baja) pueden someterse a disposición final en instalaciones de disposición final de desechos ‘cerca
de la superficie’.
La gestión (es decir, el tratamiento previo, el tratamiento, el acondicionamiento, el transporte, el
almacenamiento y la disposición final futura) de grandes cantidades de desechos con propiedades
físicas, químicas y radiológicas distintas plantea un desafío. Ha sido preciso desarrollar y/o modificar
equipo, actividades e instalaciones en circunstancias más difíciles de lo habitual debido a la pérdida de
infraestructura causada por el terremoto y el tsunami y los altos niveles de radiación. También fue
necesario modificar la legislación y el enfoque nacional de la gestión de desechos [124, 266, 278, 294].
5.3.2.
Actividades fuera del emplazamiento
La restauración fuera del emplazamiento se inició con el objetivo de reducir las exposiciones externas.
Las medidas reparadoras comprendieron la retirada de la capa superficial del suelo y de vegetación, y
la descontaminación de zonas públicas y residenciales. El tamaño de la zona que había de ser objeto
de restauración se vio influido por los criterios radiológicos y los niveles de actuación adoptados, lo
cual también repercutió en la cantidad de material contaminado que había que gestionar.
En general, un nivel de referencia bajo se traduce en la generación de una cantidad mayor de material
contaminado. Se estima que la cantidad de suelo y otros materiales contaminados generados a raíz de las
actividades de restauración posteriores al accidente será de aproximadamente 16 a 22 millones de m3
tras la reducción del volumen por incineración de plantas y árboles [273].
Las fases del proceso de gestión de desechos aplicado en la prefectura de Fukushima se ilustran en la
figura 5.6. La gestión de los desechos generados en las actividades de restauración supone la
acumulación de esos desechos en instalaciones de almacenamiento temporal cerca de los lugares de
descontaminación. Se han construido muchos cientos de instalaciones de almacenamiento temporal.
Tras este almacenamiento, los desechos se transportarán a la instalación de almacenamiento
provisional. El nivel de contaminación de parte de este material es suficientemente bajo para poder
utilizar la infraestructura existente de eliminación de desechos sólidos municipales (por ejemplo, los
incineradores y los vertederos de desechos municipales). No obstante, ha resultado difícil obtener el
acuerdo de los municipios para utilizar incineradores convencionales con el fin de reducir el volumen
de material contaminado fuera del emplazamiento.
164
Fig. 5.6. Diagrama de flujo de la gestión de desechos especificados y desechos derivados de la descontaminación en la
prefectura de Fukushima [295].
Se han producido retrasos en la selección de emplazamientos para las instalaciones de
almacenamiento temporal y provisional. Uno de los factores que ha contribuido a esos retrasos fue la
obtención del acuerdo de la población local. Sin embargo, tras las conversaciones mantenidas entre
funcionarios gubernamentales nacionales y locales y los residentes y propietarios de tierras locales, el
plan para la construcción de una instalación de almacenamiento provisional se aceptó en el pueblo de
Okuma en diciembre de 2014 y en el pueblo de Futaba en enero de 2015. En enero de 2015, el
Ministerio de Medio Ambiente confirmó los planes y disposiciones para el transporte a escala
experimental de suelo contaminado a la instalación de almacenamiento provisional a partir de marzo
de 2015 [273]; estos transportes comenzaron, a modo de prueba, el 13 de marzo de 2015.
165
166
Fig. 5.7. Parte de la estrategia de gestión de los desechos del emplazamiento [291].
5.3.3.
Actividades en el emplazamiento
En la central nuclear de Fukushima Daiichi se han generado grandes cantidades de material líquido y
sólido contaminado, así como desechos radiactivos, a raíz de diversas actividades de recuperación.
Por ejemplo, al 30 de noviembre de 2014 había 131 900 m3 de escombros y 79 700 m3 de árboles
almacenados en el emplazamiento [296, 297]. La generación de estas grandes cantidades de material
contaminado y desechos radiactivos ha hecho necesario el establecimiento de estrategias efectivas de
gestión de los desechos. En particular, ha sido preciso construir instalaciones de tratamiento y
almacenamiento para muchos cientos de miles de metros cúbicos de agua contaminada y tratada, así
como para desechos sólidos derivados de los procesos de tratamiento y la limpieza de grandes
superficies de tierra. En la figura 5.7 se ilustra parte de la estrategia de gestión de los desechos del
emplazamiento, comprendidas las instalaciones de tratamiento y almacenamiento de agua.
Persiste la necesidad de capacidad de almacenamiento para diversos tipos de corrientes de desechos
sólidos y líquidos (figura 5.8). Por consiguiente, la reducción del volumen se ha convertido en un
componente importante de la gestión de los desechos del emplazamiento, por ejemplo, mediante la
evitación de desechos, la instalación de incineradores, y la reutilización y el reciclaje de materiales. Se
prevé que la clausura de la central nuclear genere más desechos [298]. Los tipos y las cantidades de
desechos generados dependerán del enfoque que se adopte.
Fig. 5.8. Vista aérea de la zona del emplazamiento donde se encuentran los depósitos de almacenamiento de agua [301].
167
Se han desplegado esfuerzos para alejar los desechos radiactivos de los límites del emplazamiento de
modo que las tasas de dosis en esos lugares sean inferiores a 1 mSv/año. Estas actividades no tienen
repercusiones en la exposición de la población, ya que no hay presencia humana en los límites del
emplazamiento [299].
La gestión de desechos en el emplazamiento plantea muchos desafíos complejos que deben seguir
siendo objeto de investigación y desarrollo. A medida que se disponga de nuevas capacidades, se
deberá considerar una estrategia de disposición final de los desechos del emplazamiento que incluya
decisiones a corto y a largo plazo [300].
5.4.
REVITALIZACIÓN DE LAS COMUNIDADES Y PARTICIPACIÓN DE LOS INTERESADOS
El accidente nuclear y las medidas de protección radiológica introducidas tanto en la fase de
emergencia como en la de recuperación después del accidente han tenido consecuencias
importantes para la forma de vida de la población afectada. Las medidas de evacuación y
reubicación y las restricciones al consumo de alimentos supusieron grandes privaciones para las
personas afectadas. Los proyectos de revitalización y reconstrucción iniciados en la prefectura de
Fukushima se basaron en la comprensión de las consecuencias socioeconómicas del accidente.
Estos proyectos se centran en cuestiones como la reconstrucción de la infraestructura, la
revitalización de las comunidades y el apoyo y la indemnización.
La comunicación con la población acerca de las actividades de recuperación es esencial para crear
confianza. A fin de comunicar de forma eficaz, es necesario que los expertos entiendan las
necesidades de información de la población afectada y faciliten información comprensible a través
de medios pertinentes. La comunicación mejoró después del accidente y la población afectada fue
participando cada vez más en la adopción de decisiones y en las medidas de restauración.
El accidente y las medidas protectoras implantadas tanto en la fase de emergencia como en la de
recuperación incidieron en la forma de vida de la población de las zonas afectadas. Al 30 de enero
de 2015, el número de evacuados giraba en torno a 119 000 personas, frente al máximo de alrededor
de 164 000 alcanzado en junio de 2012. Las privaciones asociadas a la evacuación, la reubicación y
las restricciones al consumo de alimentos son considerables [268, 269].
El terremoto, el tsunami y el accidente provocaron la destrucción, la degradación y el desuso de
infraestructuras (escuelas, hospitales y empresas comerciales, entre otras), tuvieron repercusiones en
la actividad empresarial y el comercio, y ocasionaron cambios demográficos debidos a la evacuación
de grandes cantidades de personas. Según los informes, era más probable que las familias jóvenes
siguieran evacuadas y que las personas mayores regresaran a sus hogares [302]. Los planes de
recuperación y revitalización a escala nacional y local tienen en cuenta la importancia de la
reconstrucción física y socioeconómica y abordan cuestiones como la reconstrucción de la
infraestructura, el apoyo a las comunidades y la indemnización [269].
Entre los desafíos concretos a que se enfrentaban las personas que estaban en alojamientos temporales
figuran una serie de cuestiones de bienestar general físico y mental asociadas a los altos niveles de
desempleo y a las dificultades relacionadas con el alojamiento provisional [239]. Aunque se desconoce
el número total preciso de evacuados en alojamientos temporales como consecuencia del terremoto, el
tsunami y el accidente nuclear, para junio de 2013 se habían construido 16 800 viviendas temporales y
casi 24 000 familias vivían en alojamientos alquilados por la administración de la prefectura [269].
Además, había planes para construir 2586 viviendas públicas permanentes hasta 2015 para las personas
afectadas por el terremoto y el tsunami. Para los evacuados en la respuesta al accidente, se había
planeado la construcción de 4890 viviendas públicas permanentes [283].
168
5.4.1.
Consecuencias socioeconómicas
La evacuación dio lugar a la pérdida de granjas y empresas. Se dejó de pescar en un radio de 30 km
alrededor del emplazamiento (que se redujo a 20 km al final de septiembre de 2011). Se han
interrumpido las actividades agrícolas y otras actividades comerciales en una superficie de unos 700 km2
fuera de la Zona Especial de Descontaminación [269, 303, 304].
Las consecuencias socioeconómicas en el sector agrícola y otras empresas se observaron también
fuera de la Zona Especial de Descontaminación y de la Zona de Estudio Intensivo de la
Contaminación. Además de la pérdida de empleos y de medios de subsistencia para los afectados, las
restricciones al consumo de alimentos, las pérdidas por las exportaciones relacionadas con los
alimentos y los bienes de consumo, los costos de monitorización para demostrar el cumplimiento de
los criterios radiológicos y el pago de indemnizaciones a las personas afectadas también han tenido
repercusiones. Las consecuencias socioeconómicas indirectas son las derivadas de la pérdida de la
confianza de los consumidores, no solo en los productos alimenticios, sino también en los productos
básicos y empresas de las zonas afectadas [269, 303, 305].
La combinación del terremoto, el tsunami y el accidente nuclear tuvo un efecto directo en la economía
japonesa. Las exportaciones cayeron un 2,4 % en abril de 2011 en comparación con el nivel alcanzado
en abril de 2010. Al mismo tiempo aumentaron las importaciones, especialmente las de combustibles,
productos químicos y alimentos, lo que dio lugar a un déficit de la balanza comercial en abril y mayo
de 2011 [303]. Cuando se redactó el presente informe las importaciones de combustibles fósiles
seguían siendo superior a lo habitual [306].
Aunque en el momento del accidente el Japón no era parte en ninguna de las convenciones sobre
responsabilidad civil por daños nucleares (se adhirió a la Convención sobre Indemnización
Suplementaria por Daños Nucleares el 15 de enero de 2015), la legislación promulgada en 1961 era
coherente con los principios básicos de la responsabilidad por daños nucleares consagrados en esas
convenciones. En virtud de esa legislación, la TEPCO era responsable exclusiva de los daños
nucleares causados por el accidente de Fukushima Daiichi [307]. Su responsabilidad en términos de
importe era ilimitada. Después del accidente, ni el Gobierno ni el Parlamento eximieron a la TEPCO
de responsabilidad por considerar que la cláusula de exención relativa a un desastre natural grave,
según se especifica en la Ley de Indemnización por Daños Nucleares, no era aplicable en este caso. Se
han puesto en práctica diversos medios para que la TEPCO pueda cumplir sus obligaciones respecto
de las víctimas del accidente, entre ellas pagos provisionales de indemnizaciones como medida de
emergencia, la prestación de apoyo financiero a la TEPCO por la Corporación de Indemnización por
Daños Nucleares y Facilitación de la Clausura, y la conversión de esta en la accionista mayoritaria de
la TEPCO. Además, la creación del Comité de Resolución de Controversias relativas a la
Indemnización por Daños Nucleares y la publicación de directrices no vinculantes jurídicamente
aportaron un mecanismo para alcanzar rápidamente acuerdos de indemnización por daños nucleares
sin tener que acudir a los tribunales.
La política de indemnización establecida se aplica no solo a quienes recibieron la orden de
evacuación, sino que también abarca los efectos en los medios de subsistencia y las formas de vida, la
pérdida de beneficios debido a las restricciones y la pérdida de confianza de los consumidores, así
como los cambios de infraestructura para quienes siguieron en la zona. Asimismo, existen
disposiciones específicas para los padres con familias jóvenes y las embarazadas [308].
De conformidad con las directrices establecidas en diciembre de 2011, las personas que debieron ser
evacuadas recibieron una indemnización del orden de 100 000 yen por persona y mes. Se abonará una
indemnización adicional de unos 900 000 yen por persona a los que vuelvan a vivir a las zonas
afectadas en el plazo de un año una vez levantada la orden de evacuación [309].
169
5.4.2.
Revitalización
Se han puesto en práctica, con el apoyo gubernamental y local, una serie de iniciativas a fin de
estimular la revitalización de la prefectura de Fukushima que incluyen la reconstrucción de la
infraestructura, el alojamiento y el transporte. Algunas medidas se centran en la recuperación de la
confianza de los consumidores en los productos, al mismo tiempo que se promueven el orgullo local y
el turismo. Puesto que la disponibilidad de trabajo y empleo son también un factor clave para el
regreso de los residentes (o el asentamiento de nuevas poblaciones), otras iniciativas se centran en la
reconstrucción de empresas y la creación de nuevas oportunidades comerciales.
Las iniciativas de revitalización y las actividades de reconstrucción vinculadas a la recuperación
abarcan desde el nivel del Gobierno nacional hasta el de las organizaciones no gubernamentales y las
comunidades locales. El Gobierno del Japón creó un Organismo de Reconstrucción, la prefectura de
Fukushima ha iniciado diversas actividades, comprendido el establecimiento del Centro de Creación
Ambiental [234, 269], y la TEPCO creó en 2013 la Oficina Central de Revitalización de Fukushima.
El objetivo de todos los proyectos es combinar las medidas de protección radiológica con aspectos
sociales más amplios, como la revitalización de la infraestructura, la colaboración de la población y,
en el caso de la Oficina Central de Revitalización, la indemnización [310].
Las medidas varían en distintos lugares de la prefectura, a menudo en función del compromiso de los
dirigentes locales y las distintas dificultades dentro de la región. Un ejemplo de iniciativa de
revitalización es la lograda cooperación entre los productores y los distribuidores de melocotones y la
industria alimentaria para restablecer la confianza pública en los alimentos producidos en la prefectura
de Fukushima [269, 311].
5.4.3.
Participación de las partes interesadas y comunicación con ellas
Con el avance de las actividades de restauración y recuperación ha aumentado la participación de las
partes interesadas y han mejorado las estrategias de consulta y participación. La respuesta al accidente
ha ofrecido varios ejemplos que muestran las ventajas de dar participación a las poblaciones afectadas
en las actividades de recuperación, desde la consulta y el diálogo hasta las medidas de restauración
(denominadas medidas de autoayuda).
La comunicación abierta y eficaz con la población es una parte esencial de la revitalización. En enero
de 2012 se inauguró en la ciudad de Fukushima un centro de información para la zona sobre la
descontaminación (Plaza de Información sobre la Descontaminación), como proyecto conjunto de la
prefectura de Fukushima y el Ministerio de Medio Ambiente [312].
Otras actividades de comunicación a escala local son la celebración de diálogos entre los expertos y la
población y la presentación de consejos específicos en relación con las medidas de autoayuda. Estas
medidas han contribuido a restablecer la comunicación con los residentes de Fukushima y a recuperar
su confianza.
En la figura 5.9 se muestra un diagrama de flujo del proceso de puesta en práctica de la restauración y
las interacciones conexas con los interesados. En todas las fases de la elaboración de planes y su
aplicación se contó con la participación de los interesados y se mantuvieron consultas con ellos. En
los casos de restauración de tierras de propiedad privada, antes de iniciar cualquier actividad de
restauración es preciso tener el acuerdo de los propietarios.
En un accidente nuclear, los medios de comunicación, tanto tradicionales como nuevos, desempeñan
una función importante en la comunicación con el público. El accidente de Fukushima Daiichi se
caracterizó por un alto grado de cobertura de los medios de comunicación, mediante Internet, los
medios sociales y, en la fase inicial, las emisiones continuas por radio y televisión. La cobertura del
accidente duró varios meses y se centró principalmente en los problemas relacionados con el lugar del
accidente, así como en las medidas protectoras adoptadas por las autoridades japonesas. Los medios
170
sociales intensificaron las informaciones sobre el suceso y difundieron las opiniones de particulares y
de organizaciones no gubernamentales. Se dispuso de una cantidad considerable de información, de
calidad variable y con distintos grados de credibilidad [310].
Los expertos en seguridad radiológica tuvieron que entender qué tipo de información estaba
solicitando el público y facilitarla de forma comprensible. Las preguntas fundamentales de las
comunidades afectadas y los medios de comunicación se centraron en saber qué grados de radiación
son ‘inocuos’ [314].
Fig. 5.9. Diagrama de flujo del proceso de restauración y de consulta con los residentes [313].
5.5.
OBSERVACIONES Y LECCIONES APRENDIDAS
De la evaluación de las actividades posteriores al accidente se han desprendido varias observaciones y
enseñanzas.
 La planificación antes de un accidente para la recuperación después de este es necesaria
para mejorar la toma de decisiones bajo presión en la situación inmediatamente posterior al
accidente. Es preciso preparar con antelación las estrategias y medidas nacionales para la
recuperación después del accidente a fin de poder poner en marcha un programa de
recuperación general eficaz y apropiado si se produce un accidente nuclear. Esas estrategias
y medidas deben incluir el establecimiento de un marco jurídico y regulador; estrategias y
criterios de restauración genéricos para las dosis de radiación residuales y los niveles de
contaminación; un plan de estabilización y clausura de las instalaciones nucleares dañadas;
y una estrategia genérica de gestión de grandes cantidades de material contaminado y
desechos radiactivos.
Esas estrategias y medidas deben incluir lo siguiente:
171





172
La creación de un marco jurídico y regulador que especifique las funciones y
responsabilidades de las diversas instituciones que deberán participar. Ese marco debe
abordar la restauración fuera del emplazamiento, la estabilización del emplazamiento y los
preparativos para la clausura, la gestión del material contaminado y los desechos radiactivos,
la revitalización de las comunidades y la participación de los interesados.
 Estrategias y criterios de restauración genéricos (niveles de actuación de referencia y
derivados) para las dosis de radiación residuales y los niveles de contaminación.
 Un plan de estabilización de las condiciones en el emplazamiento de una instalación nuclear
dañada y preparativos para su clausura.
 La elaboración de una estrategia genérica para gestionar grandes cantidades de material
contaminado y de desechos radiactivos, complementada con evaluaciones genéricas de la
seguridad de las instalaciones de almacenamiento y disposición final.
 Suficiente flexibilidad para que la gestión de las condiciones después del accidente se pueda
adaptar en respuesta a los cambios en las condiciones y la información y la experiencia adquiridas.
Las estrategias de restauración deben tener en cuenta la eficacia y viabilidad de las distintas
medidas y la cantidad de material contaminado que se generará en el proceso de restauración.
Una vez establecidos los niveles de referencia de las dosis de radiación residuales y los niveles de
contaminación, es fundamental controlar cuidadosamente la cantidad de material contaminado
que se genere en la aplicación de la estrategia de restauración a fin de reducir al mínimo la
cantidad de desechos que haya que gestionar. La ausencia de preparativos para la recuperación
tras un accidente nuclear en el Japón fue la causa de que, en un primer momento, se generaran
grandes volúmenes de material potencialmente contaminado.
A medida que fue pasando el tiempo y se avanzó en la planificación, se optimizaron las medidas de
restauración y, en consecuencia, mejoró el control de la cantidad de desechos que se debían gestionar.
Los proyectos piloto resultaron útiles para determinar la eficacia de técnicas de restauración
concretas y la cantidad de desechos generados por técnicas particulares. También contribuyeron a
establecer procedimientos para la protección radiológica de los trabajadores.
Como parte de la estrategia de restauración, es necesario aplicar pruebas y controles
rigurosos de los alimentos para prevenir o reducir al mínimo las dosis por ingestión.
La aplicación sistemática de pruebas y controles rigurosos de los alimentos después del accidente
demostró que las dosis por ingestión pueden mantenerse en niveles bajos.
A fin de crear confianza en los alimentos de producción local, se crearon puntos de
monitorización locales a los que las personas de las zonas afectadas pudieran llevar alimentos y
medir la contaminación. Este control de las dosis por ingestión simplificó la recuperación al
permitir que la restauración se centrara en técnicas que reducen las dosis externas.
Se precisa más orientación internacional sobre la aplicación práctica de las normas de
seguridad relativas a la protección radiológica en situaciones de recuperación después de
un accidente.
Se necesita más orientación práctica sobre la aplicación de las normas de seguridad del OIEA en
las situaciones de exposición existentes. Los niveles de referencia adoptados para los primeros
años después del accidente deben analizarse y modificarse periódicamente, según corresponda, en
respuesta al cambio de las condiciones radiológicas. Las orientaciones deben incluir una
metodología para seleccionar niveles de referencia específicos para el caso y el emplazamiento,
expresados en términos de cantidades de dosis y cantidades derivadas, así como mecanismos para
integrar el asesoramiento técnico y científico con otros factores socialmente pertinentes a fin de
crear un proceso de adopción de decisiones coherente, transparente y colectivamente aceptado.
Tras un accidente, es esencial para la recuperación en el emplazamiento disponer de un plan
estratégico destinado a mantener las condiciones estables a largo plazo y a clausurar las
instalaciones dañadas en el accidente. El plan debe ser flexible y fácilmente adaptable a las
condiciones cambiantes y a nuevas informaciones.
Los preparativos para la clausura de una instalación dañada en un accidente consistirían en primer
lugar en la estabilización para garantizar la existencia de estructuras, sistemas y componentes a fin
de mantener de forma fiable las condiciones estables a largo plazo, hasta que sus funciones ya no




se necesiten. Los preparativos para la clausura después de un accidente se prolongan durante
decenios. Es necesario adoptar disposiciones para mantener los conocimientos especializados y la
fuerza de trabajo necesarios durante todo ese período.
La adopción de decisiones sobre las fases de clausura provisional y sobre las condiciones finales
del emplazamiento y de los reactores dañados debe incluir diálogos con las partes interesadas. La
toma de decisiones sobre la clausura depende de las condiciones de los reactores dañados, el
combustible y los restos, que no se pueden determinar en el período inmediatamente posterior al
accidente. Los factores que se deben tener en cuenta en la adopción de decisiones son, entre otros:
los niveles de dosis para los trabajadores que realicen actividades de clausura; los volúmenes y
tipos de desechos generados; y los esfuerzos necesarios para el tratamiento de los desechos. En la
fase inicial de las actividades de limpieza, no es realista predecir las condiciones finales del
emplazamiento de la central, si bien en el proceso de toma de decisiones deben tenerse en cuenta
las expectativas y los planes respecto del terreno.
La recuperación del combustible dañado y la caracterización y retirada de los restos de
combustible precisan soluciones concebidas específicamente para el accidente, y quizás sea
necesario desarrollar métodos e instrumentos especiales.
Un accidente en un reactor en el que se produzcan daños en el combustible nuclear da lugar a
condiciones particulares en ese reactor que son específicas de ese accidente. La retirada y gestión
de los elementos combustibles dañados y de los restos del combustible fusionado son tareas
complejas. La labor de caracterizar, retirar y embalar esos restos, y de almacenarlos hasta que se
pueda proceder a su disposición final, debe realizarse en condiciones difíciles, en gran medida con
altos niveles de radiación.
Las estrategias y medidas nacionales de recuperación después de un accidente deben incluir
la elaboración de una estrategia genérica de gestión del material líquido y sólido
contaminado y los desechos radiactivos, respaldadas por evaluaciones genéricas de la
seguridad para la descarga, el almacenamiento y la disposición final.
Se necesita una estrategia de gestión de los desechos para llevar a cabo la gestión previa a la
disposición final (por ejemplo, la manipulación, el tratamiento, el acondicionamiento y el
almacenamiento) de material contaminado y desechos radiactivos generados por un accidente. Esa
estrategia también debe indicar vías adecuadas de disposición final de los materiales. Las
estrategias de gestión de desechos podrían incluir el uso de instalaciones de procesamiento,
almacenamiento y disposición final existentes, como incineradores o vertederos de lixiviado
controlado. No obstante, quizás sean necesarios otros enfoques, en función de los volúmenes y las
características de los desechos de que se trate. La elaboración de estas estrategias podría
respaldarse con una justificación de la seguridad genérica.
También se necesitan estrategias para la gestión después de un accidente de grandes volúmenes de
agua contaminada, incluida la posibilidad de su descarga controlada al medio ambiente. Aunque
existe orientación internacional relativa a las descargas durante la explotación normal de las
instalaciones nucleares, se precisa más orientación sobre su aplicación en situaciones posteriores a
un accidente.
Es necesario reconocer las consecuencias socioeconómicas de cualquier accidente nuclear y
de las medidas protectoras posteriores, y desarrollar proyectos de revitalización y
reconstrucción que aborden cuestiones como la reconstrucción de la infraestructura, la
revitalización de las comunidades y la indemnización.
Los accidentes nucleares y las medidas protectoras y reparadoras adoptadas tanto en la fase de
emergencia como en la de recuperación después del accidente, con el objetivo de reducir las
dosis, tienen consecuencias de gran alcance en la forma de vida de la población afectada. La
participación de los interesados en diversas fases de la restauración y la recuperación es
fundamental.
El apoyo de las partes interesadas es esencial en todos los aspectos de la recuperación
después del accidente. En particular, en los procesos de adopción de decisiones se precisa la
participación de la población afectada para que la recuperación tenga éxito y sea aceptable
y eficaz, y para revitalizar las comunidades. Un programa de recuperación eficaz requiere la
173
confianza y la participación de la población afectada. Se debe crear confianza en la
aplicación de las medidas de recuperación mediante procesos de diálogo, el suministro de
información coherente, clara y oportuna, y la prestación de apoyo a la población afectada.
Los gobiernos deben proporcionar a la población una descripción realista de un programa de
recuperación que sea coherente, claro y oportuno. Se deben utilizar diversos canales de
información, comprendidos los medios sociales, para llegar a todos los grupos interesados.
La percepción de los riesgos radiológicos y las respuestas a las preguntas sobre los niveles de
radiación ‘inocuos’ tienen muchas dimensiones, que incluyen la científica, la social y la ética. Es
preciso comunicar claramente estas respuestas a las comunidades pertinentes en el marco de
programas educativos — en lo posible, antes de que se produzca un accidente.
Es importante que la población afectada reciba apoyo para las actividades de recuperación locales.
El apoyo a las medidas de autoayuda relacionadas con la restauración y para la reconstrucción de
empresas puede traducirse en una mayor participación en el programa de recuperación y fomentar
la confianza de la población afectada.
174
6. RESPUESTA DEL OIEA AL ACCIDENTE
En la presente sección se ofrece un panorama general de las principales actividades realizadas por el
OIEA después del accidente de Fukushima Daiichi, tanto en la fase inmediatamente posterior como a
más largo plazo. Esto incluye las actividades iniciales, las misiones del OIEA al Japón, las
Conferencias Ministeriales sobre la Seguridad Nuclear y el Plan de Acción del OIEA.
El OIEA es el depositario de la Convención sobre Seguridad Nuclear, y su función es actuar como
secretaría de las reuniones, convocándolas, preparándolas y prestándoles los servicios requeridos, y
transmitiendo la información pertinente a las Partes Contratantes. En esta sección se presentan
también las actividades relacionadas con las reuniones de las Partes Contratantes en la Convención
sobre Seguridad Nuclear después del accidente de Fukushima Daiichi.
6.1.
6.1.1.
ACTIVIDADES DEL OIEA
Actividades iniciales
La responsabilidad de actuar ante una emergencia nuclear o radiológica y de proteger a los
trabajadores, la población y el medio ambiente incumbe a la entidad explotadora, al nivel de la
instalación de que se trate, y al Estado afectado, a los niveles local, regional y nacional.
El OIEA tiene una función central en el marco internacional115 para la preparación y respuesta
situaciones de emergencia. Esta función comprende: 1) la notificación y el intercambio
información oficial a través de los puntos de contacto designados oficialmente; 2) el suministro
información oportuna, clara y comprensible; 3) la prestación de asistencia internacional y
facilitación, cuando así se solicite; y 4) la coordinación de la respuesta interinstitucional.116
en
de
de
su
El OIEA cumple esta función por medio de su Sistema de Respuesta a Incidentes y Emergencias
(IES). Este sistema incluye un punto de contacto activo las 24 horas del día y un centro de
coordinación operacional, el Centro de Respuesta a Incidentes y Emergencias.
A las 6.42 horas UTC117 del 11 de marzo de 2011, el OIEA activó el Sistema de Respuesta a Incidentes y
Emergencias al recibir una notificación de su Centro Internacional de Seguridad Sísmica. Esta notificación
indicaba que había habido un terremoto, que era posible que hubiera daños en cuatro centrales nucleares118
de la costa nororiental del Japón y que existía el riesgo de un tsunami [143]. A las 7.21 horas UTC, el
OIEA estableció la primera comunicación con el punto de contacto oficial designado por el Japón en virtud
de la Convención sobre Pronta Notificación y de la Convención sobre Asistencia.
115
En el momento del accidente, el marco internacional para la preparación y respuesta en situaciones de emergencia
consistía en: a) acuerdos e instrumentos jurídicos internacionales, en particular la Convención sobre la Pronta Notificación
de Accidentes Nucleares (Convención sobre Pronta Notificación) y la Convención sobre Asistencia en Caso de Accidente
Nuclear o Emergencia Radiológica (Convención sobre Asistencia); b) las normas de seguridad del OIEA y su orientación
técnica sobre la preparación y respuesta en situaciones de emergencia; y c) las herramientas y disposiciones operacionales
internacionales, en particular el Manual sobre operaciones técnicas para la notificación y asistencia en situaciones de
emergencia (ENATOM), la Red de Respuesta y Asistencia (RANET) del OIEA y el Plan Conjunto de las Organizaciones
Internacionales para la Gestión de Emergencias Radiológicas (Plan Conjunto).
116
El principal órgano de coordinación en las emergencias nucleares y radiológicas es el Comité Interinstitucional sobre
Emergencias Radiológicas y Nucleares (IACRNE). Este órgano se estableció tras el accidente de Chernóbil, en 1986, y
actualmente comprende 18 organizaciones internacionales. Una de las principales funciones del IACRNE es elaborar y
mantener el Plan Conjunto de las Organizaciones Internacionales para la Gestión de Emergencias Radiológicas (el Plan
Conjunto de 2010, en el momento del accidente).
117
Tiempo universal coordinado, nueve horas menos que la hora del Japón.
118
Fukushima Daiichi y Fukushima Daini de la Compañía de Energía Eléctrica de Tokio (TEPCO), Onagawa (Compañía de
Energía Eléctrica de Tohoku) y Tokai (Compañía de Energía Atómica del Japón).
175
En los primeros días tras el accidente se hizo evidente que los reactores y el combustible presente en
las piscinas de combustible gastado de la central nuclear de Fukushima Daiichi corrían el riesgo de
sufrir un daño severo. Por consiguiente, el OIEA estableció grupos para que evaluaran las cuestiones
de seguridad nuclear y radiológica más importantes. Los Laboratorios del OIEA119 examinaron los
datos ambientales proporcionados por las autoridades japonesas sobre la monitorización del medio
marino, y recibieron muestras del medio terrestre para realizar un análisis independiente.
El Director General del OIEA visitó Tokio del 17 al 19 de marzo para celebrar consultas de alto nivel,
expresar la solidaridad de la comunidad internacional y su pleno apoyo al Japón para hacer frente a las
consecuencias del terremoto, el tsunami y el accidente nuclear, y transmitir los ofrecimientos de
asistencia de más de una decena de países. El Director General examinó también la posibilidad de que
el OIEA prestara o coordinara algunos tipos específicos de asistencia, como misiones de expertos y
misiones investigadoras, y subrayó la importancia de la transparencia y el suministro oportuno de
información oficial por parte del Japón.
El 28 de marzo, en una reunión informativa especial sobre el accidente destinada a los Estados
Miembros del OIEA, el Director General anunció la celebración de una Conferencia del OIEA sobre
Seguridad Nuclear de alto nivel, que tendría lugar en Viena antes del verano. El Director General
declaró que era de vital importancia que se extrajeran las enseñanzas adecuadas de lo que había ocurrido
el 11 de marzo y en los días siguientes, para fortalecer la seguridad nuclear en todo el mundo [315].
Entre el 18 de marzo y el 18 de abril, a petición del Japón, el OIEA envió a ese país cuatro grupos de
monitorización radiológica para que ayudaran a validar los resultados de las mediciones más amplias
hechas por las autoridades japonesas. Los grupos realizaron mediciones en varios lugares dentro y fuera
de la zona de evacuación de 20 km de radio en torno a la central nuclear de Fukushima Daiichi y en las
cercanías de Tokio. Un funcionario superior del OIEA fue enviado al Japón para que coordinara las
actividades pertinentes del OIEA y trasmitiera los ofrecimientos de asistencia de los Estados Miembros
a las autoridades japonesas. También se enviaron oficiales de enlace del OIEA a Tokio para facilitar y
mejorar la comunicación con el órgano regulador del Japón, que en esa época era el OSNI.
Del 26 al 31 de marzo visitó el Japón un Grupo Mixto de Evaluación de la Inocuidad de los Alimentos
del OIEA y la FAO. El grupo prestó asesoramiento y asistencia a las autoridades, a nivel nacional y
local, sobre cuestiones técnicas relacionadas con la inocuidad de los alimentos y las contramedidas
agrícolas. Se proporcionó asesoramiento sobre las estrategias de muestreo y análisis y sobre la
interpretación de los datos de monitorización, para que pudieran ofrecerse actualizaciones continuas y
fiables sobre el alcance de la contaminación de los alimentos en las zonas afectadas. Las autoridades
japonesas utilizaron estos datos para elaborar estrategias de mitigación y restauración.
El 3 de abril de 2011 viajó al Japón un grupo de expertos del OIEA en reactores de agua en ebullición,
que concluyó su labor el 12 de abril. El grupo recorrió los emplazamientos de Fukushima Daiichi y
Fukushima Daini, conversando con el personal de las plantas para comprender mejor el accidente, las
medidas de mitigación adoptadas hasta ese momento y las razones que habían motivado las
principales decisiones que se habían adoptado. Los expertos celebraron también reuniones con el
personal de varias oficinas gubernamentales y tuvieron conversaciones técnicas detalladas con la
TEPCO y el OSNI en Tokio.
La primera declaración del OIEA sobre el accidente se hizo pública menos de tres horas después del
terremoto del 11 de marzo, y ese mismo día se emitieron otras cinco declaraciones para transmitir
información recibida del Japón. Hasta el 22 de abril de 2011 se publicaron más de 120
actualizaciones. Entre el 14 de marzo y el 2 de junio de 2011 el OIEA organizó 16 conferencias de
119
Los Laboratorios del OIEA, situados en Seibersdorf (Austria) y en Mónaco, están especializados en la evaluación de
muestras de los medios terrestre y marino, respectivamente.
176
prensa, sin contar las celebradas durante la visita del Director General al Japón. Las actividades de
información pública del OIEA incluyeron también la respuesta a miles de llamadas telefónicas y la
provisión de respuestas técnicas detalladas a centenares de preguntas de los medios de comunicación.
El OIEA colocó diariamente en su sitio web público sesiones informativas para los Estados Miembros
y el público, sobre el estado de las Unidades 1 a 6 de la central nuclear de Fukushima Daiichi; los
datos de la monitorización radiológica relativos a radionucleidos tales como el 131I, el 134Cs y el 137Cs;
los resultados de la monitorización radiológica de los alimentos e información sobre las restricciones
vigentes para la distribución y el consumo de alimentos y de agua potable; y los datos de
monitorización del medio marino. También ofreció sesiones informativas sobre el accidente a las
Misiones Permanentes de los Estados Miembros del OIEA en Viena.
6.1.2.
Misiones del OIEA al Japón
Sobre la base de un acuerdo con el Gobierno del Japón, expertos del OIEA y de los Estados Miembros
realizaron una misión investigadora internacional del 24 de mayo al 2 de junio de 2011. La misión
reunió información para una evaluación preliminar del accidente en la central nuclear de Fukushima
Daiichi y de lo ocurrido en otros emplazamientos (Fukushima Daini y Tokai Daini). Además,
determinó las cuestiones genéricas de seguridad relacionadas con sucesos naturales que era preciso
estudiar o evaluar más a fondo sobre la base de las normas de seguridad del OIEA.
El ámbito de la misión comprendía los sucesos externos de origen natural; la evaluación de la
seguridad de las centrales y la aplicación de la defensa en profundidad; la respuesta de las centrales
tras un terremoto y un tsunami; la gestión de los accidentes severos; la gestión del combustible
gastado en una instalación severamente degradada; la preparación y respuesta en situaciones de
emergencia; y las consecuencias radiológicas. Los resultados de la misión [334] se plasmaron en 15
conclusiones y 16 lecciones aprendidas, que se comunicaron a la Conferencia Ministerial del OIEA
sobre Seguridad Nuclear en junio de 2011.
Las otras misiones del OIEA al Japón se resumen en el cuadro 6.1.
Atendiendo a la recomendación formulada por la segunda misión de clausura, se iniciaron proyectos
encaminados a aumentar la transparencia y proporcionar evaluaciones independientes de la
monitorización del medio ambiente marino por el Japón. En los Laboratorios del OIEA para el Medio
Ambiente situados en Mónaco se llevaron a cabo pruebas de competencia para controlar el
desempeño y las capacidades analíticas de los laboratorios participantes. Los resultados del programa
de monitorización marina se actualizan regularmente en el sitio web del OIEA.
6.1.3.
Conferencia Ministerial del OIEA sobre Seguridad Nuclear
En junio de 2011, el Director General convocó una Conferencia Ministerial sobre Seguridad Nuclear
en la Sede del OIEA con el objetivo de fortalecer la seguridad nuclear sacando provecho de las
enseñanzas extraídas del accidente. La Conferencia brindó la oportunidad de realizar una evaluación
preliminar del accidente a nivel ministerial y de las instancias técnicas superiores. También se
examinaron medidas para mejorar la seguridad, cuestiones relativas a la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia, y las repercusiones para el marco global de seguridad nuclear.
El resultado fue una Declaración Ministerial sobre Seguridad Nuclear [320], en que se señalaron
varias medidas para mejorar aún más la seguridad nuclear, la preparación para emergencias y la
protección radiológica de las personas y el medio ambiente en todo el mundo. También se expresó el
firme compromiso de los Estados Miembros del OIEA de velar por que esas medidas se llevaran a
efecto. Las medidas más importantes eran: reforzar las normas de seguridad del OIEA; examinar
sistemáticamente la seguridad de todas las centrales nucleares, entre otras cosas ampliando el
programa de exámenes por expertos homólogos del OIEA; mejorar la eficacia de los órganos
reguladores nucleares nacionales y garantizar su independencia; fortalecer el sistema mundial de
177
preparación y respuesta en situaciones de emergencia; y ampliar la función del OIEA de recibir y
difundir información. En la Declaración Ministerial se solicitó asimismo al Director General que
preparara un proyecto de Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear en consulta con los
Estados Miembros.
CUADRO 6.1. MISIONES DEL OIEA AL JAPÓN
Fecha
Misión
Objetivos
7 a 15 de oct. de 2011
Misión internacional sobre la
restauración de grandes zonas
contaminadas fuera del emplazamiento
de la central nuclear de Fukushima
Daiichi [316]
Prestar asistencia al Japón en sus planes para la
restauración de grandes zonas contaminadas por
el accidente.
Examinar las estrategias, planes y actividades de
restauración que estaban en curso en el Japón,
incluida la cartografía de la contaminación.
Dar a conocer las conclusiones a la comunidad
internacional, para difundir las lecciones
aprendidas del accidente.
23 a 31 de ene. de 2012
Misión de examen del enfoque aplicado
por el OSNI para las evaluaciones
integrales de la seguridad de las
instalaciones de reactores de potencia
existentes [317]
Examinar (a petición del Gobierno del Japón) las
evaluaciones integrales de la seguridad de las
instalaciones de reactores de potencia realizadas
por el OSNI y los resultados de las evaluaciones
del titular de las licencias.
30 de jul. a 11 de ago.
de 2012
Misión del OIEA a la central nuclear de
Onagawa para examinar el
comportamiento de los sistemas,
estructuras y componentes después del
gran terremoto y tsunami del Japón
oriental [318]
Examinar el comportamiento de los sistemas,
estructuras y componentes después del terremoto
y el tsunami.
15 a 22 de abr. de 2013
Examen internacional por homólogos de
la Hoja de ruta a medio y largo plazo
para la clausura de las Unidades 1 a 4 de
la central nuclear de Fukushima Daiichi
de la TEPCO (primera misión) [319]
Examinar la ‘Hoja de ruta para la clausura’; los
desafíos; el estado de los reactores; la gestión de
los desechos; la protección de los empleados; y la
integridad estructural de los edificios de los
reactores y de otras estructuras.
14 a 21 de oct. de 2013
Misión internacional de seguimiento
sobre la restauración de grandes zonas
contaminadas fuera del emplazamiento
de la central nuclear de Fukushima
Daiichi [265]
Evaluar los progresos realizados en los trabajos
de restauración en curso en el Japón y prestar
asesoramiento sobre los aspectos problemáticos
de la restauración.
6 a 12 de nov. de 2013
Visita de expertos sobre la
monitorización marina
Observar la toma de muestras de agua de mar y el
análisis de datos en Fukushima (7 y 8 de
noviembre de 2013) y reunirse con las
autoridades competentes del Japón en Tokio para
recopilar información sobre la monitorización
marina realizada por el Japón en el marco de su
Plan de Monitorización de la Zona Marina.
25 de nov. a 4 de dic.
de 2013
Examen internacional por homólogos de
la Hoja de ruta a medio y largo plazo
para la clausura de las Unidades 1 a 4 de
la central nuclear de Fukushima Daiichi
de la TEPCO (segunda misión) [288]
Examinar la ‘Hoja de ruta para la clausura’
actualizada; la retirada del combustible gastado
de las piscinas de almacenamiento; la gestión del
agua contaminada; la gestión de los desechos; y
la monitorización marina.
10 a 16 de sep. y
4 a 14 de nov. de 2014
Misión de expertos sobre el fomento de
la confianza en la monitorización
marina y la garantía de la calidad de los
datos
Examinar en particular la disponibilidad de
resultados de la monitorización marina.
8 a 15 de feb. de 2015
Examen internacional por homólogos de
la Hoja de ruta a medio y largo plazo
para la clausura de las Unidades 1 a 4 de
la central nuclear de Fukushima Daiichi
de la TEPCO (tercera misión) [289]
Examinar la aplicación de la ‘Hoja de ruta para la
clausura’; la gestión del agua contaminada; la
entrada de agua subterránea; la retirada del
combustible gastado y de los residuos de
combustible; y cuestiones institucionales y
de organización.
178
6.1.4.
Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear
El proyecto de Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear fue aprobado por la Junta de
Gobernadores en septiembre de 2011. Después de ello, el Plan de Acción se presentó a la reunión ordinaria
de la Conferencia General del OIEA de 2011, donde fue refrendado unánimemente por los Estados
Miembros [144]. Posteriormente, la Conferencia General instó a la Secretaría del OIEA y a los Estados
Miembros a que aplicaran las medidas como prioridad principal, en forma completa y coordinada [321].
Las actividades previstas en el Plan de Acción comenzaron inmediatamente después de su aprobación.
La ejecución plena y eficaz de las actividades de este plan exigió los esfuerzos conjuntos y el
compromiso pleno de la Secretaría del OIEA, los Estados Miembros y otras partes interesadas.
Desde la aprobación del Plan de Acción se han logrado importantes progresos en varias esferas
esenciales, como las evaluaciones de las vulnerabilidades de las centrales nucleares en materia de
seguridad; el fortalecimiento de los servicios de examen por homólogos del OIEA; el examen y, en
los casos necesarios, la revisión de las normas de seguridad pertinentes del OIEA; las mejoras de la
capacidad de preparación y respuesta en situaciones de emergencia; la creación de capacidad; y la
mejora de la comunicación y el intercambio de información con los Estados Miembros, las
organizaciones internacionales y el público. Se han presentado informes regulares a la Junta de
Gobernadores y a la Conferencia General del OIEA sobre los progresos realizados [322 a 324].
En la resolución por la que se aprobó el Plan de Acción se amplió la función del OIEA en la respuesta
a una emergencia nuclear, que ahora comprende el suministro a los Estados Miembros, a las
organizaciones internacionales y al público en general información oportuna, clara, correcta, objetiva
y fácil de comprender sobre las posibles consecuencias de la emergencia. Esto debe incluir un análisis
de la información disponible y un pronóstico de los posibles escenarios sobre la base de los datos
obtenidos, los conocimientos científicos y las capacidades de los Estados Miembros.
Se organizaron varias reuniones de expertos internacionales sobre diferentes áreas de la seguridad
para analizar los aspectos técnicos y extraer las enseñanzas del accidente de Fukushima Daiichi. El
OIEA publicó informes sobre estos aspectos fundamentales de la seguridad, incluidos los resultados
de las reuniones de expertos internacionales (véase el cuadro 6.2).
En 2013 se elaboraron informes sobre los temas siguientes:
 Preparación y respuesta en situaciones de emergencia radiológica o nuclear a la luz del accidente
en la central nuclear de Fukushima Daiichi, sobre la base de una serie de reuniones técnicas
celebradas en 2012-2013 [327].
 Fortalecimiento de la eficacia reguladora a la luz del accidente en la central nuclear de Fukushima
Daiichi, sobre la base de los resultados de la Conferencia Internacional sobre Sistemas de
Reglamentación Nuclear Eficaces, Ottawa (Canadá), 2013 [328].
6.1.5.
Cooperación con la prefectura de Fukushima
En diciembre de 2012 se firmó un memorando de cooperación entre el OIEA y la Prefectura de
Fukushima [329]. Sobre la base de este memorando, se suscribieron luego acuerdos prácticos de
cooperación en las áreas de la monitorización radiológica y la restauración [330], la salud humana [331]
y la preparación y respuesta en situaciones de emergencia [332], con la Prefectura de Fukushima, la
Universidad Médica de Fukushima y el Ministerio de Relaciones Exteriores del Japón, respectivamente.
En mayo de 2013 se designó un Centro de creación de capacidad de la Red de Respuesta y Asistencia
(RANET) del OIEA en la ciudad de Fukushima. El Centro se utiliza para una variedad de actividades
del OIEA que tienen por objeto aumentar la capacidad de preparación y respuesta en situaciones de
emergencia, en el Japón y en el resto del mundo. Se han celebrado en él varios talleres de
capacitación, dedicados a la monitorización durante una emergencia radiológica y nuclear, la
notificación, la presentación de informes y la solicitud de asistencia, y la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia.
179
CUADRO 6.2. REUNIONES DE EXPERTOS INTERNACIONALES (REI)
Fecha
Título
Objetivos centrales:
19 a 22 de mar.
de 2012
REI 1: Seguridad de los reactores y del
combustible gastado a la luz del
accidente de la central nuclear de
Fukushima Daiichi [42]
Analizar los aspectos técnicos; comprender las
causas básicas; compartir las enseñanzas extraídas
del accidente.
18 a 20 de jun.
de 2012
REI 2: Aumento de la transparencia y la
eficacia de las comunicaciones en caso de
emergencia nuclear o radiológica [314]
Determinar y analizar las lecciones aprendidas del
accidente y examinar las prácticas óptimas para
mejorar la difusión de información.
4 a 7 de sep. de 2012
REI 3: Protección contra terremotos y
tsunamis extremos a la luz del accidente
de la central nuclear de Fukushima
Daiichi [325]
Compartir las lecciones aprendidas; intercambiar
información y determinar las cuestiones que debían
investigarse más a fondo con respecto a: la evaluación
del peligro sísmico y de tsunamis, los problemas
especiales generados por las inundaciones, las
incertidumbres relacionadas con las evaluaciones de
los peligros, los métodos para establecer los valores de
diseño, la forma de hacer frente a los sucesos que
sobrepasan la base de diseño, y la seguridad frente a
los terremotos y tsunamis.
28 de ene. a 1 de feb.
de 2013
REI 4: Clausura y restauración después
de un accidente nuclear [293]
Examinar los problemas a corto y largo plazo para la
clausura de instalaciones dañadas en accidentes, la
gestión de los desechos radiactivos resultantes de un
accidente nuclear, y la restauración del entorno fuera
del emplazamiento.
21 a 24 de mayo
de 2013
REI 5: Factores humanos y
organizativos de la seguridad nuclear a
la luz del accidente en la central nuclear
de Fukushima Daiichi [67]
Estudiar las formas de mejorar la cultura de la
seguridad nuclear en una serie de instituciones clave,
como los órganos reguladores y las organizaciones
explotadoras.
17 a 21 de feb.
de 2014
REI 6: Protección radiológica después
del accidente de Fukushima Daiichi:
Fomento de la confianza y la
comprensión [326]
Examinar en particular los problemas relacionados
con la protección radiológica que habían quedado de
manifiesto en el accidente de Fukushima Daiichi y la
forma de abordarlos a nivel nacional e internacional.
17 a 20 mar. de 2014
REI 7: Gestión de accidentes severos a
la luz del accidente en la central nuclear
de Fukushima Daiichi
Reunir y compartir los conocimientos y experiencias
adquiridos con el accidente de Fukushima Daiichi
respecto de la gestión de accidentes severos; determinar
las lecciones aprendidas y las prácticas óptimas.
16 a 20 de feb.
de 2015
REI 8: Mejora de la eficacia de la
investigación y el desarrollo a la luz del
accidente de la central nuclear de
Fukushima Daiichi
Facilitar el intercambio de la información dimanante
de las nuevas actividades de I+D realizadas por los
Estados Miembros del OIEA, así como por la
Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE (AEN
de la OCDE) y otras organizaciones internacionales
que se ocupan de accidentes severos en centrales
nucleares, incluidos los que afectan a las piscinas de
combustible gastado; fortalecer aún más la
colaboración internacional entre los Estados
Miembros y las organizaciones internacionales.
20 a 24 de abr.
de 2015
REI 9: Evaluación y pronóstico en
respuesta a una emergencia nuclear
o radiológica
Facilitar el intercambio de información oportuna,
clara y correcta durante una emergencia nuclear o
radiológica y sobre sus posibles consecuencias,
incluido el análisis de la información disponible y el
pronóstico de los escenarios posibles sobre la base
de los datos obtenidos, los conocimientos científicos
y las capacidades de los Estados Miembros.
180
6.1.6.
Conferencia Ministerial de Fukushima sobre Seguridad Nuclear
En diciembre de 2012, el Gobierno del Japón organizó una Conferencia Ministerial en la Prefectura
de Fukushima, copatrocinada por el OIEA, con el objetivo principal de contribuir a fortalecer la
seguridad nuclear en todo el mundo [333]. La Conferencia brindó la oportunidad de compartir con la
comunidad internacional los nuevos conocimientos y enseñanzas extraídos del accidente, y de
examinar los progresos logrados en los esfuerzos internacionales para reforzar la seguridad nuclear,
incluidos los avances en la aplicación del Plan de Acción.
Los debates versaron sobre los niveles de radiación en Fukushima Daiichi, los desafíos relacionados
con la clausura y la restauración después del accidente, y el grado de daño y recuperación en las zonas
aledañas a la central. La Conferencia puso de relieve la importancia de adoptar medidas basadas en
información científica y objetiva cuando se produce una emergencia nuclear o radiológica, y de
aumentar la cooperación internacional.
6.2.
REUNIONES DE LAS PARTES CONTRATANTES EN LA CONVENCION SOBRE
SEGURIDAD NUCLEAR
Recuadro 6.1. Convención sobre Seguridad Nuclear
La Convención sobre Seguridad Nuclear fue aprobada en Viena el 17 de junio de 1994 [334]. Es el primer
tratado internacional jurídicamente vinculante que se ocupa de la seguridad de las instalaciones nucleares
(las centrales nucleares civiles en tierra) y tiene los siguientes objetivos: lograr y mantener un elevado nivel
de seguridad nuclear en todo el mundo; establecer y mantener defensas eficaces contra los posibles peligros
radiológicos para proteger a las personas, a la sociedad y al medio ambiente; y prevenir los accidentes con
consecuencias radiológicas y mitigar tales consecuencias en caso de que se produzcan. La Convención entró
en vigor el 24 de octubre de 1996. Al mes de marzo de 2015 contaba con 77 Partes Contratantes.
Las obligaciones de las Partes Contratantes se basan en gran medida en los principios ahora recogidos en los
Principios fundamentales de seguridad del OIEA (SF-1) [335]. Esas obligaciones se refieren, en particular a: la
selección del emplazamiento, el diseño, la construcción y la explotación de las instalaciones nucleares; el
establecimiento y mantenimiento de un marco legislativo y regulador; el establecimiento de un órgano
regulador dotado de la autoridad, la competencia y los recursos financieros y humanos que correspondan; la
disponibilidad de recursos financieros y humanos adecuados para respaldar la seguridad de las instalaciones
nucleares; la evaluación y verificación de la seguridad; la garantía de la calidad; y la preparación para
emergencias.
Las Partes Contratantes deben presentar un informe sobre las medidas que hayan adoptado para dar
cumplimiento a cada una de las obligaciones derivadas de la Convención. Esos informes se estudian en
reuniones de examen de las Partes Contratantes que se celebran cada tres años bajo los auspicios del OIEA.
6.2.1. Reunión Extraordinaria de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear
En la Quinta Reunión de Examen de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad
Nuclear, celebrada del 4 al 14 de abril de 2011, las Partes aprobaron una declaración en la que, entre
otras cosas, reafirmaron su adhesión a los objetivos de la Convención. Las Partes Contratantes
acordaron celebrar una reunión extraordinaria para examinar y debatir los análisis iniciales del
accidente y la eficacia de la Convención.
La Reunión Extraordinaria se celebró en la Sede del OIEA, en Viena, del 27 al 31 de agosto de 2012.
Las Partes Contratantes examinaron los siguientes temas: los sucesos externos; las cuestiones
relacionadas con el diseño; la gestión de accidentes severos y la recuperación (en el emplazamiento);
las organizaciones nacionales; la preparación y respuesta en situaciones de emergencia; la gestión
después del accidente (fuera del emplazamiento); y la cooperación internacional.
181
Las Partes Contratantes acordaron también por consenso adoptar varias medidas concretas para
mejorar la eficacia del proceso de examen por homólogos. Los tres documentos de orientación
fundamentales120 de la Convención se enmendaron con el fin de aumentar la transparencia del proceso
proceso de examen, alentar a las Partes Contratantes a que se remitieran a las normas de seguridad del
OIEA en sus informes nacionales, y fortalecer los esfuerzos por lograr una mejora continua mediante
revaluaciones periódicas de la seguridad, llevando a cabo exámenes periódicos de la seguridad o por
otros métodos.
Se estableció un Grupo de Trabajo sobre la Eficacia y la Transparencia para que en la Sexta Reunión
de Examen de las Partes Contratantes presentara un informe acerca de las nuevas medidas que podrían
adoptarse para reforzar la Convención sobre Seguridad Nuclear, junto con propuestas para
enmendarla, si fuera necesario. Las Partes Contratantes examinaron también una lista de objetivos
orientados a la adopción de medidas para el fortalecimiento de la seguridad nuclear, que se adjuntó al
Informe resumido de la Reunión Extraordinaria [339].
6.2.2. Sexta Reunión de Examen de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad
Nuclear
La Sexta Reunión de Examen de las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear se
celebró del 24 de marzo al 4 de abril de 2014. En una sesión especial de la reunión, las Partes
Contratantes informaron sobre las medidas aplicadas a la luz del accidente de Fukushima Daiichi. Se
observó que, si bien la seguridad nuclear y las disposiciones para la preparación y respuesta en
situaciones de emergencia habían mejorado, aún quedaba trabajo por hacer. Se estaban mejorando aún
más los marcos de seguridad nacionales, mediante medidas para asegurar la independencia efectiva de
los órganos reguladores y actualizar la reglamentación. La cooperación internacional también había
aumentado, con una mayor participación en los exámenes por homólogos y el intercambio de
información [340].
Las Partes Contratantes en la Convención sobre Seguridad Nuclear informaron sobre la aplicación de
mejoras de la seguridad, tales como: la introducción de medios adicionales para soportar una pérdida
prolongada de energía eléctrica y de refrigeración; la mejora de los sistemas de suministro de
electricidad para aumentar la fiabilidad; la revaluación de los peligros naturales externos en cada
emplazamiento y de los sucesos que podían afectar a varias unidades; el mejoramiento de los centros
de control de emergencias dentro y fuera de los emplazamientos para asegurar la protección contra los
sucesos externos extremos y los peligros radiológicos; el fortalecimiento de las medidas para
preservar la integridad de la contención; y la mejora de las disposiciones y directrices para la gestión
de accidentes severos.
Las Partes Contratantes aprobaron asimismo propuestas para modificar nuevamente los documentos
de orientación fundamentales de la Convención y formularon recomendaciones sobre medidas que
deberían adoptar la Secretaría del OIEA, las Partes Contratantes y otras organizaciones.
Por último, las Partes Contratantes decidieron por votación convocar, en el plazo de un año, una
Conferencia Diplomática con el fin de examinar una propuesta presentada por Suiza para enmendar el
artículo 18 de la Convención, relativo al diseño y la construcción de las centrales nucleares ya
existentes y nuevas.
120
El Reglamento y Reglamento Financiero [336], las Directrices relativas al Procedimiento de Examen [337] y las
Directrices relativas a los Informes Nacionales [338].
182
6.2.3.
Conferencia Diplomática y Declaración de Viena sobre la Seguridad Nuclear
La Conferencia Diplomática, convocada por el Director General, se celebró en la Sede del OIEA el 9 de
febrero de 2015 y contó con la asistencia de 71 Partes Contratantes. Las Partes aprobaron por
unanimidad la Declaración de Viena sobre la Seguridad Nuclear. Esta Declaración contenía los
siguientes principios para el cumplimiento del tercer objetivo de la Convención, que es prevenir los
accidentes con consecuencias radiológicas y mitigar tales consecuencias, en caso de que se produzcan:
“1. El diseño, la selección del emplazamiento y la construcción de las centrales nucleares
nuevas serán consecuentes con el objetivo de prevenir accidentes durante la puesta en servicio
y la explotación y, si se produjese un accidente, de mitigar las emisiones de radionucleidos
que puedan causar contaminación a largo plazo fuera del emplazamiento, así como de evitar
emisiones radiactivas tempranas o emisiones radiactivas suficientemente grandes como para
requerir acciones y medidas protectoras a largo plazo.
2. A lo largo de la vida útil de las instalaciones existentes se llevarán a cabo de forma
periódica y ordinaria evaluaciones de la seguridad exhaustivas y sistemáticas a fin de
determinar mejoras de la seguridad orientadas al logro del objetivo antes indicado. Las
mejoras de la seguridad que sean razonablemente factibles o alcanzables se implementarán de
manera oportuna.
3. Los requisitos y disposiciones nacionales para cumplir este objetivo a lo largo de la vida
útil de las centrales nucleares tendrán en cuenta las normas de seguridad del OIEA pertinentes
y, cuando proceda, las otras buenas prácticas que se determinen, entre otras cosas, en las
reuniones de examen de la Convención sobre Seguridad Nuclear.” [341]
La Declaración de Viena tuvo en cuenta el considerable número de esfuerzos e iniciativas
emprendidos a nivel internacional, nacional y regional después del accidente en la central nuclear de
Fukushima Daiichi para aumentar la seguridad nuclear en todo el mundo.
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[291] NUCLEAR EMERGENCY RESPONSE HEADQUARTERS, Mid-and-Long-Term Roadmap Towards
the Decommissioning of TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Units 1–4 (2013),
http://www.meti.go.jp/english/press/2013/pdf/0627_01.pdf
[292] ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Clausura de instalaciones que utilizan
material radiactivo, Colección de Normas de Seguridad del OIEA Nº WS-R-5, OIEA, Viena (2010). (Esta
publicación quedó sustituida por la publicación GSR Part 6 (2014)).
[293] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Report on Decommissioning and
Remediation after a Nuclear Accident, IAEA, Vienna (2013).
[294] OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, Nucl. Law Bull. 90 2 (2012).
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[295] GOVERNMENT OF JAPAN, Flow chart of specified waste and contaminated soil management in other
prefectures, official communication (2015).
[296] COMPAÑÍA DE ENERGÍA ELÉCTRICA DE TOKIO, Planes a medio y largo plazo de almacenamiento
de desechos sólidos de la central nuclear de Fukushima Daiichi (Borrador) (2014) (en japonés),
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/images/l140407_05-j.pdf
[297] COMPAÑÍA DE ENERGÍA ELÉCTRICA DE TOKIO, Creación de instalaciones para cofres de
almacenamiento temporal en seco (2014) (en japonés),
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/120625/120625_02cc.pdf
[298] TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, A Mid-and-long-term plan for storage of solid wastes in
Fukushima Daiichi NPS, official communication (2014).
[299] TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, “Radioactive Waste Management — Toward the
decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Units 1–4”, paper presented at IAEA
International Peer Review Mission on Mid-and-Long-Term Roadmap Towards the Decommissioning of
TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Units 1–4 (Second Mission), Tokyo and Fukushima
Prefecture, 2013.
[300] TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, Progress Status of Mid-and-Long-Term Roadmap Towards
the Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Units 1–4 (2012),
http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/roadmap/images/m120730-e.pdf
[301] SECRETARIAT OF THE TEAM FOR COUNTERMEASURES FOR DECOMMISSIONING AND
CONTAMINATED WATER TREATMENT, Summary of Decommissioning and Contaminated Water
Management (2014),
http://www.meti.go.jp/english/earthquake/nuclear/decommissioning/pdf/20140529-e.pdf
[302] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Reports from ICRP
Dialogue Initiatives (2014),
http://www.icrp.org/page.asp?id=189
[303] JAPAN EXTERNAL TRADE ORGANIZATION, 2011 JETRO Global Trade and Investment Report:
International Business as a Catalyst for Japan’s Reconstruction, JETRO, Tokyo (2011).
[304] FISHERIES AGENCY, The Leakage of Contaminated Water at TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear
Power Station and the Safety of Fishery Products (2015).
[305] FOOD STANDARDS AGENCY, Import of Feed and Food Originating in or Consigned from Japan
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http://www.food.gov.uk/business-industry/imports/banned_restricted/japan#.UKS7deQ0V8E
[306] JAPAN EXTERNAL TRADE ORGANIZATION, JETRO Global Trade and Investment Report —
Overview (2014),
http://www.jetro.go.jp/en/reports/white_paper/trade_invest_2014.pdf
[307] Act on Compensation for Nuclear Damage, 1961, Act. Nr. 147, as amended by Act Nr. 19 in 2009.
[308] MINISTERIO DE EDUCACIÓN, CULTURA, DEPORTES, CIENCIA Y TECNOLOGÍA, COMITÉ DE
RESOLUCIÓN DE CONTROVERSIAS PARA LA INDEMNIZACIÓN POR DAÑOS NUCLEARES,
Directrices provisionales sobre la determinación del alcance de los daños nucleares derivados del
accidente en las centrales nucleares de Fukushima Daiichi y Daini de la Compañía de Energía Eléctrica
de Tokio (2011) (en japonés),
http://www.mext.go.jp/b_menu/shingi/chousa/kaihatu/016/houkoku/__icsFiles/afieldfile/2011/08/17/130
9452_1_2.pdf
[309] COMPAÑÍA DE ENERGÍA ELÉCTRICA DE TOKIO, Indemnización por costos adicionales resultantes
del regreso temprano una vez levantada la orden de evacuación (2014) (en japonés),
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[311] FUKUSHIMA PREFECTURE, Steps for Revitalization in Fukushima, Fukushima Prefecture (2013).
[312] MINISTRY OF THE ENVIRONMENT, FUKUSHIMA PREFECTURE, Decontamination Information
Plaza (2013).
[313] MINISTRY OF THE ENVIRONMENT, “Stakeholder communication overview for decontamination”,
paper presented at Follow-up IAEA International Mission on Remediation of Large Contaminated Areas
Off-site of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, Tokyo and Fukushima Prefecture, 2013.
199
[314] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Report on Enhancing Transparency and
Communication Effectiveness in the Event of a Nuclear or Radiological Emergency, IAEA, Vienna (2012).
[315] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Director General Calls for High Level
Conference to Strengthen Nuclear Safety (2011),
https://www.iaea.org/newscenter/news/iaea-director-general-calls-high-level-conference-strengthennuclear-safety
[316] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Final Report of the International Mission on
Remediation of Large Contaminated Areas Off-site the Fukushima Dai-ichi NPP (2011),
http://www.mofa.go.jp/mofaj/saigai/pdfs/iaea_mission_1110_en.pdf
[317] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Mission to Review NISA’s Approach to the
Comprehensive Assessments for the Safety of Existing Power Reactor Facilities Conducted in Japan (2012),
https://www.iaea.org/sites/default/files/nisamissionreport2012.pdf
[318] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Mission to Onagawa Nuclear Power Station
to Examine the Performance of Systems, Structures and Components Following the Great East Japanese
Earthquake and Tsunami (2012).
[319] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA International Peer Review Mission on Midand-Long-Term Roadmap towards the Decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station Units 1–4 (2013),
http://www.iaea.org/sites/default/files/missionreport220513.pdf
[320] Declaración de la Conferencia Ministerial del OIEA sobre Seguridad Nuclear, Viena, 20 de junio
de 2011, INFCIRC/821, OIEA, Viena (2011).
[321] Medidas para fortalecer la cooperación internacional en materia de seguridad nuclear, radiológica, del
transporte y de los desechos, Resolución GOV/2013/32-GC(57)/RES/9, OIEA, Viena (2013).
[322] Progresos realizados en la aplicación del Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear,
GOV/INF/2012/11-GC(56)/INF/5, OIEA, Viena (2012).
[323] Progresos realizados en la aplicación del Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear,
GOV/INF/2013/8-GC(57)/INF/5, OIEA, Viena (2013).
[324] Progresos realizados en la aplicación del Plan de Acción del OIEA sobre Seguridad Nuclear,
GOV/INF/2014/15-GC(58)/INF/7, OIEA, Viena (2014).
[325] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Report on Protection against Extreme
Earthquakes and Tsunamis in the Light of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant,
IAEA, Vienna (2012).
[326] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Report on Radiation Protection After the
Fukushima Daiichi Accident: Promoting Confidence and Understanding, IAEA, Vienna (2014).
[327] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Report on Preparedness and Response for a
Nuclear or Radiological Emergency in the Light of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power
Plant, IAEA, Vienna (2013).
[328] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Report on Strengthening Nuclear Regulatory
Effectiveness in the Light of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, IAEA,
Vienna (2013).
[329] Memorandum of Cooperation between Fukushima Prefecture and the International Atomic Energy
Agency Following the Accident at TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (2012),
http://www.mofa.go.jp/policy/energy/fukushima_2012/pdfs/fukushima_iaea_en_04.pdf
[330] Practical Arrangements between Fukushima Prefecture and the International Atomic Energy Agency on
Cooperation in the Area of Radiation Monitoring and Remediation (2012),
http://www.mofa.go.jp/policy/energy/fukushima_2012/pdfs/fukushima_iaea_en_05.pdf
[331] Practical Arrangements between Fukushima Medical University and the International Atomic Energy
Agency on Cooperation in the Area of Human Health (2012),
http://www.mofa.go.jp/policy/energy/fukushima_2012/pdfs/fukushima_iaea_en_06.pdf
[332] Practical Arrangements between the Ministry of Foreign Affairs of Japan and the International Atomic
Energy Agency on Cooperation in the Area of Emergency Preparedness and Response (2012),
http://www.mofa.go.jp/policy/energy/fukushima_2012/pdfs/fukushima_iaea_en_07.pdf
[333] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA and Japan Host Fukushima Ministerial
Conference on Nuclear Safety (2012),
https://www.iaea.org/newscenter/news/iaea-and-japan-host-fukushima-ministerial-conference-nuclear-safety
200
[334] Convención sobre Seguridad Nuclear, INFCIRC/449, OIEA, Viena (1994).
[335] COMUNIDAD EUROPEA DE LA ENERGÍA ATÓMICA, ORGANIZACIÓN DE LAS NACIONES
UNIDAS PARA LA ALIMENTACIÓN Y LA AGRICULTURA, ORGANISMO INTERNACIONAL DE
ENERGÍA ATÓMICA, ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DEL TRABAJO, ORGANIZACIÓN
MARÍTIMA INTERNACIONAL, AGENCIA PARA LA ENERGÍA NUCLEAR DE LA OCDE,
ORGANIZACIÓN PANAMERICANA DE LA SALUD, PROGRAMA DE LAS NACIONES UNIDAS
PARA EL MEDIO AMBIENTE, ORGANIZACIÓN MUNDIAL DE LA SALUD, Principios
fundamentales de seguridad, Colección de Normas de Seguridad del OIEA Nº SF-1, OIEA, Viena (2007).
[336] Convención sobre Seguridad Nuclear, Reglamento y Reglamento Financiero, INFCIRC/573/Rev.6,
OIEA, Viena (2015).
[337] Directrices relativas al procedimiento de examen prescrito por la Convención sobre Seguridad Nuclear,
INFCIRC/571/Rev.7, OIEA, Viena (2015).
[338] Directrices relativas a los informes nacionales prescritos por la Convención sobre Seguridad Nuclear,
INFCIRC/572/Rev.5, OIEA, Viena (2015).
[339] Informe final resumido de la Segunda Reunión Extraordinaria de las Partes Contratantes en la
Convención sobre Seguridad Nuclear, CNS/ExM/2012/04/Rev.2 (2012),
http://www.iaea.org/sites/default/files/cns-summaryreport310812.pdf
[340] Informe resumido de la Sexta Reunión de Examen de las Partes Contratantes en la Convención sobre
Seguridad Nuclear, CNS/6RM/2014/11_Final (2014),
http://www-ns.iaea.org/downloads/ni/safety_convention/2014-cns-summary-report-w-annexes-signed.pdf
[341] Informe resumido y Declaración de Viena sobre la Seguridad Nuclear, CNS/DC/2015/3/Rev.2 (2015),
https://www.iaea.org/sites/default/files/cns_summary090215.pdf
201
LISTA DE ABREVIATURAS
μGy
µSv
AD
AEN de la OCDE
ALPS
AM
APS
ARN
Bq
CA
CAA
CC
CCREN
CGREN
CGREN Local
CN
CRIEPI
ENATOM
FAO
GDE
Gy
I+D
IACRNE
IC
ICRP
IGP
IMMSP
INES
INSAG
IRAP
IRRS
IRSN
JAEA
JAMSTEC
JCO
JCOPET
JKEO
JNES
KEO
KIOST
KNOT
MECI
MEXT
mGy
MPa
MSSG
202
microgray
microsievert
agua dulce
Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE
Sistemas Avanzados de Procesamiento de Líquidos
agua de mar
análisis probabilista de la seguridad
Autoridad de Reglamentación Nuclear
becquerel
Condensador de aislamiento
condensado de agua aparte
corriente continua
Consejo Conjunto de Respuesta a la Emergencia Nuclear
Cuartel General de Respuesta a la Emergencia Nuclear
Cuartel General Local de Respuesta a la Emergencia Nuclear
central nuclear
Instituto Central de Investigación de la Industria Eléctrica
Manual sobre operaciones técnicas para la notificación y asistencia en situaciones de
emergencia
Organización de las Naciones Unidas para la Alimentación y la Agricultura
generador diésel de emergencia
gray
investigación y desarrollo
Comité Interinstitucional sobre Emergencias Radiológicas y Nucleares
intervalo de confianza
Comisión Internacional de Protección Radiológica
Instituto de Geodesia y Fotogrametría
Instituto de Problemas Matemáticos de Máquinas y Sistemas
Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Inyección de refrigerante a alta presión
Servicio Integrado de Examen de la Situación Reglamentaria
Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (Instituto de Radioprotección y
Seguridad Nuclear)
Organismo de Energía Atómica del Japón
Organismo de Ciencias y Tecnologías Marinas y Terrestres del Japón
Empresa de Conversión de Combustibles Nucleares del Japón
Subsistema anidado regional de resolución de mareas del Experimento sobre
Previsibilidad Oceánica en la Costa del Japón
Observatorio de la Extensión de Kuroshio de JAMSTEC
Organización de Seguridad de la Energía Nuclear del Japón
Observatorio de la Extensión de Kuroshio
Instituto Coreano de Ciencia y Tecnología Oceánicas
Kyodo North Pacific Ocean Time-series (Serie Temporal Colaborativa del Océano
Pacífico Norte)
Ministerio de Economía, Comercio e Industria
Ministerio de Educación, Cultura, Deportes, Ciencia y Tecnología
miligray
megapascal
Simulador Multiescala del Geoambiente
mSv
NBS
NIES
NIRS
OIT
OMM
OMS
OP
ORNE
OSNI
PBq
Plan Conjunto
PR
RANET
REI
RNRA
SARE
SF-1
SPEEDI
Sv
TEPCO
UNSCEAR
UTC
VCP
WHOI
milisievert
Normas Básicas de Seguridad
Instituto Nacional de Estudios Ambientales
Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas
Organización Internacional del Trabajo
Organización Meteorológica Mundial
Organización Mundial de la Salud
Onahama Peil
Organismo de Recursos Naturales y Energía
Organismo de Seguridad Nuclear e Industrial
petabecquerel
Plan Conjunto de las Organizaciones Internacionales para la Gestión de Emergencias
Radiológicas
punto de reflexión
Red de Respuesta y Asistencia
Reunión de Expertos Internacionales
refrigeración del núcleo del reactor aislado
Sistema de Apoyo a la Respuesta a Emergencias
Principios fundamentales de seguridad del OIEA
Sistema de Predicción de Información sobre Dosis Ambientales en Emergencias
sievert
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las
Radiaciones Atómicas
tiempo universal coordinado
vasija de contención primaria
Woods Hole Oceanographic Institution (Institución Oceanográfica de Woods Hole)
203
COLABORADORES EN LA REDACCIÓN Y REVISIÓN
Secretaría del OIEA
Gestión del proyecto
Gestor del proyecto
Caruso, G.
Gestores analíticos del proyecto
Bevington, L. (Oficial superior de seguridad)
Boreta, B.
Massegg, V.
Coordinador de gráficos y datos
Zimmermann, M.
Diseñador gráfico
Kasper, M.
Auxiliar de ejecución
Gutiérrez Flores, S.
Auxiliar del grupo
Fitzpatrick, L.
204
Redactores y editores técnicos
Boemeke, M.
Delves, D.
Harbison, S.
McDonald, A.
Ramesh, G.V.
Robinson, C.
Secretario Científico de las reuniones
de los Copresidentes
Webster, S.
Examinadores externos
Alonso, A., España
Gray, R., Reino Unido
Robinson, I., Reino Unido
Simmonds, J., Reino Unido
Webster, P., Canadá
GRUPO DE TRABAJO 1 (GT1): DESCRIPCIÓN Y CONTEXTO DEL ACCIDENTE
Copresidentes
Jammal, R.
Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Canadá
Vincze, P.
Departamento de Energía Nuclear
OIEA
Secretario Científico
Heitsch, M. (hasta agosto de 2014)
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Kim, H.T.
Instituto Central de Investigación de la KHNP
República de Corea
Krijger, H.
N.V. Electriciteits-Productiemaatschappij
Zuid-Nederland
Países Bajos
Lequerica, I.
ENDESA
España
Noel, M.
Centro Común de Investigación de la
Comisión Europea
Miembros
Orders, W.
Comisión Reguladora Nuclear
Estados Unidos de América
Dobrzyński, L.
Centro Nacional de Investigaciones Nucleares
Polonia
Urzua, G.
AREVA
Francia
Dolganov, K.
Instituto de Seguridad Nuclear de la Academia
de Ciencias de Rusia
Federación de Rusia
Volkholz, P.
AREVA
Francia
Duspiva, J.
ÚJV Řež, a.s.
República Checa
Grant, I.
Autoridad Federal de Reglamentación Nuclear
Emiratos Árabes Unidos
Guerpinar, A.
Consultor superior
Turquía
Hirano, M.
Autoridad de Reglamentación Nuclear
Japón
Weidenbrück, K.
Ministerio Federal de Medio Ambiente,
Protección de la Naturaleza
y Seguridad Nuclear
Alemania
Weiss, S.
Sociedad para la Seguridad de Instalaciones y
Reactores (Gesellschaft für Anlagen- und
Reaktorsicherheit gGmbH)
Alemania
Zheng, M.G.
Instituto de Investigación y Diseño de
Ingeniería Nuclear de Shanghai
China
Khouaja, H.
Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Canadá
205
Expertos invitados
Dodo, T.
Instituto de Seguridad Nuclear del Japón
Japón
Ihara, T.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Kanno, M.
Autoridad de Reglamentación Nuclear
Japón
Kawano, A. (hasta agosto de 2013)
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Muftuoglu, K.
GE Hitachi Nuclear Energy
Estados Unidos de América
206
Taira, J.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Yamamoto, M. (a partir de agosto de 2013)
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Personal de la Secretaría del OIEA que
prestó apoyo al GT1
Kang, K.-S.
Kilic, N.
Pagannone, B.
Yamada, K.
Yoshimoto, Y.
GRUPO DE TRABAJO 2 (GT2): EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD
Copresidentes
Chande, S.
Junta Reguladora de la Energía Atómica
India
Hughes, P. (hasta agosto de 2014)
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Ulses, A. (a partir de agosto de 2014)
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Secretario Científico
Aparkin, F.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Miembros
Alonso, J. R.
Consejo de Seguridad Nuclear
España
Ayub, M.
Autoridad Reguladora Nuclear del Pakistán
Pakistán
Bucalossi, A.
Centro Común de Investigación de la
Comisión Europea
Chaikiat, P.
Autoridad Sueca de Seguridad Radiológica
Suecia
Dermarkar, F.
Grupo de Propietarios de Reactores CANDU
Canadá
Foucher, L.
Autoridad de Seguridad Nuclear
Francia
Gauntt, R.
Laboratorios Nacionales Sandia
Estados Unidos de América
Giannelli, I.A.
Slovenské Elektrárne, a.s. (subsidiaria de Enel)
Italia
Godoy, A.R.
James J. Johnson and Associates
Argentina
González, V.
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear
y Salvaguardias
México
Harrison, S.
Oficina de Reglamentación Nuclear
Reino Unido
Heppell-Masys, K.
Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Canadá
Hoshi, H.
Autoridad de Reglamentación Nuclear
Japón
Kajimoto, M.
Autoridad de Reglamentación Nuclear
Japón
Kuivalainen, H.
Organismo de Seguridad Radiológica y Nuclear
Finlandia
Lankin, M.
Servicio Federal de Supervisión Ambiental,
Industrial y Nuclear
Federación de Rusia
de L’Epinois, B.
AREVA
Francia
Macchi, L.
Dédale
Francia
207
Mildenberger, O.
Sociedad para la Seguridad de Instalaciones y
Reactores (Gesellschaft für Anlagen- und
Reaktorsicherheit gGmbH)
Alemania
Misak, J.
ÚJV Řež, a.s.
República Checa
Perryman, L.
Eskom
Sudáfrica
Ryser, C.
Inspección Federal de Seguridad Nuclear
Suiza
Song, J.H.
Instituto de Investigaciones de Energía Atómica
de Corea
República de Corea
Weidenbrück, K.
Ministerio Federal de Medio Ambiente,
Protección de la Naturaleza y
Seguridad Nuclear
Alemania
Expertos invitados y puntos de contacto
Donges, A.
Instituto de Operaciones Nucleares
Estados Unidos de América
Haber, S.
Human Performance Analysis, Corp.
Estados Unidos de América
Harter, R.
Boiling Water Reactors Owners Group
Estados Unidos de América
Hatamura, Y.
Universidad de Tokio
Japón
208
Ihara, T.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Iino, K.
SYDROSE
Japón
Kunito, S.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Nakagawa, Y.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Takizawa, S.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Watford, G.
GE Hitachi Nuclear Energy
Estados Unidos de América
Yamanaka, Y.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Personal de la Secretaría del OIEA que
prestó apoyo al GT2
Beltran, F.
Earle, K.
Haage, M.
Haber, S.
Roveti, B.
Rycraft, H.
Skarbo, B.
Yllera, J.
Yoshimoto, Y.
GRUPO DE TRABAJO 3 (GT3): PREPARACIÓN Y RESPUESTA
EN SITUACIONES DE EMERGENCIA
Cortes Carmona, A.
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear
y Salvaguardias
México
Copresidentes
Drábová, D.
Oficina Estatal de Seguridad Nuclear
República Checa
Dela Rosa, A.
Instituto Filipino de Investigaciones Nucleares
Filipinas
Buglova, E.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Harou, A. (a partir de junio de 2014)
Organización Meteorológica Mundial
Secretario Científico
Hernández, D.
Autoridad Regulatoria Nuclear
Argentina
Shiraga, K.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Homma, T.
Organismo de Energía Atómica del Japón
Japón
Miembros
Aaltonen, H.
Organismo de Seguridad Radiológica y Nuclear
Finlandia
Ahier, B.
Oficina de Protección Radiológica
Canadá
Kelly, N.
Consultor superior
Reino Unido
Kenigsberg, J.†
Comisión Nacional de Protección Radiológica
Belarús
Bardelay, J.
Instituto de Radioprotección y
Seguridad Nuclear
Francia
Maree, M.
Eskom
Sudáfrica
Blackburn, C.
FAO
McClelland, V.
Departamento de Energía
Estados Unidos de América
Byron, D.†
FAO
Chen, P. (hasta junio de 2014)
Organización Meteorológica Mundial
Chugunov, V.
Corporación Estatal
“Rosatom”
Federación de Rusia
Hubbard, L.
Autoridad Sueca de Seguridad Radiológica
Suecia
de
Energía
Molina, G.
Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares
México
Atómica
Pascal, G.
Centro Común de Investigación de la
Comisión Europea
_________________________
†
Fallecido
209
Sigouin, L.
Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Canadá
Tanigawa, K.
Universidad de Hiroshima
Japón
Soufi, I.
Centro Nacional de Energía, Ciencias
y Técnicas Nucleares
Marruecos
Tominaga, T.
Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas
Japón
Sumargo, D.E.
Organismo de Reglamentación de la
Energía Nuclear
Indonesia
Takahara, S.
Organismo de Energía Atómica del Japón
Japón
de la Vega, R.
Consejo de Seguridad Nuclear
España
Expertos invitados y puntos de contacto
Taminami, T.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
210
Wiley, A.
REAC/TS, Centro Colaborador de la OMS
Estados Unidos de América
Yamashita, S.
Universidad de Nagasaki
Japón
Personal de la Secretaría del OIEA que prestó
apoyo al GT3
Callen, J.
Chaput, J.
Kaiser, P.
Martincic, R.
McKenna, T.
Mutluer, A.
Nestoroska Madjunarova, S.
Vilar Welter, P.
Yoshimoto, Y
GRUPO DE TRABAJO 4 (GT4): CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
González, A.
Autoridad Regulatoria Nuclear
Argentina
Blumenthal, D.
Administración Nacional de Seguridad
Física Nuclear
Departamento de Energía
Estados Unidos de América
Chhem, R. (hasta agosto de 2014)
Departamento de Ciencias y
Aplicaciones Nucleares
OIEA
Bromet, E.J.
Universidad del Estado de Nueva York en
Stony Brook
Estados Unidos de América
Meghzifene, A. (a partir de septiembre de 2014)
Departamento de Ciencias y Aplicaciones
Nucleares
OIEA
Brown, J.
Autoridad Noruega de Protección Radiológica
Noruega
Copresidentes
Pinak, M.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Secretario Científico
Müskens, P. (hasta agosto de 2013)
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Bevington, L. (a partir de septiembre de 2013)
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Miembros
Akashi, M.
Instituto Nacional de Ciencias Radiológicas
Japón
Betancourt, A.
Agencia de Energía Nuclear y Tecnologías
de Avanzada
Cuba
Coleman, C.N.
Instituto Nacional del Cáncer
Estados Unidos de América
Demidchik, Y.
Academia Nacional de Ciencias de Belarús y
Academia Médica de Enseñanza de
Posgrado de Belarús
Belarús
Dobrzyński, L.
Centro Nacional de Investigaciones Nucleares
Polonia
Gallego, E.
Universidad Politécnica de Madrid
España
Haquin, G.
Centro de Investigaciones Nucleares de Soreq
Israel
Jones, C.G.
Misión Permanente de los Estados Unidos de
América ante el OIEA en Viena y Comisión
Reguladora Nuclear
Estados Unidos de América
Lee, J.K.
Universidad de Hanyang
República de Corea
211
Magnusson, S.
Autoridad Islandesa de Seguridad Radiológica
Islandia
Mason, C.
BHP Billiton
Australia
McEwan, A.C.
Consultor superior
Nueva Zelandia
McGinnity, P.A.
Agencia de Protección Ambiental
Irlanda
Ng, K.H.
Universidad de Malaya
Malasia
Niwa, O.
Universidad de Kyoto y Universidad Médica
de Fukushima
Japón
Pentreath, R.J.
Universidad de Reading
Reino Unido
Perrin, M.L.
Autoridad de Seguridad Nuclear
Francia
Rochedo, E.
Coordinación de Instalaciones Nucleares
Brasil
Shinkarev, S.
Agencia Biomédica Federal
Federación de Rusia
Sundell-Bergman, S.
Universidad Sueca de Ciencias Agrícolas
Suecia
Thomas, G.
Imperial College de Londres
Reino Unido
Valentin, J.
Jack Valentin Radiological Protection
Suecia
212
Expertos invitados y puntos de contacto
Brenner, A.
Instituto Nacional del Cáncer
Estados Unidos de América
Chino, M.
Organismo de Energía Atómica del Japón
Japón
Fukui, T.
Autoridad de Reglamentación Nuclear
Japón
Ivanov, V.
Registro Nacional Radiológico
y Epidemiológico
Federación de Rusia
Makihira, A.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
Nagataki, S.
Universidad de Nagasaki
Japón
Ohtsuru, A.
Universidad Médica de Fukushima
Japón
Personal de la Secretaría del OIEA que
prestó apoyo al GT4
Harms, A.V.
McGinnity, P.A.
Nies, H.
Osvath, I.
Sakai, K.
Yonehara, H.
GRUPO DE TRABAJO 5 (GT5): RECUPERACIÓN DESPUÉS DEL ACCIDENTE
Copresidentes
Williams, G.
Agencia Australiana de Protección Radiológica
y Seguridad Nuclear
Australia
Mele, I.
Departamento de Energía Nuclear
OIEA
Proehl, G.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Secretario Científico
Delaunay, N.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Miembros
Al-Masri, M.S.
Comisión de Energía Atómica de Siria
República Árabe Siria
Balonov, M.
Instituto de Investigaciones Científicas sobre
Radiohigiene de San Petersburgo
Federación de Rusia
Bassanelli, A.
SOGIN, Compañía de Gestión de
Centrales Nucleares
Italia
Gallay, F.
Autoridad de Seguridad Nuclear
Francia
Howard, B.J.
Centro de Ecología e Hidrología
Reino Unido
Inoue, T.
Instituto Central de Investigación de la
Industria Eléctrica
Japón
Kifanga, L.D.
Comisión de Energía Atómica de Tanzanía
República Unida de Tanzanía
Nakayama, S.
Organismo de Energía Atómica del Japón
Japón
Oughton, D.H.
Universidad Noruega de Ciencias de la Vida
Noruega
Rowan, D.
Atomic Energy of Canada Limited
Canadá
Seitz, R.
Laboratorio Nacional de Savannah River
Estados Unidos de América
Tokarevsky, V.
Instituto Chernóbil
Ucrania
Zeleznik, N.
Regional Environmental Center
Eslovenia
Brennecke, P.
Consultor superior
Alemania
Darko, E.O.
Comisión de Energía Atómica de Ghana
Ghana
213
Expertos invitados y puntos de contacto
Belencan, H.
Consultor superior
Estados Unidos de América
Negin, C.
Project Enhancement Corporation
Estados Unidos de América
Takizawa, S.
Compañía de Energía Eléctrica de Tokio
Japón
214
Personal de la Secretaría del OIEA que
prestó apoyo al GT5
Izumo, A.
Fesenko, S.
Kumano, Y.
Monken-Fernandes, H.
Sakai, K.
Walker, J.
Yankovich, T.
Yonehara, H.
GRUPO TÉCNICO ASESOR INTERNACIONAL
Presidente
Meserve, R.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Secretario Científico
Kim, M.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Laaksonen, J.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Le, C.D.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Bevington, L.
Departamento de Seguridad Nuclear
Tecnológica y Física
OIEA
Liang, Q.
Organización de las Naciones Unidas para la
Alimentación y la Agricultura
Miembros
Magwood, W. (a partir de septiembre de 2014)
Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE
Asmolov, V.G.
JSC Concern Rosenergoatom
Mohammad Jais, A.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Carrière, J.M.
Organización Meteorológica Mundial
Niu, S.
Organización Internacional del Trabajo
Clement, C.
Comisión Internacional de Protección
Radiológica
Sharma, S.K.†
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Cousins, C.
Comisión Internacional de Protección
Radiológica
De Boeck, B.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Torgerson, D.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Weightman, M.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Echávarri, L.E. (hasta abril de 2014)
Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE
Weiss, W.
Comité Científico de las Naciones Unidas para
el Estudio de los Efectos de las
Radiaciones Atómicas
Ellis, K.
Asociación Mundial de Operadores Nucleares
Wiroth, P.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Fuketa, T.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
Ziqiang, P.
Comisión Internacional de Protección
Radiológica
Jamet, P.
Grupo Internacional de Seguridad Nuclear
215
REUNIONES
Reuniones de los grupos de trabajo (GT)
18 de marzo de 2013
Reunión inicial de los Copresidentes de los GT,
Viena
21 y 22 de marzo de 2013
Primera reunión de todos los GT, Viena
12 a 14 de junio de 2013
Segunda reunión de todos los GT, Viena
7 de mayo de 2014
Tercera reunión conjunta ITAG/Copresidentes,
Viena
23 y 24 de octubre de 2014
Cuarta reunión conjunta ITAG/Copresidentes,
Viena
23 y 24 de febrero de 2015
Quinta reunión conjunta ITAG/Copresidentes,
Viena
12 y 13 de septiembre de 2013
Tercera reunión de los GT 1 y 2, Viena
Reuniones de servicios de consultores
7 a 9 de octubre de 2013
Tercera reunión de los GT 3, 4 y 5, Viena
6 y 7 de agosto de 2013
Reunión de servicios de consultores sobre el
término fuente, Viena
9 a 13 de diciembre de 2013
Cuarta reunión de todos los GT, Viena
10 a 14 de febrero de 2014
Quinta reunión de todos los GT, Viena
14 a 17 de abril de 2014
Sexta reunión de los GT 1, 2 y 3, Viena
5 a 9 de mayo de 2014
Sexta reunión del GT 4, Viena
26 a 30 de mayo de 2014
Sexta reunión del GT 5, Viena
Reuniones del Grupo Técnico Asesor
Internacional (ITAG)
21 y 22 de marzo de 2013
Primera reunión del ITAG, Viena
10 de junio de 2013
Primera reunión conjunta ITAG/Copresidentes,
Viena
11 de junio de 2013
Segunda reunión del ITAG, Viena
6 de diciembre de 2013
Segunda reunión conjunta ITAG/Copresidentes,
Viena
216
29 a 31 de octubre de 2013
Reunión de servicios de consultores sobre
factores humanos y organizativos y cultura
de la seguridad, Viena
17 a 21 de noviembre de 2013
Reunión de servicios de consultores sobre
factores humanos y organizativos y cultura
de la seguridad, Atlanta
13 a 17 de enero de 2014
Reunión de servicios de consultores sobre
factores humanos y organizativos y cultura
de la seguridad, Viena
17 a 21 de marzo de 2014
Reunión de servicios de consultores sobre
factores humanos y organizativos y cultura
de la seguridad, Ottawa
24 a 26 de marzo de 2014
Reunión de servicios de consultores sobre
radiactividad en el medio ambiente, Mónaco
20 y 21 de mayo de 2014
Reunión de servicios de consultores sobre
radiación y distribuciones log-normal, Viena
23 a 27 de junio de 2014
Reunión de servicios de consultores sobre
radiación y distribuciones log-normal, Viena
Reuniones bilaterales celebradas en el Japón
14 a 21 de octubre de 2013
Conversaciones bilaterales sobre cuestiones
relacionadas con el informe del OIEA en la
esfera de la restauración
25 a 27 de noviembre de 2013
Reunión de servicios de consultores para
examinar cuestiones relacionadas con las
consecuencias radiológicas para la
preparación del capítulo 4 (Consecuencias
radiológicas) y el capítulo 5 (Recuperación
después del accidente)
25 de noviembre a 4 de diciembre de 2013
Conversaciones bilaterales sobre cuestiones
relacionadas con el informe del OIEA en la
esfera de la clausura
20 a 24 de enero de 2014
Reunión de servicios de consultores para
examinar cuestiones relacionadas con las
actividades de reglamentación, la experiencia
operacional y la gestión de desechos para la
preparación del informe del OIEA
23 de enero de 2014
Reuniones con el Organismo de Reconstrucción
y el Grupo Encargado de prestar Asistencia a las
Víctimas del Desastre — Oficina del Gabinete
24 de enero de 2014
Reuniones con el Instituto de Economía de la
Energía del Japón
217
DERECHOS DE AUTOR
Todas las publicaciones científicas y técnicas del OIEA están
protegidas en virtud de la Convención Universal sobre Derecho de Autor
aprobada en 1952 (Berna) y revisada en 1972 (París). Desde entonces, la
Organización Mundial de la Propiedad Intelectual (Ginebra) ha ampliado la
cobertura de los derechos de autor que ahora incluyen la propiedad
intelectual de obras electrónicas y virtuales. Para la utilización de textos
completos, o parte de ellos, que figuren en publicaciones del OIEA, impresas
o en formato electrónico, deberá obtenerse la correspondiente autorización, y
por lo general dicha utilización estará sujeta a un acuerdo de pago de
regalías. Se aceptan propuestas relativas a reproducción y traducción sin
fines comerciales, que se examinarán individualmente. Las solicitudes de
información deben dirigirse a la Sección Editorial del OIEA:
Dependencia de Mercadotecnia y Venta
Sección Editorial
Organismo Internacional de Energía Atómica
Vienna International Centre
PO Box 100
1400 Viena (Austria)
fax: +43 1 2600 29302
tel.: +43 1 2600 22417
correo electrónico: [email protected]
http://www.iaea.org/books
©OIEA, 2015
Impreso por el OIEA en Austria
Agosto de 2015
STI/PUB/1710
218
NOTA EDITORIAL
El presente Informe del Director General se basa en la información detallada que figura en
los volúmenes técnicos. Su contenido no refleja necesariamente las opiniones de los Estados
Miembros del OIEA o de las organizaciones que designaron expertos para integrar los grupos de
trabajo que prepararon los volúmenes técnicos.
Se ha puesto gran cuidado en mantener la exactitud de la información que se ofrece en este
informe. Sin embargo, ni el OIEA ni sus Estados Miembros asumen responsabilidad alguna por las
consecuencias que puedan derivarse de su uso. Tampoco se ofrecen garantías de ningún tipo en
relación con el informe.
Este informe no tiene por objeto abordar cuestiones de responsabilidad, jurídica o de otra
índole, por los actos u omisiones de ninguna persona o entidad.
Podrán reproducirse libremente fragmentos de este informe, siempre que se mencione la
fuente. Sin embargo, en el caso de la información (incluidas las fotografías y los gráficos) que
aparece atribuida a una fuente o un sitio externos al OIEA, deberá solicitarse el permiso de la fuente
originaria para reutilizar el material.
El uso de determinadas denominaciones de países o territorios no implica juicio alguno por
parte del OIEA sobre la situación jurídica de esos países o territorios, sus autoridades e instituciones
o el trazado de sus fronteras.
La mención de nombres de empresas o productos específicos (se indiquen o no como
registrados) no implica ninguna intención de violar derechos de propiedad ni debe interpretarse como
una aprobación o recomendación por parte del OIEA.
El OIEA no asume responsabilidad alguna por la exactitud o continuidad de las URL de los
sitios web externos o de terceros en Internet a que se hace referencia en este informe y no garantiza
que el contenido de dichos sitios web sea o siga siendo exacto o adecuado.
219
PO Box 100, Vienna International Centre
1400 Viena (Austria)
Impreso en Austria
GC(59)/14
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