VANDELLÓS II - Sociedad Nuclear Española

Transcripción

Nuclear España
LA R EVI STA D E LO S P R O F E S I O NALE S D E L S E CTO R N U C LEAR
Nº 338•MARZO 2013
José Antonio
GAGO
Director general
de ANAV
Rafael MARTÍN
Nuclear España • Nº 338 • Marzo 2013
Director de
CN VANDELLÓS II
25ºANIVERSARIO
CENTRAL NUCLEAR
VANDELLÓS II
SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA
Nuclear España
LA R EVI STA D E LO S P R O F E S I O NALE S
D E L S E CTO R N U C LEAR
NÚMERO 338. MARZO 2013
SUMARIO
3 INTRODUCCIÓN
25º ANIVERSARIO DE LA CENTRAL NUCLEAR VANDELLÓS II
ENTREVISTAS
5 José Antonio GAGO. Director general de la Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II (ANAV)
11 Rafael MARTÍN. Director de la Central Nuclear Vandellós II
36
40
44
48
52
ARTÍCULOS
Actuaciones en equipos eléctricos principales. Domingo Villanova
Construcción de un nuevo Sistema de Salvaguardias Tecnológicas. Juan Sabater
Estado del fondo marino en el litoral de Vandellós II. José Luis Esparza
Proyecto Refuerzo de la Seguridad de Vandellós II. Maite Otero
Despliegue de los procesos clave. Alberto Hernansanz, Rosaura Miret y Sonia Mateu
El control de la contaminación radiactiva en la Central Nuclear Vandellós II y el
Sistema de Cinco Barreras. Anna Prim i Pujals
La formación en ANAV. Jaume Cirera y Domingo González Rabasa
Implantación del Proceso CTC “Conoce tu Contribución” en el ámbito
de CN Vandellós II. Juan Manuel Gamo
Gestión de recargas. Gilbert de San José
PROCURA. Carlos Mairal
Una buena convivencia con el entorno. Alfons García
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
54 FUSIÓN: Fabricación y pruebas experimentales de un demostrador tecnológico de
extracción de tritio para los sistemas de lazo de Pb(15,7)Li de los TBM de ITER
mediante permeación contra vacío
Ma Rosa Sacristán, Ignasi Bonjoch, Gerardo Veredas y Ángel Ibarra
60 MEDICINA Y SALUD NUCLEAR: Reconstrucción del espectro de rayos X con flat panel,
cuña de PMMA y el método Monte Carlo
Fausto Pozuelo Navarro, Andrea Querol Vives, Belén Juste Vidal,
Sergio Gallardo Bermell, José Ródenas Diago y Gumersindo Verdú Martín
68 SECCIONES FIJAS
Esta publicación está asociada a la AEEPP, que a su vez es miembro
de CEOE, CEPYME, EMMA y FIPP.
Edita
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JUNTA DIRECTIVA
2 EDITORIAL
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16
20
22
26
32
ENTIDAD DE UTILIDAD PÚBLICA
Presidente: Francisco LÓPEZ GARCÍA.
Vicepresidente: José Ramón TORRALBO ESTRADA.
Tesorero: Pedro ORTEGA PRIETO.
Secretario General: Enrique PASTOR CALVO.
Vocales: Antonio COLINO MARTÍNEZ, Luis Enrique HERRANZ
PUEBLA, Pablo LEÓN LÓPEZ, Luis MARTÍNEZ ANTÓN, Emilio
MÍNGUEZ TORRES, Juan ORTEGA DELGADO, Roque Luis
PEREZAGUA LÓPEZ y Juan José SERNA GALÁN
COMISIÓN TÉCNICA
Presidente: Juan BROS TORRAS.
Vocales: Jorge ALDAMA SECADES, Gonzalo ARMENGOL GARCÍA,
Francisco BENÍTEZ, Ángel BENITO RUBIO, José Antonio
CARRETERO, Rodrigo CUESTA PÉREZ, Marisa GONZÁLEZ
GONZÁLEZ, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Francisco MARTÍNFUERTES HERNÁNDEZ, Luis MARTÍNEZ ANTÓN, Luis ULLOA
ALLONES, José VICENTE ZURIAGA RODRÍGUEZ y Fernando VEGA
FERNÁNDEZ
COMISIÓN DE PROGRAMAS
Presidente: Jesús FORNIELES REYES.
Vocales: Alberto ABÁNADES VELASCO, Rodrigo CUESTA PÉREZ,
Almudena DÍAZ MONTESINOS, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ,
Ángel LOPERA, Adrián LÓPEZ MADRONES, Santiago LUCAS
SORIANO, Andrés MUÑOZ CERVANTES, Manuel PRIETO URBANO,
Alfonso VINUESA CARRETERO y José Mª ZAMARRÓN CASINELLO.
COMISIÓN DE REDACCIÓN DE LA REVISTA
Presidente: José Luis MANSILLA LÓPEZ-SAMANIEGO.
Vicepresidenta: Ángela CORTÉS MARTÍN.
Vocales: José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, Daniel DE LORENZO
MANZANO, Pedro Luis GONZÁLEZ ARJONA, Gonzalo JIMÉNEZ
VARAS, Miguel MILLÁN LÓPEZ, Matilde PELEGRÍ TORRES, José
César QUERAL SALAZAR, José RIBERA MORENO, Miguel Ángel
RODRÍGUEZ GÓMEZ, Carmen ROIG BARREDA, Miguel SÁNCHEZ
LÓPEZ y Carmen VALLEJO DESVIAT.
COMISIÓN DE COMUNICACIÓN
Presidente: Eugeni VIVES LAFLOR.
Vocales: Almudena DÍAZ MONTESINOS, Jesús CRUZ HERAS,
Montse GODALL VIUDEZ, Isabel GÓMEZ BERNAL, José Luis
MANSILLA LÓPEZ-SAMANIEGO, Piluca NÚÑEZ LÓPEZ y Matilde
PELEGRÍ TORRES.
COMISIÓN JÓVENES NUCLEARES
Presidente: Luis YAGÜE MUÑOZ.
Vicepresidenta: Raquel OCHOA VALERO.
Vocales: Alfonso BARBAS ESPA, Jesús BOTE MORENO, Almudena
DÍAZ MONTESINOS, Bárbara FERNÁNDEZ ANDÚJAR, Juan Alberto
GONZÁLEZ GARRIDO, Matthias HORVATH, Gonzalo JIMÉNEZ
VARAS, Silvia ORTEGA LES, Sara PÉREZ MARTÍN, Patricia RUBIO
OVIEDO, Tomás VILLAR SÁNCHEZ y Alfonso VINUESA CARRETERO
COMISIÓN DE TERMINOLOGÍA
Presidente: Luis PALACIOS SÚNICO.
Vocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo ANTOLÍN ÁLVAREZ,
Eugeni BARANDALLA CORRONS, Miguel BARRACHINA GÓMEZ,
José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, José COBIÁN ROA, Alfonso DE
LA TORRE FERNÁNDEZ DEL POZO y Ramón REVUELTA LAPIQUE.
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COMISIÓN WIN
Presidenta: Isabel GÓMEZ BERNAL.
Vicepresidenta: Mª Luisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ.
Vocales: Carolina AHNERT IGLESIAS, Inés GALLEGO CABEZÓN,
Magdalena GÁLVEZ MORROS, Ma Teresa LÓPEZ CARBONELL,
Aurora MARTÍNEZ ESPARZA, Matilde PELEGRÍ TORRES, Trinidad
PÉREZ ALCAÑIZ, Ma Luisa PÉREZ-GRIFFO COCHO, Ma Luz TEJEDA
ARROYO y Concepción TOCA GARRIDO.
COMITÉ ORGANIZADOR 39 REUNIÓN ANUAL
SOCIOS COLECTIVOS
ACCENTURE
ACCIONA INFRAESTRUCTURAS, S.A.
AMARA, S.A.
APPLUS NORCONTROL S.L.U.
AREVA NC
AREVA MADRID
ASOC. NUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS II
ASTECO INGENIERÍA
CANTAREY
CEGELEC, S.A.
CC. NN. ALMARAZ-TRILLO AIE
CESPA
CIEMAT
COAPSA CONTROL S.L.
COLEGIO INGENIEROS CAMINOS
Y PUERTOS
COLEGIO N. INGENIEROS ICAI
COPISA INDUSTRIAL S.A.
EICHROM
ELECOR S.A.U.
EMPRESARIOS AGRUPADOS, AIE
ENDESA
ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS
ENWESA OPERACIONES
EPRI
EQUIPOS NUCLEARES
EULEN
EXPRESS TRUCK
GAS NATURAL FENOSA
GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY
INTERNATIONAL, LLC
GEOCISA
GLOBAL ENERGY SERVICES
HELGESON SCIENTIFIC SERVICE
HIDROELECTRICA DEL CANTÁBRICO
IBERDROLA GENERACION
IBERDROLA INGENIERIA Y
CONSTRUCCION S.A.U.
INGECIBER S.A.
INGENIERIA IDOM INTERNACIONAL
INYPSA, INFORMES Y PROYECTOS, S.A.
LOGÍSTICA Y ACONDICIONAMIENTOS
INDUSTRIALES S.A.U.
MAESSA
MOMPRESA
MONCOBRA
NUCLENOR
NUKEM TECHNOLOGIES GMBH
PROINSA
PROSEGUR
PRYSMIAN CABLES Y SISTEMAS, S.L.
RINGO VÁLVULAS S.L.
SENER, INGENIERIA Y SISTEMAS
TECNALIA
TECNASA
TECNATOM
TECNICAS REUNIDAS S.A.
UNESA
VECTOR & WELLHEADS ENGINEERING, S.L.
WESTINGHOUSE ELECTRIC SPAIN, S.A.U.
WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN
WESTINGHOUSE TECHNOLOGY SERVICES
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Ningún artículo puede ser reproducido sin autorización expresa del editor.
Presidenta: Montserrat GODALL VIUDEZ.
Secretario: Pío CARMENA SERVERT.
Tesorero: Gonzalo ARMENGOL GARCÍA.
Presidenta del Comité Técnico: Pilar LÓPEZ FERNÁNDEZ.
Vocales: Julio BELINCHÓN VERGARA, Mariano CARRETER ULECIA,
José Luis ELVIRO PEÑA, Manuel FERNÁNDEZ ORDOÑEZ, Maribel
GÁLVEZ PALERO, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Andrés MUÑOZ
CERVANTES, Raquel OCHOA VALERO, Enrique PASTOR CALVO,
Matilde PELEGRÍ TORRES, Pilar SÁNCHEZ BARRENO, Teresa
SÁNCHEZ SANTAMARÍA, Francisco Javier VILLAR VERA y Eugeni
VIVES LAFLOR.
COMITÉ TÉCNICO 39 REUNIÓN ANUAL
Presidenta: Pilar LÓPEZ FERNÁNDEZ.
Secretaria Técnica: Lola PATIÑO RAMOS.
Vocales: Juan B. BLÁZQUEZ MARTÍNEZ, Alfredo BRUN JAÉN, Eva
María CELMA GONZÁLEZ-NICOLÁS, Elena DE LA FUENTE ARIAS,
Alberto ESCRIBÁ CASTELLS, Laura GALA DELGADO, Francisco
GARCÍA ACOSTA, Andrés GÓMEZ NAVARRO, Marisa GONZÁLEZ
GONZÁLEZ, Carlos LAGE PÉREZ, Ricardo MORENO ESCUDERO,
Silvia ORTEGA LES, Juan José REGIDOR IPIÑA, Rafael RUBIO
MONTAÑA y Marta VÁZQUEZ CABEZUDO
EDITORIAL
FUKUSHIMA, DOS AÑOS DESPUÉS
A
caban de cumplirse dos años desde el terrible terremoto y posterior
tsunami de Tohoku, en Japón. Hay
que recordar las dimensiones de la catástrofe con olas de hasta 40 m de altura que
penetraron tierra adentro muchos kilómetros, dejando atrás un balance final de
15.882 fallecidos, 6.142 heridos y 2.688 desaparecidos, además de casi 130.000 edificios colapsados totalmente, más de 250.000
parcialmente y cerca de 700.000 con daños
serios. La gravedad de la situación se incrementó al verse dañadas las centrales
nucleares de Fukushima Daiichi, operadas
por TEPCO (Tokyo Electric Power Corporation). El tsunami originó la pérdida total de
suministro eléctrico y, con ella, la pérdida
de la refrigeración de los reactores y de
las piscinas de almacenamiento del combustible irradiado. Tres de los reactores
sufrieron daños muy graves produciéndose
la fusión total o parcial del núcleo de los
mismos. Asimismo, el hidrógeno generado
por el calentamiento y oxidación del combustible produjo potentes explosiones que
dañaron los edificios de los cuatro reactores, causando también daños apreciables
en las piscinas de combustible, y una gran
liberación de radiactividad al medioambiente tanto por vía atmosférica como por
vertidos al mar.
Los trabajos en esta situación extrema
para recuperar el control en las semanas
posteriores fueron muy notables y la actuación del personal de la central fue ejemplar
demostrando una gran responsabilidad y
compromiso con la protección del público y
del medioambiente. Desde abril de 2011 se
acometió por parte de TEPCO un plan basado en cinco grandes objetivos: recuperar
la refrigeración de los reactores y de las piscinas, reciclar y reducir la cantidad de agua
acumulada, prevenir la contaminación de
acuíferos y escapes subterráneos de agua
acumulada, así como de nuevos escapes
atmosféricos y proceder a la limpieza de
suelos del emplazamiento. Las actuaciones
han requerido un esfuerzo sin precedentes,
en condiciones muy precarias y delicadas
desde el punto de vista radiológico, pese
a lo cual se lograron concluir con éxito las
dos primeras etapas del plan declarándose
el estado de “parada fría de los reactores”
el 15 de diciembre de 2011.
A partir de entonces, los reactores y las
piscinas de combustible se mantienen dañados pero refrigerados de forma estable,
y se han ido estableciendo medios para
reducir la cantidad de agua contaminada.
Todo ello, a base de sistemas de nueva instalación, que se han ido reforzando para
hacer frente a la posibilidad de pérdida de
funciones en caso de nuevos desastres naturales. A medio y largo plazo, los esfuerzos se dirigen hacia conseguir la limpieza
y el desmantelamiento total de la central,
ambicioso objetivo que no podrá lograrse
antes de 30 o 40 años. En la primera fase,
de aproximadamente dos años, los trabajos
están encaminados a poder comenzar la
extracción del combustible de las piscinas de enfriamiento. Una segunda fase, de
aproximadamente 10 años, comprenderá
hasta el comienzo de la extracción del material fundido de los reactores. Y la fase
final, llevaría posteriormente hasta el final
del desmantelamiento. Para llevar a cabo
estos trabajos, hay que desarrollar tecnología avanzada y se empiezan a establecer
colaboraciones internacionales a tal fin.
Ante la gravedad del accidente, en los
primeros días se evacuó de forma preventiva a 78.000 personas residentes a menos de
20 km de la central, en medio de una situación en la que ya había decenas de miles de
damnificados por el tsunami. Posteriormente, debido a los depósitos de radiactividad,
hubo que ampliar la zona de evacuación a
una franja en dirección noroeste de casi 50
km de largo y 15 de ancho (88.000 personas
en total). El panorama actual hace inevitable el mantenimiento de esas zonas con
“acceso restringido” en la parte más contaminada (aproximadamente 100 km2). Fuera
de ellas, se están desarrollando y aplicando
proyectos de descontaminación por municipios, con efectividad desigual, buscando
la implicación de la población, tanto para
aprobar los planes como para ubicar los almacenamientos transitorios de las grandes
cantidades de residuos radiactivos de baja
y muy baja actividad que se generan. Tras
estos primeros proyectos, el Gobierno iniciará otros trabajos de descontaminación
más especializados dentro de las zonas
evacuadas, con el objetivo de permitir el
retorno progresivo de la población.
En cuanto a las consecuencias del accidente sobre la población, el estudio publicado por la OMS a finales de febrero de
2013 ha concluido que, para la población en
general dentro y fuera de Japón, los riesgos
previstos son bajos y no se anticipa que se
vayan a observar alteraciones significativas
en la probabilidad de contraer cáncer, si
bien se prevé un ligero incremento en el
riesgo de cáncer para aquellos que se encontraban en las zonas más contaminadas.
Fuera de estas zonas –incluso en lugares
dentro de la Prefectura de Fukushima– no
se esperan aumentos observables. Se subraya, eso sí, la necesidad de una vigilancia de
la salud a largo plazo en los colectivos más
directamente afectados.
Sin embargo, los sucesos de Fukushima, nos enseñan que hay que permanecer
alerta y estar preparados para “sucesos
extremos, más allá del diseño”. Como se ha
afirmado reiteradamente tras la realización
de las llamadas “pruebas de resistencia” a
las centrales nucleares europeas, en materia de seguridad no cabe la complacencia y
hay que trabajar en la mejora continua.
La respuesta del sector nuclear internacional ha sido de nuevo la que se esperaba, con la creación de los programas
de realización de las llamadas “pruebas
de resistencia” bajo los criterios definidos
y aprobados por la Comisión Europea y
ENSREG (el European Nuclear Safety Regulators Group). En ellas se han reevaluado los
márgenes de seguridad de las centrales nucleares, tratando básicamente de responder
a tres cuestiones: ¿cómo podrían resistir las
centrales existentes, sucesos externos extremos de origen natural que pudieran llegar
a causar daños graves a los reactores, tales
como terremotos, inundaciones o fenómenos meteorológicos extremos? ¿Cuánto podrían soportar sin daño grave situaciones
con pérdida de las funciones soporte de la
seguridad de la instalación (alimentación
eléctrica y sumidero de calor)? y ¿hasta qué
punto se disponen de medidas eficaces de
gestión y mitigación de los accidentes severos?, así como ¿cuánto puede resistir las
piscinas de almacenamiento de combustible irradiado sin sufrir un deterioro grave?
Las conclusiones de las pruebas, una vez
evaluadas, han permitido comprobar la
existencia de importantes márgenes para el
mantenimiento de las condiciones de seguridad más allá de los supuestos considerados en el diseño de las centrales, así como
también poner en marcha un importante
plan de acción que va a servir para mejorar
y reforzar la capacidad de respuesta frente
a esos escenarios.
Junta Directiva ■
INTRODUCCIÓN
CENTRAL NUCLEAR VANDELLÓS II
E
l día 8 de marzo de este año se cumplieron
25 años del inicio de la operación comercial
de la central nuclear Vandellós II, una de
las más jóvenes del parque nuclear español. El
gran esfuerzo colectivo que hay detrás del diseño y construcción de un emplazamiento de estas
características culminó a las 16:15 horas del 14 de
noviembre de 1987, cuando la central alcanzó su
primera criticidad. Esto hito le llevaría unos días
después, el 12 de diciembre de 1987, a realizar el
primer acoplamiento a la red y, a los pocos meses,
a iniciar su operación comercial.
Vandellós II, ubicada en la provincia de Tarragona,
es uno de los tres grupos que opera la Asociación
Nuclear Ascó-Vandellós II (ANAV). Con una potencia nominal de 1.087,1 MW, la central general
anualmente unos 8.000 GWh, cifra que equivale al
3 % de la energía eléctrica consumida en España y
el 18 % en Cataluña.
Desde aquel 8 de marzo de 1988, la planta ha permanecido más de 221.000 horas acoplada a la red
eléctrica y ha producido más de 188.600 GWh, a lo
largo de sus hasta la fecha 19 ciclos de operación,
presentando un factor de carga del 81,2 %.
Este número especial de la revista Nuclear España
recoge los artículos elaborados por profesionales
de Vandellós II sobre algunos de los hitos más
relevantes que la Asociación Nuclear Ascó - Vandellós II ha alcanzado en los últimos años, como
por ejemplo la implantación del Plan de Refuerzo
Organizativo, Cultural y Técnico (PROCURA), el
proceso Conoce Tu Contribución (CTC), los nuevos procesos de formación y cualificación basados
en estándares internacionales, la mejora de la
planificación y gestión de las paradas por recarga,
el sistema de cinco barreras para el control de la
contaminación radiactiva o el despliegue de los
procesos clave.
Destacan especialmente el proyecto Refuerzo de
la Seguridad, derivado del accidente de la central
nuclear de Fukushima, la construcción de un nuevo sistema de salvaguardias tecnológicas (EJ), las
actuaciones en los principales equipos eléctricos
de la central y el estudio del estado del fondo marino en el litoral de Vandellós II. Algunos de estos
temas son, además, analizados por el director de
central, Rafael Martín, y el director general de
ANAV, José Antonio Gago, en sendas entrevistas
en profundidad en las que también se analiza la
actualidad de las plantas de ANAV, las inversiones
previstas para los próximos años y las relaciones
de las centrales nucleares catalanas con el entorno.
Alcanzar este hito del 25 aniversario de la central
nuclear Vandellós II ha sido posible gracias al trabajo de un gran número de personas. Sirvan estas
páginas para rendir un homenaje a todos aquellos
profesionales que, con su esfuerzo y dedicación,
han contribuido día a día, a lo largo de estos 25
años, a que Vandellós II siga operando con las
máximas garantías de seguridad y fiabilidad.
ANAV ■
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2013 3
ENTREVISTA
José Antonio Gago
Director general Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II
Las centrales nucleares Ascó y Vandellós II están operadas por la Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II
(ANAV). Estos tres grupos generan
el 50 % de la electricidad consumida en Cataluña, lo que representa
aproximadamente el 8 % del total de
España.
Al frente de esta agrupación empresarial se encuentra José Antonio
Gago. Con él analizamos la actualidad de las centrales catalanas, las inversiones a realizar en los próximos
años y la siempre importante gestión
de las personas.
Nuestro entrevistado tiene el reto
de liderar la organización que opera
tres grupos con una potencia superior a los 3.000 MW, manteniendo la
seguridad como premisa incondicional, y con nuevas cargas impositivas
que pueden afectar a la viabilidad de
la producción eléctrica.
José Antonio Gago Badenas es ingeniero industrial por la Universidad Politécnica de Madrid, en la especialidad de
Técnicas Energéticas.
Tras una etapa inicial de varios años
dedicada a la docencia y a la investigación en dicha Universidad, en 1988
comenzó su carrera profesional en la
industria nuclear en Enresa.
En 2008 se incorporó a Endesa como
subdirector de Ingeniería y Ciclo de
Combustible de la Dirección General
de Energía Nuclear.
En 2009 pasó a formar parte de ANAV,
primero como jefe de Combustible, y
en abril de 2011 al frente del grupo de
Calidad.
Fue nombrado director de la Asociación en mayo de 2012.
25 AÑOS DE HISTORIA
La Central Nuclear Vandellós II cumple 25 años. Enclavada en el Mediterráneo, es, junto con Trillo, la última
de las instalaciones construidas en
España.
Para el director general de ANAV,
estar al frente de la Asociación en este
aniversario “es motivo de satisfacción
y orgullo, porque desde aquí represento el trabajo de los que estamos
ahora y de las muchas personas que
nos han precedido. Vandellós II fue,
en su momento, la vanguardia de la
tecnología nuclear en España. Afortunadamente, algunos de los profesionales que la pusieron en marcha
todavía forman parte de nuestro equipo, lo cual es muy reconfortante para
todos”.
Muy cerca de Vandellós II se encuentra el edificio que albergó la central de Vandellós I, que como recuerda
José Antonio Gago “en su momento,
también representó la vanguardia
tecnológica, por lo que tenemos en
un mismo emplazamiento el ayer y el
hoy de la energía nuclear en España,
a orillas del Mar Mediterráneo que
nos acoge a todos”.
LA SEGURIDAD COMO OBJETIVO
ESTRATÉGICO
La cultura de seguridad es una constante para las centrales nucleares.
”En los últimos años hemos trabajado
mucho en el ámbito de cultura de
seguridad y estoy seguro de poder
afirmar que el compromiso recogido
en nuestra misión de operar las centrales nucleares Ascó y Vandellós II
ENTREVISTA
de forma segura, fiable, respetuosa
con el medioambiente y garantizando la producción a largo plazo es un
objetivo compartido hoy por todos los
que trabajamos en estas centrales”.
Desde 2005 y derivado de incidentes significativos, se han implantado en estas centrales el Programa de
Acción de Mejora de la Gestión de
la Seguridad, el PAMGS, a lo largo
del periodo 2005-2008 y el Programa
de Refuerzo Organizativo Cultural y
Técnico (PROCURA), cuya implantación finalizó el 31 de diciembre de
2012.
El PROCURA forma parte de la
renovación de las autorizaciones de
explotación de Ascó y de Vandellós
II. “Una vez implantado –indica José
Antonio Gago– tenemos seis meses
para realizar un proceso con el fin de
verificar que todas las acciones para
tratar los factores causales realmente han sido eficaces. En ese proceso
estamos ahora inmersos; esperamos
realizar completamente el ejercicio y
documentarlo para su envío al Consejo de Seguridad Nuclear antes del 30
de junio. Con ello, daríamos respuesta a la condición para la renovación
del permiso de explotación de Ascó”.
Tanto el PAMGS como el Procura
se han desarrollado en el ámbito de
ANAV, de manera que toda la Organización ha formado parte de estos
planes de acción.
Para José Antonio Gago, “todas estas actuaciones gravitan en torno a la
importancia que tiene para nosotros
la cultura de seguridad. De hecho,
repetimos como un mantra que la
seguridad nuclear no se cuestiona,
tiene que estar imbuida y embebida
en todas y cada una de nuestras actuaciones. Para ello, avanzamos en la
línea que se está trabajando en diversos países, entre ellos Estados Unidos,
de reafirmar la figura del “profesional
nuclear”, en cuyo ámbito de trabajo la
seguridad nuclear sea siempre lo primero”.
La relación con el organismo regulador es estrecha para todas las centrales, y seguramente la de ANAV ha
sido más intensa en los últimos años.
“Nuestra relación con el Consejo es
muy fluida. Su presencia nos obliga
Tenemos en un mismo
emplazamiento el ayer y el
hoy de la energía nuclear
en España, a orillas del
Mar Mediterráneo que nos
acoge a todos ■
6 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2013
a anticiparnos y a tener en cuenta todas las cuestiones relacionadas con la
seguridad. Trabajamos con una clara
vocación de transparencia y de comunicación con el organismo regulador”,
afirma el director general.
En otros casos, como el referido al
nuevo nivel de resistencia en caso de
seísmos, identificamos determinadas
actuaciones de mejora que se implantarán en los plazos comprometidos
con el Consejo”.
LAS INVERSIONES
POST FUKUSHIMA
Las pruebas de resistencia realizadas
tras el accidente ocurrido en la central
japonesa de Fukushima han representado un objetivo prioritario para todo
el sector en los últimos meses.
Al igual que el conjunto de las
centrales españolas, ANAV hizo el
análisis requerido por el organismo
regulador, “en un tiempo récord, dedicando un esfuerzo intenso en capital humano y en recursos, para dar
respuesta a las Instrucciones Técnicas
Complementarias que emitió el CSN
al conjunto de los titulares”.
En su opinión, “la evaluación de la
respuesta de los sistemas y componentes de nuestras instalaciones frente a requisitos que iban más allá de
las bases de diseño fue muy profunda. En muchos casos observamos que,
por los conservadurismos con los que
se habían hecho los cálculos iniciales,
los propios sistemas ya instalados en
nuestras centrales eran capaces de
soportar esos nuevos requerimientos.
Actuaciones a corto y medio plazo
Aunque la probabilidad de que se
produzca un tsunami en el Mediterráneo es escasa, Vandellós II ha debido
evaluar las posibles consecuencias
de un suceso de estas características. “Dada la elevación que tiene esta
central sobre el nivel del mar –indica
José Antonio Gago– se comprobó que
un tsunami no tendría impacto”.
También se han analizado las posibles inundaciones como consecuencia
de la rotura de presas aguas arriba de
los emplazamientos. “En este sentido,
hemos identificado actuaciones que
nos van a obligar a reforzar la capacidad de drenar y de evacuar esas
hipotéticas avenidas de agua, una
situación más significativa en el caso
de Ascó que de Vandellós II”.
Esas actuaciones se sitúan en el
corto plazo, como también la puesta
en marcha de los equipos portátiles
para hacer frente a una pérdida de
suministro total exterior, que ya han
llegado a nuestros emplazamientos.
“De esta forma, dispondremos de los
Reafirmamos la figura del
‘profesional nuclear’, en
cuyo ámbito de trabajo
la seguridad nuclear es
siempre lo primero ■
equipos necesarios que nos permitan
hacer frente a un escenario de pérdida de suministro durante un largo
periodo de tiempo, una circunstancia
que no se había planteado en las bases
de diseño de las plantas”.
En paralelo con la adquisición de
estos equipos y la puesta en marcha
de trabajos que permitan su conexión
de forma provisional, las plantas trabajan en las modificaciones necesarias para que, a medio plazo, puedan
conectarse bajo la filosofía del plug
and play, de manera inmediata y rápida, de acuerdo con las ITC fijadas por
el CSN.
El largo plazo y la inversión total
Las inversiones más significativas se
centran, como indica el director general, “en el venteo filtrado de la contención, y el uso de los recombinadores
pasivos autocatalíticos de hidrógeno.
Estos equipos están en proceso de
licitación y adjudicación, y son los
de mayor envergadura en cuanto a
inversión”.
El plazo en el que tienen que estar
implementadas todas estas modificaciones es el 31 de diciembre de 2016,
y la inversión en el conjunto de actuaciones se sitúa alrededor de los
100 millones de euros para los tres
grupos.
“Estas inversiones tenemos que hacerlas, a pesar de que la crisis y la
situación económica actual impliquen
una limitada disponibilidad de dinero, porque para esta organización y
para nuestras empresas propietarias
las mejoras relacionadas con la seguridad no se cuestionan”.
Pero las inversiones no se refieren
solo a los equipos y la tecnología. “Será necesario también analizar cómo
tendremos que reforzar la organiza-
La inversión en el
conjunto de actuaciones
requeridas tras las pruebas
de resistencia se sitúa
alrededor de los 100
millones de euros para los
tres grupos ■
ción de respuesta ante emergencias,
desarrollar nuevas guías y procedimientos de actuación y determinar
cuál será el tiempo que tendremos
que contemplar para garantizar su
presencia en el emplazamiento. Estos
aspectos tendrán un impacto significativo en la organización”, afirma
Gago.
LA GESTIÓN DE LOS RECURSOS
HUMANOS
El sector nuclear se ha caracterizado
siempre por dar relevancia al factor
humano, tanto desde la perspectiva
de la formación como de la gestión de
sus profesionales.
Pasan los años y se hace necesario un adecuado relevo generacional
en las plantillas de las centrales nucleares. Para el director general de
ANAV, “como consecuencia del Plan
PROCURA, y dando respuesta a esta
realidad, en los últimos años hemos
realizado un esfuerzo muy importante en la captación de nuevo personal,
con el fin de garantizar que el conocimiento de las personas que pusieron
en marcha las instalaciones se quede
en la organización”.
ANAV cuenta en la actualidad con
una plantilla de 1.100 trabajadores, y
aproximadamente otros 1.200 de empresas contratistas que trabajan en las
plantas de forma permanente. Estos
números se ven incrementados en
otras 1.000 personas en las recargas.
Para su director general, ANAV “es
una de las mejores empresas para trabajar, y nos llena de orgullo que profesionales de otros sectores de la industria presentes en Tarragona quieran
incorporarse a nuestras plantas”.
LA FORMACIÓN, ELEMENTO CLAVE
CONTRA EL ERROR HUMANO
Reconoce José Antonio Gago que “una
parte importante de los sucesos de los
últimos años ha estado relacionada
con errores humanos, lo que nos llevó
a plantearnos una formación específica para su prevención. Para ello, conjuntamente con Tecnatom, analizamos lo que hacían otras centrales en
el mundo, y propusimos a la Junta de
Administradores la construcción, en
el centro de formación de Tecnatom
en l’Hospitalet de l’Infant, de un simulador de factores humanos, que es un
conjunto de estaciones de trabajo que
Simulador de Factores Humanos.
ENTREVISTA
La agregación de los dos
impuestos, caso de que
el autonómico se aplique,
podría llegar a afectar
a la viabilidad de las
plantas ■
un año hemos recibido a unas 3.000
personas, y es para nosotros un motivo de satisfacción que la gente quiera
venir a conocer nuestras centrales y
saber un poco más sobre la energía
nuclear”.
Con el simulador
hemos logrado una
concienciación adicional
en los trabajadores para
reducir el error humano
en cualquiera de sus
actuaciones ■
reproduce las reales de la planta, para
que la formación no sea únicamente
teórica sino eminentemente práctica”.
Como afirma el director general,
no se trata tanto del entrenamiento
para realizar una tarea, el conocido
como on the job training, sino que va
más allá. “El objetivo es introducir, en
cada uno de los pasos a realizar en la
tarea, las técnicas que conocemos para prevenir el error humano: la comunicación a tres vías, la comunicación
dual, etc. Este simulador, por el que
ya han pasado unas 2.000 personas
en el año y medio que lleva de funcionamiento, ha tenido una valoración
magnífica, tanto por parte de nuestros trabajadores como de los pertenecientes a las empresas contratistas,
a las que también hemos incorporado
a esta formación. Con ello hemos logrado una concienciación adicional
en los trabajadores para reducir el
error humano en cualquier de sus
actuaciones”.
ANAV Y EL ENTORNO
La operación de las centrales nucleares requiere de unas relaciones permanentes, tanto con la Administración Central, a través del Ministerio
de Industria y del Consejo de Seguridad Nuclear, como con el ámbito más
cercano.
“En nuestro caso –indica Gago– tenemos un contacto institucional
permanente con la Generalitat de
Catalunya, la Diputación de Tarragona y los ayuntamientos de Ascó y
l’Hospitalet de l’Infant, además de
otros municipios del entorno de las
plantas. Realizamos encuentros frecuentes con los alcaldes, y somos una
empresa con fuerte implicación en el
territorio. Nos sentimos, y así queremos que se nos vea, como un vecino
más”.
Con el fin de promover las relaciones con el entorno, se construyó el
Centro de Información de ANAV que
está ubicado en el emplazamiento de
la CN Ascó. “Queremos que nuestras
actuaciones se dirijan a las personas
de los municipios que nos acogen,
y para ello organizamos actividades
para los vecinos, además de la exposición permanente sobre energía
nuclear y sobre el funcionamiento de
las centrales”.
“También utilizamos el Centro como sede para los encuentros periódicos con los alcaldes y con los grupos
sociales del entorno. En poco más de
LA VIABILIDAD EN RIESGO
Nuestro entrevistado cuenta con una
amplia trayectoria en el sector nuclear. Por ello, queremos conocer su
opinión sobre la actual situación de
la central de Santa María de Garoña.
“No puedo más que sentir aprecio,
afecto y solidaridad con la plantilla
modélica de Nuclenor, y reconocer
su magnífica profesionalidad en el
arduo y difícil camino por el que están transitando. Como profesional
nuclear me encantaría que Garoña
pudiese seguir funcionando, pero
también entiendo que los accionistas
se planteen su viabilidad económica”.
Reconoce que esta situación también afecta “muy significativamente a
ANAV. Además del impuesto sobre la
producción de energía eléctrica, del 7
por ciento, que aplica a todas las instalaciones de generación, las nucleares tienen también el específico de la
producción de combustible gastado.
A la primera central que afectará este
impuesto es al Grupo 2 de Ascó, cuya
recarga se inicia el próximo mes de
abril”.
“El impacto sobre las cuentas anuales va a ser extraordinariamente significativo. Pero a esto se suma un
posible impuesto anunciado por la
Generalitat y que hemos conocido
por la prensa, que pretende gravar a
las centrales nucleares catalanas con
100 millones de euros al año”.
“La agregación de estos dos impuestos, caso de que el segundo se
aplique, tendría una consecuencia
muy negativa en el resultado económico de las plantas, lo que produce
una clara preocupación de que pueda
llegar a afectar a su viabilidad”.
“Nuestra apuesta sigue siendo por
la producción de una energía segura,
respetuosa con el medio ambiente y
competitiva. En esta línea mantendremos nuestro esfuerzo, con la confianza de los accionistas y el buen trabajo
de los profesionales de ANAV”.
ENTREVISTA
Rafael Martín
Director de la Central Nuclear Vandellós II
La historia de la central nuclear de
Vandellós II transcurre paralela a la
de muchos profesionales que vivieron los años de construcción y de
puesta en marcha, y que hoy constituyen la memoria histórica de la
planta.
Rafael Martín, actual director de la
central, forma parte de ese grupo de
elegidos. A los recuerdos de aquellos
primeros años une la experiencia de
un cuarto de siglo, que ha vivido con
intensidad, con una gran capacidad
de aprendizaje y apostando siempre
por el futuro.
Rafael Martín se incorporó a Vandellós II en 1984, después de finalizar su
formación en la Escuela de Ingenieros
Técnicos Industriales de Tarragona. En
1987 obtuvo la licencia de operador
del reactor, y en noviembre de ese año
fue el operador responsable de la primera criticidad de la planta.
Tras intensos periodos de formación
y la consecuente obtención de la licencia de supervisor de instalaciones
nucleares y radiactivas, fue nombrado
jefe de sala de control, y posteriormente jefe de turno, cargo que desempeñó
durante 17 años.
En 2006 fue nombrado jefe de operación, pasando a ser jefe de explotación
en 2008. Desde mayo de 2012 es director de CN Vandellós II.
RECUERDOS HISTÓRICOS
Rafael Martín reconoce con orgullo que nació profesionalmente con
Vandellós II y recuerda de manera
muy especial la intensidad de esos
primeros años. “Siempre recordaré la
imagen de la central cuando llegué
aquí por primera vez. El edificio de
contención todavía mostraba parte
del encofrado, y se podía diferenciar
también el esqueleto formado por los
conductos que después albergarían
los cables para el tensado; sólo faltaba
la parte superior de la contención”.
El director de la planta ha vivido
épocas muy significativas, y cambios
relevantes en el sector. “Cuando hice
mi formación en Tecnatom en 1985,
disponíamos de cinco procedimientos
para hacer frente a los accidentes analizados en los estudios de seguridad,
los cuales nos permitirían controlar la
situación y estabilizar la planta”.
Pocos años antes había ocurrido el
accidente en la central de la Isla de las
Tres Millas, que no tuvo consecuencias externas pero que cambió sustancialmente el funcionamiento interno
de las centrales. “Eso significó que,
como una de las lecciones aprendidas,
los cinco procedimientos de los que
disponíamos para afrontar un accidente, se transformaron en más de 30,
que debimos aprender para obtener la
licencia de operación. Debo reconocer
que aquel aprendizaje me aportó una
garantía y una tranquilidad en mi
trabajo en la sala de control”.
Fueron también los años en los que
se decidió la moratoria nuclear. “Había tres centrales en estado muy avanzado de construcción: Trillo, Valde-
caballeros y Vandellós II. Fuimos de
los afortunados que formamos parte
de la tercera generación”, indica el
director, para quien la posterior época de puesta en marcha fue de una
gran intensidad, de la que guarda
también un grato recuerdo. “Es algo
que llevamos en nuestra memoria y
en nuestros conocimientos”.
INCREMENTOS DE POTENCIA
Finalizada la puesta en marcha, se
pasó a los primeros años de funcionamiento de la central que, en palabras
de Rafael Martín, “fue una etapa, primero muy exigente para todos ya que
es en esta época cuando aparecen
las incidencias “de juventud” de los
diferentes sistemas y componentes,
y posteriormente, con las incidencias
resueltas y toda la instalación nueva,
ENTREVISTA
muy plácida, satisfactoria y de largos
periodos de funcionamiento continuado”.
“En esos años nos dedicamos, además del funcionamiento fiable y seguro y, siguiendo las tendencias de
la industria, a hacer modificaciones
para incrementar nuestra producción.
La primera consistió en sustituir el
rotor del turbogrupo, que representó
una mejora de rendimiento importante. La segunda fue el cambio de
la instrumentación de medición del
caudal. De esta forma, pasamos de
una potencia inicial de 982 MWh a los
actuales 1.087 MWh”.
LOS AÑOS INTENSOS
Durante más de quince años, la central mantiene una operación adecuada, con buenos resultados de operación. “Llegamos a enlazar un ciclo
con el siguiente sin paradas no programadas. De hecho, alcanzamos 520
días de operación continuada”.
Pero en el año 2004 se produjo la
rotura de la tubería del sistema de
agua de servicios esenciales. “Ese suceso demostró que éramos una organización con algunas debilidades”,
reconoce su director. “A partir de ahí,
con humildad y responsabilidad, y
con actitud cuestionadora y ganas de
aprender del suceso, empezamos una
nueva etapa”.
“Para ello, analizamos las causas y
desarrollamos los planes de actuación
y los cambios necesarios, tanto en las
modificaciones de diseño de la planta, como en la cultura y en el desarrollo de las personas, y en la mejora de
nuestros procesos, con el fin de evitar
que volviera a ocurrir algo similar”.
Seguramente el proyecto más importante abordado como consecuencia del suceso es el sistema de salvaguardias tecnológicas, el llamado
EJ, que en palabras de nuestro entrevistado, “permite a la central quedar
independizada del mar en caso de
accidente. El EJ consiste en dos balsas,
con una capacidad total de 30.000 m3,
que cuentan con bombas que aspiran
el agua de las balsas y pasan por las
torres de refrigeración, de forma que
soportan la refrigeración en caso de
accidente”.
Fuimos de los afortunados
que formamos parte de
la tercera generación.
Es algo que llevamos en
nuestra memoria y en
nuestros conocimientos ■
Mientras Vandellós II pone en marcha este sistema, se produce el suceso
de liberación de partículas en Ascó.
“Formamos parte de la misma organización y por lo tanto también tenemos
muchas cosas que aprender de esta
situación”.
El aprendizaje que ambos sucesos
ha representado es vital para el buen
funcionamiento de las plantas. Así lo
entiende Rafael Martín. “Personalmente en este momento me siento cómodo,
porque nuestra organización ha mejorado de manera muy importante desde
2004, tanto en la dotación de recursos
humanos como en procesos e instalaciones. Nuestro esfuerzo ahora radica
en comprobar que estos cambios quedan consolidados en la gestión, y en
elaborar mecanismos para evitar la
complacencia. Hemos llegado a una
buena situación, pero siempre podremos mejorar, y es necesario mantener
el estado de alerta continua, teniendo
presente nuestra misión, que es la producción segura, fiable, respetuosa con
el medio ambiente, y a largo plazo. La
voluntad de mejora debe ser una actitud sostenida en el tiempo y que tiene
que estar en la mente de todos”.
INVERSIONES PERMANENTES.
LOS NUEVOS TRANSFORMADORES
Las centrales nucleares mantienen
planes constantes de inversión, además de las modificaciones que han de
hacerse como consecuencia del accidente ocurrido en la central japonesa
de Fukushima.
En este ámbito de mejoras permanentes se enmarca, por ejemplo, la
sustitución del transformador principal “uno de los equipos importantes
de nuestra instalación. El original ha
estado trabajando durante más de 20
años, y por eso decidimos su sustitución en la recarga de 2011, mientras
que en la 2012 completamos la mejora
con el cambio del interruptor por el
que sale nuestra energía, que ahora
es más simple y, a la vez, más robusto
y fácil de mantener. Son dos de las actuaciones que hemos asumido dentro
nuestro plan estratégico, buscando la
operación a largo plazo”.
EL EJ, UNA BUENA DECISIÓN
ANTES DE FUKUSHIMA
La puesta en marcha del sistema EJ
ha permitido a Vandellós II situarse
en una posición muy adecuada con
relación a las exigencias realizadas
por el organismo regulador tras el
accidente de la central japonesa de
Fukushima. “Con esta mejora –señala
el director– quedan descartados los
efectos de un posible tsunami en la
zona, ya que estamos a 23 metros de
altura y somos independientes del
mar”.
Pero no termina aquí el análisis
de posibles escenarios, como reconoce nuestro entrevistado. “Como
lecciones aprendidas del accidente
mencionado tenemos que ir más allá
y ponernos en la situación de gestionar la pérdida de energía eléctrica y
la capacidad de refrigeración. Deri-
Nuestra organización ha
mejorado de manera muy
importante en los últimos
años ■
vado de esto tenemos que comprar
equipos auxiliares alternativos, y
hacer una serie de modificaciones
que nos ayuden, ante estos supuestos, a mantener la refrigeración de la
planta, que es primordial en nuestra
industria”.
“Esto va a suponer cambios en
la gestión de emergencias, tanto en
componentes como en equipo humano. Además, debemos desarrollar
y complementar los procedimientos
asociados a estos sucesos inesperados, como son las guías de gestión
de accidentes severos y las guías de
mitigación de daños extensos”.
Una parte importante de estos procedimientos ya está desarrollada, y a
partir de ahora será necesario incidir
en la formación y el entrenamiento.
Por otra parte, habrá que abordar
el mantenimiento y las pruebas de
vigilancia de los nuevos equipos alternativos. Todo ello implicará, en
palabras de Rafael Martín, “un arduo
trabajo”, que no termina aquí.
EL EQUIPO HUMANO
La intensa actividad que Vandellós II ha mantenido en los últimos
años ha tenido como consecuencia
un importante refuerzo en el ámbito
organizativo, que su director considera muy positivo, “especialmente
en áreas como la gestión de la experiencia operativa, la supervisión de
trabajos y la formación de personal”.
En paralelo con estos cambios,
producto de situaciones operativas
o de requerimientos del organismo
regulador, en estos años se produce
la jubilación de una parte importante del equipo que participó en la
construcción y puesta en marcha de
la central.
“Entre 2012 y 2015 tenemos picos
importantes de nuestra población
trabajadora que alcanzará la edad
de jubilación. Y hay que tener en
cuenta que estos profesionales tienen unos conocimientos y una historia que son únicos”.
Para dar solución a este cambio
se ha diseñado el plan de Gestión
del Relevo Generacional, el GRG.
“Para ello, hacemos un proceso de
selección, y posteriormente un periodo de formación general y otro
de formación específica. Posteriormente, el profesional que accede a
ese puesto comparte durante unos
meses su trabajo con la persona que
se va a jubilar, preparando el relevo.
De esta forma, intentamos garantizar que no haya una pérdida del
conocimiento”. Este proceso implica la incorporación de unas 50 o 60
personas al año.
ADAPTARSE A LA LEGISLACIÓN
VIGENTE
Los cambios que está poniendo en
marcha la Administración Central con
relación a la edad de jubilación inciden
de manera directa en el plan GRG.
“Tendremos que adaptar nuestro
programa de relevo generacional, en
función de los cambios que está poniendo en marcha el Gobierno sobre
edades y condiciones de jubilación
para los próximos años. En cualquier
caso, el GRG define el número de
puestos de trabajo que han de ser sustituidos cada año, en función de las
jubilaciones”.
LA CONFIANZA,
UN ELEMENTO CLAVE
Rafael Martín es reusense. Por lo tanto, conoce bien, incluso desde antes de
estar al frente de la producción de la
planta, la relación de la central con la
zona. “Siempre he tenido la sensación
de que esta es una industria aceptada,
y nos esforzamos permanentemente
para que continúe siendo así”.
Para el director, la relación con el
entorno, representado en primera
instancia por los alcaldes, es fundamental. “La clave para mantener una
buena relación es la confianza. En
esta línea, siempre les transmitimos
que, en el caso de que ocurra una incidencia, ellos serán los primeros en
conocer los detalles, para que ante
cualquier pregunta, dispongan de información de primera mano. En este
sentido, es una relación muy abierta y
absolutamente bidireccional”.
Una actividad importante, en este
marco de transparencia en el que nos
situamos es la participación en el Comité de Información convocado por el
Ministerio de Industria, en el que hay
representación de diversos estamentos
de la zona. “Aquí informamos sobre el
funcionamiento de la planta a lo largo
del año y nos ponemos a disposición
del público asistente para contestar las
preguntas que puedan tener sobre el
funcionamiento de la planta”.
Además de las acciones de información, Rafael Martín destaca también
el apoyo que ANAV ha prestado a las
instituciones y entidades de las zonas donde se encuentran ubicadas las
centrales para promover el desarrollo
socieconómico, la actividad cultural o
la preservación del entorno.
Un ejemplo de esta voluntad de ser
un vecino más y apoyar al territorio es el reciente acuerdo alcanzado
con el Ayuntamiento de l’Hospitalet
de l’Infant para el uso de su vivero
de empresas. “Antes de cada recarga
ponemos en marcha un plan de formación que implica a muchos trabajadores externos. En la última recarga
acordamos con el Ayuntamiento utilizar el vivero de empresas para realizar dicha actividad. De esta forma,
nosotros gestionamos mejor a este
alto número de trabajadores, sin producir impacto en los accesos a nuestro
emplazamiento, y el municipio cuenta
con una actividad que da relevancia
a sus instalaciones”. Esta iniciativa,
puesta en marcha en la última recarga, tendrá continuidad en el tiempo.
LA BUENA GESTIÓN
DE UN INCIDENTE
En materia de comunicación, Rafael
Martín tuvo una experiencia muy interesante en 2008, cuando sustituía al director de planta en el periodo de verano.
“En agosto de aquel año –recuerda–
se produjo el incendio del alternador.
A pesar de no tener implicación nuclear, porque tuvo lugar en la parte
convencional de la planta, la repercusión mediática fue muy importante”.
Afirma nuestro entrevistado que la
gestión de la crisis se basó “en dos
premisas: la confianza y la rapidez en
la respuesta, y eso fue muy positivo”.
“El día siguiente del incendio recibimos al alcalde de Vandellòs i
l’Hospitalet de l’Infant, y casi seguidamente vinieron los alcaldes de la
zona y la subdelegada del Gobierno.
De esta forma, en muy poco margen
de tiempo, que fue de un fin de semana, todos sabían qué había ocurrido
porque lo habían visto directamente.
VANDELLÓS Y LA SNE
El próximo mes de septiembre se celebra la 39a Reunión Anual de la SNE.
En esta ocasión, Reus acogerá a los
congresistas, y toda la Costa Dorada
será anfitriona de los más de 600 asistentes previstos.
La central nuclear Vandellós II estará
directamente implicada en este evento
a través del apoyo de sus directivos y
profesionales. “Estamos orgullosos de
compartir con nuestros colegas de otras
centrales, y de diversos países, la celebración de la próxima Reunión Anual
de la SNE”, afirma Rafael Martín.
La cita, del 25 al 27 de septiembre en
Reus.
ACTUACIONES EN EQUIPOS ELÉCTRICOS
PRINCIPALES
DOMINGO VILLANOVA
es ingeniero técnico industrial y Jefe de Proyectos
Eléctricos de la Dirección de Servicios Técnicos
de CN Vandellós II
SUSTITUCIÓN TRANSFORMADOR
PRINCIPAL DE CN VANDELLÓS II
Como diseño original de la planta, y
con anterioridad al año 1987, la Central Nuclear Vandellós II adquirió a
Westinghose cuatro unidades monofásicas de 342 MVA, de las cuales
tres unidades, con una potencia de
total de 1026 MVA, constituyeron el
transformador principal de CN Vandellós II. Con esta disposición de potencia, se llevó a cabo en el año 1987
la sincronización de la central.
En 1999 se incrementó la potencia
de las unidades monofásicas hasta
386 MVA cada una, pasando la potencia total del transformador principal
a 1.158 MVA. Este incremento de po-
tencia se realizó a base de modificar
el sistema de refrigeración del transformador.
Debido a los años de funcionamiento y a la experiencia operativa habida
en diversas centrales nucleares sobre
transformadores similares, en el año
2008, ANAV decide iniciar el proceso de adquisición de cuatro nuevas
unidades monofásicas, con objeto de
sustituir a las unidades existentes.
Mediante la emisión correspondiente de la nueva especificación técnica
de compra, quedaron definidas las
nuevas características del transformador principal. Los aspectos técnicos
más significativos incorporados en el
diseño del nuevo transformador han
sido las siguientes:
– Incremento de la potencia del transformador a 1.260 MVA (3x420 MVA).
– Incorporación de cambiador de tomas en vacío en el transformador,
lo que permite reducir la
probabilidad de fallos y
aumentar la disponibilidad de la central.
– Diseño del núcleo magnético con chapa de alta
calidad, lo que representa
una reducción considerable en las pérdidas en el
hierro.
– Nuevo diseño y control
del sistema de refrigeración del transformador.
– Incorporación de analizadores de gases on line.
– Incorporación de sensores
de temperatura de fibra
óptica en los devanados y
en el aceite. Ello permite
monitorizar on line y realizar un seguimiento continuo de las temperaturas
del transformador.
Las nuevas unidades monofásicas fueron fabricadas
por ABB en su factoría de
Córdoba. Durante la Recarga n o 17 (2011), se instalaron en la planta las nuevas
unidades monofásicas (en
sustitución de las existentes)
así como los nuevos cuadros
del sistema de control de refrigeración del nuevo transformador.
SUSTITUCIÓN
INTERRUPTOR DE
GENERACIÓN CN VANDELLÓS II
Como consecuencia del incidente
del año 2008, y debido a la obsolescencia y a la falta de repuestos para
el interruptor instalado en la planta
desde el origen, se decidió proceder
a su sustitución. Para ello, después
de analizar y evaluar las diferentes
tecnologías existentes en el mercado
para interruptores de las características eléctricas similares al instalado,
se optó por adquirir a ABB un interruptor con tecnología de Hexafluoruro (SF6), en el que se utiliza dicho
gas como mecanismo de extinción
del arco, con lo que se ha conseguido
aumentar la fiabilidad del sistema. El
nuevo interruptor modelo HEC 7 no
necesita equipos adicionales para su
funcionamiento y, en consecuencia,
ha permitido prescindir de todas las
instalaciones adicionales que el interruptor antiguo necesitaba para su
funcionamiento: estación compresora, equipo de agua de refrigeración,
etc. Todo ello ha representado una
reducción considerable en las intervenciones de mantenimiento y a su
vez un incremento en la fiabilidad
del sistema.
namiento en campa manteniendo a lo largo del tiempo
las características eléctricas
y mecánicas del rotor.
La incorporación del nuevo interruptor a la planta, junto con el nuevo
cuadro de control, se realizó durante
la Recarga no 18 (2012).
RECALIFICACIÓN DE ROTORES
DEL ALTERNADOR PRINCIPAL
Dentro del proceso de recalificaciones
de equipos, se han considerado los
rotores del alternador principal. Durante la Recarga de 2012 se incorporó
al alternador de CN Vandellós II el
rotor que había sido recalificado en
la factoría de Siemens en Mulheim,
Alemania. Dicho rotor fue rebobinado
con cobre nuevo, lo que le permite
disponer de una potencia superior al
resto de rotores.
El rotor extraído durante la recarga de 2012 queda como repuesto y
también fue recalificado en la factoría
de Siemens, si bien en el proceso de
rebobinado no se sustituyó el cobre
inicial, por lo que este rotor mantiene
las características eléctricas del diseño original.
Por su parte, ANAV ha adquirido
un contenedor para el almacenamiento del rotor de repuesto, presurizado
con nitrógeno, que permite su almace-
RECALIFICACIÓN DE
EXCITATRICES DEL
ALTERNADOR PRINCIPAL
Hace aproximadamente 23
años, CN Vandellós II adquirió una excitatriz procedente
de la central nuclear de Sayago. Desde entonces, dicha
excitatriz se encontraba almacenada en una nave en
los almacenes exteriores de
la planta.
Personal de la Dirección
de Servicios Técnicos realizó un estudio de viabilidad
técnica, tanto eléctrica como mecánica, y analizó su
posible intercambiabilidad y
adaptabilidad para su utilización en C. N. Vandellós II.
Como consecuencia del
estudio, y aunque los parámetros eléctricos no eran
exactamente iguales que los
de la excitatriz original, se
llegó a la conclusión de que
dichos parámetros entraban
dentro de los márgenes requeridos para garantizar su
funcionalidad y, en base a
ello, se decidió a principio
del año de 2010 enviarla a
la factoría de Siemens en Charlotte,
EE UU para proceder a su recalificación. Durante la Recarga de enero de
2011, la excitatriz fue instalada en el
grupo alternador de CN Vandellós II,
encontrándose actualmente funcionando sin ningún tipo de incidencias.
Por su parte, la excitatriz original
de CN Vandellós II fue enviada a la
factoría de Siemens en Charlotte,
EE UU para su recalificación. Actualmente se encuentra en el emplazamiento como repuesto.
ADQUISICIÓN DE NUEVOS
MOTORES DE MEDIA TENSIÓN
DE REPUESTO
Desde la puesta en funcionamiento
de Vandellós II se han adquirido como repuesto los siguientes motores
de media tensión:
– 1 motor de repuesto para las Bombas Agua Servicios No Esenciales.
Sistema EA
– 1 motor de repuesto para las Bombas Agua Alimentación Auxiliar.
Sistema AL
– 2 motores de repuesto para las Bombas de Condensado/Drenaje de Calentadores. Sistemas AD/AF.
CONSTRUCCIÓN DE UN NUEVO SISTEMA
DE SALVAGUARDIAS TECNOLÓGICAS
JUAN SABATER
es ingeniero de Caminos, Canales y Puertos.
Jefe de Ingeniería Civil y Estructural de ANAV
E
n el curso de la explotación de
una central es una práctica habitual realizar modificaciones en
diseño que mejoren los márgenes de
seguridad. A veces estas modificaciones pueden ser de gran importancia;
como es el caso del proyecto EJ, en el
que tuve la oportunidad de participar
y que resumo a continuación.
El 25 de agosto de 2004, durante el
cambio de tren del sistema de agua de
servicios esenciales (EF), se produjo la
rotura de una boca de hombre de la tubería, debido a la pérdida de capacidad
estructural de la misma, ocasionada
por corrosión. Este sistema constituía
el sumidero final de calor de la central
en todos sus modos de operación.
Este hecho supuso el mayor problema técnico que ha tenido Vandellós II
en sus 25 años de vida, llegando incluso a cuestionar la capacidad del
sistema afectado que, a su vez, es imprescindible para que la central pueda operar.
Durante la siguiente recarga, la 15a,
que se llevó a cabo desde marzo de
2005 hasta septiembre de ese mismo
año, se comprobó que el problema,
que inicialmente parecía localizado
en las bocas de hombre, realmente estaba extendido más allá de estas, en
el interior de las tuberías enterradas,
obligando a realizar en esa misma
recarga su reparación o sustitución
y a desarrollar un plan de acción que
estableciera una solución del problema a largo plazo, tanto desde el
punto de vista físico como en otros
aspectos de ANAV.
Refrigeración
componentes
Refrigeración con sistema EJ (accidente)
Combustible
Arquetas del sistema con las bocas de registro
Impulsión tren B
G.D.
A
G.D.
B
Retorno tren B
Control
Impulsión y retorno
tren A
Auxiliar
Contención
Turbina
El sistema EF tranfiere la carga
térmica de los sistemas a los
que refrigera (agua de
refrigeración de componentes,
generadores diesel de
emergencia y agua esencial
enfriada) al sumidero final de
calor que es el mar Meditarráneo.
El sistema debe operar tanto en
operación normal, como en caso
de accidente.
Talud
Mar Mediterráneo
A C B
Bombas de impulsión
Figura 1.
Figura 2.
Figura 3.
Dentro de este plan, se incluyeron
tres puntos relacionados con una muy
profunda modificación del sistema.
Las acciones son las siguientes:
– EFR-28. Sustitución de la tubería
bonna del sistema EF por una tubería metálica, diseñada según ASME III
clase 3, en galería o trinchera visitable, considerando asimismo las
necesidades de sustitución de cables.
– EFR-29. Adición de un nuevo sistema diverso con torre de refrigeración de agua dulce al sistema EF.
– EFR-30. Sustitución de la refrigeración mediante el sistema EF (agua
de mar) por aerorefrigeradores en
los sistemas de seguridad del generador diésel de emergencia (KJ)
y del de agua esencial enfriada (GJ).
El plan incluyó un plazo de dos ciclos para su diseño, adquisición de
equipos y construcción y puesta en
marcha.
Poco antes del arranque de CN
Vandellós II tras la mencionada recarga, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) aprobó el plan, convirtiéndose en un objetivo sine qua non
para el arranque de la central tras la
17a recarga.
En esa fecha, la Dirección de Servicios Técnicos empezó a trabajar en
el proyecto. En un primer momento,
antes de final del año 2005, se sometió
a consideración del organismo regulador una solución técnica que, manteniendo los objetivos recogidos en
las tres acciones anteriores, cambiaba
la forma de acometerlas. Esta solución
planteaba dos fases de proyecto a realizar en dos recargas diferentes, la 16a
y la 17a, que consistían en:
– Fase I: modificación de los sistemas
KJ y GJ (refrigeración por aerorefrigeradores).
– Fase II: modificación del sistema de
refrigeración de componentes (EG)
y diseño e implantación de un nuevo sistema (EJ) para refrigeración
del sistema EG, en condición de
emergencia (inyección de seguridad
o pérdida de suministro eléctrico
exterior), en sustitución del sistema
EF en esas circunstancias, así como
la desclasificación de este último.
Esta solución técnica, que había sido consensuada previamente por las
direcciones de Central Vandellós II y
de Servicios Técnicos de ANAV, fue
considerada apropiada por el CSN.
En ese momento, finales del año 2005,
principios del 2006, empezó el proyecto EJ.
El gran volumen de trabajo que
implicaba este proyecto y el cortísimo plazo en el que se debía ejecutar,
aconsejaba a ANAV contratar los trabajos de ingeniería (tanto básica como
de detalle), la gestión de compras y el
montaje, a una empresa colaboradora.
Se solicitó este apoyo a empresas de
reconocida experiencia en el mundo nuclear, en concreto a Areva y a
IDOM, resultado finalmente esta última adjudicataria de los mismos.
En paralelo, se generó en ANAV un
grupo de proyecto interdisciplinar e
interdepartamental, para la supervisión del proyecto. Bajo la coordinación de DST, se incluyeron las disciplinas de operación, mantenimiento,
ingeniería, licenciamiento, calidad,
factores humanos, DLA y prevención.
El trabajo conjunto de todos ellos
consiguió que, a pesar de los plazos
y los múltiples problemas que surgieron a lo largo de los dos ciclos que
duró el proyecto, se consiguiese la implantación de las modificaciones requeridas y CN Vandellós II, afrontase
el Ciclo 18 con un nivel de seguridad
muy superior al que tenía antes de las
modificaciones.
La Fase I del proyecto se inició en el
primer trimestre del 2006 y terminó
en agosto de 2007. En ese plazo se realizó la modificación de diseño de los
sistemas KJ y GJ, independizando sus
focos fríos del sistema EF, resultando
Refrigeración con sistema EF (operación normal)
Edif. componentes
Edif. salvaguardias
tecnológicas
EG-E01A/B
Refrigeración con sistema EJ (accidente)
Edif. componentes
EG-E02A/B
Sistema EF
Edif. salvaguardias
tecnológicas
EG-E01A/B
EG-E02A/B
Sistema EJ
Figura 4.
en las modificaciones que se pueden
ver en la Figura 2.
Para ello, se diseñaron, especificaron, compraron, fabricaron y montaron equipos relacionados con la seguridad muy significativos, como dos
nuevas unidades de enfriamiento de
agua, 14 aerorrefrigeradores, 12 bombas, 4 cuadros de control local, 6 cambiadores de calor, se reformaron 32
cabinas eléctricas, se realizó una modificación importante en los propios
generadores diésel de emergencia.
Debido a que la industria nuclear nacional no tiene capacidad para aportar
algunos de estos equipos, se tuvieron
que adquirir en el extranjero (EE UU,
Corea, Suecia, Francia). En ese periodo se reformaron también los paneles
de la Sala de Control y se reforzó y
modificó sustancialmente la cubierta
del Edificio CAT-Diesel.
En esta fase se requirieron más de
150.000 horas de ingeniería y supervisión de obra y 800.000 de montaje; se
montaron más de 400 m de tubería y
se tendieron más de 56.000 m de cable.
La Fase II del proyecto se inició en
segundo trimestre del año 2007, y finalizó en el verano del año 2009. En
ese plazo se realizó la modificación
de diseño del sistema EG, se descalificó el Sistema EF y se construyó el
sistema EJ.
Este nuevo sistema, que constituye el nuevo sumidero final de calor
en caso de accidente, se conectó al
sistema EG, en serie con el sistema
EF, que permanece como sistema no
de seguridad. Para ello cuenta con
una balsa de agua que garantiza su
funcionamiento durante 30 días, tal
y como exige la RG 1.27; dos torres de
refrigeración que evacúan el calor a la
atmósfera en las peores condiciones
atmosféricas de diseño, conectado a dos
nuevos cambiadores de calor, mediante tubería de acero al carbono ASME
III, clase 3, ubicada en dos galerías
enterradas. Esta actuación implicó la
ampliación del emplazamiento de CN
Vandellós II en, aproximadamente, un
25 %. En las Figuras 3 y 4 se plasma el
diseño realizado.
En esta fase, la obra civil centró las
actuaciones más importantes. Se diseñaron y construyeron la nueva balsa
de agua de 30.000 m3 de capacidad, la
galería enterrada de más de 500 m de
longitud, dos nuevos edificios para
ubicar la instalación eléctrica y los
cambiadores de calor del sistema, las
dos torres de refrigeración y una galería aérea para el sistema EG; todas,
actuaciones relacionadas con la seguridad. Se realizaron 180.000 m3 de
excavaciones, se emplearon 20.000 m3
de hormigón y 2.800 tm de acero.
Las actuaciones mecánicas y eléctricas y de I&C, también requirieron
la instalación de elementos significativos, como son dos nuevos cambiadores
de calor, ocho conjuntos de elementos
para las torres de refrigeración, 250 actuaciones en cabinas y paneles, cuatro
bombas principales, dos de recirculación y cuatro nuevos rodetes para las
bombas del sistema EG, cuatro válvulas de bypass para ese mismo sistema.
En esta etapa también fue necesario
recurrir a suministradores extranjeros
(EE UU, Francia), si bien en menor medida que en la anterior.
En esta Fase II se requirieron más
de 180.000 horas de ingeniería y supervisión de obra y 950.000 de montaje; se montaron más de 6000 m de tubería y se tendieron más de 160.000 m
de cable.
El proceso de licenciamiento de las
modificaciones y del nuevo sistema
fue también complejo. En la Fase I se
requirió por parte del CSN, de acuerdo a los artículos 25.1 y 26 del RINR,
la solicitud al MITyC de una solicitud
de autorización de puesta en marcha
de la modificación; autorización que
se recibió en junio de 2007. La Fase II
requirió la solicitud de autorización
de construcción de acuerdo a lo indicado en los artículos 25.2 y 27 de ese
reglamento, que se recibe en mayo de
2007 y la de puesta en marcha, que se
recibe en mayo de 2009. El proceso
requerido para la Fase II era el mismo
que el necesario para la construcción
de una nueva central nuclear.
El proyecto finalizó tras la recarga 17a, con el arranque de la central
habiendo dado cumplimiento a las
acciones comprometidas en el plan de
acción, tras el trabajo de más de 2.000
personas, pertenecientes a más de 150
empresas, y permitiendo cerrar una
etapa de incertidumbre y afrontar el
futuro con renovada seguridad.
ESTADO DEL FONDO MARINO
EN EL LITORAL DE VANDELLÓS II
JOSÉ LUIS ESPARZA
es doctor en Medicina y Máster en Medio Ambiente.
Jefe de Medio Ambiente de ANAV.
E
l Plan de Gestión del Agua de
Cataluña establece la necesidad
de gestionar este recurso natural correctamente y velar por la funcionalidad de los ecosistemas que de
ella se nutren. El Plan dispone una serie de objetivos de calidad ambiental
para todas las masas de agua. Entre
las diferentes categorías de masas, se
contemplan las aguas costeras. Los
objetivos ambientales tratan de alcanzar valores próximos a las condiciones naturales.
ANAV, sensible al entorno ambiental en el que desarrolla su actividad,
ha realizado un estudio para la identificación del estado del medio marino en la franja litoral contigua a la
central nuclear de Vandellós II. En
este estudio se investigan las variables más críticas: calidad del agua, del
sedimento y de las comunidades bentónicas. El estudio también incluye la
caracterización de la macrofauna y la
cartografía de las comunidades naturales marinas para la caracterización
de las praderas de fanerógamas y de
los fondos.
Para la evaluación de la calidad de
las aguas, se determinan múltiples
parámetros en términos de temperatura, columnas termohalinas, salinidad, densidad, concentración de
oxígeno, clorofila, turbidez. Se determinan también concentraciones de
silicatos, fosfatos y amonio así como
materias en suspensión. La concentración de compuestos inorgánicos de
nitrógeno y fósforo son fundamentales en la formación del fitoplancton
y, por lo tanto, en el mantenimiento y
continuidad de la cadena trófica.
La calidad de los sedimentos marinos se evalúa de acuerdo con lo que
determinan las recomendaciones del
Cedex. Los valores obtenidos permiten excluir fuentes de contaminación
orgánica de origen antropogénico.
En consecuencia, son sedimentos no
afectados por procesos específicos de
contaminación por metales pesados.
Lo mismo ocurre con los policlorobifenilos cuyos sedimentos están libres
de contaminación por estos compuestos.
La prospección con sonar de barrido lateral permite distinguir cinco
tipos de fondo distintos de entre los
que destacan los fondos de Posidonia
oceánica y el de arenas finas con Cymodocea nodosa. Los fondos colonizados
por esta fanerógama son básicamente
de arenas gruesas, detríticos costeros
y rocosos, mientras que resulta ausente en los fondos de arenas finas o
en fondos afectados por una elevada
entrada de sedimento fino.
Una de las principales características de las praderas de Posidonia oceánica es su riqueza en flora y fauna.
Entre los animales que colonizan las
hojas cabe subrayar la presencia de
los briozoos incrustantes. También los
hidroideos tienen mucha importancia
en la colonización de las hojas. Cabe
subrayar en la zona somera ocupada
por la pradera de Posidonia oceánica la
presencia, en unos casos masiva, de la
nacra (Pinna nobilis), molusco bivalvo
protegido por la Directiva Hábitats y
el Convenio de Barcelona, que además
se encuentra en el Catálogo Nacional
de Especies Amenazadas como especie vulnerable.
En la zona de estudio la pradera de
Posidonia oceánica se extiende desde los
pocos metros de profundidad hasta
poco más de 20 metros. La especie
Cymodocea nodosa es, después de Posidonia oceánica, la segunda fanerógama
marina más importante del Mediterráneo. Actualmente su distribución
está restringida, además del Mediterráneo, al Atlántico oriental, desde el
sur de Portugal hasta Senegal, incluyendo las islas Canarias y Madeira.
Como ocurre con el resto de las fanerógamas marinas, el principal mecanismo de proliferación de Cymodocea
nodosa es la reproducción vegetativa
y su crecimiento es muy sensible a los
cambios ambientales.
Los principales índices estructurales que definen el estado ecológico
de la macrofauna bentónica alcanzan
valores que se sitúan en un rango que
se puede considerar de normalidad.
Estas condiciones determinan que no
se han detectado especies indicadoras
de contaminación, que así confirman
la ausencia de perturbaciones de origen antropogénico en el ámbito de
estudio.
Se observan también, las estructuras sumergidas de captación del agua
para la refrigeración de la central.
En la inspección de estas estructuras
destaca una importante colonización
tanto vegetal o algal, como animal.
Entre las especies colonizadoras más
importantes detectadas cabe señalar
la notable abundancia de gorgonias y
de algas escifilas en la parte interna.
En conclusión, el área estudiada se
caracteriza por la presencia de una
extensa pradera de Posidonia oceánica, que ocupa en su conjunto casi el
50 % del área analizada. Las praderas
formadas por esta fanerógama debido a su importancia ecológica, se
consideran como hábitat prioritario
en la Directiva Hábitats.
Otra característica que
denota el excelente estado
de conservación de la pradera de Posidonia oceánica
es el elevado número de
nacras. La comparación
con los datos estructurales de praderas cercanas
con características similares (Salou, Cambrils y
Montroig del Camp), permite observar una densidad sustancialmente más
elevada en la pradera de
Vandellòs, hecho que índica su mejor estado de
con ser vación. La ot ra
fanerógama marina presente es Cymodocea nodosa, cuyo hábitat son los
bancos de arena cubiertos permanentemente por
agua poco profunda, que
se considera de interés comunitario en la Directiva
Hábitats.
El análisis cuantitativo
de la macrofauna bentónica, donde destaca la ausencia de especies indicadoras de contaminación,
muestra las buenas condiciones de
esta comunidad, que refleja las características físico-químicas del sedimento y de la columna de agua. Cabe
destacar por su importancia ecológica
la presencia de enclaves de preocoralígeno con Eunicela spp. El precoralígeno y el coralígeno se consideran
entre las comunidades naturales más
complejas por el elevado número de
especies tanto vegetales cómo animales que albergan.
El buen estado de conservación de
las comunidades naturales se puede
atribuir a la escasa presencia antropogénica en la zona de estudio debida
principalmente a los vínculos y restricciones de seguridad que limitan la
actividad humana en el tramo litoral
afectado por la presencia de la central
nuclear de Vandellós, que ha actuado
como una herramienta de protección
de las comunidades naturales marinas presentes, sin provocar impacto
ambiental alguno.
Los datos y conclusiones de este estudio se han puesto en conocimiento
del Departamento de Agricultura y
Pesca de la Generalitat de Cataluña
para la inclusión de la zona en la Red
de Vigilancia de la Calidad de las Fanerógamas Marinas. En julio de 2012,
se confirmó por esta institución el
buen estado de la pradería de Posidonia y se listaron una serie de recomendaciones para su seguimiento y
control.
PROYECTO REFUERZO DE LA SEGURIDAD
DE VANDELLÓS II
MAITE OTERO
es ingeniero industrial en Técnicas Energéticas.
Jefe del Proyecto Refuerzo de la Seguridad de ANAV
D
entro de la Unión Europea, a
través del ENSREG, se definieron las pruebas de resistencia
a realizar por los países pertenecientes, enfocadas a analizar una serie de
situaciones extremas para las que se
debía verificar la solidez de las medidas de protección de que disponen
actualmente las centrales europeas e
identificar propuestas de mejora para
aumentar la seguridad y la robustez.
El CSN emitió en mayo de 2011 la
denominada ITC-1, en que hacía una
translación de las pruebas de resistencia del ENSREG para cada una de las
centrales nucleares españolas. Así mismo, en junio de 2011 emitió la ITC-2 en
relación con el desarrollo de medidas
de mitigación para responder a sucesos más allá de las bases de diseño,
relacionadas con la pérdida potencial
de grandes áreas de la central.
Para dar respuesta a estas ITC del
CSN, ANAV creó el Proyecto Refuerzo de la Seguridad, para el que se designó un equipo multidisciplinar de
personas, pertenecientes a varias de
las direcciones de ANAV, y se les dotó
de los recursos necesarios para llevar
a cabo todos los análisis requeridos y,
posteriormente, todas las actuaciones
necesarias fruto de éstos.
El 15 de agosto de 2011, CN Vandellós II remitió al CSN el informe
preliminar de las pruebas de resistencia, y tras comentarios e inspecciones
del CSN, remitió en octubre de 2011
su informe final de dichas pruebas.
De manera análoga, en diciembre de
2011, ANAV remitió al CSN el informe
de medidas de mitigación para responder a sucesos con pérdida potencial de grandes áreas.
Las actuaciones se han centrado en
la realización inicial de análisis en las
áreas de sucesos externos: terremotos,
inundaciones externas, temperaturas
extremas, etc.; en la pérdida escalonada de la energía eléctrica tanto exterior como interior a la central y en
la pérdida del sumidero final de calor
tanto el primario como el alternativo
y, por último, en la gestión de accidentes severos teniendo en cuenta los
aspectos organizativos asociados al
plan de emergencia interior y a gran-
des incendios, aspectos de protección
radiológica, etc.
Además, se identificaron las fortalezas de CN Vandellós II en comparación con otras centrales nucleares, que
hicieron también las pruebas
de resistencia en el ámbito europeo, como por ejemplo disponer de un sumidero final de
calor alternativo (Sistema EJ)
con su balsa de salvaguardias,
un generador diesel específico
para hacer frente al SBO contemplado en el diseño, etc.
Fruto de los análisis realizados se ha concluido con una
serie de actuaciones a llevar a
cabo en tres bloques temporales: corto plazo, hasta diciembre de 2012; medio plazo, hasta
diciembre de 2014; y largo plazo, hasta diciembre de 2016. Se
llevan a cabo actuaciones en las áreas
de: modificaciones de diseño, compra de equipos portátiles, desarrollo
de nuevos procedimientos (Guías de
Mitigación de Daño Extenso GMDE y
GEDE, Plan de Extinción de Grandes
Incendios), revisión y dotación de la
organización de emergencia, formación conceptual y entrenamiento, etc.
De manera sintética todas las actuaciones se pueden agrupar conceptualmente en tres bloques que afectan a
las diferentes etapas de la defensa en
profundidad:
PREVENCIÓN:
Evitar que pase lo sucedido
en Fukushima
Dentro de este bloque se encuentran
las actuaciones asociadas al aumento
de robustez de las estructuras, siste-
Figura 1: Aumento margen sísmico 0-3 g equipos relevantes.
mas y componentes desde el punto
de vista sísmico (aumento de margen
hasta 0.3 g de los equipos relevantes del SBO, de Gestión de Accidentes Severos, equipos susceptibles de
provocar incendios o explosiones en
caso de terremoto, etc. Así mismo se
aumenta la robustez frente a inundaciones externas, reforzando muros
de barrancos adyacentes al emplazamiento, incrementando la capacidad
de la red de drenajes, etc. También
aumentará la robustez frente a otros
sucesos externos que se ha estimado
conveniente como temperaturas extremas.
Todas estas mejoras, que incrementan la robustez de CN Vandellós II,
mejoran la respuesta de la central en
el caso de hipotéticos sucesos naturales extremos, ya que muchos más
equipos aguantarían esa situación
y no podría suceder lo ocurrido en
Fukushima, que fue la pérdida total
de corriente alterna, continua y del
sumidero final de calor.
ACTUACIÓN:
evitar el daño al núcleo del reactor y
a la piscina de combustible gastado
Se han desarrollado procedimientos
especiales llamados Guías de Mitigación de Daño Extenso (GMDE),
para poder hacer frente a la evacuación de calor residual del núcleo del
reactor y de la piscina de combustible gastado, en caso de pérdida
de los sistemas habituales y los de
salvaguardias. En este caso se dispondrán de equipos portátiles en el
emplazamiento, que podrán ser utilizados en las estrategias definidas
en las GMDE.
Se llevará a cabo modificaciones de
diseño para facilitar las conexiones
de los equipos portátiles a unos puntos de inyección definidos, de forma
que la ejecución de las estrategias sea
lo más sencilla posible. También se
realizarán mejoras en la instrumentación de la piscina de combustible
gastado.
Para evitar pérdidas de inventario
del primario por los sellos de la bomba de refrigerante del reactor en caso
de pérdida de inyección a sellos y
de refrigeración de la barrera térmica, se instalarán unos sellos pasivos
que limitan la fuga como máximo a
1 gpm por bomba.
Es obvio que la formación y el entrenamiento del personal de la organización de emergencia en la aplicación de las GMDE y en el uso de
los equipos portátiles es clave para
garantizar el éxito de las estrategias
y evitar el daño al núcleo.
Figura 2: Sellos pasivos de las Bombas de Refrigerante del Reactor.
MITIGACIÓN:
mantener la integridad de la
contención y minimizar la liberación
de productos radiactivos
En caso de que no se pudiera evitar
el daño al núcleo existen para esta función GMDE adicionales que
también hacen uso de equipos portátiles.
Adicionalmente, se van a implantar
una serie de modificaciones de diseño
para garantizar la integridad de la
contención, de forma que sean lo más
pasivas posible y requieran el mínimo de actuaciones humanas como
son: hacer frente a la generación de
hidrógeno en el interior de contención
con la instalación de recombinadores
pasivos autocatalíticos, y hacer frente a la potencial presurización de la
contención con la instalación de un
sistema de venteo filtrado.
OTRAS ACTUACIONES
TRANSVERSALES
Para que el conjunto de actuaciones
definidas sean efectivas, hay aspectos
transversales que se han revisado y
propuesto mejoras. Tal es el caso de la
formación y entrenamiento en todos
los aspectos nuevos que se van a implantar, el análisis de medios adicionales de protección radiológica tanto
materiales como humanos para protección de los trabajadores y estimación
de dosis al público; comunicaciones
tanto internas como con el exterior;
medios adicionales para extinción de
grandes incendios tanto materiales como humanos, etc.
Se ha revisado asimismo la capacidad de la organización de respuesta
en emergencia para garantizar que las
actuaciones previstas son posibles.
Se construirá un Centro Alternativo
de Gestión de Emergencias (CAGE) en
Figura 3: Futura área integrada de gestión de
emergencias: CAGE, almacén de equipos y
plataforma de evacuación aérea.
el emplazamiento de CN Vandellós II,
para las funciones de dirección de la
emergencia y logísticas, control radiológico, comunicaciones, médico, etc. para
su uso en situaciones donde su hubiesen
perdido los centros de dirección de la
emergencia actuales, o bien si a juicio del
director de emergencia se considera que
este centro es más aconsejable.
Se creará un Centro de Apoyo de
Emergencia (CAE) de uso compartido
por todas las centrales nucleares españolas que dispondrá de medios humanos
y equipos portátiles, para el apoyo a las
centrales en un plazo de 24 horas.
Por último, también se ha revisado el protocolo de ayuda mutua entre centrales, para
la prestación de apoyos en emergencias.
DESPLIEGUE DE LOS PROCESOS CLAVE
ALBERTO HERNANSANZ, diplomado en Ciencias Empresariales.
ROSAURA MIRET, licenciada en Química.
SONIA MATEU, diplomada en Ingeniería Técnica en Química
Industrial.
JOSE LUIS RAMOS, jefe del Grupo de Calidad de ANAV. Ingeniero
Técnico Industrial
Miembros del equipo de la Unidad de Gestión Integrada de ANAV.
APROXIMACIÓN A LA
“GESTIÓN DE PROCESOS”
La palabra proceso viene del latín
“processus”, que significa avance y
progreso.
En enero de 2002 ANAV, entendiendo que las empresas son tan eficaces
como lo son sus procesos, inició un
proyecto para agrupar sus actividades y tareas en procesos. Este se llevó
a cabo tomando como referencia el
Standard Nuclear Performance Model
(SNPM) del Nuclear Electric Institute
(NEI) en EEUU.
La gestión de procesos aporta una
visión y unas herramientas con las
que se puede mejorar y resideñar los
flujos de trabajo para hacerlos más eficientes y adaptarlos a las necesidades
de los clientes (internos y externos).
Una gestión estructurada, con los
recursos y coordinación adecuados,
permite optimizar recursos y mejorar
la seguridad de la instalación.
DESARROLLO DEL PROYECTO
“ENFOQUE A PROCESOS”
En la Figura 1 se muestran las distintas etapas abordadas:
La etapa inicial, análisis de los procesos, se desarrolló a través de varios
grupos de trabajo para cada proceso
y subproceso y con la creación de un
Proyecto Implantación Enfoque a Procesos
2002 - 2004
2005 - 2007
2008 - 2010
2010 - 2012
Desarrollo de actividades para la adaptación del Sistema de Gestión de ANAV a la GS-R-3
ETAPA
INICIAL
Análisis
Procesos
según SNPM
rev. 2
Dic. 2000
Publicación
ISO 9001:2000
Publicación
Guía CEN-10
(Unesa)
ETAPA REANÁLISIS Y
MEJORA
Edición del
Manual Gestión
Integrada
(ANAV)
Desarrollo del Plan de
Implantación de la Gestión de
Procesos (GT-APRO)
Jul. 2006
Publicación
GS-R-3
Sistema de Gestión
implantado.
Disponibilidad Mapa de
Procesos.
Explotación del Cuadro de
Mando de Procesos.
Edición Rev. 1
Manual del Sistema
de Gestión
Nov. 2008
Publicación
BOE IS-19
ETAPA
MEJORA
ETAPA FUNCIONAMIENTO
Búsqueda
Eficacia
Organizativa
Figura 1.
Comité de Procesos. Se identificaron
y definieron procesos, se desarrolló
el mapa de procesos (44 procesos y
subprocesos) según la orientación del
modelo del NEI, se realizó análisis
DAFO (Debilidades, Amenazas, Fortalezas y Oportunidades), se designaron propietarios de procesos, y se
definieron indicadores de control y
seguimiento.
El suceso del sistema de agua de servicios esenciales de CN Vandellós II,
obligó a priorizar las actuaciones y el
proyecto se ralentizó focalizándolo en
dos procesos (WM y ER). En el marco
de colaboración con Unesa se facilitó
la publicación de la CEN-10 “Sistema
Integrado en CCNN” y ANAV emitió,
en 2006, su primer Manual de Gestión
Integrada que contemplaba la gestión
de procesos. En julio de 2006, el OIEA
(Organismo Internacional de la Energía Atómica) publicó la Guía de Seguridad ref. GS-R-3 The Management
System for Facilities and Activities, que
promueve la integración de los sistemas de gestión a través de una sólida
gestión de procesos.
Una segunda etapa, reanálisis y
mejora ante cambios de condiciones
Autor: GT-APRO
Proyecto: ASOCIACIÓN NUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS II
TRABAJANDO
BORRADOR
Date: 02/07/2003
RECOMENDADA
PUBLICACIÓN
Versión: 0.10
- Solicitud APS
- Acc. correctoras
derivadas en
cambios de diseño
Rev.: 31/07/2009
TODOS LOS
PROCESOS
ER003 WM006 SS002/
( ) ( ) EP000 - Plan
Estratégico/Operativo
( )
- Presupesto
PSL
(
Solicitud Ing. Planta
CONTEXTO:
FECHA
LECTOR
CSN
MS002.6
(
de contorno, se produjo a principios
de 2008 cuando el Comité de Dirección decide emprender el proyecto
de la “Armonización de Procesos”.
Para su desarrollo se creó el grupo
de trabajo GT-APRO. Este grupo, conjuntamente con los 31 propietarios
de proceso, enfocó su actividad en la
revisión y reevaluación actualizada
de los procesos, la valoración de la
documentación elaborada durante las
etapas anteriores y la adaptación y
definición de herramientas soporte
para su implantación, resultando los
siguientes productos:
)
)
(
Compromisos, guías, info, etc.
)
GESTIONAR
SOLICITUDES DE
CAMBIO DE DISEÑO
(CM001)
- SCD resuelta
- PCD
WM
)
(
Diseño
Nuclear
Indicendias de compra gestionadas
1
(
A241
Solicitud modificación
Bases Licencia
)
(
)
(
)
)
A242
- Requisitos de
diseño
- ASC
- MD a diseñar
(
)(
Cambios temporales
3
(
Discrepancia documental
A243
Discrepancia
documental
MD a
configurar
( )
(
)
CONFIGURAR LA
DOCUMENTACIÓN
(CM004)
Documentación
Configurada
SS003
A244
(
LP004
)
Información de
Configuración
(
)
SS003
Título:
)
WM
ER003
APS realizado
4
Bases de
Licencia
aprobadas
A24
ASC
Diseño
DISEÑAR
(CM003)
WM007/08
Nodo:
Mocificaciones de
diseño a implantar
MDM
)
( () )
(
Información
parámetros (
)
2
HCI
LP004
OP001/2/3/W
M007/8
WM001/T/M
S/ER001/NF
(
WM006
)
COORDINAR
CAMBIO DE DISEÑO
(CM002)
GESTIONAR LA CONFIGURACIÓN (CM)
Documentación
Número:
Pág.: 32
Figura 2. Mapa de Proceso para el proceso CM ‘Gestionar la Configuración’
Procesos
Estratégicos
PLANIFICACIÓN
ESTRATÉGICA
(EP000)
SERVICIOS ECOFIN
Y SOPORTE AL
NEGOCIO
(SS002)
SERVICIOS DE
RECURSOS
HUMANOS
(SS004)
SERVICIOS DE
TECNOLOGÍAS DE
LA INFORMACIÓN
(SS001)
SERVICIOS DE
CONTROL DE LA
DOCUMENTACIÓN
Y OFICINA (SS003)
GESTIÓN DE LA CONFIGURACIÓN (CM)
Procesos
Clave
MATERIALES Y
SERVICIOS (MS)
GESTIÓN DE LOS TRABAJOS (WM)
OPERCIÓN DE
PLANTA (OP)
ASEGURAMIENTO DE LA FIABILIDAD DE EQUIPOS (ER)
Procesos
de Soporte
PREVENCIÓN
DE PÉRDIDAS
(LP001/
LPOO3-006)
FORMACIÓN
(T)
MANTENIMIENTO
DE TERRENOS Y
RELACIONES EXTERNAS
(SS005-007)
EVALUACIÓN Y
MEJORA (LP002)
GESTIÓN DEL
COMBUSTIBLE
NUCLEAR (NF)
Figura 3. Cuadro de Mando de Procesos.
MANAGEMENT
PROCESSES
Leadership
Vision/Business
Objectives
CORE BUSINESS OPERATIONAL PROCESSES
CM001-004
Manage
Configuration
Management
Structure
SS002
Business Services
Nuclear Asset
Management/
Strategy/Budget
Plan/Implement
MS001-006
Materials &
Services
YYM001-009
Work
Management
OP001-002
Operate
Plant
SS0005, SS0006,
SS0007
Support
Services
SS001
Information
Technology
SS003
Information
Management
T001-003
Training
NF001-003
Nuclear
Fuel
Feedback
Loops
SS002
Cost/Budget
LP002
Performance
Improvement
ER001-004
Equipment
Relibility
SS004
Human Resources
Culture People
$$$$$
Electricity
Production
$$$$$
LP001 &
LP003-006
Loss
Prevention
ENABLING PROCESSES
Performance
Cost
Figura 4. Modelo SNPM.
• Actualización del Mapa de Procesos de ANAV según la metodología IDEF0 (Integration Definition for
Function Modeling) y en base a la
revisión 4 del SNPM (Figura 2.).
• Elaboración de la ficha descriptiva
para los 44 procesos/subprocesos,
y la generación de indicadores de
seguimiento.
• Creación del módulo ‘Cuadro de
Mando’ en GesTEC para el reporte
y seguimiento de los indicadores y
creación del Cuadro de Mando de
Procesos en la intranet (Figura 3).
• Definición del modelo de evaluación de los procesos, basado en la
autoevaluación continua.
• Definición de la sistemática del proceso de Evaluación y Mejora de Procesos.
Posteriormente, el CSN publicó la
Instrucción de Seguridad IS-19 “Re28 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2013
quisitos de un Sistema de Gestión en
las Instalaciones Nucleares”. ANAV
ya disponía del enfoque a procesos y
algunos ajustes en su implantación y
su documentación de soporte.
ORIGEN DEL DESPLIEGUE
DE LOS PROCESOS CLAVE
La etapa actual, derivada de la mejora
continua de la implantación de los
procesos, y consecuencia de un nuevo análisis DAFO, ha identificado la
necesidad de reforzar el despliegue
de los procesos cuyos principales motivos son:
• Mayor adherencia a los estándares
y profundidad en su implantación.
• Progresión en la eficiencia organizativa.
• Refuerzo de la interrelación entre
los procesos.
• El fomento de la colaboración interdepartamental.
• Optimización de los recursos: eliminar burocracia y duplicidades.
• Promover la mejora de resultados.
Ante esta situación, en 2012 la Dirección solicitó un análisis interno del
grado de adherencia de los procesos
claves a los estándares internacionales y su aplicación en otras centrales
nucleares, realizando una comparativa de los procesos Gestión de Trabajos (WM), Fiabilidad de Equipos (ER),
Materiales y Servicios (MS) y Control
de la Configuración (CM), contra los
siguientes documentos de INPO:
• AP-928 Work Management process
description rev.3 de 2.010
• AP-913 Equipment reliability process
rev.3 de 2.011.
• AP-908 Material and Services process
description rev.2 de 2.003.
• AP-929 Configuration control process
description rev .1 de 2.005.
En la Figura 4 se presenta el modelo
del SNPM, y la interrelación entre los
procesos.
DESARROLLO DEL DESPLIEGUE
DE LOS PROCESOS CLAVE
La eficacia de los procesos la dará la
calidad del despliegue y de sus interrelaciones. (Figura 5).
Tras el diagnóstico, y para conseguir mayor adherencia a los estándares, los objetivos que se persiguen
en el despliegue de cada uno de ellos
son:
• Gestión de los trabajos (WM): Una
de las actividades que afecta significativamente a la fiabilidad de la
instalación es la correcta ejecución
de los trabajos. A su vez, dicha ejecución está grandemente afectada
por la planificación y preparación
de tales trabajos.
Tras la implantación de la planificación de trabajos a 12 semanas y
de la sistemática de hitos de planificación de las recargas, así como
la identificación de actuaciones organizativas a plazo, relacionadas
con la gestión de descargos, el seguimiento de las recargas o las reparaciones inmediatas, todas ellas
ya realizadas, se ha abordado una
nueva vertiente de esta área que
contemple los siguientes objetivos:
– Integrar a todos los actores (operación, mantenimiento, protección radiológica, logística, etc.) en
un solo proceso común de gestión
de los trabajos.
– Lograr que dicho proceso común
sea idéntico en ambos emplazamientos.
LEADERSHIP
ER001
SCOPING,IDENT
CRITICAL
COMPONENTS
AP-940
ER006
PM
IMPLEMENTN
ER002
PERFORMANCE
REPORTING
NUCLEAR
ASSET
MANAGEMENT
SS002 3.2
GENERATION
PLANNING
AP-913
ER003
CORRECTIVE
ACTION
SS002 3.1
STRATEGIC
PLANNING
EQUIPMENT
RELIABILITY
SS002 3.6
PLANT/FLEET
VALUATION
SS002 3.3
PROJECT
EVALUATION
& RANKING
ER006
LIFE-CYCLE
MANAGEMENT
ER004
CONTINUING
ER
IMPROVEMENT
WC001-002
MINOR
MAINTENANCE
WC003-004
SCOPING
SS002 3.4
LONG-RANGE
PLANNING
WC005-006
PLANNING &
SCHEDULING
WC007-009
CONDUCT OF
WORK
PLANT
OPERATIONS
SS002 3.5
BUDGETING
MS003
PROCUREMENT
OF SERVICES
MS006
UNNEEDED
MATERIAL
DISPOSITIONING
MS002
PROCUREMENT
OF MATERIALS
MS004
WAREHOUSING
MS001
INVENTORY
MANAGEMENT
AP-929
CONFIGURATION
MANAGEMENT
CM001
EVALUATION
CM002
DESING CHANGE
CM003
PHYSICAL
CONFIGURATION
CHANGE
CM004
CONFIGURATION
INFORMATION
CHANGE
AP-908
MATERIALS &
SERVICES
MS005
REPAIR REFRBISH RETURN
Figura 5. Modelo SNPM y su interrelación entre los procesos.
Para el logro de los objetivos anteriores es necesaria la implantación de una plataforma informática
adecuada.
• Fiabilidad de equipos (ER): La fiabilidad del equipamiento a corto y
largo plazo son pilares básicos para
la explotación segura y rentable de
las plantas. Diversas iniciativas relativas a la fiabilidad de equipos y
a la gestión de la vida de las plantas
han sido llevadas a cabo o están en
curso; sin embargo, los niveles de
fiabilidad alcanzados no son suficientemente satisfactorios. Por ello,
la implantación de las mejores prácticas internacionales en el proceso
de fiabilidad de equipos y el desarrollo e implantación de un plan
de gestión de vida, que permita la
operación a sesenta años, constituyen una línea estratégica para el
período y requieren la reformulación de las actuaciones actualmente
en curso.
• Materiales y servicios (MS): Este proceso busca suministrar en
tiempo y con la calidad requerida
los materiales y servicios, paralelamente gestiona las reparaciones y
los obsoletos. El objetivo es tomar
iniciativas encaminadas a mejorar
la disciplina en la gestión de los
procesos de logística y aprovisionamientos.
• Gestión de la Configuración (CM):
la gestión de los cambios de la instalación debe proporcionar la solución óptima para resolver los problemas planteados, en términos de
racionalidad, calidad, plazo y coste,
además de ser muy selectiva para
evitar aquellos cambios que sean
innecesarios o incluso contraproducentes. Debido a que la situación
actual no es suficientemente satisfactoria, la implantación de las mejores prácticas internacionales en
esta área es una línea estratégica.
La gestión de la configuración es
la concordancia en equilibrio entre
tres elementos: las bases o requisitos
de diseño, los datos e información
contenidos en los documentos (descripción de un equipo, procedimiento
de operación, etc.) y la realidad física. La pronta y fiel incorporación a
los planos y procedimientos de las
modificaciones de la instalación, así
como la incorporación de la experiencia propia, constituyen un reto para el
sistema de gestión de la configuración
que debe ser superado con mayor satisfacción.
La Dirección de ANAV decidió apoyar e impulsar la gestión de procesos
en el marco del sistema de gestión y
para ello incorporó al Plan Estratégico
2013-2017, respaldado por la Junta de
Administradores, actuaciones especí-
ficas para la mejora de los procesos
clave WM, ER, MS y CM que ahora
describimos como el despliegue de
los procesos y que supone un avance
en la mejora continua.
Otra de las particularidades que
presenta este proyecto, quizás tan
importante como el establecimiento
de los procesos en sí mismos, es la
gestión del cambio. Para ello, se han
establecido una serie de expectativas
sobre las que fundamentar el cambio.
Por un lado, los procesos han de ser
comunes a los dos emplazamientos,
aprovechando las sinergias que ello
representa, y por otro han de afrontarse como una evolución, y no como
una “revolución”, desde la situación
actual de cada una de las plantas.
Los cambios ejercidos en los procesos necesitan ser coordinados con los
cambios en la estructura, sistemas y
personas, ya que estos factores están
interconectados.
Para vehicular la implantación del
Plan Estratégico, la Dirección se ha
dotado de una Oficina de Proyecto cuya misión es llevar el plan estratégico a buen fin velando por la
coherencia de las actuaciones y su
integración en el sistema de gestión
de ANAV.
Para identificar las actuaciones a realizar se ha asignado un responsable de
cada proceso (llamado Responsable
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Figura 6. Diagrama de flujo del proceso ER.
del Plan de Actuación) que se apoya
en un grupo de proceso con el objetivo de velar por la representatividad
de todas las áreas afectadas de la organización, tanto de planta como de
los servicios corporativos.
En aquellas áreas de trabajo en las
cuales se requiere llegar a mayor nivel de detalle en el diseño del Plan de
Actuación se han establecido grupos
de trabajo en los que debatir estos
asuntos.
Los responsables del proyecto han
desarrollado estos planes de actuación en base al planteamiento de ¿Por
qué queremos cambiar?, ¿Hacia dónde
queremos ir? Y ¿Cómo lo vamos a conseguir? Estas tres cuestiones se reflejan
a través de las etapas siguientes:
• 1a Etapa: Identificar los HECHOS a
partir de los resultados de las evaluaciones, de los benchmarkings realizados con otras centrales nucleares y de los análisis comparativos
de los procesos frente a sus estándares de referencia (AP) de INPO.
• 2 a Etapa: Definir el OBJETIVO y
el modelo a seguir aprovechando
la experiencia de otras centrales y
tomando como referencia los documentos de INPO y de EPRI.
• 3 a Etapa: Documentar el PLAN
DE ACTUACIÓN a través del establecimiento y programación de
las acciones para llegar al objetivo.
Las acciones son programadas en el
tiempo, se les asignan unos recursos y se valora el coste de llevarlas a
cabo.
La implantación de la mejora del
proceso se estructura en tres aspectos:
• Representación del diagrama de
flujo del proceso. (ver Figura 6 como ejemplo para el proceso de Fiabilidad del Equipamiento).
• Definición de la estructura organizativa, a partir de las funciones y
responsabilidades identificadas en
el proceso y la interrelación con el
resto.
• Disposición de una herramienta
informática para dar robustez al
proceso y permitir una gestión eficaz de las actividades.
La sostenibilidad de los procesos
en la organización y en el tiempo se
consigue con la mejora continua. Esta mejora continua se sustenta en la
medición, evaluación y mejora de los
procesos (proceso LP002):
• Medición a través de la monitorización (cuadro de mando de procesos).
• Evaluación del proceso; a través
de las herramientas de evaluación:
autoevaluación, evaluación independiente interna y externa.
• Mejora; implantación seguimiento
y verificación de la eficacia de las
acciones identificadas en la medición y evaluación.
Desde la visión transversal que
aporta la gestión orientada a los procesos, ANAV espera una mejora cualitativa en los resultados de la organización, siendo el primero de estos
resultados el refuerzo en la operación
segura, fiable y eficiente de nuestras
plantas en cumplimiento de su Misión.
EL CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN RADIACTIVA
EN LA CENTRAL NUCLEAR VANDELLÓS II
Y EL SISTEMA DE CINCO BARRERAS
ANNA PRIM I PUJALS
es licenciada en Ciencias Físicas.
Jefa ALARA de la Unidad de Protección Radiológica
de CN Vandellós II
U
no de los cometidos más importantes de la Protección Radiológica en una central nuclear consiste en asegurar el confinamiento de
la contaminación radiactiva, mediante
la implantación de protocolos eficaces
para garantizar que las personas y los
materiales están libres de contaminación a la salida de la zona radiológica.
En CN Vandellós II se ha diseñado
y puesto en práctica un conjunto de
actuaciones de mejora con el objetivo
de minimizar el riesgo de dispersión
de la contaminación y garantizar la
detección de la misma a la salida de la
zona controlada.
La actuación más relevante se ha
encaminado a aumentar y reforzar
los controles de contaminación a la
salida de zona controlada con objeto
de minimizar el riesgo de dispersión
de la contaminación a zonas de libre
acceso. Por ello, se ha implantado el
llamado sistema de cinco barreras para el control de la contaminación que,
junto al programa de control de la
contaminación en la planta, el refuerzo de los programas de supervisión
y entrenamiento y las modificaciones
en el acceso a la zona controlada han
permitido la obtención y consolidación de unos buenos resultados en
materia de contaminaciones personales.
El sistema de cinco barreras consiste en clasificar la planta en diferentes
zonas en función de su riesgo potencial de contaminación radiactiva, y
en la instalación de barreras de control de forma consecutiva y acordes
al riesgo existente en cada una de las
zonas. Las diferentes barreras, constituidas principalmente por equipos de
detección de la contaminación, separan zonas con características radiológicas y requisitos de acceso distintos.
Tres de las barreras se encuentran
en el interior de la zona controlada,
y su principal función es el control
de la contaminación para minimizar
su dispersión. La barrera que separa
la Zona 3 de la Zona 4 constituye la
frontera de la zona controlada, y los
equipos de detección deben asegurar el cumplimiento de los límites de
Figura 1: pórticos instalados a la salida del edificio auxiliar.
Figura 2: pórtico instalado en la salida del taller caliente.
Figura 3: zona de paso en CN Vandellòs II.
contaminación que establece la legislación vigente. En cambio, las dos barreras más externas se encuentran en
la zona convencional, y su misión está
relacionada con asegurar la pronta
detección de sucesos de dispersión de
la contaminación en el exterior de la
zona controlada.
Mediante este sistema se garantiza que todo el personal que accede a
zona controlada es chequeado como
mínimo en cinco pórticos de control
de la contaminación antes de salir del
doble vallado de la planta. A continuación se resumen las principales
características de cada una de las zonas y de sus barreras.
• Zonas 0: existen múltiples zonas
clasificadas como Zona 0, y consisten en zonas con riesgo de contaminación en el interior de zona
controlada, en las que se establecen
precauciones especiales para impedir la dispersión de la contaminación al resto de zona controlada.
Todas las zonas de permanencia
limitada, reglamentada o acceso
prohibido por riesgo de contaminación están clasificadas como zonas
0. Las barreras para el control de
la contaminación que delimitan las
zonas 0 son las siguientes:
– Pórticos β de cuerpo entero: han
sido ubicados en la salida del Edificio de Contención y Combustible, en la salida del Edificio Auxiliar (Figura 1), en la salida del
Edificio de Desechos Radiactivos
y en la salida del Taller Caliente
(Figura 2).
– Pórtico β de pies y manos, ubicado a la salida del Laboratorio
Químico.
– Zonas de paso, ubicadas en otras
áreas con riesgo de contaminación, similares a la de la figura 3.
• Zona 1: se ha clasificado como Zona
1 el área en el interior de zona controlada colindante con las zonas 0.
La Zona 1 de contaminación corresponde con las zonas clasificadas de
permanencia libre o zona vigilada
según el manual de Protección Radiológica, donde el riesgo de contaminación es bajo. La barrera para
el control de la contaminación que
delimita la Zona 1 consiste en pórticos β de dos etapas para la medida de personas y detectores de
contaminación en herramientas y
equipos.
• Zona 2: se ha clasificado como Zona
2 el área entre la Zona 1 y la salida
de zona controlada. La Zona 2 de
contaminación corresponde con la
zona vigilada según el manual de
Protección Radiológica, donde el
riesgo de contaminación es muy bajo. La barrera para el control de la
contaminación separa la zona controlada de la zona de
tránsito no controlada, y está constituida por dos equipos
de medida consecutivos y complementarios que garantizan el control de la
contaminación por
debajo de los límites
legales a la salida de
zona controlada:
– Pórticos γ de detección de contaminación en personas.
– Pór t icos β con
geometría 4π.
• Zona 3 : zona de
tránsito no controlada, formada por los
vestuarios de acceso
a zona controlada,
la zona de descanso
y las oficinas de PR.
La barrera para el
control de la contaminación que delimita la Zona 3 consiste en detectores
γ de detección de contaminación en
personas. Ésta es la única zona donde
pueden coexistir personas con vestuario convencional y vestuario de
protección para entrar en zona controlada.
• Zona 4: zona convencional de libre
acceso en el interior del doble vallado.
Para acceder a la misma desde zona
controlada se deben pasar las cuatro
barreras descritas anteriormente, y
sólo se podrá utilizar vestuario convencional. La barrera para el control
de la contaminación que delimita la
Zona 4 consiste en pórticos γ de detección de contaminación en personas.
En la Figura 4 se adjunta una representación gráfica del sistema de barreras actual.
La implantación de este sistema ha
comportado múltiples ventajas: la sustitución de las zonas de paso por pórticos
de detección en las zonas 0 permite una
pronta detección de los sucesos de contaminación personal y la identificación
del foco de contaminación lo que, a su
vez, redunda en una mayor eficacia en
la descontaminación y un mejor estado
radiológico de la planta. También ha
mejorado la percepción de los trabajadores, ya que la eliminación de muchas
zonas de paso agiliza y ahorra tiempo
en la ejecución de los trabajos, mientras que la posibilidad de medirse en
un pórtico cercano a la zona de trabajo
aumenta la confianza en las condiciones radiológicas y mejora el uso de los
equipos de protección. Por otro lado, la
Figura 4: esquema del sistema de cinco barreras para el control de la contaminación.
disponibilidad de múltiples pórticos
consecutivos ha permitido graduar la
alarma de los diferentes equipos, de
forma que en las zonas más próximas
al foco de la contaminación el tarado
del umbral de alarma es mayor y disminuye progresivamente a medida
que nos acercamos a la salida de zona
controlada. Asimismo, disponer de barreras de detección β y γ ha supuesto
una mejora de la capacidad de detección de la contaminación por debajo
de los límites establecidos en la legislación. Finalmente, la separación de la
zona convencional en dos zonas (3 y 4)
ha permitido minimizar la coexistencia de personal con vestuario de zona
controlada y con vestuario convencional únicamente en la Zona 3, de acceso
restringido al personal que accede a
la zona radiológica o a las oficinas de
Protección Radiológica.
EL PROGRAMA DE CONTROL
DE LA CONTAMINACIÓN
Para garantizar un efectivo control de
la contaminación, adicionalmente al
sistema de cinco barreras anteriormente descrito, el programa de vigilancia
de la contaminación de CN Vandellós II tiene como objetivo establecer los
controles precisos con el fin de evitar
la dispersión de la contaminación superficial y la ocurrencia de incidencias
relativas a la contaminación en piel,
la generación de residuos radiactivos
debida a contaminaciones cruzadas y la
exposición no programada a la radiación
de los trabajadores expuestos, y está basado en los siguientes principios:
– Clasificación y señalización de las
zonas radiológicas en función de su
riesgo potencial de radiación y contaminación, de acuerdo con el Manual
de Protección Radiológica, y establecimiento los distintos niveles de referencia de contaminación superficial, por
encima de los cuales hay que aplicar
algún tipo de control de contaminación o tomar acciones correctivas.
– Realización de un programa de vigilancia de la contaminación superficial en zona controlada que permite
conocer y mantener actualizado el estado radiológico de la planta y en el
que se realiza un control exhaustivo
de los niveles de contaminación superficial de las zonas de riesgo. Durante la realización de las vigilancias
radiológicas rutinarias o especiales,
los técnicos de Protección Radiológica deben prestar especial atención
al estado de la planta para detectar
cualquier indicio de dispersión de la
contaminación, como pueden ser las
pequeñas fugas o derrames.
– Realización de un programa de vigilancia de la contaminación superficial en las zonas colindantes a la zona
controlada, es decir, en la zona 3 de
tránsito y en las otras salidas de zona
controlada al exterior, como portones
y salidas de emergencia, para verificar
–
–
–
–
–
–
la eficacia de las barreras y asegurar
la ausencia de contaminación en el
exterior de zona controlada.
Establecimiento de un programa
preventivo de descontaminación y
limpieza de la zona radiológica: especialmente importante para el control de la contaminación, el programa
de descontaminación preventivo está
orientado a mantener las zonas accesibles de la planta a niveles de contaminación superficial fija y desprendible
inferiores a los niveles de referencia
para la contaminación superficial. En
el programa preventivo se incluye toda
la Zona Radiológica y se establecen
periodicidades de limpieza adecuadas
al riesgo de dispersión de la contaminación, producción de derrames o presencia de venteos o drenajes de cada
una de las áreas. Semanalmente se realiza un seguimiento del cumplimiento
del programa de descontaminación
preventivo para valorar su efectividad o la necesidad de modificación del
mismo.
Identificación y actuación rápida ante un suceso de contaminación, mediante la dotación de un equipo de
descontaminación rápida capacitado
para reestablecer las condiciones radiológicas en la zona afectada. Esto es
particularmente importante durante la
parada por recarga, cuando la rapidez
en la descontaminación correctiva es
clave para asegurar el correcto desarrollo de los trabajos.
Minimización de las áreas contaminadas, priorizando la conducción de
fugas y drenajes para minimizar las
contaminaciones endémicas o repetitivas, aumentando la frecuencia de
vigilancia y de descontaminación en
las áreas con mayor probabilidad de
presentar contaminación. Asimismo,
en las zonas de de tránsito y/o permanencia de personal, se mantienen los
niveles de contaminación superficial
(fija y desprendible) en valores inferiores a 4 Bq/cm2 para emisores β-γ.
Control de zonas de almacenamiento
y acopio, mediante un adecuado almacenaje de los equipos y herramientas y
con la vigilancia periódica de la contaminación en los materiales acopiados
para asegurar la ausencia de contaminación desprendible en las partes
accesibles.
Control radiológico de drenajes y
venteos por parte de los técnicos de
PR, de forma que se tenga en cuenta
si la colocación o el estado del drenaje
provoca o puede provocar dispersión
de la contaminación radioactiva.
Control de fugas y derrames durante
la realización de las vigilancias radiológicas o seguimiento de trabajos por
parte de los técnicos de PR, para asegurar la pronta detección y minimizar
el impacto radiológico de los mismos.
– Control de trabajos en zonas de riesgo de dispersión de la contaminación por parte del personal de PR,
teniendo en cuenta la actualización
de la señalización radiológica, la adecuación del vestuario y equipos de
protección del personal interviniente
y la implantación de las técnicas de
control de contaminación adecuadas.
– Registro e investigación de todos los
sucesos de dispersión de contaminación. Todos los sucesos de dispersión
de la contaminación en la planta y los
sucesos de contaminación personal
son introducidos en el programa de
acciones correctoras, se determina
su causa y se emprenden las acciones
correctoras oportunas para evitar su
repetición. Esta herramienta permite
adicionalmente el análisis de tendencias para determinar causas comunes
y establecer acciones correctoras de
mayor alcance.
REFUERZO DE LAS PRÁCTICAS DEL
CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN
DE LOS TRABAJADORES
EXPUESTOS
Adicionalmente se están llevando a
cabo diferentes iniciativas para mejorar los comportamientos y prácticas
del control de la contaminación de los
trabajadores en zona controlada. Entre ellas cabe destacar el simulador de
factores humanos, los programas de
supervisión en planta y los programas
específicos para reforzar el rol de los
técnicos de PR en el refuerzo de comportamientos.
El simulador de factores humanos,
que contiene recreaciones de diferentes
escenarios de la planta, tiene como objetivo reforzar la formación en las prácticas de trabajo adecuadas, y entre ellas,
las prácticas de control de la contaminación. En el simulador, donde se deben entrenar todos los trabajadores de
la planta, se realizan ejercicios prácticos
de aplicación de las medidas de PR,
como la realización de zonas de paso, la
aplicación de técnicas de confinamiento
de la contaminación, el uso de equipos
para la medida de la contaminación y el
chequeo en los pórticos.
Respecto a los programas de supervisión, cabe destacar el Managers in the
Field y la supervisión de actividades
según el documento INPO 04/2003
Guidelines for Effective Nuclear Supervisor
Performance. El primero de ellos tiene
como objetivo fomentar la presencia de
mandos en campo para ejercer su rol
de liderazgo en materia de seguridad
y mejorar el desempeño humano. Los
objetivos perseguidos por el programa son, principalmente, la evaluación
de actividades de acuerdo con las ex-
pectativas y normas fijadas, la detección
de problemas asociados a las tareas, la
mejora de las prácticas de trabajo, y la corrección y refuerzo de comportamientos.
Se ha elaborado una guía de aspectos de
PR a observar en el programa Managers
in the Field para facilitar la observación
de las técnicas de control de la contaminación y la aplicación de los mejores
estándares.
Por lo que se refiere a la supervisión de
actividades, por parte de PR se ha realizado un programa específico de supervisión de actividades propias, mediante
el cual se supervisan trabajos y tareas
específicas de la unidad con el fin de observar el cumplimiento de expectativas
y normas establecidas, identificar y corregir anomalías, supervisar el estado de
la instalación y conocer actitudes y comportamientos del personal. La implantación del programa en la última recarga
ha supuesto la realización de más de 300
supervisiones de actividades de PR por
parte de los técnicos de la unidad, a partir de las cuales se han obtenido oportunidades de mejora, lecciones aprendidas,
y también se han realizado y reportado
refuerzos positivos.
Finalmente, por parte de PR se ha
implantado un Plan de Refuerzo de
Comportamientos en Zona Controlada,
encaminado a reforzar el papel de los
técnicos de PR (monitores y supervisores) en la observación de trabajos en zona
controlada con el fin de reforzar el cumplimiento de las técnicas y estrategias de
control de la contaminación superficial y
del comportamiento de los trabajadores
expuestos. Para ello, se han definido las
zonas de interés en la planta para la observación y coaching de aspectos de PR, se
ha establecido una guía de observación
de comportamientos para el personal de
PR y un listado de aspectos concretos
a observar y contabilizar para realizar
análisis de tendencias y evaluar la efectividad de la iniciativa.
MEJORAS EN EL ACCESO A ZONA
RADIOLÓGICA
Otras actuaciones destacadas que se
han llevado recientemente en CN Vandellós II han sido el establecimiento de
zapatos de seguridad específicos para
uso exclusivo en zona controlada y la
eliminación del acceso a zona controlada desde el edificio auxiliar (Acceso II),
de forma que las entradas y salidas a
zona controlada se realizan únicamente
a través del acceso principal bajo la supervisión de PR. Actualmente, además,
se están realizando modificaciones en
el Edificio de Control de Accesos para
acercar la oficina de protección radiológica al acceso a zona controlada, de
forma que exista un control permanente
por parte de los técnicos de la unidad.
LA FORMACIÓN EN ANAV
JAUME CIRERA
es ingeniero técnico Industrial por la
Universidad de Manresa
DOMINGO GONZÁLEZ RABASA
es licenciado en Química
Jefes de Formacion de ANAV y
de las Direcciones Corporativas,
respectivamente
LA FORMACIÓN: UNA INVERSIÓN
EN LA MEJORA DEL DESEMPEÑO
La formación es un medio para alcanzar un fin: el desempeño. La formación que proporcionemos debe “añadir valor”, ayudándonos a lograr la
consecución de nuestras iniciativas
y metas estratégicas y de desempeño. Debe evitarse la formación “por
mandato”, aquella en que se envía al
personal a formación porque debe
hacerla sin más.
Para lograr este objetivo, la colaboración entre la línea y la organización
de Formación es vital. La Unidad de
Formación debe prestar atención a las
necesidades de los alumnos, y las líneas deben participar activamente en
el proceso, identificando necesidades
formativas y validando las etapas de
diseño, desarrollo e implantación de
los cursos. La Dirección debe asumir
la tarea de supervisar el proceso formativo, mediante los Comités Estratégicos de Formación y los Comités de
Formación de las Direcciones.
Las organizaciones que pugnan por
alcanzar la excelencia suelen caracterizarse por mantener unas instalaciones de alta calidad para la formación
y utilizar las nuevas tecnologías como
herramientas formativas. Todo ello
enfocado a proporcionar formación
con valor añadido: para el personal
adecuado, en el momento adecuado,
para mejorar el desempeño.
En ANAV, la formación es específica para cada puesto de trabajo.
Actualmente, nos encontramos en el
proceso de implementar la metodología que ya está consolidada en la
industria nuclear americana: el SAT
(Systematic Approach to Training). Esta
metodología permite gestionar técnicamente las distintas fases del proceso de formación, es decir, la detección
de necesidades formativas y análisis
de las mismas, el diseño de los cursos
asociados, el desarrollo de los materiales didácticos, la implementación
de la formación y, por último, la evaluación. Cada fase tiene su propia realimentación para la mejora continua.
Todo ello se gestiona partiendo de
la base de que la responsabilidad de
la formación reside en los jefes y tiene
que estar orientada directamente a
mejorar el desempeño de las personas. Por tanto, éstos tienen que estar
comprometidos con la formación de
su personal e implicarse en la misma;
además, tienen que sentirse y actuar
como propietarios del programa de
formación de su personal. Es necesario que en todo momento haya un
partnership entre cada unidad organizativa y la de Formación en el proceso
de gestión del programa formativo.
Nuestros programas formativos deben alinearse para respaldar el desempeño. Debemos diseñarlos de modo
que respondan a estas preguntas básicas:
• ¿Cómo podemos mejorar el desempeño de las personas? Cuando ocurre
un suceso o una situación cercana
al fallo (near miss), la investigación
de la causa raíz debe considerar
cómo encaja la formación en la solución.
• ¿Qué pedimos a nuestro personal
que haga de otra manera? Según
evolucionan nuestras necesidades
organizativas, esperamos que nuestros empleados asuman nuevas y
diversas responsabilidades. Muchos
de ellos están dispuestos a aceptar
esos nuevos encargos; no obstante,
debemos garantizar que posean los
conocimientos y habilidades necesarias para ello. Si nuestro personal
no posee las habilidades necesarias para realizar bien sus trabajos,
nuestros intentos por mejorar están
condenados al fracaso.
• ¿Qué formación debemos proporcionar? Debemos determinar la diferencia (gap) entre el nivel actual
de capacitación de los empleados y
los requisitos para la futura organización, y entonces formar en consecuencia. Ello requiere un trabajo en
equipo entre responsables de línea,
supervisores de primera línea y formadores, así como la implicación
directa de los operarios de la línea.
Todos deben colaborar para garantizar que la formación aborde las
necesidades de desempeño y que la
instrucción emule los estándares de
la planta.
• ¿Cómo podemos garantizar que
el desempeño mejore? Nuestras
iniciativas estratégicas y metas de
desempeño deben reconsiderarse
con regularidad para garantizar
que estemos alcanzando los resultados deseados. Además, debemos
utilizar un conjunto fiable de indicadores, unido a un estricto proceso de autoevaluación continua.
Sin embargo, para determinar esa
eficacia nada puede sustituir la observación de trabajos en campo y el
hablar con nuestro personal.
La formación debe contemplarse
como una parte integrante de nuestra
actividad empresarial principal. Los
responsables de línea deben seguir
demostrando el sentido de propiedad,
dirigiendo los contenidos de los programas, revisando los materiales formativos, reforzando las expectativas,
realizando observaciones y aportando
Instalaciones del Centro de Formación de Tecnatom en Hospitalet de l’Infant, para dar
servicio a ANAV.
Instalaciones del Centro de Formación de Tecnatom en Hospitalet de l’Infant, para dar
servicio a ANAV.
realimentación sustancial. La formación debe seguir respaldando las necesidades de las líneas utilizando un
proceso sistemático.
En cuanto a los formadores, deben
escogerse entre los mejores de nuestras plantas, personas con capacidad
demostrada para enseñar. Deben ser
ejemplos modélicos reconocidos, con
alta credibilidad e inquebrantable integridad. Deben estar dispuestos a
mantener altos nuestros estándares de
trabajo y expectativas. Deben poseer
excepcionales conocimientos y habilidades en las materias que enseñen.
Y deben garantizar que se emplea un
proceso sistemático para proporcionar
una formación que aporte valor. El empleo de formadores que no sean reflejo
de estos atributos podría generar un
entorno de trabajo no deseado.
Las empresas que prosperarán en
el entorno empresarial cada vez más
competitivo de hoy en día serán las
que puedan demostrar reiteradamente una excelencia operativa tanto en
la seguridad como en la eficiencia de
la planta. Y la excelencia en la formación seguirá siendo una parte vital
del éxito.
Proveer una formación excelente es
un trabajo arduo, que cuesta tiempo
y dinero. Sin excepción, los mejores
ejemplos de cada industria nos han
enseñado la dura lección de que una
formación deficiente resulta mucho
más cara que la necesaria para hacer
el trabajo bien a la primera.
LA FORMACIÓN: UN PILAR
BÁSICO PARA LA OPERACIÓN
SEGURA Y FIABLE DE ANAV
Una operación segura y fiable de las
plantas nucleares depende de un diseño riguroso y de unas excelentes
condiciones materiales. No obstante, la responsabilidad última sobre
la excelencia operativa recae en las
personas, en las que confiamos para
operar y mantener nuestras plantas.
No hay sustituto para el trabajador
bien formado que controla los equipos dentro de las bandas operativas
especificadas, siguiendo los procedimientos aprobados. Así pues, parece
evidente que entre la excelencia operativa y la excelencia formativa existe
una relación bidireccional. Esas dos
funciones no se pueden tratar como
unidades separadas e independientes. ANAV no puede tener unidades
organizativas de primera clase sin
disponer de una formación excelente. Y no se puede ser excelente en la
formación si ésta no está firmemente
arraigada en las distintas unidades.
En ANAV, la formación es considerada como un pilar básico para la
operación segura y fiable. Las evaluaciones internas, realizadas por las
organizaciones de línea y garantía
de calidad, así como las realizadas
por evaluadores externos, tales como INPO (Gap Assessment), WANO
(Peer Review) y otros, han identificado una serie de áreas de mejora que
han dado lugar a las correspondientes acciones. El conjunto de dichas
acciones se ha integrado en un plan
de actuación, enfocado a mejorar los
programas de formación de ANAV
en los próximos años. La implantación de este plan contribuye al logro
de diversos objetivos estratégicos de
la empresa. Aspectos básicos de este
plan son los siguientes:
• La implicación visible de la línea
jerárquica en el liderazgo de la formación, definiendo expectativas y
aportando una visión crítica que
permita mejorar el proceso, siempre dentro del entorno metodológico del Systematic Approach to
Training (SAT).
• Los comités de formación son la
herramienta de gestión para materializar esa implicación, identificando y gestionando las necesidades del personal de cada unidad.
• Tanto la dotación de la unidad de
formación como las instalaciones
para desarrollarla en los diversos
entornos requeridos, son objeto de
una atención prioritaria.
• La línea jerárquica se comprometerá en promover la utilización eficaz de esos entornos, tales como el
simulador de alcance total (sala de
control) y el de factores humanos,
para aprovechar todo su potencial
al servicio de la mejora de las competencias del personal a su cargo.
IMPLANTACIÓN DEL PROCESO CTC
“CONOCE TU CONTRIBUCIÓN”
EN EL ÁMBITO DE CN VANDELLÓS II
JUAN MANUEL GAMO
es licenciado en Ciencias Químicas.
Staff de Dirección de Central Nuclear Vandellós II
C
uando Montse Godall y Rafael
Albaladejo, del Área de Comunicación y Relaciones Externas
y el director de Vandellós II, Rafael
Martín, me pidieron que escribiera
un artículo para la revista Nuclear
España sobre el proceso “Conoce tu
Contribución (al logro de objetivos)”
acepté encantado; al fin y al cabo era
un trabajo en el que había estado implicado en los dos últimos años y con
el que, debo reconocer, he obtenido
muchas satisfacciones sobre todo por
la oportunidad que me ha dado de
relacionarme con muchas personas
de la organización. Sin embargo, no
habían pasado ni dos horas y ya me
estaba arrepintiendo. Empezaba a parecerme una apuesta arriesgada por
una simple razón; el proceso “Conoce
tu Contribución” no es un proceso
exclusivo de Vandellós II, sino que
ha sido un proceso coordinado por
el Área de Recursos Humanos para
toda ANAV y que se ha implantado
con distinta suerte en toda la organización. Así que no podía hablar ni
desde la generalidad del proceso ni
de cómo se ha implantado en las diferentes direcciones, en algunas con
gran éxito, ni siquiera desde un punto
de vista puramente teórico ya que no
soy, ni mucho menos, el más indicado.
Por tanto, decidí limitarme a contar
mis impresiones del proceso como un
usuario más y exponer la experiencia
práctica en el ámbito de la central
nuclear de Vandellós II. No pretendo
aleccionar a nadie, tan sólo describir
nuestra experiencia y lo que hemos
aprendido de ello con la esperanza de
que pueda servir a otros.
IMPLANTACIÓN EN 2011:
APRENDIZAJE
El proceso “Conoce tu Contribución
(al logro de objetivos)” (CTC, a partir
de ahora) tiene su origen en una actividad más de cambio cultural dentro
del Plan de Actuaciones del Procura derivado del suceso notificable de
emisión de partículas en CN Ascó. El
CTC es considerado una palanca de
cambio cultural de la organización
para pasar de una cultura pasivodefensiva a una cultura constructiva
(o “cultura azul” como se conoce en
la organización) y que fomenta sobre
todo el perfil de Logro pero también
otros estilos constructivos como son
el afiliativo o el humanístico alentador. Lo que se pretende conseguir con
este proceso es establecer objetivos
para todos los empleados y que
estos estén alineados con los de
la organización. Es una herramienta pues de alineamiento
organizativo y que, a su vez,
favorece la comunicación vertical mando-empleado.
El proceso pues parece simple. Si consultamos la Guía de
Gestión de ANAV GG-6.08 que
explica como llevar a cabo el
proceso, se trataría de definir
objetivos y establecer un proceso en cascada para comunicarlos definiendo las contribuciones de cada trabajador
al cumplimiento de objetivos.
Es decir, el CTC es un proceso por el cual cada trabajador
se compromete a ayudar a lograr los objetivos mediante la
ejecución de tareas concretas
(contribuciones). Sin embargo,
la implantación del proceso no
es nada simple y, cómo intentaré explicar en este trabajo, nos
hemos encontrado múltiples
dificultades, no sólo ligadas a
la dificultad de entendimiento
práctico del proceso sino también debido a otros aspectos como la
cantidad de trabajadores, las funciones asociadas a cada puesto organizativo, la necesidad de los líderes de
creer en el proceso y reforzarlo....
En mi opinión, para entender el
proceso CTC hay que alejarse un poco
del aspecto puramente teórico y fijarse más en aspectos sutiles del proceso
que tienen que ver con el factor humano y que son los que le dan su verdadera fuerza. Esto del Factor Humano
me recuerda el libro de John Carlin,
titulado así en castellano, que explica como Nelson Mandela fue capaz
de, teniendo todos los elementos en
contra, no sólo de evitar una guerra
civil sino conseguir la unión de blancos y negros de forma espontánea y
emocional utilizando la estrategia del
deporte, en este caso, del rugby (símbolo del apartheid) y culminar dicha
estrategia consiguiendo que Sudáfrica ganase el mundial del 95 contra
todo pronóstico. Sin duda la calidad
humana y la capacidad de liderazgo
de Nelson Mandela fue fundamental
pero la contribución de cada una de
las personas tuvo que ser clave. Su
principio: “Nadie es Invisible”.
Esto de “Nadie es Invisible” ya lo
practicamos en su día con el saludo zulú aprendido en los cursos de
Desarrollo del Profesional Nuclear, impartidos unos meses antes de la primera implantación del CTC. En estos
talleres se destacaba la importancia
de cada unos de los miembros de la
organización para que el “cambio”
fuera posible. Conseguir masa crítica
comprometida con el cambio se convierte en la clave para que el cambio
se produzca. En ese contexto, el conocimiento de los objetivos de la empresa y el papel que cado uno jugamos
constituye la palanca de cambio para
alcanzar la cultura constructiva.
Puesto que ya colaboré en la impartición de los talleres de Desarrollo del Profesional Nuclear, coordinar la implantación del proceso CTC en el ámbito de
la central Vandellós II, fue un reto a la
vez que una satisfacción. Sin embargo,
desde un principio fuimos conscientes
(el director de Vandellós II y yo) en
todo momento de la dificultad que entrañaba ya que, para que este proceso
sea implantado de manera efectiva se
necesita el compromiso firme de los
líderes y una participación activa de
muchos miembros de la organización.
El reciente seguimiento (follow up) de
la misión OSART que, sin duda, constituía un examen muy especial para
Vandellós II en aquel momento y el
retraso producido en la difícil recarga
llevada a cabo dificultaba todavía más
la implantación del CTC y, además,
nos preocupaba el impacto que podía
tener en la organización una actividad
transversal de este tipo. Así que, en ese
momento preferimos una implantación
no demasiado fiel al método establecido pero lo suficientemente visible para
ir acostumbrando a la organización.
Este proceso, si es implantado de
manera efectiva, mejora el
grado de compromiso de todos los empleados y mejora la
capacidad de los empleados
para establecer metas relativamente complejas y evaluar
su propio comportamiento y
el de la central. A priori, ya
sabíamos que esto no lo conseguiríamos en el año en curso (2011) pero probablemente
tampoco en dos o tres años,
sino que es un proceso que
debe ser constante y mantenido en el tiempo mejorando
progresivamente su efectividad.
La fase previa de preparación para la implantación del
proyecto CTC en CN Vandellós II se inició en marzo de
2011 teniendo previsto iniciar
el proceso de comunicación
en cascada ese mismo mes
y habiendo previsto tener
implantado todo el proyecto
a mediados de junio con la
definición de los objetivos y
contribuciones para las unidades organizativas afectadas. El retraso de la recarga como he
dicho dificultó el proceso, aún así el
30/06/2011 se alcanzó un grado de
implantación del 98 % al estar implantado totalmente en nueve unidades
operativas y con una implantación
parcial del 85 % en las unidades operativas restantes.
En la implantación del proceso durante 2011 quizás pudimos hacerlo
mejor pero se produjeron ciertas debilidades relacionadas con el método
y la comunicación que redujeron la
efectividad del mismo. Sin embargo,
estas debilidades nos sirvieron para
darnos cuenta que ciertos aspectos
son imprescindibles para mejorar en
el proceso y ganar en rendimiento.
¿Qué aprendimos?
Los líderes son claves para impulsar el proceso. El mensaje lanzado por
los líderes debe ser claro y convincente. Las expectativas del proceso deben
estar claras y ser transmitidas con la
suficiente convicción e implicación en
el mismo. Los líderes deben mostrar
de manera visible su implicación en el
proceso para así transmitir de manera
correcta los objetivos anuales y conseguir la implicación y compromiso de
los niveles inferiores. La coincidencia
con otras múltiples tareas en las que
los líderes están implicados dificultan
la implantación del proceso.
Obviamente no se trata de que todos los líderes seamos Nelson Mandela pero sí que seamos conscientes
de nuestro papel alentador sobre cada
empleado y de la importancia de cada
Parte del equipo de facilitadores del proceso CTC de CN Vandellós II.
empleado. Los aficionados a los castells,
esa práctica tan típica en esta zona de
Cataluña de construir torres humanas,
saben de la importancia y de la fuerza
del factor humano; para construir un
castell, antes que nada hace falta un
buen número de personas.
De la misma manera, en el proceso
CTC la fuerza la tienen las personas.
Si conseguimos que todas las personas estén alineadas y comprometidas
con un mismo objetivo, el potencial
del proceso CTC es enorme. “Cada
uno de nosotros importa. Todo lo que
hacemos cuenta”.
Objetivo versus contribución. En
la implantación del proceso tuvimos
ciertas dificultades de entendimiento del proceso de establecimiento de
metas y de qué se pretendía y se detectaron asimismo dificultades para
entender en la práctica los conceptos
de objetivo versus contribución al objetivo lo que, sin duda restó eficacia al
proceso.
Imaginemos que el objetivo de la
empresa es la reducción de accidentes
laborales. Si en el proceso de definición de las contribuciones por los
trabajadores definimos la tarea como
“reducir accidentes en el ámbito de
nuestro trabajo” (es decir, una definición igual al objetivo), la efectividad
del proceso se reduce al no plasmarse
en una tarea específica. Tampoco podemos definir la tarea a realizar por
los trabajadores como por ejemplo
“usar los equipos de protección individual” ya que no se trataría de una
tarea sino de una norma cuyo cumplimiento ya se espera de nosotros.
Por tanto, definir tareas (o contribuciones) no siempre es fácil. Se trata
de contribuir al logro de los objetivos con las tareas propias del puesto
de trabajo, es decir con las funciones
y responsabilidades definidas para
cada puesto. En definitiva, cada trabajador contribuye con lo que sabe
hacer y para lo que está preparado. En
el ejemplo de los castellers, el objetivo marcado podría ser “descargar un
tres de ocho” refiriéndose al tipo de
castillo humano a levantar. Las contribuciones serían el papel que cada
uno de los integrantes se compromete
a realizar según su función determinada, es decir, unos darán soporte
al castell haciendo el papel de pinya,
otros serán la parte visible del mismo
formando la estructura, es decir serán
el tronc en sus distintas alturas (baixos,
segons, terços, etc.) y así sucesivamente
otras contribuciones serían el folre, las
manilles y como no la enxeneta pero
todas ellas igual de importantes y
necesarias.
La efectividad del proceso aumenta
si, además, las contribuciones o tareas definidas para cada empleado o
grupo de empleados cumplen la regla
de ser tareas SMART, es decir específicas, medibles, alcanzables, importantes y adecuadas en el tiempo. Algo
que, evidentemente no conseguimos
en 2011.
Por otro lado, la dificultad de definir contribuciones para algunos
empleados o en algunos puestos de
trabajo puede llevar a los mandos a
sugerir o imponer el tipo de contribución. En mi opinión se trata de un
error ya que se reduce el grado de
compromiso del trabajador y en definitiva, se reduce también la efectividad del proceso. Las contribuciones deberían surgir de los propios
trabajadores, una vez se conocen los
objetivos, en un proceso de diálogo
y de trabajo en equipo con sus com-
pañeros. Es la búsqueda en equipo
de cómo podemos ayudar a lograr
los objetivos. No olvidemos que un
proceso CTC pretende tres aspectos
importantes: primero tener una visión clara de los objetivos, segundo
fomentar el logro y el alineamiento
organizativo y, por último, ayudar a
conseguir los objetivos.
Los facilitadores son los conductores del proceso. La implantación del
proceso y su dificultad va a depender
de la organización que se trate. El número de personas que participa es importante para llevar a cabo el proceso.
Lógicamente implantar el proceso en
una organización de cuarenta personas será mucho más fácil que hacerlo
en una de doscientas personas. De la
misma manera, el número de niveles
organizativos existentes en cada organización, la existencia de múltiples
equipos de trabajo, así como la existencia de turnos de trabajo dificulta el
proceso de transmisión en cascada de
objetivos y recogida de contribuciones
por los mandos que, además, tienen
que atender otras múltiples tareas de
enfoque operativo. El apoyo necesario
para facilitar el proceso en cascada requerido recae en la figura de los facilitadores del proceso CTC. Este papel
que podría haber sido asignado a la
figura del supervisor en cada unidad
organizativa, en un principio se asignó a los componentes de los equipos
de cambio cultural (un grupo reducido de personas). Sin embargo, en el
caso de Vandellós II hemos preferido
aumentar el número de personas que
han realizado este papel durante el
año 2012, como se verá más adelante.
Si en una organización el llamado
“hilo de oro” se entiende como el hilo
que une a cada uno de los trabajadores con las estrategias y objetivos de
la organización, los facilitadores del
proceso CTC han sido los conductores
que evitarían las roturas de dicho hilo. Su labor en el proceso de implantación del CTC en CN Vandellós II ha
sido clave.
¿Qué hemos hecho del CTC durante 2012 en CN Vandellós II? Hemos
implantado las siguientes mejoras:
1. Hemos trabajado en clarificar las
expectativas del proceso CTC destacando su importancia por parte
de la dirección y los líderes para
ser más convincentes y buscando la
implicación de los mismos.
2. Hemos reforzado la transmisión de
expectativas del proceso por parte
de la DCV y de los jefes de U.O.
para buscar el compromiso de los
trabajadores para implicarse en el
proceso. Nos hemos centrado en la
transmisión del proceso como un
“paso clave” para el establecimiento
de metas adecuadas que ayuden a
los trabajadores a conocer los objetivos, a conocer su papel en los mismos y a comprender su importancia
para mejorar el comportamiento y
desarrollar una cultura de seguridad nuclear constructiva y sólida
como profesionales nucleares.
3. Hemos implantado la figura de los
facilitadores del proceso en cada
departamento para ayudar al líder
en la planificación, transmisión
en cascada, favorecer los debates
internos en los grupos de trabajo,
transmitir la aplicación práctica de
establecer metas, etc. Este papel lo
han desempeñado personas de cada
unidad organizativa en función del
tamaño de la unidad organizativa
y del número de equipos de trabajo
existentes en cada unidad.
4. Se ha impartido una formación específica para los facilitadores del
proceso con un enfoque más práctico en el establecimiento de contribuciones de forma que puedan
ayudar internamente a los grupos
de trabajo de cada unidad organizativa.
5. Hemos generado un documento
con ejemplos de contribuciones o
tareas que pueden ser útiles para
las unidades organizativas.
6. Con la ayuda y soporte del Área
de Comunicación y Relaciones Ex-
ternas se han realizado campañas
informativas con los soportes habituales (carteles, web, etc.) para
transmitir de manera eficaz el proceso CTC de forma que se expliquen claramente los criterios del
proceso, la importancia de establecer metas/contribuciones, el papel
que desempeñan miembros de la
organización en el proceso, etc.
7. Se han formado un total de 61 equipos de trabajo distribuidos en las
distintas unidades organizativas
que han definido un total de 187
contribuciones o tareas.
8. Los trabajadores han adquirido su
compromiso con las tareas mediante su firma en un registro. Este compromiso ha sido adquirido por más
del 95 % de la plantilla.
9. Trimestralmente se ha informado
del estado de las contribuciones mediante carteles distribuidos por la
planta donde se indica cada una de
las tareas, el equipo que la ejecuta y
el estado de avance de las mismas.
En el momento de escribir este artículo está prevista la realización de
la autoevaluación del proceso CTC
mediante una reunión de trabajo tipo
seminario con todos los facilitadores del proceso. Esto nos servirá para aprender de nuestra experiencia y
mejorar en el proceso. Tenemos dos
retos importantes por delante:
• Intentar homogeneizar el nivel de
compromiso de todos los trabajadores en las tareas que definan.
• Avanzar en el alineamiento de las
contribuciones con los objetivos de
la dirección y de las unidades organizativas.
Ya que el proceso CTC tiene en
cuenta la labor de las personas para
conseguir los objetivos, no podría
acabar este trabajo sin destacar que
los facilitadores han realizado una
labor clave y merecen un reconocimiento y mi agradecimiento personal en mi nombre y en nombre de la
dirección. Así que, Daniel Márquez,
Juan Carlos Sañudo, Agustí Cuchí,
Mario Ortiz, Gemma Otero, Mario
Tocado, Juan Francisco Cobo, Ricard
Fresquet, Javi Frías, David Virgili,
Ivan Querol, Jaume Montesinos,
Ignacio Muñoz, Olga Garí, Emma
Capafons, Pablo Cuchí, Miquel Boyer, Agustí Peñas, Antonio Justicia,
Juan Carlos Rico, Sergi Aluja, Jordi
Nolla, David Soro, Julio Bielsa, Luis
Setién, Alvaro Marco, Aitor Hinestrosa, Alexis Martín, Anna Prim,
Angel Cruz, Iñigo Vildosola, Rafael
Batsi, Pascual Pérez, Alexis Ribas
y Gemma Dols, gracias a todos por
vuestra implicación y apoyo en todo el proceso. Y gracias también a
los trabajadores por su compromiso
profesional.
CONVOCATORIAS 2013
Congresos, Cursos y Reuniones
EUROPEAN MATERIALS RESEARCH SOCIETY (EMRS) SYMPOSIUM
European Materials Research Society (ERMS)
ESTRASBURGO, FRANCIA
Info: www.emrs-strasbourg.com
27-31 MAYO
ENYGF 2013 “EUROPEAN NUCLEAR YOUNG GENERATION FORUM”
ENS-YGN
ESTOCOLMO, SUECIA
Info: www.enygf2013.com
17-20 JUNIO
JOINT ICTP-IAEA SCHOOL OF NUCLEAR ENERGY MANAGEMENT
ICTP-IAEA
MIRAMARE-TRIESTE, ITALIA
Info: www.euronuclear.org/pdf/NEM-School-2013%20.pdf
15 JULIO – 2 AGOSTO
ICEM 2013 “ASME 15TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON ENVIRONMENTAL REMEDIATION AND
RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT”
8-12 SEPTIEMBRE
ASME
BRUSELAS, BÉLGICA
Info: http://asmeconferences.org/ICEM2013
39ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
REUS, TARRAGONA, ESPAÑA
Info: www.reunionanualsne.es
25 – 27 SEPTIEMBRE
NESTET 2013 “NUCLEAR EDUCATION AND TRAINING”
17-21 NOVIEMBRE European Nuclear Society (ENS)
MADRID, ESPAÑA Info: www.nestet2013.org
GESTIÓN DE RECARGAS
GILBERT DE SAN JOSÉ
es ingeniero industrial en Técnicas Energéticas por
la Escola Tècnica Superior d’Enginyeria Industrial
de Barcelona (ETSEIB).
Jefe de Explotación de CN Vandellós II.
INTRODUCCIÓN
Aunque parezca paradójico, las paradas por recarga constituyen uno de
los puntos clave en la operación de
las centrales nucleares. El motivo de
su importancia es que fundamentan
en gran parte la seguridad nuclear.
La recarga es el momento en que se
realiza el mantenimiento de los equipos principales, tanto de seguridad
como de los sistemas de generación
de electricidad. Este mantenimiento permitirá una operación segura
y fiable a lo largo del ciclo. Otro
aspecto importante es el riesgo
que
derivado de situar la planta en un
modo operativo que no es habitual y en el que conviven la operación del reactor con los trabajos
de mantenimiento. En cifras, datos
de la industria indican que, en el pegarantice la ejecución de la recarga en
riodo 2004-2010, el 23 % de los eventos
el tiempo previsto. De nuevo, aunque
relevantes reportados a WANO ocula adherencia al programa facilita la
rrieron en recarga. Por otra parte, el
riesgo de daño al núcleo acumulado
consecución de objetivos económicos,
en recarga es el doble del acumulado
la importancia esencial de la adheen el resto del año. Más sucesos y con
rencia al programa es que estar denun riesgo mayor, todo ello de espetro del programa es estar en la zona
cial relevancia si tenemos en cuenta
analizada y conocida, lo que equivale
que se está en recarga, sólo un 5 % del
a permanecer en la zona segura. Metiempo de operación. La planificación
jorar tanto en preparación como en
y definición de alcance de las paradas
ejecución de las recargas ha sido de
es un reflejo del enfoque operativo de
especial relevancia en CN Vandellós II
las plantas. En el documento INPO
debido a que ha sufrido recargas de
10-04 Principles for a strong operational
larga duración como consecuencia de
focus, se incluye como atributo para
modificaciones de diseño de gran enel principio que requiere alta fiabilivergadura (sustitución del foco frío).
dad de los equipos, la inclusión en el
alcance de recarga de las acciones que
GESTIÓN DE LAS RECARGAS
resuelven condiciones anómalas, camSeguridad en parada – Defensa en
bios temporales, etc. Adicionalmente a
profundidad
la consecución de los objetivos relacionados con la seguridad es importante
La seguridad en la parada se gestiona
ser eficientes en las recargas. Es esenmediante la aplicación de las directricial disponer de un programa que
ces de la guía CEN-30 de Unesa Guía
Todo
s
tenemo
s algo
valioso
aportar
Genérica de Seguridad en Parada.
Esta guía desarrolla los principios del NUMARC-99-06 Guidelines for Industry Actions to Assess
Shutdown Management y recoge
la experiencia de la industria nuclear nacional e internacional (reflejada en el WANO SOER 2010-01
Shutdown Safety). Tiene como objeto
minimizar las situaciones de riesgo
que puedan presentarse y desarrollar planes de contingencia para
aquellas que puedan producirse. Se
basa en el concepto de defensa en
profundidad: proporcionar sistemas,
estructuras y componentes que aseguren las Funciones Clave de Seguridad mediante métodos redundantes,
alternativos y diversos; planificar la
parada de forma que se optimice la
disponibilidad de estos sistemas (condición VERDE), y proporcionar controles administrativos que soporten
las acciones anteriores. El Programa de
Recarga se diseña de acuerdo a estos
principios y es verificado de forma
independiente por un grupo multidisciplinar. Durante la parada el turno
de Sala de Control verificará en todo
momento la disponibilidad de los sistemas de acuerdo a lo planificado y se
establecerán medidas especiales como,
por ejemplo, el programa de equipos
protegidos, que con objeto de evitar
errores que afecten a los equipos que
garantizan la seguridad en parada,
los identifica y, en determinados casos,
impide el acceso a ellos.
Planificación
La planificación de las recargas en
Vandellós II se basa en la aplicación
de la Matriz de Hitos. Esta matriz se
ha diseñado en base al documento de
EPRI 1022952 Effective Refueling Preparation and Execution Guidance de diciembre de 2011 y contempla todas las
actividades necesarias para la preparación de la recarga. Para cada una de
los hitos se establece un responsable y
unos criterios para el cierre del hito.
Entre las actividades se incluye:
• Autoevaluación de la Recarga anterior.
• Organización: definición de los
equipos de preparación y ejecución
de la recarga.
• Identificación de los principales trabajos de la recarga, tanto mantenimiento preventivo como modificaciones de diseño.
• Identificación, petición y compra de
materiales y servicios.
• Revisión y preparación de los trabajos por parte de mantenimiento
(órdenes de trabajo, consideraciones
ALARA, plan de andamiaje, FME,
pruebas post-mantenimiento,...).
Outage
Preparation
out
ing e
n
o
i
sit
tag
Tran the Ou
f
se
o
Pha
Trans
into itioning
the O
u
Phas tage
e
Section 2
Executing
the
Outage
Plan
Section 3
Section 4
Post-Outage
Assessments
Section 5
Section 6
Continuous Improvement of Outage Performance
• Generación, preparación y revisión
de los permisos de trabajo (incluye
verificación en planta).
• Plan de Seguridad de la parada.
• Desarrollo de planes de contingencia.
• Formación.
• Identificación, programación y ejecución de trabajos pre-recarga.
Durante el ciclo se van ejecutando
las tareas asociadas a cada uno de los
hitos y se realiza un seguimiento de
su cumplimiento. En caso de que se
incumpla un hito el responsable tiene la
responsabilidad de preparar un plan de
recuperación que indicará la nueva programación del hito y tiene como objeto
evitar que impacte en los hitos que se
derivan de este. La existencia de la matriz de hitos y su seguimiento periódico
por parte del equipo directivo es vital
para el éxito de la preparación de la recarga y, por lo tanto, de su ejecución. El
compromiso y la rendición de cuentas
por parte de los responsables de hito es
el motor de la preparación de la recarga
y, ya en esta fase demuestra que el éxito de las recargas se basa en el trabajo
en equipo. En la preparación también
participan los Equipos de Coordinación de Trabajos (ECT) y los High Impact
Teams (HIT Teams). Ambos son equipos
multidisciplinares cuyo objetivo es la
revisión y desarrollo de los programas
de recarga. En estos equipos se integran
todas las disciplinas implicadas en los
trabajos y se cuenta con la presencia de
las empresas colaboradoras en aquellos
casos en que es necesario. La particularidad de los HIT es que continúan
activos durante la recarga atendiendo
actividades significativas que, en caso
de incidencia, podrían tener un efecto
inmediato en el camino crítico de la parada. La importancia de estos equipos
es, además del propio aumento en la
calidad de los programas y la preparación de tareas, involucrar al personal
externo a las unidades de planificación
en la programación de la parada. En
definitiva, se desarrolla el sentimiento
de propiedad del personal respecto al
programa y la recarga.
Ejecución
Para el éxito de una recarga, la planificación es condición necesaria pero
no suficiente, la ejecución es clave y
por ello, en este ámbito también se
han introducido novedades en las últimas recargas. La ejecución de las
recargas se fundamenta en el lema de
24 h protegiendo la seguridad, el programa y los trabajos. En cada uno de estos
ámbitos hay un centro de control:
• Sala de Control: seguridad nuclear,
atención a la operación y las Funciones Clave de Seguridad en Parada.
• Centro de Control de Recarga
(CCR): seguimiento del programa,
gestión de cambios y mantener la
Defensa en Profundidad.
• Centro de Control de Trabajos
(CCT): seguimiento, preparación y
gestión de los trabajos.
Mientras la Sala de Control mantiene su atención en la operación de
la planta, la mayoría de tareas de gestión recaen en el CCR. Libera de cargas a la Sala de Control y facilita el
flujo de trabajo a los ejecutores a la
vez que se encarga de la resolución
de conflictos y la toma de decisiones
en cuanto al programa. En la Recarga
18, el CCR estuvo constituido por los
Jefes de Operación, Mantenimiento e
Ingeniería apoyados por personal de
Planificación y del resto de unidades
y, a través del coordinador del CCR,
controla el desarrollo de la parada.
De nuevo, el trabajo en equipo con
un objetivo común es fundamental y
la presencia conjunta de Operación,
Mantenimiento e Ingeniería en el CCR
facilita que estas unidades organizativas tengan un enfoque global para el
éxito de la recarga en lugar de centrar
la atención en sus áreas particulares.
Involucrando a las jefaturas en el CCR
se garantiza la capacidad de toma de
decisión y la dirección de las respectivas unidades. Del CCR depende el
CCT que gestiona la preparación y
ejecución de trabajos. Así, se libera
a la Sala de Control de la colocación
y retirada de descargos, pruebas, etc.
permitiendo que se focalice en la operación de la planta. El CCR también filtra los trabajos emergentes decidiendo
el momento más conveniente para su
ejecución. Por último, antes de la recarga, las unidades analizan su organización, el programa y se dimensionan
para poder dar cobertura a 24h para la
ejecución de trabajos críticos y subcríticos de la recarga.
Autoevaluación
Las áreas de mejora que se han identificado en las últimas recargas son las
siguientes:
• Programa: potenciar la adherencia a
la matriz de hitos, desarrollar herramientas para la revisión más profunda
de los programas.
• Ejecución: consolidar la organización
de las recargas (Centro de Control de
Recargas, Centro de Control de Trabajos, organización a 24 horas).
• Materiales: evitar incidencias de materiales en los trabajos de recarga mediante la mejora de los procesos de
identificación, reserva y adquisición.
• Supervisión: garantizar la calidad de
los trabajos y evitar el reworking.
• Seguridad en Parada: mantener altos
estándares en cuanto a seguridad en
parada.
CONCLUSIONES
La gestión de las recargas en CN Vandellós II evoluciona hacia los estándares
de la industria nuclear internacional
mediante la incorporación de elementos
como la Matriz de Hitos o el Centro de
Control de Recarga. Estas herramientas
son condición necesaria para el éxito de
una recarga, puesto que una preparación y ejecución profesionales junto con
una autoevaluación continua forman el
fundamento sobre el que alcanzar los
objetivos. A todo ello hay que sumar
los elementos clave para el éxito de una
recarga: en primer lugar, priorizar la
seguridad y, para que todo funcione,
fomentar el espíritu de equipo y el compromiso profesional.
PROCURA
CARLOS MAIRAL
es ingeniero industrial Técnicas Energéticas por la
ETSEIB de la Universidad Politécnica de Cataluña.
Responsable de la oficina de proyecto del
PROCURA
E
n 2008, ANAV emprendió un
plan de actuación de importante calado para el refuerzo de la
marcha segura de nuestras centrales: el PROCURA, acrónimo de Plan
de Refuerzo Organizativo Cultural y
Técnico. El PROCURA se concibió a
través de un diagnóstico previo para
hacer frente a un conjunto de debilidades que se identificaron como precursoras de entre un buen número de
últimos sucesos relevantes acaecidos
en ANAV en los años inmediatamente
anteriores. Su concepción se finalizó
en detalle en 2009, contando con la involucración directa y aprobación final
de nuestro Comité de Dirección, así
como con el visto bueno de la Junta
de Administradores y del Consejo de
Seguridad Nuclear. El PROCURA lo
hemos de entender como un hito en
nuestra historia reciente, un antes y
un después, el inicio del cambio hacia un modelo de gestión más acorde
con la situación actual de la industria
nuclear y hacia una cultura de trabajo
más segura y constructiva.
La implantación del PROCURA ha
finalizado recientemente, en diciembre de 2012, tras más de tres años de
trabajos, y a fecha de redacción de este artículo se está llevando a cabo un
proceso final de verificación de que lo
que hemos implantado nos funciona y
de que continuaremos mejorando con
medidas de integración y sostenibilidad del cambio emprendido.
Desde su concepción hasta su finalización, este Plan ha requerido
de un fuerte compromiso y esfuerzo por parte de todos los estamentos
de nuestra organización, incluyendo
nuestros más directos colaboradores,
y su relevancia ha quedado plasmada
en nuestro marco estratégico como
actividad prioritaria de ANAV a lo
largo de estos últimos años. Durante
el tiempo que el PROCURA ha estado
vigente en ANAV, este proyecto ha
supuesto para el conjunto de la organización un considerable reto dada
la diversidad de la naturaleza de sus
actuaciones, así como el gran alcance
de las mismas. Que el PROCURA ha
sido tratado como un proyecto de la
mayor importancia, lo demuestra el
hecho de que más del 50 % de los objetivos generales de ANAV en los últimos cuatro años han estado asociados
a parte de los objetivos del Plan, se
han asignado partidas presupuestarias considerables al conjunto de actuaciones y a su gestión y, finalmente,
el seguimiento del estado del Plan ha
sido un punto ordinario en las reuniones del Comité de Dirección de ANAV,
de los CSNE de ambas centrales y de
la Junta de Administradores en los
últimos años.
Ahondando un poco en el alcance
del Plan, el PROCURA ha consistido
en la implantación de 59 hitos o actividades divididas en seis grandes líneas
de actuación, cada una dando respuesta a diferentes áreas de influencia o ámbitos de mejora, las cinco primeras con contenidos y objetivos más
específicos y tangibles (S.M.A.R.T.), y
la sexta más asociada a cambios culturales en la organización:
• Línea 1. Políticas de seguridad:
definición y comunicación de un
marco de políticas de seguridad que
fundamenta los pilares de una cultura proactiva a través de Misión,
Visión y Valores, Normas de obligado cumplimiento y Fundamentos
comunes de comportamientos básicos esperados.
• Línea 2. Recursos y Capacitación
Técnica: implantación de un conjunto de acciones de mejora de la
formación, la capacitación técnica,
la supervisión y el cumplimiento de
procedimientos.
• Línea 3. Proceso de Toma de Decisiones: definición y puesta en marcha de un proceso sistemático de
toma de decisiones con supuestos
conservadores y actuaciones resultantes seguras.
• Línea 4. Trabajo en Equipo y Comunicación Interdepartamental:
refuerzo del trabajo en equipo y la
comunicación interdepartamental
en las áreas de Formación, Comunicación, Factores Humanos, Acciones Correctivas y Experiencia
Operativa.
• Línea 5. Proceso de Identificación
y Resolución de Problemas: fortalecimiento de herramientas, formación y recursos para la identificación y resolución de asuntos con la
profundidad de análisis requerida
en función de la importancia del
problema.
Adicionalmente a las cinco Líneas
de Actuación SMART anteriores, una
mayoría de las debilidades identificadas en el diagnóstico previo al PROCURA tuvieron una estrecha relación
con la intervención humana, especialmente con las habilidades, competencias y comportamientos de todos los
miembros de la organización. Es por
ello que ANAV también consideró
necesaria la definición e implantación
de la sexta línea del programa, la más
importante: el Programa de Refuerzo Cultural y de Comportamientos
(RCC), un cambio cultural transversal a las cinco Líneas de Actuación
SMART anteriores. El Programa RCC
ha impulsado un cambio en el que la
cultura organizativa y los comportamientos constructivos redunden en
una cultura de seguridad más fuerte
a través del entorno de trabajo consciente de la seguridad.
Cada una de estas seis líneas de
actuación ha sido liderada por uno de
los miembros del Comité de Dirección
de ANAV. El proyecto, encabezado
por el director general, ha contado
con la figura de un coordinador general para el PROCURA y el apoyo
de diferentes entidades colaboradoras
con profesionales experimentados en
cambios culturales organizativos y
gestión de proyectos.
El PROCURA ha impactado notablemente en un conjunto de procesos
clave de gestión de la organización,
entre los que destacan los siguientes:
– Definición de las políticas de seguridad de ANAV: Misión, Visión,
Valores, Fundamentos Comunes y
Normas Básicas.
– Ejecución de un plan de choque para la incorporación de personal con
el objetivo de reforzar la organización y la supervisión.
– Refuerzo de los procesos formativos para el personal de nueva incorporación frente a las principales debilidades identificadas en el
diagnóstico del PROCURA, tanto
para personal de la propiedad como
de las empresas contratistas.
– Refuerzo de los procesos de supervisión de los trabajos relacionados
con la seguridad con personal de
plantilla o contratista estable.
– Definición de un programa de formación de supervisores, garantizando la cualificación necesaria y el
desarrollo continuo de los mismos.
– Desarrollo de un proceso de toma
de decisiones operacionales, basado en supuestos conservadores y
garantizando que las acciones derivadas del mismo son seguras, antes
de proceder a su implantación.
– Creación de agentes de coordinación en los procesos de Formación,
Experiencia Operativa, Comunicación, Factores Humanos y el
Programa de Acciones Correctivas
para el refuerzo de una cultura de
trabajo en equipo y comunicación
interdepartamental.
– Implantación de un proceso sistemático de recogida y transmisión
de información relevante para la
seguridad.
– Definición e implantación de un
proceso de tratamiento de experiencia operativa único con la generación de equipos de análisis multidisciplinares.
– Mejora del proceso de identificación y resolución de problemas y
su herramienta de gestión con el
objetivo de mejorar su efectividad
– Mejora de la sistemática de resolución de problemas mediante el fortalecimiento de la etapa de análisis
de incidencias.
– Establecimiento de un proceso sistemático de control y seguimiento
de los compromisos adquiridos con
la administración, garantizando la
resolución y el cumplimiento en
plazo de los mismos.
Adicionalmente, las principales palancas de cambio desarrolladas en el
Programa RCC han sido implantadas
a través de actuaciones orientadas a
mejorar el alineamiento de líderes,
mandos y supervisores, el establecimiento de objetivos para todos los
empleados, y la definición e implantación de expectativas y actuaciones
de comunicación periódicas de los
asuntos importantes para la seguridad y en todos los niveles de la organización. De entre estas actuaciones
destacan:
– Los talleres FLCC (Fundamentals for
Leading a Cultural Change) y DPN
(Desarrollando mi Profesionalidad Nuclear), destinados principalmente a
desenraizar y descongelar la cultura pasiva imperante al inicio del
PROCURA.
– El Programa Managers in the Field,
de presencia e interacción continuada de mandos en campo para
el modelado de comportamientos y
diseminación de expectativas.
– El Programa CTC (Conoce Tu Contribución), para el establecimiento de
contribuciones personales al logro
de objetivos corporativos alineados
en toda la organización.
– La mejora de la comunicación vertical mando-empleado eficaz, continua y rica en contenidos de seguridad.
– El análisis, comunicación y enganche de todos los empleados con los
resultados y mejoras derivadas de
las evaluaciones de cultura de seguridad.
– Involucración y compromiso de las
empresas contratistas con el cambio
cultural a través de la generación
de sus planes propios de mejora.
– El “Top 10”, un programa de enfoque operativo de toda la organización en los asuntos de planta más
importantes en los que centrar la
atención y los recursos.
– La red de reuniones periódicas en
toda la organización para la diseminación eficaz de directrices, el
flujo vertical de la información y
el alineamiento de expectativas y
esfuerzos.
Como actuación especial, merece la
pena destacar la implantación y puesta en marcha del Simulador de Factores Humanos de ANAV, ayudando en
gran medida a afianzar y orientar el
modelado de comportamientos seguros y constructivos que el PROCURA
ha fomentado.
Algunas acciones y datos relevantes
del plan se enumeran a continuación
para dar una idea del grado de implicación, esfuerzo y dedicación que este
proyecto ha supuesto para los trabajadores en nuestros emplazamientos:
– Comunicación y transmisión personalizada de fundamentos comunes
de comportamiento seguro a 2.193
personas.
– 19 talleres FLCC de desarrollo de liderazgo para el cambio con 482 personas asistentes y 18 talleres DPN
de desarrollo de profesionalidad
nuclear con 432 personas asistentes
a los mismos.
– 914 perfiles LSI© personales generados durante los talleres FLCC y
DPN.
– 1.200 camisetas y 1.000 memorias
USB entregadas como merchandising.
– 240 parejas, aproximadamente,
creadas para la ayuda mutua en
mejorar perfiles profesionales.
– 266 sesiones de coaching profesional
administradas por coachs certificados externos durante casi un año a
60 personas de la organización.
– Construcción y puesta en marcha
del Simulador de Factores Humanos, un espacio de desarrollo de
comportamientos seguros de primer orden en el espacio nacional,
con 1.106 m 2 de superficie, 11 estaciones de entrenamiento, un lazo
hidráulico, dos aulas taller y dos
zonas de maquetas. Hasta el verano de 2012, unas 1.900 personas ya
habían pasado por al menos un escenario en el Simulador de Factores
Humanos.
– Más de 50 empresas auditadas
anualmente sobre la formación del
personal de las empresas colaboradoras.
– 399 personas que han pasado por el
curso de supervisión First line Leadership.
– Aumento en un 180 % de las órdenes de trabajo supervisadas en CN
Vandellós II y en un 490 %, aproximadamente, en CN Ascó en un periodo de tres años.
– Realización de 21 procesos de toma
de decisiones operacionales en CN
Ascó y 18 en CN Vandellós II.
– Formación de 11 grupos de coordinadores y responsables de área en
Comunicación, Formación, Experiencia Operativa, Acciones Correc-
tivas y Factores Humanos, con más
189 reuniones realizadas.
– Puesta en marcha y consolidación
del boletín Infoanav Semanal con
más de 225 noticias con información relevante para la seguridad en
80 emisiones.
– Más de 1000 informes diarios de
información relevante para la seguridad emitidos.
– 320 personas que han recibido formación en análisis de disconformidades.
– 52 reuniones de los Comités de Revisión de Acciones Correctivas.
– Realización de unas 60 reuniones
de diferentes equipos de personas
impulsoras de cambio cultural.
– 921 personas comprometidas con
contribuciones personales a la consecución de objetivos de ANAV en
2012 y 757 en 2011.
– Más de 50 sesiones de comunicación de los resultados de la evaluación interna de cultura de seguridad, de noviembre de 2010.
– 93 % de participación en la evaluación externa de cultura de seguridad, de septiembre 2012.
– 13 empresas colaboradoras estables
involucradas con planes adicionales
de cambio cultural.
Con el PROCURA implantado y,
una vez alcanzado el campo base de
actuación deseado, ANAV tiene el reto a futuro de continuar trabajando a
través de su Sistema de Gestión Integrada y su Plan Estratégico para lograr aproximarse de forma paulatina
a la excelencia en todos los sistemas
de gestión. Un camino de cambio que
no termina, que no tiene fin, que jamás alcanza la excelencia, porque a la
excelencia uno se acerca,... sin conseguirla del todo jamás.
UNA BUENA CONVIVENCIA
CON EL ENTORNO
ALFONS GARCÍA
Alcalde de Vandellòs i l’Hospitalet de l’Infant.
E
En nombre del Ayuntamiento
y de los vecinos de Vandellòs i
l’Hospitalet de l’Infant me gustaría felicitar a la Central Nuclear
Vandellós II por la celebración de sus
primeros 25 años de funcionamiento. Quisiera también hacer extensiva
esta felicitación a la actual empresa
explotadora ANAV y, por supuesto, a
todas aquellas personas que en todo
este tiempo han contribuido al buen
funcionamiento de la planta, ya que
en la explotación de la misma han
participado muchas personas que, con
independencia de su grado de responsabilidad en la instalación, se han desarrollado en ésta profesionalmente.
El impacto de la construcción y la
puesta en funcionamiento de CN Vandellós II tuvo y tiene un gran impacto
en nuestro municipio. Independientemente de las dificultades iniciales de
distinto orden que deben ser enmarcadas en el contexto político, económico
y empresarial que todos recordamos;
es cierto que a lo largo de estos años
la planta, a través de sus estructuras
empresariales y profesionales, se ha
caracterizado por una voluntad de
relacionarse directamente con el territorio y con sus habitantes, como los
hechos así lo corroboran.
Es una certeza objetiva que la central no puede convertirse ni concebirse como el único centro productivo
del entorno, pero por todos es conocido que una central nuclear comporta
un gran impacto económico, laboral
y social. El mayor impacto ha sido, y
continúa siendo, el de tipo económico. Este tipo de impacto se traduce,
básicamente, en lugares de trabajo directos, indirectos e inducidos que ha
generado la planta durante más de
dos décadas. Sin embargo, tan relevante como la creación de ocupación
ha sido la contribución vía impositiva
a desarrollar múltiples iniciativas públicas que han permitido al municipio
contar con un gran número de servicios de elevada calidad para disfrute
de todos sus vecinos.
A lo largo de su existencia, las empresas, y en especial una industria
como la nuclear, no sólo tienen como misión desarrollar, sino también
transmitir valores entre sus profesionales. Es cierto que el rigor profesional, el trabajar con criterio o el
fomento de la seguridad son valores
inculcados en la planta y en el entorno. También es verdad que este esfuerzo contribuyó a generar un clima
favorable a la industria nuclear y que
el tsunami ocurrido en Japón se ha
llevado por delante todo este trabajo
y el sentimiento favorable en el conjunto de la sociedad occidental. Nos
encontramos, pues, ante un nuevo
marco social que debemos superar
entre todos en base a un trabajo colaborativo entre las distintas empresas
y administraciones que tenga como
premisa principal garantizar la seguridad de las plantas y de sus espacios
colindantes.
A pesar de los esfuerzos que reconocemos por parte de la industria
en su organización y en su funcionamiento interno, no podemos dejar de
mencionar algunas deficiencias que
lastran el territorio y que, a nuestro
entender, deben contar con mayor esfuerzo por parte del sector, pese a
la incidencia de la crisis económica
general y determinadas prácticas empresariales utilizadas como coartada
para limitar las inversiones. Nos referimos, concretamente, a la implantación de los planes de emergencia
exteriores que se encuentran en una
situación de precariedad similar a la
que se encontraban en el momento de
entrar en funcionamiento la central.
Asímismo, queremos reclamar la necesidad de implicar al sector nuclear
y, muy directamente, a las instituciones públicas estatales, en el futuro
desarrollo económico del territorio.
Así pues, después de 25 años de
esfuerzo, la central se ha ganado la
confianza de sus trabajadores y de
las personas e instituciones de su entorno. En el momento de celebración
de hitos como éste es cuando hay que
echar la mirada hacia atrás y agradecer a todos los responsables y a todos
los profesionales el trabajo bien hecho, decirles que ha merecido la pena el esfuerzo y que este aniversario
también es suyo.
El nombre de nuestro municipio
siempre estará asociado a la energía
nuclear en general, y a la central nuclear Vandellós II, en particular, ya
que han sido muchas las personas, las
empresas, las asociaciones, las entidades de todo tipo que han contado
con la consideración de la central y,
por tanto, su esfuerzo ha contribuido
a engrandecer y mejorar los centros
educativos y asistenciales, la sociedad civil. En definitiva, a enriquecer
culturalmente –en el sentido más amplio del término– nuestro municipio y
nuestra gente.
En nombre de todos ellos, recibid
nuestra felicitación más sentida. Os
deseamos que celebréis muchos más
años a nuestro lado para mayor “fortuna” de todos.
Per molts anys!
L AS MEJORES PONENCIAS DE L A 38ª REUNIÓN ANUAL DE L A SNE
Mejor ponencia
FUSIÓN
Fabricación y pruebas experimentales
de un demostrador tecnológico de extracción de tritio
para los sistemas de lazo de Pb(15,7)Li de los TBM
de ITER mediante permeación contra vacío
M.ª R. Sacristán, I. Bonjoch, G. Veredas y A. Ibarra
La recuperación rápida de tritio supone un hito clave para el desarrollo de tecnologías
eficientes capaces de recuperar el tritio generado en los lazos de metal líquido de los
“blankets” HCLL en los reactores de fusión para volver a reutilizarlo como combustible.
Siendo la utilización de permeadores contra vacío la tecnología actualmente más
prometedora, el objetivo de este trabajo es el desarrollo y construcción de un demostrador
que maximice la extracción de H2 de un lazo de Pb(15,7)Li, cualificando en términos de
eficiencia, la posible aplicación para la extracción de T/D2 en los lazos de futuros reactores
de fusión.
Ma ROSA SACRISTÁN
(SENER Ingeniería y Sistemas)
IGNASI BONJOCH
(SENER Ingeniería y Sistemas)
GERARDO VEREDAS
(EURATOM-CIEMAT Fusion Assoc.,
Fusion Technology Division)
ÁNGEL IBARRA
(EURATOM-CIEMAT Fusion Assoc.,
Fusion Technology Division)
Fast tritium recovery is a key milestone for the development of efficient technologies to
recover the tritium generated in liquid metal loops of HCLL blankets in fusion reactors
to reuse it as fuel again. As the use of permeators against vacuum is currently the most
promising technology, the aim of this work is to develop and construct a demonstrator that
maximizes the H2 extraction of a Pb(15.7)Li loop, qualifying in terms of efficiency the
possible application to extract T/D2 in future fusion reactors loops.
E
l reducido inventario existente y la antieconómica producción de tritio, desde el punto
de vista del balance energético, pone
en entredicho la autosuficiencia en
combustible de la fusión nuclear. Por
este motivo, la recuperación rápida
de tritio supone un hito clave en el
campo de I+D+i para el desarrollo
de tecnologías eficientes que sean capaces de recuperar el tritio generado
en los lazos de metal líquido de los
“blankets” HCLL en los reactores de
fusión para volver a reutilizarlo como
combustible, aumentando así su eficiencia. Siendo la utilización de permeadores contra vacío (PAV) la tecnología actualmente más prometedora
en cuanto a la recuperación de tritio
de los lechos de metales líquidos, este
trabajo desarrolla y fabrica un demostrador tecnológico que mediante un
PAV con un diseño adecuado maximice la extracción de H2 de un lazo de
Pb(15,7)Li, cualificando en términos
de eficiencia, la posible aplicación para la extracción de T/D2 en los lazos
de los futuros reactores de fusión.
INTRODUCCIÓN
Actualmente, no existe ninguna técnica idónea que garantice la extracción
de tritio generado en el metal líquido
de reactores de fusión como ITER y
futuros (DEMO) de forma eficiente.
Fuskite® [1] es un demostrador tecnológico de fundamento teórico y de
dimensiones reducidas cuyo objetivo
es obtener una prueba a escala de la
permeación contra vacío como método para extracción de hidrógeno, y
determinar, de este modo, la viabilidad como sistema de recuperación de
tritio en los futuros reactores de fusión
nuclear.
Los retos tecnológicos en el diseño
del demostrador han sido la optimización de parámetros que intervienen
en la permeación del H 2 , junto con
la alta flexibilidad del demostrador
para modificar variables de proceso
como velocidades de circulación, temperaturas o presiones de vacío. De
este modo, se posibilita la realización
de pruebas experimentales para determinar la eficiencia en múltiples casos,
y consecuentemente, encontrar las ca-
racterísticas óptimas para maximizar
la recuperación (Figura 1).
FABRICACIÓN Y ENSAMBLAJE
DEL DEMOSTRADOR
El demostrador consta de varios subsistemas cada uno de los cuales tiene
un papel clave en el funcionamiento
global de los experimentos (Figura 2).
Lazo de Pb(15,7)Li
El lazo es la envolvente donde se introducirá el metal líquido. La función
principal de este componente es tanto
la de albergar en su interior una determinada cantidad de Pb(15,7)Li, el cual
circula a través del lazo transportando
el hidrógeno, como de hacer de soporte
estructural a los diferentes sensores instalados en él. Por ser económicamente
inviable la fabricación en materiales
poco permeables al hidrógeno como el
oro o el tungsteno [2][3], se ha optado
por una fabricación en acero inoxidable
más un proceso de oxidación controlada que permite la creación de una
capa homogénea de óxido de aluminio
en toda la superficie del lazo. Es esta
Figura 1. Diseño del demostrador para la realización de pruebas
experimentales a escala de permeación contra vacío.
Figura 2. Diferentes subsistemas del demostrador tecnológico.
Figura 4. Válvulas de seguridad y vaciado.
Figura 3. Lazo de Pb(15,7)Li de acero inoxidable 304L más tratamiento de oxidación.
Figura. 5. Soporte metálico estructural.
capa de Al2O3 la que impide tanto la
permeación del hidrógeno a través del
acero inoxidable como la corrosión de
éste [2][4][5][6][7] (Figura 3).
Adicionalmente, en el montaje del
lazo junto con todos los componentes
asociados a él, se han utilizado juntas
de estanqueidad de oro y cobre: materiales no permeables al hidrógeno, resistentes a las temperaturas máximas
de operación (375 oC) y compatibles
con los materiales de trabajo.
Finalmente, las dos válvulas a conectar al lazo (válvula de seguridad y de
vaciado) son de fuelle para garantizar el
mejor cierre posible y asegurar la estanqueidad del circuito. Adicionalmente,
disponen de un actuador eléctrico para
controlarlas remotamente (Figura 4).
Soporte metálico estructural
El soporte estructural corresponde
a una estructura de acero S235 compuesta por varios módulos soldados
unidos entre ellos mediante uniones
atornilladas. Su función es la de soportar el peso de todos los componentes, además de levantar el lazo
para permitir instalar el depósito de
vaciado debajo (Figuras 5 y 6).
Figura 6. Calculo FEM estructural del soporte metálico.
Figura 7. Fabricación del PAV mediante SLM.
PAV
El PAV es el componente encargado de
la recuperación de hidrogeno en el lazo
de Pb-Li. Consiste en un dispositivo
que permite la extracción de una determinada especie gaseosa disuelta en un
líquido en movimiento (en nuestro caso hidrógeno disuelto en Pb-Li en estado líquido) mediante la permeación de
ésta a través de sus paredes y gracias al
vacío generado en el otro lado.
Dicha permeación se basa en el
principio de difusión de un gas a través de una membrana, por lo que la
recuperación de hidrógeno a través de
las paredes del permeador depende
de varios parámetros como pueden
ser el material de fabricación, el grosor
de las paredes, el tiempo en contacto
con el Pb-Li, la temperatura, etc.
Figura 8. Componentes del sistema de vacío.
Algunos de estos parámetros pueden
ser escogidos libremente con el objetivo
de maximizar la eficiencia de recuperación [8][9]. De este modo, debido a
sus características y propiedades, el
permeador se convierte en el elemento
clave para alcanzar la permeación requerida, siendo uno de los retos tecnológicos más significativos del proyecto.
Después de un estudio de viabilidad
y de las propiedades y limitaciones de
diferentes materiales en cuanto a la
fabricación [2][10], se ha optado por
una fabricación en acero inoxidable
316L mediante la Fusión Selectiva Laser (SLM). Esta técnica de prototipado
rápido permite la fabricación de componentes de geometría compleja y altas prestaciones mecánicas a un coste
aceptable [11][12] (Figura 7).
Sistema de vacío (inyección y
extracción de H2)
El sistema de inyección y extracción de
hidrógeno es el encargado de, por una
parte inyectar el hidrógeno necesario
al circuito, y por otra intentar recuperar la máxima cantidad de este gas
mediante la permeación contra vacío.
En este caso se inyecta una cantidad
conocida de hidrógeno mediante una
fuga calibrada o botella B10.
Aplicando vacío mediante la bomba
incorporada en el detector de fugas, se
recuperará hidrógeno por permeación
en el PAV, llevándolo hasta el analizador mediante válvulas de fuelle y mangueras metálicas flexibles (Figura 8).
Figura 9. Zona de los diferentes traceados
eléctricos.
Sistema de traceado, refrigeración y
aislamiento
El sistema de traceado es el encargado de introducir la potencia calorífica
necesaria en cada momento dentro del
sistema para mantener las temperaturas necesarias durante el proceso.
Consiste en diferentes traceados
eléctricos compuestos por cables conductores que calientan los cuerpos que
están en contacto con ellos mediante el
paso de corrientes eléctricas en su interior. Este sistema de calefacción, con
la ayuda de sensores de temperatura
superficiales, permite controlar con
mucha precisión la temperatura a que
se esta calentando el fluido.
El demostrador requiere diferentes
fuentes de calor para llevar a cabo distintas funciones en el transcurso de los
experimentos. Por este motivo, se utilizan varios traceados independientes
entre sí, cada uno con unas características y temperaturas concretas.
• Traceado del foco caliente (325-400 oC)
• Traceado de seguridad o general
(260-325 oC)
• Traceado de sistema de compensación (235-280 oC)
• Traceado de salida (260 oC). (Figura 9).
Por otra parte, el sistema de refrigeración es el encargado de refrigerar la
zona del foco frío y conseguir de este
modo que éste se mantenga a 325 oC.
Se compone de dos ventiladores centrífugos que insuflan un flujo cruzado
de aire en la zona a refrigerar. Además de los ventiladores, el sistema se
compone también de los conductos de
entrada y salida, y de una caja de refrigeración estanca donde se realiza todo
el intercambio de calor (Figura 10).
Debido a las altas temperaturas de
proceso el lazo estará térmicamente aislado, tanto para proteger a los
usuarios contra posibles quemaduras
de contacto como para evitar al máximo pérdidas térmicas (Figura 11).
PRUEBAS EXPERIMENTALES
CON EL DEMOSTRADOR
Para validar el diseño del demostrador y evaluar su viabilidad dentro de
Figura 10. Componentes del sistema de refrigeración.
Figura 11. Aislamiento térmico alrededor de todo el lazo (excepto
la zona del foco frío).
Figura 12. Geometría del permeador contra vacío.
los futuros lazos de metal líquido, se
llevarán a cabo pruebas experimentales que determinarán su eficiencia en
cuanto a recuperación de tritio.
Sin embargo, durante las pruebas
con el demostrador en ningún caso
se utilizará tritio como gas de trabajo
debido a que éste es un isótopo radiactivo del hidrógeno con un proceso de obtención bastante complejo
y costoso. En su lugar se utilizarán
inyecciones de hidrógeno y deuterio
(H2/D2) desde fugas calibradas con
ratios desde 10-8 a 10-5 mbar· l/s, con
el objetivo de caracterizar bien el fenómeno de la permeación con estos
gases, y posteriormente, mediante la
ya establecida extrapolación isotópica,
conocer el comportamiento del tritio.
Los ensayos se han dividido en tres
experimentos independientes, de manera que en cada uno de ellos se comprueban principios diferentes en los
que está basado el funcionamiento
del demostrador tecnológico. La complejidad de los experimentos irá en
aumento, así como la semejanza a un
posible caso real en los TBM.
Esta manera de plantear los experimentos permitirá que, a partir del éxito en las pruebas previas más simples,
se pueda aumentar
el alcance de los
experimentos hasta
realizar un tercer y
último ensayo completo del demostrador.
Figura 13. Montaje para la prueba de vacío.
Experimento 1: prueba de vacío
Este experimento tiene como objetivo
cuantificar las fugas, acondicionar y
analizar la capacidad de generar vacío
en todo el interior del permeador Fuskite® [1].
El permeador contra vacío desarrollado tiene una complicada forma en
espiral con el fin de maximizar la superficie de contacto con el flujo portador del gas (parámetro importante
para maximizar la permeación). Esta
geometría, junto con el hecho de que
se realiza el vacío por el eje central del
permeador, puede suponer unas perdidas de presión de vacío demasiado
grandes que harían que el vacío no
llegue a todas las partes interiores del
permeador, en especial al extremo más
alejado del centro. Por ello es necesario medir su conductancia y cuantificar las fugas, en una primera fase de
pruebas de vacío (Figura 12).
El montaje para el primer experimento se simplifica de manera
significativa, dejando solamente los
elementos esenciales del circuito de
vacío, todos ellos unidos con collares
de apriete y juntas de estanqueidad
para vacío. En el montaje se incluirá
un medidor de vacío entre los componentes para evaluar el vacío generado por el detector de fugas en
todo momento y una botella de gas
Ar como gas de purga para efectuar
los ciclos de acondicionamiento del
Fuskite® durante la prueba de vacío
(Figura 13).
Experimento 2: prueba de
permeación de H2
El objetivo principal del segundo experimento es recuperar, a través del
PAV y mediante la permeación contra
vacío, una cantidad determinada de
hidrógeno previamente inyectada a
presión en el lazo.
En este experimento no se utilizará
en ningún caso metal líquido Pb-Li,
sino que en el circuito solamente habrá
una mezcla de gas inerte con una concentración adecuada de hidrógeno. Esta concentración de H2 será superior a
la del caso con Pb(15,7)Li, sin embargo,
no superará en ningún caso al 4 % vol.
(límite de explosividad del hidrógeno).
Mediante una botella B10 de gas
inerte con hidrógeno concentrado al
1 %, y con la ayuda de un manorreductor y del sensor de presión instalado
en el lazo, se puede conocer con precisión la presión en que está la mezcla
dentro del lazo, y consecuentemente
la cantidad de H2 inyectado en él.
Conociendo la cantidad exacta de
hidrógeno inyectado y la cantidad de
hidrógeno extraído mediante el permeador, se puede realizar un balance
entre cantidad inyectada – cantidad
recuperada determinando de esta manera la eficiencia y el tiempo necesario
para la permeación del hidrógeno a
través de las paredes del permeador
desarrollado.
Adicionalmente, la utilización de un
demostrador con una alta flexibilidad
para modificar y adaptar variables de
proceso (como velocidades de circulación, temperaturas, concentraciones
de hidrógeno...) permite poder realizar pruebas experimentales en múltiples casos y caracterizar de este modo
la eficiencia en cada uno de ellos.
Experimento 3: prueba de
recuperación de H2 disuelto en
Pb(15,7)Li líquido
El tercer experimento es ya una prueba a escala de la permeación contra
vacío como método para la extracción
de hidrógeno de un metal líquido, y
poder determinar de este modo, la viabilidad de la aplicación como sistema
de recuperación de T/D2 generado en
los lazos de metal líquido Pb(15,7)Li
de los “blankets” HCLL en los futuros
reactores de fusión nuclear.
Se diferencia del segundo experimento en la existencia del metal líquido Pb(15,7)Li en el interior del lazo en
el momento de la inyección de hidrógeno. De este modo, el objetivo principal del tercer experimento es recuperar, a través del permeador Fuskite®
[1] y mediante la permeación contra
vacío, una cantidad determinada de
hidrogeno previamente inyectada en
el circuito de Pb-Li.
En este caso, se inyectará el H2 mediante fugas calibradas de ratios específicos, con el objetivo de conocer
la cantidad de gas inyectado en todo
momento. Debido a que es posible que
no todo el H2 inyectado se disuelva en
el metal líquido, se practicarán medi58 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2013
ciones puntuales de concentración en
el seno del Pb-Li para determinar que
cantidad del hidrógeno inyectado se
ha disuelto en Pb(15,7)Li
De este modo, conociendo la cantidad exacta de hidrógeno, en este caso,
disuelto en el metal líquido y la cantidad de hidrógeno extraído mediante
el permeador, se puede realizar un
balance determinando de esta manera
la eficiencia del permeador como sistema de recuperación de hidrógeno.
Como en el caso del segundo experimento, la alta flexibilidad del demostrador para modificar y adaptar
variables de proceso permite poder
realizar pruebas experimentales en
múltiples casos y caracterizar la eficiencia en cada uno de ellos.
La utilización de Pb(15,7)Li como
metal líquido hace necesaria la introducción de medidas de seguridad adicionales [13] para garantizar tanto la
seguridad de los usuarios de la instalación como el correcto desarrollo del
experimento.
De este modo, la introducción de
una caja de guantes (ver Figura 2) permite tener un entorno de pruebas inertizado durante el experimento.
Es necesario un ambiente inerte por
varias razones:
• El Pb-Li es un material muy reactivo
que produce una gran cantidad de
compuestos en contacto con el aire.
Estos compuestos son impurezas
que producen una gran absorción
de hidrógeno y problemas fluidodinámicos. El que haya impurezas en
el seno del metal líquido entorpecería la permeación y dificultaría el
experimento.
• El Li produce reacciones muy violentas en contacto con el aire y especialmente con el agua. Aunque el
Pb-Li tiene únicamente una quinta
parte de la reactividad del Li metálico, su reactividad sigue siendo muy
alta por lo que se debe trabajar en
condiciones de atmósfera inerte. De
la misma manera, se elimina también el carácter explosivo de cualquier acumulación de hidrógeno
por grande que sea.
• Los vapores de Pb son altamente
tóxicos y se producen altas concentraciones fácilmente, por lo que la
caja de guantes los contiene y los
mantiene aislados de los usuarios.
Otras medidas preventivas relacionadas con el uso del Pb(15,7)Li son las
siguientes:
• Uso de filtros HEPA/ULPA: como
se ha comentado anteriormente los
vapores de Pb son altamente tóxicos. En el proceso de fundición puede que se liberen una cantidad de
vapores de Pb un poco por encima
de los valores límite permitidos por
la normativa (0,05 mg/m3) [13][14].
Por este motivo, se requiere filtrar
los gases interiores de la caja de
guantes antes de liberarlos al exterior instalando un filtro HEPA/
ULPA para partículas a la salida de
éstos.
• Uso de un aspirador interior: tanto
el polvo del litio como de plomo
son inflamables y explosivos. Por
este motivo, se utilizará un aspirador en el interior de la caja de guantes para evitar las acumulaciones de
polvo en el proceso de pulido. Este
aspirador también dispondrá de un
filtro HEPA.
• Uso de EPI de protección respiratoria (mascarillas para partículas
FFP3): para evitar la inhalación de
las partículas Pb y de Li (altamente
tóxicas) durante la manipulación
del Pb(15,7)Li fuera de la caja de
guantes.
ANÁLISIS DE EFICIENCIA
Previamente a cualquier prueba experimental, se han realizado modelos
matemáticos y simulaciones numéricas CFD con Openfoam [15] con el demostrador desarrollado, consiguiendo
eficiencias de recuperación del 20 % en
las condiciones más favorables existentes. La Figura 14 muestra la evolución de dicha eficiencia en el transcurso del tiempo.
De la misma manera y a modo de
saber el potencial de esta tecnología,
se han realizado simulaciones con un
Figura 14. Evolución de la eficiencia de permeación (ratio de solubilidades: Fe/LiPb = 10
[8], v: ~ 1 mm/s, TW= 500 oC).
permeador de mayores dimensiones
(2 m de longitud con 45 canales anulares) instalado en una posible instalación real [9]. En este caso, con una
velocidad de circulación del Pb(15,7)Li
de 1 mm/s, se han alcanzado eficiencias de hasta 99,5%.
Al correlacionar los resultados obtenidos mediante simulación con los
obtenidos mediante ensayos experimentales, se podrá extrapolar a un
caso real con permeadores de grandes
dimensiones, corroborando así que el
método de la permeación contra vacío
puede llegar a elevadas eficiencias en
la extracción de T/D2 de los lazos de
Pb(17,5)Li en los “blankets” TBM HCLL
de ITER, pudiendo alcanzar el 99,5 %
en condiciones muy propicias.
CONCLUSIONES
Un demostrador tecnológico de extracción de hidrógeno basado en la
permeación contra vacío ha sido desarrollado y fabricado para la realización
de pruebas experimentales con el objetivo de calificarlo tecnológicamente en
términos de su eficiencia, compacidad,
e idoneidad para su implementación
como sistema para la extracción de
tritio.
Se han descrito tanto los sistemas
más importantes del demostrador
como los diferentes experimentos a
llevar a cabo para una adecuada caracterización del fenómeno de la permeación de hidrógeno disuelto en
metal líquido Pb(15,7)Li a través del
permeador Fuskite® [1].
Durante la redacción de la presente
ponencia, se están realizando las pruebas de vacío correspondientes al experimento 1, por lo que no se dispone
aún de resultados experimentales.
Sin embargo, apoyándose en modelos y simulaciones numéricas CFD [15]
se espera conseguir eficiencias de hasta el 20 % en la recuperación de hidrógeno disuelto en el lazo de Pb(15,7)Li
del demostrador desarrollado.
De ser así, se podría extrapolar los
resultados obtenidos a un posible caso
real con un PAV de grandes dimensio-
nes pero con las mismas características y obtener eficiencias mucho más
elevadas.
De este modo se demostraría que,
en condiciones adecuadas y con permeadores de características parecidas
al Fuskite® [1], la permeación contra
vacío es una tecnología económicamente y técnicamente viable para la
extracción de tritio de los metales líquidos en los lazos de los “blankets”
HCLL de ITER o futuros reactores de
fusión nuclear.
REFERENCIAS
[1] Fuskite®, Registered design.
[2] F. Reiter, K. S. Forcey, G.
Gervasini, A Compilation of
Tritium-Material Interaction
Parameters in Fusion Reactor
Materials. Joint Research Center
- Ispra site, 1993.
[3] S. A. Steward, Review of
Hydrogen Isotope Permeability
Through Materials. Lawrence
Livermore National Laboratory,
1983.
[4] G. W. Hollenberg, E. P. Simonen,
A. Terlainet al. Tritium/Hydrogen
Barrier Development. Third
International Symposium on
Fusion Nuclear Technology, Los
Angeles, 1994.
[5] C. H. Heneger, Materials for the
Hydrogen Economy (Chapter 8:
Hydrogen Permeation Barrier
Coatings), CRC Press Taylor &
Francis Group, 2008.
[6] A. Aiello, G. Benamati, C.
Facio, Hydrogen permeation
barrier development and
characterisation. ENEA, C.R.
Brasimone, Italy.
[7] G. Benamati, C. Chabrol, A.
Perujo et al. Development of
tritium permeation barriers on
Al base in Europe. Jounal of
Nuclear Materials 271&272
(1999) 391-395.
[8] I. Martínez, B. Herrazti, G.
Veredas et al. A demonstrator
of a PAV for tritium recovery
from LLE at HCLL TBM loop
operational ranges. IEA
International Workshop on
Liquid Metal Breeder Blankets,
23−24 September, 2010
(Madrid), Spain.
[9] G. Veredas, J. Fradera, I.
Fernández et al. Design and
qualification of an on-line
Permeator for the recovery
of lead Tritium from leadlithium eutectic breeding alloy.
26th Symposium on Fusion
Technology (SOFT-2010).
[10] R. Sacristán, G. Veredas,
I. Bonjoch et al. Design,
performance and manufacturing
analysis for a compact
permeator. 10th International
Symposium on Fusion Nuclear
Technology, 11-16 September
2011, Portland, Oregon, USA.
[11] Análisis Metalográfico de
muestras de acero inoxidable
austenítico –ASISI 316Lprocesado por Fundición
Selectiva por Láser (FSL).
LORTEK Report, 2011.
[12] I. Tolosa, F. Garciandía, F. Zubiri
et al., Study of mechanical
properties of AISI 316 Stainless
Steel processed by “Selective
Laser Melting”, following
different manufacturing
Strategies. LORTEK Report,
2011.
[13] Fichas Internacionales de
Seguridad Química. ICSC:0154
Argón (Ar), ICSC:0001
Hidrógeno (H2), ICSC:0710 Litio
(Li), ICSC:0052 Plomo (Pb).
[14] REAL DECRETO 102/2011, de 28
de enero, relativo a la mejora de
la calidad del aire. (BOE no 25
de 29/01/2011).
[15] OPENFOAM® VERSION 2.0.0
L AS MEJORES PONENCIAS DE L A 38ª REUNIÓN ANUAL DE L A SNE
Mejor ponencia
MEDICINA Y SALUD NUCLEAR
Reconstrucción del espectro de rayos X
con flat panel, cuña de PMMA
y el método Monte Carlo
F. Pozuelo, A. Querol, B. Juste, S. Gallardo, J. Ródenas
y G. Verdú
Conocer el espectro primario de rayos X de un equipo de radiodiagnóstico permite
optimizar la dosis impartida a los pacientes y mejorar la calidad de imagen. En este
trabajo, se propone utilizar un detector flat panel, una cuña de polimetilmetacrilato
(PMMA) y el método Monte Carlo para obtener la distribución de dosis. La matriz
respuesta relaciona la curva de dosis registrada en el flat panel y el espectro
primario de rayos X. El método Modificado Truncado de Descomposición en Valores
Singulares (MTSVD) permite reconstruir el espectro primario de rayos X conociendo
la distribución de dosis y la matriz respuesta. Los resultados demuestran que esta
técnica podría constituir una herramienta complementaria al control de calidad de
los equipos de rayos X.
An accurate knowledge of the photon spectra emitted by X-ray tubes in
radiodiagnostic allows estimating the imparted dose to patients and to improve the
quality image. In this work it is proposed the use of a Flat panel detector, a PMMA
wedge and the Monte Carlo method to obtain the dose profile distribution. The
relation between the dose and the primary X-ray spectrum is defined by a response
matrix. Knowing the dose distribution for a given conditions and the Response
matrix, the primary spectrum can be obtained. The Modified Truncated Singular
Value Decomposition method has been applied to unfold primary spectra. Results
show that this technique could represent a valid tool to complement the Quality
Control of X-ray tubes.
INTRODUCCIÓN
Obtener el espectro primario de rayos X presenta importantes dificultades
debido a la alta fluencia de fotones y a
la baja energía de los rayos X emitidos
por el tubo. La fluencia de fotones cerca del detector debe limitarse ya que se
produce el efecto pile-up por el cual los
detectores no funcionan correctamente. Para obtener una buena tasa de
cuentas sería necesaria la utilización
de un colimador de diámetro pequeño
y una gran distancia entre la fuente
y el detector, condiciones difíciles de
cumplir en las salas de radiodiagnóstico. Por este motivo, se necesita un
material atenuante o dispersante para
reducir la fluencia que alcanza el detector. En este trabajo, se ha utilizado
un flat panel como detector y una cuña de PMMA como material atenuante
para estimar el espectro primario de
rayos X.
El fundamento del detector flat panel consiste en transformar los rayos X absorbidos en carga eléctrica.
Existen dos tipos de flat panel dependiendo de si la transformación se realiza de manera directa o indirecta. En
equipos de medida directa, se utiliza
normalmente el selenio amorfo (a:Se)
para transformar directamente los
rayos X en corriente, mientras que,
en equipos indirectos es un material centelleador el que absorbe los
rayos X emitiendo fotones de luz visible que pasan a una matriz de fotodiodos para que posteriormente
en una lámina de semiconductor se
obtenga carga eléctrica. Normalmente, es preferible el silicio amorfo para
conseguir una mayor eficiencia en
la detección. Los centelleadores más
FAUSTO POZUELO NAVARRO
es ingeniero industrial por la
Universidad Politécnica de Valencia.
Departamento de Ingeniería Química
y Nuclear. Estudiante de doctorado.
ANDREA QUEROL VIVES
es ingeniero industrial por la
Universidad Politécnica de Valencia,
y Nuclear. Estudiante de doctorado.
BELÉN JUSTE VIDAL
es doctor por la Universidad
Politécnica de Valencia.
y Nuclear. Líneas de investigación:
simulación con el método de MonteCarlo y aplicaciones médicas de la
radiación.
SERGIO GALLARDO BERMELL
es doctor por la Universidad
Politécnica de Valencia.
y Nuclear. Líneas de investigación:
simulación con el método de MonteCarlo, aplicaciones médicas de la
radiación y termohidráulica.
JOSÉ RÓDENAS DIAGO
es catedrático de Ingeniería Nuclear
en la Universidad Politécnica
de Valencia. Departamento de
Ingeniería Química y Nuclear.
Líneas de investigación: simulación
con el método de Monte-Carlo,
radioprotección, radiactividad
ambiental, aplicaciones médicas de la
radiación y activación neutrónica.
GUMERSINDO VERDÚ MARTÍN
es catedrático en Ingeniería Nuclear
en la Universidad Politécnica de
Valencia. Departamento de Ingeniería
Química y Nuclear. Líneas de
investigación: termohidráulica,
neutrónica y radiofísica.
comúnmente utilizados son el oxisulfuro de gadolinio (GOS) y el yoduro
de cesio dopado con talio CsI(Tl).
En este trabajo, la técnica utilizada
consiste en un método mixto experimental– Monte Carlo para obtener
el espectro primario de rayos X utilizando un flat panel con GOS como
centelleador y una cuña de PMMA
que se superpone entre la fuente y
el flat panel. Al irradiar el flat panel se
registra un gradiente de dosis absorbida debida a la atenuación sufrida
por los rayos X al atravesar la cuña
de PMMA. Dicha curva de dosis está
relacionada con el espectro primario
de rayos X mediante una función de
respuesta. En la mayoría de las aplicaciones, la función respuesta se puede
aproximar a una matriz que se puede
obtener utilizando el método de Monte Carlo. El programa MCNP5 [1] se
ha utilizado para obtener la matriz
respuesta a partir de la simulación de
varios haces monoenergéticos de los
que se ha calculado la curva de dosis.
Una vez conocida la matriz respuesta
es necesario hallar su inversa para
estimar el espectro primario. Sin embargo, este proceso es muy ineficiente
ya que es un problema mal condicionado. En la literatura existen diferentes métodos para reconstruir el espectro, la mayoría basados en técnicas de
descomposición de valores singulares
(SVD) [2], de entre las cuales se ha
utilizado el método MTSVD [3] para
reconstruir el espectro primario a partir de la matriz respuesta y la curva de
dosis absorbida.
El método se ha evaluado simulando las curvas de dosis para diferentes espectros de rayos X, variando el
voltaje, extraídos del catálogo de espectros IPEM 78 [4]. Una vez se han
no. Tras el centelleador se encuentra
la fibra óptica, de 3 mm de espesor
y la capa de blindaje compuesta por
una fina lámina de plomo.
La distancia entre la fuente de rayos X y el flat panel se ha fijado en 60
cm y el campo de radiación utilizado
es de 15 x 15 cm2. La cuña de PMMA
y el flat panel se han irradiado considerando diferentes condiciones de
trabajo: diferentes voltajes (60, 70, 80,
90 y 100 kVp) y variando la corriente
del tubo de rayos X. Para cada caso se
ha obtenido una matriz en escala de
grises (2490 x 2490) de la cual se ha
seleccionado la parte central con el fin
de minimizar los efectos de penumbra
para obtener la curva de dosis.
Figura 1: Geometría del modelo MCNP5.
obtenido las curvas de dosis y aplicado el método de reconstrucción, se
ha calculado el espectro primario y se
ha comparado con el espectro teórico
obtenido del IPEM 78. Finalmente, el
método se ha validado utilizando las
curvas de dosis medidas experimentalmente.
METODOLOGÍA
El equipo experimental consiste en
un tubo de rayos X comercial Toshiba
(modelo E7299X), un flat panel Hamamatsu (modelo C9312SK), una cuña
de PMMA (12,5 x 12,5 x 10 cm) y un
ordenador con el software necesario.
El flat panel C9312SK utiliza GOS como centelleador que se conecta con los
sensores de imagen a través de fibra
óptica y tiene un tamaño de pixel de
50 x 50 µm2.
Los rayos X llegan al centelleador
de 140 µm de espesor atravesando una
ventana de 1 mm de espesor de carbo-
Figura 2: Curvas de dosis correspondiente a las medidas experimentales y de MCNP5 (espectro 70 keV).
MODELO MCNP5
El modelo de simulación realizado
con el programa MCNP5 incluye la
fuente de rayos X, la cuña de PMMA y
el flat panel. La geometría del modelo
se muestra en la Figura 1. La fluencia
de fotones se mide en el GOS mediante el registro F4MESH [1]. La fluencia
de fotones se ha convertido en dosis
utilizando los coeficientes másicos de
absorción  µρ  proporcionados por el
National Institute of Standards and Technology (NIST) [5]. Como resultado
se obtiene una curva de dosis cuyas
unidades son µGy por fotón emitido.
El número de partículas simuladas
ha sido de 500 millones para obtener
unos errores relativos inferiores al
1 %. Se ha activado el MODE P, E para seguir las trayectorias de los fotones y los electrones y se ha utilizado
un valor de corte para los electrones
de 5 keV con el fin de reducir el tiempo de computación. Los espectros
teóricos de rayos X se han obtenido
del catálogo de espectros IPEM 78 [4].
en
Figura 3: Matriz respuesta.
Figura 5: Curva L (la esquina da el óptimo valor de k).
Figura 4: Valores singulares de la matriz de respuesta R.
La comparación entre la curva de
dosis obtenida experimentalmente y
la simulada para el espectro de 70 kVp
se muestra en la Figura 2. Como se
puede ver, la curva de dosis obtenida con MCNP5 incluye las barras de
error 3σ y, en general, se observa un
buen acuerdo entre ambas curvas.
Métodos de reconstrucción
La relación entre la curva de dosis
y el espectro primario está definida
por la matriz respuesta (R), la cual se
puede obtener simulando varios haces
monoenergéticos y obteniendo sus correspondientes curvas de dosis:
r r
(1)
R⋅s = m
mente tienden a cero. Además, dicha
matriz se puede considerar como una
matriz de rango deficiente, lo que significa que existe un gran número de
soluciones para resolver elrproblema
r
de mínimos cuadrados R%s − m . La
solución óptima se puede obtener generando una nueva matriz de respuesta Rk, en la cual se han eliminado las
partes de la solución que corresponden a los valores singulares de menor
valor [3, 6].
De este modo se obtiene un vector
que es solución del siguiente problema de optimización:
r r
r
min s 2 sujeto a min Rk s − m 2 (2)
vector residuo para diferentes valores singulares da lugar a la curva L
(Figura 5), criterio que se utiliza para
seleccionar el parámetro de truncamiento, k, y da el número de valores
singulares que se debe considerar. El
valor óptimo de k se corresponde con
el valor de la esquina de la curva L,
ya que dicho valor minimiza simultáneamente la solución y la norma del
residuo.
RESULTADOS Y DISCUSIÓN
La elección del parámetro k es muy
importante para una óptima reconstrucción del espectro. En la Figura 6 se
muestra la reconstrucción del espectro
Utilizando
el método MTSVD la
de 50 kVp cuando se varía el valor del
r
r
norma, s 2 , del problema de minidonde, s es el espectro
primario que
parámetro k.
r
se desconoce y m la curva de dosis
mización (2), esr reemplazada por la
Si el valor escogido es demasiado
seminorma L s , donde L P es una
registrada.
bajo el espectro reconstruido tiene una
En la Figura 3 se muestra la matriz
aproximación discreta del operador
resolución pobre, mientras que a merespuesta del sistema, donde se puederivativo p-th [3]. La representación
dida que aumenta el valor de k empiede la norma solución y la norma del
de observar un cambio de pendiente
zan a aparecer fuertes fluctuaciones y
brusco a 50 keV, corresruido en el espectro.
pondiente al borde K del
Utilizando las curvas
GOS.
de dosis experimental y
Una vez conocida la masimulada obtenidas para
triz respuesta, la ecuación
diferentes voltajes y la
(1), teóricamente, permite
matriz respuesta se han
obtener
reconstruido los especr el espectro primario s . Sin embargo, como
tros correspondientes
la determinación de dicha
tanto a las simulaciones
matriz se ve afectada por
como a las medidas exnumerosos errores se es-r
perimentales. Los especcoge una aproximación
tros reconstruidos se han
r s%
al espectro primario s , de
comparado con sus resmodo que, se minimiza la
pectivos teóricos extraínorma
dos del IPEM 78.
r r del vector residuo
R%s − m . La matriz R está
En la Figura 7 se mues2
mal condicionada (númetra una comparación
ro de condición 6,2·1019).
entre el espectro teórico,
Los valores singulares de
experimental y simulala matriz de respuesta R
do para 60 kVp. Como
se muestran en la Figura 4.
se puede ver, el BremssComo se puede ver los Figura 6: Espectro reconstruido mediante MTSVD (50 kVp) variando el
trahlung se desplaza ligevalores singulares rápida- número de valores singulares.
ramente a bajas energías
{
{ }
p
2
}
Figura 7: Espectro reconstruido de 60 kVp mediante MTSVD (k=5).
en comparación con la distribución
teórica.
Cuando el voltaje del espectro de
rayos X es mayor de 70 kVp aparecen
las líneas características del tungsteno
(Kα, Kβ) como se muestra en la Figura
8 para el espectro de 80 kVp. Como se
observa en dicha Figura 8, el método
no es capaz de reconstruir las líneas
características que se confunden con
el Bremsstrahlung. Además, al igual
que ocurre con el espectro de 60 kVp,
el Bremsstrahlung está desplazado en
comparación con el espectro teórico.
A la vista de los resultados se concluye que el borde K del GOS no afecta en la reconstrucción del espectro
cuando se utiliza el método de reconstrucción MTSVD.
Se ha calculado el error cuadrático
mínimo para cada uno de los espectros
reconstruidos en comparación con el
espectro del IPEM 78 obteniendo un
valor inferior al 15 %, en cualquier caso.
CONCLUSIONES
En este trabajo se presenta una técnica
mixta experimental-Monte Carlo con
el fin de estimar el espectro primario
de rayos X en el intervalo de energías
de radiodiagnóstico utilizando un flat
Figura 8: Espectro reconstruido de 80 kVp mediante MTSVD (k=5).
panel y una cuña de PMMA. El sistema propuesto necesita una matriz
respuesta que se obtiene utilizando
un modelo de MCNP5. Puesto que
dicha matriz respuesta está mal condicionada es necesario utilizar métodos
de reconstrucción para poder obtener
una matriz pseudoinversa. Se ha probado que el método MTSVD se puede
utilizar para esta finalidad, pero hay
que seleccionar el parámetro de truncamiento óptimo, k, mediante el criterio de la curva L. Este método permite reconstruir el Bremsstrahlung con
resultados aceptables (RMS < 15%),
pero sin embargo, no es capaz de reconstruir las líneas características del
tungsteno que aparecen a determinados voltajes.
AGRADECIMIENTOS
Este trabajo, ha sido parcialmente financiado por la Generalitat Valenciana
dentro del proyecto de investigación
GVPRE/2008/136, y la Universidad
Politécnica de Valencia dentro del proyecto PAID-06-07-3300.
Así como por la beca de Formación
de Profesorado Universitario (FPU)
del Ministerio de Educación y Ciencia,
referencia AP2009-2600.
REFERENCIAS
[1]. X-5 MONTE CARLO TEAM,
“MCNP – A General Monte
Carlo Nparticle Transport
Code, Version 5” LA-UR-031987, Los Alamos National
Laboratory, April, 2003.
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tools Version 3.0 for Matlab 5.2,
Numer. Algorithms 20 (1999)
195–196.
CENTRALES NUCLEARES
ESPAÑOLAS febrero 2013
Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX
COFRENTES
IBERDROLA G. 100%
1.092 MW
ENDESA G. 36%,
IBERDROLA G. 53%, UFG 11%
ALMARAZ
Almaraz I
1.035,27 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
Febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
352.026
339.267
382
49,92
56,85
1
0
0
0
416.123
398.624
537,5
28
37,96
3
0
1
0
218.424.649
209.902.409
239.818
81,52
85,94
92
6
19
39
ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%
Almaraz II
1.045 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
Febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
704.686
681.037
672
100,40
100
0
0
0
0
1.485.709
1.435.686
1.416
100,46
100
0
0
0
0
214.867.128
207.209.451
231.210,5
86,67
89,72
69
6
22
32
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
Sta. Mª DE GAROÑA
466 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
ASCÓ
Ascó I
1.032,5 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
Febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
702.000
675.995
672
101,18
100
0
0
0
0
1.477.920
1.419.654
1.416
99,45
100
0
0
0
0
204.037.520
195.875.866
214.343,33
86,70
89,39
58
4
12
27
ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%
Ascó II
1.027,2 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
Febrero
687.170
660.520
672
99,55
100
0
0
0
0
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
1.446.530
1.387.811
1.416
99,36
100
0
0
0
0
203.350.350
195.215.346
213.671,33
86,66
89,36
58
4
12
27
1.066 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
VANDELLÓS II
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
732.307
704.837
672
99,79
100
0
0
0
0
1.554.024
1.495.891
1.416
100,50
100
0
0
0
0
221.657.606
213.450.555
222.334,53
86,73
89,01
96
7
11
32
NUCLENOR (ENDESA G. 50%,
IBERDROLA G. 50%)
Febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
133.335.074
126.976.805
302.218,01
78,51
82,24
150
9
62
59
UFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,
HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%
TRILLO I
ENDESA G. 100%
Febrero
Febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
711.263
667.736
672
99,29
100
0
0
0
0
1.498.177
1.406.401
1.416
99,25
100
0
0
0
0
198.676.443
186.018.910
190.803
86,13
87,88
11
18
28
32
ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%
1.087,14 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
Febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
728.205
700.248,5
672
99,68
100
0
0
0
0
1.534.337
1.474.882,2
1.416
99,68
100
0
0
0
0
187.812.003
179.515.082,48
185.811,14
81,15
84,05
47
0
25
26
LO NUCLEAR EN LOS MEDIOS
MEDIO
ASUNTO
Prensa Nacional LA OMS ADVIERTE DEL RIESGO SOBRE LA
1 de marzo
Prensa
Internacional
1 de marzo
Prensa
Internacional
4 de marzo
5 de marzo
SALUD A LOS RESIDENTES DE LA ZONA
CERCANA A FUKUSHIMA
RESUMEN
Un informe pronostica un aumento de la posibilidad de desarrollar afecciones de cáncer, sobre todo en mujeres. El radio de
acción es limitado y no se prevén problemas ni en el resto de
Japón, ni fuera.
JAPAN PLANS TO RESTART ITS REACTORS
Japan will begin restarting its idled nuclear plants once new
safety guidelines are in place later this year, Prime Minister
Shinzo Abe said Thursday, moving to ensure a stable energy
supply.
DOUBTS CAST ON U.K. PLAN FOR NUCLEAR
POWER PLANTS
British panel is worried about lack of contingency strategy as
costs soar. Replacing the country’s aging network of nuclear
power stations is a major component of the government’s strategy
to lower 1990 levels of greenhouse gas emissions by 80 percent
by 2050.
RESULTADO DE LOS TEST DE ESTRÉS DE
ASCÓ Y VANDELLÒS
El director de Servicios Técnicos de la Associació Nuclear AscóVandellòs presentará los resultados de los test de estrés a los
que se han sometido las centrales nucleares de Tarragona
Prensa Nacional GAROÑA SOLICITA UN ALMACÉN TEMPORAL A pesar de lo que «pueda parecer», la tramitación de este per6 de marzo
PARA SUS RESIDUOS
miso «no tiene nada que ver» con el posible cierre de la central», puntualizó Nuclenor, propietaria de la central nuclear.
7 de marzo
JAUME GINÉ DAVÍ, PROFESOR DE LA
FACULTAD DE DERECHO DE ESADE
La energía nuclear se relanza en Asia. Las necesidades energéticas de India y China son inmensas. Pese a lo ocurrido en
Fukushima, el mercado mundial de construcción de centrales
nucleares seguirá en alza en los países emergentes”.
7 de marzo
LUIS ENRIQUE HERRANZ. DIRECTOR DE
SEGURIDAD NUCLEAR DEL CIEMAT
El científico defiende que es la energía “más limpia” y las
centrales españolas “muy seguras”. “El accidente nuclear de
Fukushima no dejó víctimas; el tsunami se llevó a 20.000”.
FUKUSHIMA WORK PROGRESSES
Almost two years after the devastating nuclear accident at
Fukushima Daiichi, the plant operator said it was ahead of schedule in fixing what some people say has been the most worrisome problem: tons of spent fuel rods sitting in on open pool of
water atop one reactor.
Prensa
Internacional
7 de marzo
El objetivo es reunir a todo un grupo de empresas, líderes en
este sector, para aunar sinergias en todo lo relativo a las infraesdiariomontañés CANTABRIA TENDRÁ SU PROPIO
tructuras y el conocimiento, y conseguir, de este modo, nuevos
10 de marzo “CLUSTER” DE LA INDUSTRIAS NUCLEARES
proyectos de adjudicación, así como programas de I+D+i, tanto
nacionales como europeos.
ARABIA APUESTA POR LAS RENOVABLES Y
10 de marzo LA NUCLEAR
Prensa Nacional
11 de marzo
DOS AÑOS DESPUÉS DE FUKUSHIMA
FRANCISCO LÓPEZ, NUEVO PRESIDENTE
12 de marzo
DE LA SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA
Prensa Nacional JAPÓN ESTUDIA RETOMAR LA ENERGÍA
12 de marzo NUCLEAR
Actualmente, toda la capacidad de generación eléctrica es térmica, alimentada por petróleo y fuel. Para más adelante, con
la vista ya puesta en el 2032, los planes contemplan que a la
electricidad generada a partir de renovables se le sumen 17 gigavatios de origen nuclear.
Japón planea retomar la energía nuclear dos años después del
peor desastre desde Chernóbil. El nuevo gobierno estudia conectar los reactores seguros de la planta
Director de la división nuclear de Iberdrola Energía, compatibilizará sus cargos en Iberdrola y en la SNE, una asociación sin
ánimo de lucro que agrupa a profesionales e instituciones para
promover el conocimiento de la tecnología nuclear.
Dos años después del ‘tsunami’, el Gobierno conservador de Japón se plantea reconectar los reactores nucleares que se crean
seguros y construir nuevas plantas. Sólo dos de las 50 centrales
siguen operativas tras la tragedia de marzo de 2011.
JOSÉ MANUEL SORIA, MINISTRO DE
14 de marzo INDUSTRIA, ENERGÍA Y TURISMO
Durante su intervención en el Foro de ABC, Soria insistió en que
el Ejecutivo del PP “no renuncia a ninguna fuente energética”
y, en este sentido, confirmó que mantiene conversaciones con
los operadores (Iberdrola y Endesa) de la central nuclear de Garoña.
NUCLENOR PLANTEA MANTENER
La empresa informó ayer de sus proyectos a los alcaldes del raACTIVIDAD ECONÓMICA TRAS EL CIERRE DE dio de diez kilómetros en torno a Garoña, integrados en AMAC,
14 de marzo GAROÑA
quienes hacen una lectura positiva de esta noticia.
Prensa Nacional EL CERN CONFIRMA EL DESCUBRIMIENTO
15 de marzo DEL BOSÓN DE HIGGS
Prensa Nacional UN APAGÓN DEJA SIN REFRIGERACIÓN A
20 de marzo FUKUSHIMA
Prensa Nacional RESTAURADA LA REFRIGERACIÓN EN LA
21 de marzo CENTRAL DE FUKUSHIMA
ENRESA ADJUDICA TRES CONTRATOS PARA
EL ALMACÉN NUCLEAR DE VILLAR DE
22 de marzo
CAÑAS (CUENCA)
24 de marzo
24 de marzo
El Centro Europeo de Investigación Nuclear (CERN) reveló ayer
que el análisis de los trazos de una nueva partícula elemental,
cuyo descubrimiento se anunció el pasado julio, «indica fuertemente» que se trata del buscado bosón de Higgs. Así se confirma uno de los mayores hallazgos en el mundo de la Física.
El incidente pone de manifiesto la fragilidad de la planta, gravemente dañada por el tsunami del 11 de marzo de 2011.
Los sistemas de refrigeración de las piscinas de combustible
gastado en la central nuclear de Fukushima quedaron ayer completamente restaurados tras permanecer detenidos desde el lunes debido a un apagón, informó la empresa operadora de la
planta.
El consorcio formado por Gas Natural Fenosa Engineering e
Iberdrola Ingeniería se ha adjudicado dos de los tres contratos
licitados para la construcción del ATC. Por otra parte, Enresa ha
asignado la ingeniería principal al consorcio formado por Westinghouse y Empresarios Agrupados.
ANTONIO CORNADÓ, NUEVO PRESIDENTE
DEL FORO NUCLEAR
El nombramiento se hará oficial después de Semana Santa. Cornadó sustituye a María Teresa Domínguez y compaginará de momento el cargo con el de director de Comunicación y Relaciones
Institucionales de Nuclenor, la empresa propiedad al 50% de
Endesa e Iberdrola que gestiona Garoña.
SUECIA ALBERGARÁ EL COLISIONADOR DE
NEUTRONES MÁS PRECISO DEL MUNDO
España es uno de los socios principales en la construcción del
ESS (Fuente de Neutrones por Espalación). La participación nacional corre a cargo del Centro ESS Bilbao y de científicos que
diseñarán la primera parte: el túnel de aceleración de los protones.
Ha afirmado que no ve razonable que, “por razones fiscales”, se
haga “inviable”, desde el punto de vista empresarial, la central
GALÁN NO VE RAZONABLE HACER INVIABLE
25 de marzo
nuclear de Garoña, que es “eficiente, segura” y está en “perfecGAROÑA
tas condiciones” para seguir funcionando según “lo ha reconocido”, entre otros, el Consejo de Seguridad Nuclear español.
Prensa Nacional
26 marzo
4.800 MILLONES PENDIENTES DE COBRO
FUSIÓN NUCLEAR. TECNOLOGÍA ESPAÑOLA
27 de marzo EN UN REACTOR NIPÓN
Prensa Nacional
28 de marzo
HEMEROTECA. HACE 50 AÑOS. PRIMERA
CENTRAL NUCLEAR (1963)
IBERDROLA ADELANTA A SIEMENS EN
31 de marzo BERLÍN
Las eléctricas acumulan derechos de cobro del déficit de tarifa del sistema eléctrico por valor de4.807 millones de euros al
cierre de 2012. Del total, 2.500 millones corresponden a 2010
y 2.307 a 2011.
El reactor eurojaponés de fusión JT-60SA, una instalación satélite del proyecto ITER, ha empezado a montarse en Japón. La
base del criostato del JT-60SA ha sido diseñada y construida
en España
La preocupación del Gobierno por la utilización y desarrollo en
nuestro país de la técnica de la energía nuclear, ha aconsejado autorizar el establecimiento de la central nuclear solicitada
por ‘Unión Eléctrica Madrileña’ al Ministerio de Industria. Dicha
central se instalará con una potencia de 60.000 kilowatios en
Zorita de los Canes (Guadalajara).
Ha conseguido un contrato de construcción en Alemania que
asciende a 250 millones de euros. Su principal actividad es la
ejecución de proyectos llave en mano de generación, energía
nuclear, redes y energías renovables.
Secciones FIJAS
Noticias de la SNE
ALFONSO DE LA TORRE,
PRESIDENTE DE LA COMISIÓN
DE TERMINOLOGÍA
Luis Palacios ha cedido el
testigo de la Comisión de
Terminología a Alfonso de
la Torre. El nuevo presidente es ingeniero industrial
por la Universidad Politécnica de Madrid, ha desarrollado su carrera profesional en el Proyecto Trillo
al que se incorporó en su
comienzo, en 1976 y donde ha ocupado diferentes
responsabilidades hasta su
prejubilación tras la fusión
de CN Trillo con CN Almaraz. Ha sido presidente de
la Comisión de Publicaciones y secretario general de
la SNE, colaborador del Foro de la Industria Nuclear,
habiendo publicado diver-
sos artículos, y contenidos
en el Diccionario Español
de la Energía.
rrolla su tesis doctoral sobre
herramientas de simulación
para reactores rápidos.
RENOVACIÓN EN JÓVENES
NUCLEARES
VISITA GUIADA A LA
EXPOSICIÓN “EL LEGADO DE LA
CASA DE ALBA”
Raquel Ochoa Valero sustituye a Luis Yagüe en la presidencia de la Comisión Jóvenes Nucleares.
Raquel es ingeniero industrial por la Universidad Politécnica de Madrid
(UPM), con especialidad
en Técnicas Energéticas y
Máster en Ciencia y Tecnología Nuclear por la UPM.
Actualmente es investigadora en el Grupo “Ciencia y
Tecnología de sistemas avanzados de fisión nuclear” en el
Departamento de Ingeniería
Nuclear de la UPM dentro del
proyecto colaborativo europeo
CP-ESFR, a la vez que desa-
La Comisión de Programas
organizó una visita guiada
a esta exposición el pasado
mes de febrero.
Se trata de la selección
más extensa, jamás mostrada, de la colección de la Casa de Alba.
Entre las piezas expuestas destaca el espectacular
muestrario de genios de la
pintura de la herencia artística del Palacio de Liria, residencia emblemática de la
familia noble en Madrid. En
El Legado Casa de Alba se
pueden ver obras de Tiziano, Murillo, Ingres, Renoir,
Rubens, Ribera, Zurbarán y
Zuloaga, entre otros.
La obra más emblemática
y reconocible es La duquesa de Alba de blanco, pintada por Francisco de Goya en 1795, que rivaliza en
protagonismo con la tabla
de Fran Angélico, La Virgen
de la granada, obra maestra que la Fundación Casa
de Alba expone por primera vez.
En un primer apartado se
hizo un recorrido por el papel de la Casa de Alba en
la historia, un punto en el
que destaca la colección de
cartas de Cristóbal Colón.
El segundo capítulo de la
exposición se refiere al papel
de la familia como mecenas
y es donde se concentra la
mayoría de la obra pictórica
expuesta como Paisaje con
fortín y Paisaje con pastores,
obras singulares del pintor
José de Ribera.
Por último, la tercera parte, acerca al papel social de
la familia a lo largo de los
siglos por medio de objetos
personales y familiares. Un
aspecto nada desdeñable
teniendo en cuenta el peso
que la Casa de Alba mantiene en las relaciones de sociales y culturales a día de
hoy, y por la que es popularmente conocida.
EMPRESAS
CLUSTER NUCLEAR
DE CANTABRIA
Reforzar el sector de la
energía nuclear de la comunidad autónoma cántabra,
incrementar la competitividad y las oportunidades de
negocio de las empresas,
aunar esfuerzos y experiencias, promover la formación
y contribuir a la reactivación
económica y a la creación
de empleo cualificado.
Estos son los objetivos del
Cluster de la Industria Nu68 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2013
clear de Cantabria que el día
11 de marzo presentó el presidente regional, Ignacio Diego. Una asociación promovida por el Gobierno regional,
que ejerce de “catalizador”
de la iniciativa, y en la que
participan la Universidad de
Cantabria (UC), el Centro
Tecnológico de Componentes (CTC) y cinco empresas
de la región vinculadas a este ámbito: Equipos Nucleares S. A. (ENSA), CIC Consulting Informático, Enwesa,
Leading Enterprises y Norca
Ingeniería de Calidad.
Este Cluster, el primero
de España, nace para potenciar la presencia de las
empresas de Cantabria en
el desarrollo de las oportunidades que ofrece hoy en
día el mercado nuclear, entre las que Diego ha citado
el Almacén Temporal Centralizado (ATC) de residuos,
que se va a ubicar en Villar
de Cañas (Cuenca) y conlleva una inversión de 1.200
millones de euros; el proyecto de Reactor de Fusión
ITER, que se desarrolla en
Cadarache (Francia) con un
presupuesto aproximado de
14.000 millones de euros
y la participación de potencias mundiales como China,
Corea del Sur, EEEUU, India, Japón, Rusia y la Unión
Europea, así como las inversiones derivadas de los
cambios de regulación de
las centrales derivados de la
catástrofe de Fukushima.
El presidente cántabro
aseguró que el sector nuclear
de la región cuenta con “potencial suficiente” para hacer
frente a estos “retos y oportunidades”, y ha confiado en
que en el futuro este grupo
se incremente con nuevas
adhesiones de industrias colaboradoras.
A la experiencia y trayectoria de nuestras empresas,
Ignacio Diego ha sumado la
aportación que pueden hacer
la UC, a través del Laboratorio de la División de Ciencia
e Ingeniería de los Materiales
(LADICIM), y el CTC, con su
Unidad de Energía Nuclear.
En su opinión, los valores de cooperación, complementariedad, especialización
e incremento del poder de
negociación que se desprenden de los clusters permitirán mejorar las opciones de
Cantabria de participar en
los proyectos del sector en
los próximos años, además
de crear empleo cualificado
en la Comunidad, acceder a
nuevos sectores tecnológicos
y nuevos mercados, y dinamizar este ámbito.
En la presentación, Diego
estuvo acompañado por el
consejero de Innovación e Industria, Eduardo Arasti, y representantes de las diferentes empresas e instituciones
de la asociación, como Federico Gutiérrez-Solana (UC),
Iñaki Gorrochategui (CTC) o
Eduardo González Mesones
(ENSA), entre otros.
Eduardo Arasti hizo hincapié en que este Cluster
es el primero que se crea
en España y que contribui-
rá a potenciar la “innegable
fortaleza” de Cantabria en
materia nuclear.
Por su parte, Federico
Gutiérrez-Solana y Eduardo
González-Mesones felicitaron
esta iniciativa del Gobierno
regional que facilitará el intercambio de experiencias, la
generación de sinergias y la
posibilidad de ofrecer desde
Cantabria productos y servicios de alta calidad.
Los miembros del Cluster
La Universidad de Cantabria,
desde hace 30 años, ha estado vinculada a la industria
nuclear a través del LADICIM
y ha realizado numerosos
proyectos de I+D de convocatorias públicas o con entidades privadas nacionales e
internacionales, proyectos relacionados con la integridad
estructural de componentes
nucleares, la optimización
de los procesos de caracterización de materiales en los
programas de vigilancia de
vasijas y la modelización de
sus procesos de deterioro y
envejecimiento.
El Centro Tecnológico de
Componentes viene desarrollando su actividad de I+D
en proyectos que abordan el
diseño y análisis de componentes nucleares, colaborando directa y estrechamente
con ENSA. Su aportación al
futuro Centro Tecnológico
de Enresa, dentro del ATC,
puede ser de gran interés.
ENSA, además de ser referente internacional en la
industria nuclear, tiene capacidad para fabricar equipos específicos del ATC,
singularmente los compo-
nentes de almacenamiento
del combustible gastado.
La empresa ha conseguido hace tan solo unos meses un contrato de más de
74 millones de euros para
el ensamblaje de los componentes estructurales que
conformaran el núcleo del
reactor del ITER.
En el mismo proyecto,
Leading Enterprises ha logrado, junto con otros socios, un importante contrato
tecnológico, que representará más de 40 millones de
euros de cifra de negocio en
los próximos diez años, para
el desarrollo de los paneles
de recubrimiento interior del
reactor de fusión ITER.
CIC, que dedicada a la ingeniería de software, telecomunicaciones y consultoría,
aporta una dilatada experiencia en el sector nuclear
y cuenta con sistemas de información operando en todas las centrales españolas.
Norca es una empresa especializada en servicios enfocados relacionados con la
calidad, la ingeniería y la protección radiológica. Desarrolla su actividad especialmente en sectores con elevados
requisitos de seguridad y calidad, como el sector nuclear.
Enwesa Operaciones aporta una dilatada trayectoria
en servicios dirigidos al sector nuclear, al que presta un
amplio catálogo de servicios
de mantenimiento y reparación, entre otros.
TECNOLOGÍA ENUSA PARA EL
MERCADO NUCLEAR CHINO
Enusa ha firmado recientemente un contrato con el fabricante de combustible chi-
no CNNC JianZhong Nuclear
Fuel Co. (CJNF) para el diseño, fabricación y suministro
de un equipo de alta tecnología que se encargará de la
inspección mediante ultrasonidos de barras combustibles
y cuyo diseño es equivalente
a los instalados en la fábrica de Juzbado. El equipo se
realizará en colaboración con
Tecnatom (empresa española líder en servicios globales
de ingeniería avanzada que
desarrolla sus actividades en
más de treinta países), con
quien Enusa tiene suscrito un
acuerdo de colaboración para comercializar estos equipos. Enusa será la encargada
del liderazgo comercial y de
aportar la tecnología, y Tecnatom de fabricar el equipo.
El nuevo equipo comenzará a fabricarse de inmediato,
y el plazo de entrega está fijado para finales de este año
2013.
Primera venta de tecnología
propia al exterior
Este nuevo contrato supone una importante novedad
en la trayectoria de la empresa, ya que es la primera
venta de Enusa en el mercado nuclear chino. La empresa estatal está haciendo
un importante esfuerzo por
mantener su competitividad, abriendo nuevas líneas
de negocio que respondan a
las exigencias cada vez mayores del contexto económico actual, y apostando por
la apertura a nuevos mercados, como son China o
Brasil. Con ello, también se
busca responder a los requisitos de internacionalización
que marca SEPI.
SECCIONES FIJAS
Además, se trata de la
primera venta de un equipo desarrollado con tecnología propia. Este tipo de
tecnología se viene aplicando en la fábrica de Juzbado desde hace años, y
ahora Enusa y Tecnatom la
ponen por primera vez en
el mercado al servicio de
otras fábricas similares. La
fábrica de Juzbado cuenta
desde hace años con dos
equipos de este tipo, estrechamente vinculados a la
calidad final del producto
ya que permiten detectar
la presencia de defectos
en las soldaduras de las
barras combustibles con
gran precisión. Este acuerdo es el cierre a un lar-
go periodo de más de tres
años de discusiones técnicas y negociaciones entre
las partes.
CJNF
El fabricante de combustible chino CJNF pertenece al conglomerado estatal CNNC (China National
Nuclear Co.). CJNF opera
la principal instalación de
fabricación de combustible
nuclear en el país asiático,
situada en la ciudad de Yibin, provincia de Sichuan.
La fábrica de Yibin prevé
triplicar su capacidad instalada hasta el año 2020,
debido al rápido crecimiento de la demanda de combustible en China.
NOMBRAMIENTOS
ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA • ÚLTIMA HORA •
NOMBRAMIENTOS EN EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
Al cierre de esta edición, el Consejo de Ministros ha aprobado los
nombramientos de Antonio Munuera Bassols y de
María Fernanda Sánchez
Ojanguren, como director técnico de Seguridad
Nuclear y directora técnica de Protección Radiológica del Consejo de
Seguridad Nuclear, respectivamente.
Antonio Munuera es licenciado en Ciencias Físicas por la Universidad
Complutense de Madrid
(UCM) y pertenece a la
Escala Superior del Cuerpo Técnico de Seguridad
Nuclear y Protección Radiológica del CSN.
En la Subdirección de
Ingeniería de la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear del CSN ha
sido, sucesivamente, jefe
de Unidad, jefe de Área
de Sistemas Nucleares
y subdirector, puesto que
ocupa desde 2000. Estuvo
destacado en la Comisión
Regulatoria Nuclear de Estados Unidos y ostenta actualmente la representación
del CSN en el Grupo de Trabajo sobre Seguridad Nuclear de la Unión Europea.
Ha participado en la evaluación en las pruebas de
resistencia de las centrales
nucleares españolas como
consecuencia del accidente de la central de Fukushima.
María Fernanda Sánchez
Ojanguren es doctora en
Química Industrial por la
UCM y pertenece a la Escala Superior del Cuerpo Técnico de Seguridad Nuclear
y Protección Radiológica
del CSN.
Ha trabajado en la antigua Junta de Energía Nuclear, hoy Ciemat, y en el
desarrollo de diversas labores técnicas relacionadas
Toma de posesión de Antonio Munuera y Mª Fernanda Sánchez.
con la seguridad nuclear y
protección radiológica. Desde 1996 ha sido asesora de
diversos miembros del CSN,
así como jefa de Relaciones
Institucionales de la presidenta del organismo.
Sánchez Ojanguren fue
miembro de la Comisión de
Publicaciones de la SNE en-
tre los años 1997 y 2002.
Estos nombramientos se
suman al de Mª Luisa Rodríguez López como secretaria general del CSN. Nacida en Madrid, Rodríguez
es licenciada en Derecho
por la UCM y abogada experta en Derecho de las
Telecomunicaciones.
El Pleno
El Pleno del Consejo de Seguridad Nuclear ha quedado
constituido de la siguiente manera:
- Presidente: Fernando Marti Scharfhausen
- Vicepresidenta: Rosario Velasco García
- Fernando Castelló
- Antoni Gurguí
- Cristina Narbona
La toma de posesión del Pleno del CSN tuvo lugar en el Salón de
Conferencias de la Cámara Baja, más conocido como Salón de los
Pasos Perdidos, con la presencia del presidente del Congreso, Jesús
Posadas, y el ministro de Industria, Energía y Turismo, José Manuel
Soria. © CSN
ANTONIO CORNADÓ,
PRESIDENTE DE FORO
NUCLEAR
La Asamblea General de Foro
de la Industria Nuclear Española ha nombrado a Antonio
Cornadó Quibús presidente
de la asociación.
En su intervención en la
toma de posesión, Cornadó
agradeció la labor realizada
por María Teresa Domínguez en los últimos cinco
años, haciendo frente a los
importantes retos que se
han producido en el conjunto del sector nuclear nacional e internacional durante
este periodo.
El nuevo presidente de Foro
Nuclear subrayó la necesidad
de continuar por la senda emprendida por Foro Nuclear en
el periodo reciente. Al mismo
tiempo, consideró necesario potenciar la atención al
conjunto de la industria nuclear, ya que se trata de un
sector indispensable, muy dinámico y prestigioso, con un
gran potencial de crecimiento en el mercado mundial.
Para Antonio Cornadó, “el
sector nuclear es estratégico
para la economía del país y
las empresas que lo integran
mantienen un decidido compromiso con la seguridad nuclear, aportando a la sociedad
española un alto valor añadido y dando empleo estable y
de calidad a miles de trabajadores”.
Cornadó es licenciado en
Ciencias de la Información
por la Universidad de Navarra, y desde 1997 es director
de Comunicación de Nuclenor, cargo que compaginará
con la presidencia de Foro
Nuclear.
Entre 2006 y 2010 fue
responsable del programa de
comunicación y relaciones
institucionales de Nuclenor
para la renovación del permiso de funcionamiento de
la central de Santa María de
Garoña.
Ha sido también representante español en el Joint Information Committee, y es
uno de los representantes de
Unesa en el Comité Asesor
para la información y la participación pública del CSN.
Desde 2008 es profesor invitado del Máster de Comunicación Política y Corporativa
de la Facultad de Comunicación de la Universidad de
Navarra.
Antonio Cornadó fue presidente del Comité Organizador de la 37a Reunión Anual
de la Sociedad Nuclear Española, celebrada en Burgos
en 2011.
Desde las páginas de Nuclear España le deseamos
éxito en esta nueva andadura.
JAVIER DIES,
VICEPRESIDENTE DE ENEN
El día 1 de marzo tuvo lugar
en Viena la asamblea general de la European Nuclear
Education Network (ENEN),
en la que participan 64 instituciones relacionadas con
la formación en la ingeniería nuclear, básicamente
universidades y empresas.
En esta asamblea, Javier Dies, catedrático de
Ingeniería Nuclear en la
Universidad Politécnica de
Cataluña y socio de la SNE,
resultó elegido vicepresidente de ENEN.
Noticias del MUNDO
EL CONSEJO DE MINISTROS
DE JAPÓN SE RETRACTA DEL
CIERRE NUCLEAR TOTAL
El Gobierno de Japón ha
aprobado su futura política
energética y medioambiental sin apoyar la retirada de
la energía nuclear para la
década de los 2030.
En un comunicado, el Foro Industrial Atómico de Japón (JAIF) informó que la
política ha sido aprobada
en una reunión del consejo
celebrada el día 19 de septiembre.
Sin embargo, según JAIF,
el consejo no adoptó en
su conjunto el propio documento estratégico, en el
cual se pide la eliminación
de la energía nuclear en Japón para la década de los
2030.
En su lugar, el Consejo de
Ministros optó por una política que permite al Gobierno tomar medidas energéticas y medioambientales en
el futuro, “a la vez que trata
activamente los problemas
con aquellos municipios locales donde se encuentran
las centrales nucleares, así
como con la comunidad internacional y otros”.
En el documento aprobado, se añade: “Lo hará [el
gobierno] mediante la obtención de la comprensión
pública, evaluando y revisando continuamente la situación de forma flexible.”
EN ALEMANIA SE AUMENTA EL
GRAVAMEN ENERGÉTICO EN
UN 47% PARA FINANCIAR LAS
RENOVABLES
En Alemania, el gravamen sobre las facturas de energía doméstica aumentará en casi el
50 por ciento en el año 2013
para financiar la expansión de
las energías renovables, conforme se siga adelante en el
país con la retirada total de la
energía nuclear dentro de una
década.
Los cuatro operadores
de red en el país han fijado la tarifa que se pagará
en 2013 en concepto de la
factura eléctrica en 5,28
céntimos de euro por kilovatio-hora, lo que supone
una subida del 47 por ciento desde los 3,59 céntimos
actuales.
En total, el denominado ‘Umlage’ alcanzará los
20,36 mil millones de euros
el próximo año, han indicado los operadores.
El gravamen es consecuencia de lo previsto en
la Ley de Fuentes de Energía Renovable, en la cual se
promociona la energía renovable principalmente por la
fijación de tarifas de entrada que tienen que pagar los
operadores de red para la
energía renovable introducida en la red eléctrica.
La Ley pretende aumentar la cuota de las fuentes
de energía renovable en el
suministro de electricidad
alemán.
Los cuatro operadores de
red son 50Hertz, TenneT,
Amprion y TransnetBW. Han
emitido un comunicado donde se señala que uno de los
motivos de la subida son las
fluctuaciones entre el suministro previsto y el suministro
real proveniente de las fuentes de energía renovable.
ÍNDICE DE ANUNCIANTES
39 AREVA
65 CENTRAL NUCLEAR
DE COFRENTES
51 CENTRALES NUCLEARES
ALMARAZ-TRILLO
24 DYNATEC
4ªC EMPRESARIOS
AGRUPADOS
25 ENWESA
10 EQUIPOS NUCLEARES S.A.
31 INDRA
4 LAINSA
19 MASA
9 RINGO VÁLVULAS
47 SGS
3ªC TECNATOM
2ªC WESTINGHOUSE
SEDE DE LA REUNIÓN ANUAL
El Centro de Ferias y Convenciones de Reus será la sede
de la 39a Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española.
Inaugurado en 2011, este complejo cuenta con una superficie de 24.000 metros cuadrados y unos equipamientos de primer nivel.
El Centro también cogerá la Exposición Comercial en la que se presentarán los
proyectos, productos y servicios más actuales e innovadores relacionados con
las diferentes aplicaciones de la energía nuclear y que supone una oportunidad
única para los profesionales del sector a la hora de presentar sus empresas.
REUS, MODERNISTA Y MODERNA
Situada en pleno centro de la Costa Daurada, muy cerca de los principales
municipios de la costa, Reus es una ciudad típica catalana, de carácter mediterráneo, reconocida turísticamente como ciudad de compras, así como por
su patrimonio de estilo.
De origen medieval y con casi mil años de historia, la ciudad vivió su momento
de esplendor a partir del siglo XVIII, gracias a la exportación de aguardiente
que producía. A finales del siglo XIX y principios del XX, se construyeron los
grandes edificios de estilo modernista que han convertido a la ciudad en uno
de los centros más destacados en este estilo arquitectónico.
Desde 1857 hasta 1910 fue la segunda ciudad de Cataluña, tras Barcelona,
pero su importancia como centro de la provincia decayó en beneficio de Tortosa y, más tarde, de Tarragona.
Actualmente, el espíritu emprendedor que siempre ha caracterizado la ciudad
se ve reflejado en el dinamismo comercial del centro histórico, diversificado y
de gran calidad, y en la intensa vida cultural y festiva, con una amplia programación que se desarrolla a lo largo de todo el año.
El entorno privilegiado de la ciudad, entre el mar y la montaña, permite realizar
diferentes salidas desde Reus para disfrutar de los numerosos atractivos de la
zona, como son la Costa Dorada, Salou, Cambrils, Port Aventura, Tarragona o
la ruta del Císter entre otros.

VANDELLÓS II - Sociedad Nuclear Española

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