El accidente nuclear que sufrió la cuarta unidad de la Central Nuclear de Chernóbil es un accidente único por sus características. Han ocurrido numerosos accidentes de distinta gravedad a lo largo de la historia de la utilización de la energía nuclear. Se han registrado fusiones de núcleo, accidente menores etc. No obstante, en el caso de Chernóbil, una serie de explosiones destruyeron el reactor, dejando al descubierto el núcleo y provocando una liberación masiva de radiación.

Las partículas radioactivas fueron transportadas por el viento y fijadas en la tierra por la lluvia. Amplias regiones de Ucrania, Bielorrusia y la Federación Rusa recibieron una considerable precipitación radioactiva, quedando fuertemente contaminadas. La nube radioactiva dejó por su paso un reguero de muerte y miseria, que 34 años después, sigue siendo casi imposible de cuantificar de manera exacta.

Según la teoría más extendida y aceptada, el accidente se debió a un cúmulo de factores, tanto de errores humanos, tecnológicos como políticos. Estos factores crearon una mezcla explosiva que fue detonada por la prueba de seguridad que se efectuó el 26 de abril de 1986. En esta fatídica prueba de seguridad, que simulaba un corte de suministro eléctrico, se violaron numerosas normas de seguridad y se desactivaron los sistemas de protección del reactor. No obstante, los ingenieros de la planta desconocían que el reactor presentaba graves fallos de diseño que podrían generan una situación de máximo peligro. Estos fallos de diseño fueron ocultados por las autoridades durante años.

El factor tecnológico: los reactores RBMK y los fallos de diseño

Los cuatro reactores que estaban en funcionamiento en la CN de Chernóbil eran del tipo RBMK-1000. La primera y la segunda unidad pertenecían a la primera generación y el tercer y cuarto bloque (el siniestrado) a la segunda. En 1986, había 15 reactores RBMK en funcionamiento en la Unión Soviética. De ellos 14 eran del tipo RBMK-1000 (1000 Mw eléctricos) y uno del tipo RBMK-1500 (1500 Mw eléctricos). Estos reactores se repartían de la siguiente manera:

• Central Nuclear V.I. Lenin (Chernóbil): Unidades I, II, III, IV (RBMK-1000)
• Central Nuclear de Kursk: Unidades I, II, III, IV (RBMK-1000)
• Central Nuclear de Smolenks: Unidades I, II  (RBMK-1000)
• Central Nuclear de Leningrado: Unidades I, II, III, IV (RBMK-1000)
• Central Nuclear de Ignalina: Unidad I (RBMK-1500)

En este mapa se observa la distribución geográfica de los RBMK en la Unión Soviética (en rojo). Los datos se corresponden a la década de los 90, cuando la cuarta unidad de Chernóbil estaba destruida y fuera de servicio y había entrado en funcionamiento la segunda unidad de la CN de Ignalina (RBMK-1500) y la tercera unidad de Smolensk (RBMK-1000).

El RBMK, tal y como se supo públicamente después del accidente nuclear de Chernóbil, presentaba graves fallos de diseño (ocultados antes del accidente) y era susceptible de provocar situaciones de riesgo en determinadas condiciones. Los RBMK son un tipo de reactores que se pueden catalogar como “raros”. Son 100% Made in Soviet Unión y no hay en el mundo en funcionamiento ningún reactor de este tipo.

Tienen un doble uso: sirven para producir plutonio de graduación militar y generar electricidad. Para obtener plutonio de graduación militar el U-238 debe estar durante un periodo corto de tiempo en el núcleo del reactor. En la mayoría de los reactores comerciales, el combustible se deja durante un periodo largo, hasta que se “queme”, para maximizar la producción de electricidad.

En estos casos, cuando el combustible ya no ofrece un rendimiento adecuado, se para el reactor y se extrae. En los RBMK, debido a su diseño de canales autónomos, las barras de uranio se pueden extraer con facilidad mientras el reactor está en marcha. Este procedimiento se puede utilizar tanto para cambiar ciertas barras como para extraer barras que hayan estado durante un periodo de tiempo corto y tengan plutonio de graduación militar.

Estos reactores utilizan como combustible uranio ligeramente enriquecido (2%), grafito como moderador de neutrones (los bloques de grafito ralentizan la velocidad de los neutrones rápidos para poder mantener así la reacción nuclear) y agua ordinaria como refrigerante.

Debido al uso de agua como refrigerante y grafito como moderador de neutrones, este tipo de reactor tenía, en los diseños operativos antes del accidente, un alto coeficiente de vacío positivo de reactividad. Lo que lo convertía en muy peligroso.

El coeficiente de vacío positivo de reactividad

Los reactores refrigerados por agua contienen una cierta cantidad de vapor en el núcleo. Debido a que el agua es un refrigerante más eficiente y un absorbente de neutrones más efectivo que el vapor, un cambio en la proporción de burbujas de vapor o "vacíos" en el refrigerante dará como resultado un cambio en la intensidad de la reacción en el núcleo. La relación de estos cambios se denomina coeficiente de vacío de reactividad.

Cuando el coeficiente de vacío es negativo, un aumento de vapor conducirá a una disminución en la intensidad de la reacción. En aquellos reactores donde el mismo circuito de agua actúa como moderador y refrigerante, el exceso de generación de vapor reduce la desaceleración de los neutrones necesarios para mantener la reacción nuclear en cadena. Esto conduce a una reducción de potencia y es una característica de seguridad básica de la mayoría de los reactores occidentales.

En el caso del RBMK-1000 de Chernóbil, donde el moderador y el refrigerante son de diferentes materiales (el grafito actúa como moderador y el agua como refrigerante), el exceso de vapor reduce el enfriamiento del reactor, pero a medida que el moderador (el grafito) permanece intacto, la reacción nuclear en cadena continúa.

En el momento del accidente en Chernóbil, debido a las decisiones que tomaron los operarios sin saber las consecuencias, el coeficiente de vacío era muy positivo. Cuando la potencia comenzó a aumentar, se produjo más vapor, lo que a su vez condujo a un aumento en la potencia. El calor adicional resultante del aumento de la potencia elevó la temperatura en el circuito de enfriamiento y se produjo más vapor. Más vapor significa menos enfriamiento y menos absorción de neutrones, lo que resultó en un rápido aumento de la potencia a aproximadamente 100 veces la capacidad nominal del reactor.

El diseño defectuoso de las barras de control

La intensidad de la reacción en cadena se regula mediante las barras que absorben neutrones y que disponen de calanes propios en los RBMK. Cuando estas barras son retiradas del núcleo se activa la reacción en cadena, mientras que su introducción la inhibe. Al variar el número de barras que se retiran o se dejan en el núcleo, y al cambiar su posición, se puede controlar la potencia del reactor.

En 1986, las barras de control se podían mover a una velocidad de 40 centímetros por segundo en los RBMK. Por lo tanto, se necesitaban 20 segundos para moverlas desde su posición más alta a su posición más baja. Según los estándares internacionales de aquella época, el procedimiento era muy lento, ya que en los reactores occidentales este proceso de efectúa en 1 segundo en caso de emergencia.

En el caso del bloque 4 de la CN de Chernobil (y muy probablemente en los demás RBMK), las barras de control disponían de un error de diseño fatal. Este hecho fue ocultado a los operarios. En lugar de causar una disminución inmediata en la tasa de reacción en la inserción, la aumentaba durante unos segundos. En condiciones normales, esto se compensaba manteniendo un número mínimo requerido (25 antes de 1986, 80 después) de barras de control parcialmente insertadas.

Debido a las condiciones en la que se encontraba el reactor cuando se  inició el experimento, con solamente 7 barras de control isertadas en el núclo y 6 sistemas de seguridad desactivados, al dar la orden de inserción de todas las barras de control la potencia empezó a aumentar bruscamente. Según el Ingeniero Jefe Adjunto Diatlov, las condiciones eran normales antes de que pulsaran el botón AZ-5 (utilizado tanto en casos de emergencia como en situaciones normales para insertar todas las barras de control). Según otras fuentes, el botón de emergencia AZ-5 se pulsó después de que se registrara un aumento de potencia, causando así el desenlace final.

Falta de un edificio de contención

Los reactores RBMK son el único tipo de reactor que no disponen de un edificio de contención, que está diseñado para que, en caso de emergencia, contenga un escape de gases radioactivos, siendo esta la última barrera.

Falta de sistemas automáticos de seguridad inviolables

Tal y como se demostró en el caso de Chernóbil, el reactor podía funcionar sin las medidas de seguridad esenciales si el operador lo decidía así. Por ejemplo, el operador podría eliminar casi todas las barras de control del núcleo sin la debida consideración y verificación. En las plantas occidentales, el personal operativo no podía tomar medidas de este tipo en aquellos tiempos.