Chernóbil — Reactor n.º 4, 26 de abril de 1986

El RBMK-1000 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalny, «reactor de canales de alta potencia») es un reactor de uranio poco enriquecido (~2 % de U-235), moderado con grafito y refrigerado con agua ligera en ebullición. Se diseñó en la década de 1960 en el Instituto Kurchátov con una doble misión: generar electricidad (1000 MWe) y producir plutonio militar. De ahí que carezca de un edificio de contención estanco, incompatible con la recarga de combustible en funcionamiento. El núcleo es un cilindro vertical de 11.8 m de diámetro y 7 m de altura, formado por una pila de 2488 columnas de bloques de grafito (250 × 250 × 600 mm). En el centro de cada columna discurre un tubo de presión vertical de circonio-niobio (Zr-2.5%Nb). A través de los 1661 canales de combustible y los 211 canales de barras de control, el agua asciende desde la parte inferior hasta los separadores de vapor y luego a las turbinas. En 1986 funcionaban cuatro reactores de este tipo en Chernóbil. La unidad 4, puesta en servicio en diciembre de 1983, incorporaba las mejoras del RBMK-1000 de «segunda generación»: barras de control con un absorbente de carburo de boro y un «desplazador» de grafito en su extremo inferior. Esta modificación, en apariencia inofensiva, desempeñaría un papel decisivo en el accidente del 26 de abril de 1986.

**Coeficiente de huecos positivo (α_v).** En un RBMK, el moderador (grafito) no se mueve con el refrigerante (agua en ebullición). Ahora bien, el agua, además de extraer calor, absorbe una fracción de los neutrones térmicos. Cuando aumenta la fracción de vapor en los canales (por una caída de presión, una ebullición mayor o simplemente una reducción del caudal), disminuye la parte de neutrones capturados por el agua, mientras el grafito sigue asegurando la moderación. Resultado neto: la reactividad aumenta. A potencia nominal, el INSAG-7 cita α_v = +4.7 β (siendo β la fracción de neutrones retardados, ≈ 0.007). A baja potencia y con pocas barras en el núcleo, este coeficiente sube a ≈ +5.5 β: una realimentación termohidráulica violentamente positiva. **La punta de grafito de las barras AZ-5.** Las barras de control del RBMK constan de un absorbente de B₄C de 7 m situado sobre una columna de agua de 5 m, y precedido en la parte inferior por un desplazador de grafito de 4.5 m. Cuando una barra está casi totalmente extraída, la mayor parte de la columna situada sobre el núcleo es agua; por debajo, el grafito ocupa toda la altura activa. En el instante en que se sueltan las barras (señal AZ-5), el desplazador de grafito entra por la parte inferior del núcleo y desplaza el agua que absorbía neutrones. Durante los primeros segundos de la caída (~18 a 21 s para 7 m), la inserción del grafito añade reactividad (el «efecto final»). Solo a partir de ~2 m de penetración domina el absorbente. El INSAG-7 estima este efecto entre +0.2 β y +1 β según el estado del núcleo. Estos dos defectos, manejables por separado por un operador atento, se vuelven fatales al combinarse con un núcleo con pocas barras y envenenado por xenón, que era el caso a las 01:23:40 del 26 de abril de 1986.

El 25 de abril de 1986 estaba prevista la parada anual de mantenimiento de la unidad 4. El operador planeó aprovechar la parada para realizar una prueba eléctrica solicitada por el fabricante de la turbina: comprobar que, en caso de pérdida total de la alimentación eléctrica exterior, la inercia residual de la turbina podía alimentar las bombas principales de refrigeración durante los ~45 segundos necesarios para arrancar los diésel de emergencia. Esta prueba de «marcha por inercia» es puramente electromecánica y no debería implicar a la neutrónica. A las 14:00 la potencia se había reducido a ~1600 MWt. Entonces el despachador de la red de Kiev rechazó la parada completa: a la red le faltaba generación. El reactor se mantuvo a 1600 MWt durante 9 horas, en una configuración en la que la prueba no podía realizarse. Durante esas 9 horas, el xenón-135, un producto de fisión con una sección eficaz de captura muy grande (σ ≈ 2.6 × 10⁶ b a 0.025 eV), se acumuló en el núcleo porque su producción por desintegración del I-135 seguía siendo alta, mientras que su destrucción por captura neutrónica disminuía (menos neutrones a potencia reducida). Es el «envenenamiento por xenón». A las 23:10 pudo reanudarse la prueba. El valor de consigna era 700 MWt. El operador se pasó en la reducción y la potencia se desplomó hasta ~30 MWt: al 1 % de la potencia nominal, el reactor estaba en un régimen inestable en el que el coeficiente de huecos efectivo es aún más positivo. Para recuperarla, el equipo extrajo masivamente las barras de control. A las 01:22:30, el programa automático SKALA indicó que el margen operativo de reactividad (ORM, medido en barras equivalentes totalmente insertadas) era de 6-8 barras, cuando el procedimiento exigía una parada inmediata por debajo de 15. El equipo siguió adelante con la prueba.

**01:23:04 — t₀.** El operador cierra la válvula de parada rápida (MPA) del turbogenerador n.º 8, aislando el flujo de vapor. Comienza la prueba de inercia. Las bombas principales, accionadas ahora por la inercia de la turbina, ven decaer su caudal. La fracción de vapor en los canales aumenta, y con ella la reactividad (α_v positivo). El sistema de regulación automática compensa bajando ligeramente algunas barras; la potencia se mantiene aparentemente estable en torno a 200 MWt. **01:23:40 — botón AZ-5.** El jefe de turno Akímov ordena a Toptunov que pulse el botón AZ-5 («parada de emergencia»). Las 187 barras extraídas inician su descenso a 0.4 m/s. Durante los 3 primeros segundos, la punta de grafito entra por la parte inferior del núcleo y desplaza el agua absorbente. Combinado con el coeficiente de huecos positivo y el aumento de potencia resultante, el efecto vuelve el núcleo crítico prompto: la potencia se duplica cada ~0.5 s. **01:23:43 — pico de potencia.** En menos de 4 segundos, la potencia pasa de 200 MWt a unas 320 veces la potencia nominal (≈ 1 000 000 MWt de pico instantáneo). Los registros del DREG-3 se saturan; el valor se reconstruye a partir de indicadores de irradiación de las estructuras (γ, relaciones isotópicas). El combustible de UO₂ se vaporiza localmente, rompe la vaina de zircaloy y produce, en milisegundos, una violenta expansión de vapor en los canales. **01:23:45 — primera explosión (vapor).** La presión en los canales supera la resistencia de los tubos de presión. La rotura simultánea de muchos tubos presuriza el bloque del reactor y levanta el blindaje biológico superior «Elena» (~2000 t, placa E), que vuelve a caer sobre la bóveda. Los colectores de vapor quedan seccionados. Esta primera explosión es mecánica, causada por vapor sobrecalentado; no es una explosión nuclear en el sentido de un arma. **01:23:48 — segunda explosión.** Dos o tres segundos después, una segunda explosión expulsa bloques de grafito incandescente y combustible hasta ~100 m. El INSAG-7 y la NEA de 1996 mantienen dos hipótesis: (a) una detonación química del hidrógeno producido por la oxidación Zr-H₂O de las vainas, mezclado con el aire que entra por la brecha, o (b) una segunda excursión neutrónica localizada en fragmentos del núcleo. El techo del edificio del reactor queda destruido. Se inicia un incendio de grafito: el grafito, en aire por encima de 700 °C, arde. El incendio solo se dominó el 10 de mayo de 1986, tras lanzar desde helicópteros ~5000 t de materiales (arena, boro, plomo, dolomita, arcilla).

Las emisiones a la atmósfera se prolongaron durante 10 días (26 de abril – 6 de mayo de 1986). El total oficial del UNSCEAR 2008 es de ≈ 14 EBq (14 × 10¹⁸ Bq), incluidos los gases nobles. Nucleidos destacados: los gases nobles Xe-133 y Kr-85 (liberación casi total del núcleo), el yodo I-131 (≈ 1760 PBq, ≈ 50 % del núcleo), el cesio Cs-134 y Cs-137 (≈ 85 PBq de Cs-137, ≈ 33 % del núcleo), el estroncio Sr-90 (≈ 10 PBq) y los transuránicos, entre ellos el Pu-239 (≈ 0.03 PBq). Las condiciones meteorológicas (viento del sudeste y luego giro al noroeste, corrientes ascendentes provocadas por el incendio) elevaron la pluma hasta 1500 m, lo que respetó los alrededores inmediatos pero la llevó por Bielorrusia, los países bálticos y Escandinavia. El 28 de abril, los monitores de la central sueca de Forsmark detectaron calzado contaminado en el personal que llegaba: así se enteró el mundo del accidente, pues la URSS no había dicho nada. El convenio UE/CEI-CE de 1990 definió tres zonas de contaminación del suelo por Cs-137: > 1480 kBq/m² (evacuación obligatoria), 555-1480 kBq/m² (reasentamiento voluntario), 37-555 kBq/m² (control estricto). La zona de exclusión de 30 km abarca ~2600 km². 29 pueblos fueron enterrados.

**Efectos agudos.** 134 trabajadores de la central y liquidadores desarrollaron un síndrome de radiación aguda (SRA) confirmado. 28 murieron en los 4 meses siguientes al accidente, además de 2 víctimas más por traumatismos de las explosiones. El UNSCEAR 2008 retiene así 30 muertes directas. **Cánceres de tiroides.** El yodo-131, con un período de semidesintegración de 8.02 d, se concentra en la tiroides a través de la dieta (sobre todo la leche). Entre los niños y adolescentes (< 18 años en 1986), la incidencia del cáncer de tiroides en Bielorrusia, Ucrania y Rusia aumentó de forma estadísticamente significativa a partir de 1991. El UNSCEAR 2008 documenta ~6000 casos en exceso entre 1991 y 2005, con 15 muertes. Casi toda esta epidemia habría podido evitarse con la distribución profiláctica de yoduro de potasio en los días posteriores al accidente. **Otros cánceres y efectos estocásticos.** Aparte de los cánceres de tiroides, no se ha demostrado un aumento estadísticamente significativo de la incidencia de cáncer ni de leucemia atribuible a Chernóbil en las poblaciones expuestas, fuera de los ~530 000 liquidadores. Las estimaciones de mortalidad a largo plazo se basan en aplicar el modelo lineal sin umbral (LNT) a dosis colectivas bajas, un método ante el cual el OIEA y el UNSCEAR advierten por debajo de 100 mSv. La OMS 2006 cita una cifra de 4000 muertes adicionales entre las 600 000 personas más expuestas (liquidadores + zona de 30 km + zonas muy contaminadas); otros modelos extrapolan hasta 16 000 en toda Europa. Ambas cifras deben manejarse con las salvedades metodológicas que recomiendan sus autores. **Efectos no radiológicos.** La OMS 2006 destaca el impacto psicosocial: depresión, ansiedad, trastorno de estrés postraumático, alcoholismo, ruptura social por los traslados forzosos. En términos de salud pública, es el efecto más amplio y el menos previsto.

El «sarcófago» original (Objeto Refugio), construido en 206 días entre mayo y noviembre de 1986 por 90 000 trabajadores, es una estructura de emergencia de hormigón y acero vertida sobre las ruinas del edificio del reactor 4. Su vida útil prevista era de 30 años, prolongada mediante sucesivas campañas de sellado. Encierra ~200 t de combustible nuclear disperso, parte del cual existe en forma de «FCM» (materiales que contienen combustible, las lavas de Chernóbil: silicatos fundidos cargados de U, Zr y Pu). El Nuevo Confinamiento Seguro (NSC, o «arco»), construido por el consorcio Novarka por 1500 millones de euros, es una estructura en arco de acero de 108 m de altura, 162 m de longitud, 257 m de luz y 36 200 t. Se montó a 180 m del edificio y después se deslizó sobre raíles hasta cubrir el sarcófago en noviembre de 2016: el mayor traslado de una estructura jamás realizado. Su vida útil prevista es de 100 años. Permitirá el desmantelamiento progresivo del sarcófago y la extracción de los FCM. La extracción final y el acondicionamiento de los FCM aún no han comenzado en 2024: la guerra en Ucrania ha interrumpido la cooperación internacional en el sitio. Los volúmenes en juego (~200 t de mezclas altamente radiactivas) imponen un horizonte realista de varias décadas.

**En los RBMK.** Los 11 RBMK aún en servicio en 1986 fueron modificados: el enriquecimiento se elevó del 2.0 al 2.4 y luego al 2.8 % de U-235 (reduce la proporción de plutonio fisible y, con ella, el coeficiente de huecos), las barras de control recibieron puntas absorbentes adicionales (elimina el efecto final), el ORM mínimo se elevó a 30 barras y la velocidad de caída de las barras se duplicó. Después de 1986 no se construyó ningún RBMK. El último RBMK ucraniano (Chernóbil 3) se apagó en diciembre de 2000. El último en funcionamiento en el mundo es Smolensk-3 (Rusia, operativo hasta ~2030). **En la seguridad en general.** En 1989 se creó la WANO (Asociación Mundial de Operadores Nucleares) para compartir la experiencia operativa entre países. La Convención sobre Seguridad Nuclear (1994) impuso la revisión por pares. La escala INES se adoptó en 1990. Las doctrinas de defensa en profundidad se reformularon (INSAG-10, 1996; INSAG-12, 1999) con siete niveles y con EOP (procedimientos de operación de emergencia) basados en síntomas y no en sucesos. **En la comunicación de crisis.** La opacidad inicial soviética (anuncio oficial 36 h después del accidente, evacuación de Prípiat 36 h después) sigue siendo el contraejemplo por excelencia. Desde Chernóbil, los reactores occidentales publican su nivel INES en 24 h. Fukushima Daiichi (marzo de 2011, INES 7) se anunció públicamente el mismo día.