CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO - Sociedad Nuclear Española

Transcripción

Nuclear España
L A R E V I STA D E LO S P R O F E S I O N A L E S D E L S E CTO R N U C L E A R
Nº 342•JULIO-AGOSTO 2013
CENTRAL NUCLEAR
DE TRILLO
Eduardo
LASSO
DE LA VEGA
Director general de
Centrales Nucleares
Almaraz-Trillo, A.I.E.
Aquilino
RODRÍGUEZ
Nuclear España • Nº 342 • Julio-Agosto 2013
Director de la central
nuclear de Trillo
25 años de operación
(1988-2013)
SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA
Nuclear España
LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES
DEL SEC TOR NUCLEAR
NÚMERO 342. JULIO-AGOSTO 2013
SUMARIO
E N T I DA D D E U T I L I DA D P Ú B L I C A
Campoamor, 17, 1.° - 28004 MADRID
Tels.: 91 308 63 18/62 89
Fax: 91 308 63 44
[email protected]
www.sne.es
JUNTA DIRECTIVA
2 EDITORIAL
3 INTRODUCCIÓN
Eduardo LASSO DE LA VEGA.
Director general de CENTRALES NUCLEARES ALMARAZ-TRILLO, A.I.E.
5 ENTREVISTA
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
Aquilino RODRÍGUEZ.
Director de la central nuclear de Trillo
CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)
10 SOPORTE TÉCNICO DE LA EXPLOTACIÓN
El proceso de Experiencia Operativa en C. N. Trillo. 25 años de implantación,
mejora y consolidación de una idea.
Prevención de riesgos laborales
22 OPERACIÓN. FORMACIÓN DE LICENCIAS /INSTRUCCIÓN IS 11
26 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y MEDIOAMBIENTE
30 MANTENIMIENTO. ALMACENAMIENTO TEMPORAL INDIVIDUALIZADO (ATI)
34 RECURSOS HUMANOS / RELACIONES INSTITUCIONALES
38 MEDIOAMBIENTE. GESTIÓN AMBIENTAL EN CN TRILLO
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, Fernando LEGARDA,
Francisco MARTÍN-FUERTES 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, Carlos GÓMEZ RODRÍGUEZ,
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
60 GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE
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.
67 SECCIONES FIJAS
COMISIÓN DE COMUNICACIÓN
42 RENOVACIÓN DE LA AUTORIZACIÓN DE EXPLOTACIÓN
46 FACTORES HUMANOS
50 ACTUALIZACIÓN TECNOLÓGICA
Presidente: Eugeni VIVES LAFLOR.
Vocales: Jesús CRUZ HERAS, José Luis ELVIRO PEÑA, Montse
GODALL VIUDEZ, Isabel GÓMEZ BERNAL, José Luis MANSILLA
LÓPEZ-SAMANIEGO, Nuria MORAL FERNÁNDEZ, Piluca NÚÑEZ
LÓPEZ y Matilde PELEGRÍ TORRES.
COMISIÓN JÓVENES NUCLEARES
Esta publicación está asociada a la AEEPP, que a su vez es miembro
de CEOE, CEPYME, EMMA y FIPP.
Presidenta: Raquel OCHOA VALERO.
Vicepresidente: Alfonso VINUESA CARRETERO.
Vocales: Alfonso BARBAS ESPA, Almudena DÍAZ MONTESINOS,
Alberto FORONDA DELGADO, Gonzalo JIMÉNEZ VARAS, José
GARCÍA LARUEDO, Nuria MORAL FERNÁNDEZ, Claudio NOGUERA
PEREIRO, Silvia ORTEGA LES, Patricia RUBIO OVIEDO y Javier
SÁENZ DE SANTA MARÍA VALÍN.
COMISIÓN DE TERMINOLOGÍA
Edita
SENDA EDITORIAL, S.A.
Directora: MATILDE PELEGRÍ
Consejero de Redacción: COMISIÓN DE PUBLICACIONES DE LA SNE - Traducciones Inglés: SARA L. SMITH
Diseño y Maqueta: CLARA TRIGO y JOSÉ RIBERA - Administración y suscripciones: LOLA PATIÑO
c/ Isla de Saipán, 47. 28035 MADRID
Phone: (34) 91 373 47 50 • Fax: (34) 91 316 91 77 • e mail: [email protected]
Suscripción: España: 113€ + IVA - Europa: 221€ Otros: 226€
Imprime: IMGRAF, S.L.
Depósito legal: M-22.829/1982 - ISSN: 1137-2885
SOCIOS COLECTIVOS
ACCIONA INGENIERIA
AMARA, S.A..
APPLUS NORCONTROL, S.L.U.
AREVA MADRID
AREVA NC
ASOC. NUCLEAR ASCO - VANDELLOS II
ASTECO Ingeniería
CC.NN. ALMARAZ - TRILLO AIE
CEGELEC, S.A.
CESPA CONTEN, S.A.
CIEMAT
COAPSA CONTROL, S.L.
COLEGIO INGENIEROS C. Y P.
COLEGIO N. INGENIEROS ICAI
COPISA INDUSTRIAL S.A.U
ELECOR, S.A.U.
EMPRESARIOS AGRUPADOS
ENDESA GENERACION, S.A.
ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS
ENWESA OPERACIONES
EPRI
EQUIPOS NUCLEARES, S.A.
EULEN, S.A.
EXPRESS TRUCK S.A.U.
GAMESA, CANTAREY REINOSA, S.A.U.
GAS NATURAL, SDG, S.A
GE - HITACHI NUCLEAR ENERGY
INTERNACIONAL
GEOCISA
HELGESON SCIENTIFIC SERVICE
HIDROELECTRICA DEL CANTABRICO,
S.A.
IBERDROLA GENERACION S.A.U.
IBERDROLA INGENIERIA Y
CONSTRUCCIÓN S.A
IDOM INGENIERÍA INTERNACIONAL
INGECIBER S.A.
LABORATORIOS EICHROM
LOGISTICA Y ACONDICIONAMIENTOS
INDUSTRIALES, S.A.
MANTENIMIENTOS, AYUDA A LA
EXPLOTACION Y SERVICIOS, S.A.
MARSEIN, S.A.
MEDIDAS AMBIENTALES S.L
MOMPRESA
MONCOBRA
NUCLENOR, S.A.
NUKEM TECHNOLOGIES GMBH
PROINSA
PROSEGUR
PRYSMIAN CABLES Y SISTEMAS
RINGO VALVULA S.L.L.
SENER INGENIERIA Y SISTEMAS
SGS Tecnos, S.A.U.
SIEMSA INDUSTRIA, S.A.
TECNALIA
TECNASA
TECNATOM, S.A.
TECNICAS REUNIDAS
UNESA
VECTOR & WELLHEADS ENGINEERING, S.L.
WESTINGHOUSE ELECTRIC SPAIN
WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN
WESTINGHOUSE TECHNOLOGY
SERVICES, S.A.
Nuclear España no se hace responsable de las opiniones vertidas por los autores.
Ningún artículo puede ser reproducido sin autorización expresa del editor.
Presidente: Alfonso DE LA TORRE FERNÁNDEZ DEL POZO
Vocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo ANTOLÍN ÁLVAREZ,
Eugeni BARANDALLA CORRONS, Miguel BARRACHINA GÓMEZ,
José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, José COBIÁN ROA, Luis
PALACIOS SÚNICO y Ramón REVUELTA LAPIQUE.
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
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, Francisco GONZÁLEZ DE LA PEÑA, Antonio
GONZÁLEZ JIMÉNEZ, 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
Opinión pública y percepción social
de la energía nuclear
D
os años después del terremoto de
Fukushima la sociedad tiene mayor conocimiento sobre la tecnología nuclear y su necesaria contribución
para garantizar la estabilidad del sistema
eléctrico. Actualmente hay 438 reactores
nucleares que producen alrededor del
15 % de la electricidad mundial y 63 más
están en construcción. Países que hasta
ahora no han tenido acceso a la energía
nuclear, buscan emplazamientos para la
posible construcción de centrales nucleares. La necesidad de contar con la energía nuclear en aquellos países con planes
energéticos que precisan garantizar el suministro estable de electricidad es un hecho que nadie pone en duda. Sin embargo, la energía nuclear despierta pasiones
a favor y en contra. Nadie es indiferente a
esta tecnología.
El terremoto y posterior tsunami, que
provocaron el accidente de Fukushima
Daiichi, han tenido impacto en la opinión
pública sobre la energía nuclear. Las manifestaciones en contra de la energía nuclear se han producido en todo el mundo,
incluso en aquellos países que no cuentan
con centrales nucleares. Dos años después podemos afirmar que las reacciones
de los países han sido de lo más dispar:
desde el precipitado anuncio alemán de
apagón nuclear hasta la defensa y pasos
decididos por un futuro con tecnología
nuclear de países como Estados Unidos,
China, India, Reino Unido, etc. En España, el debate sobre el mix energético y el
papel de la energía nuclear ya estaba en la
agenda social antes de Fukushima.
El Eurobarometro, herramienta que mide
la postura de los europeos sobre distintas cuestiones, lleva retraso en el asunto
nuclear y no es posible comparar la posición de los europeos antes y después de
Fukushima. Según una encuesta realizada por Ipsos Mori a nivel mundial, la
energía nuclear es la tecnología menos
popular para la producción de electricidad con un 45 % de defensores, y por debajo de otras tecnologías como la energía
solar (96 %), la eólica (93 %), la hidráulica
(91 %), el gas (79 %) y justo por debajo del
carbón (48 %). Por tanto, queda de manifiesto que existe un largo camino para
conseguir una aceptación mayoritaria
de la población sobre el uso de la energía
nuclear.
En los países con centrales nucleares funcionando, los resultados de las últimas
encuestas realizadas indican una tendencia positiva, destacando Reino Unido y
Estados Unidos. En ambos países se han
realizado campañas intensivas de información sobre la energía nuclear con el objetivo, en ambos casos, de que la energía
nuclear debe incrementar su aportación
en el sistema eléctrico. Hay dos excepciones a la mejora de la aceptación social de
la energía nuclear en países con cultura
nuclear: España y Finlandia. En el caso
de Finlandia puede deberse a las complicaciones asociadas a la construcción de
la quinta unidad nuclear, de tecnología
EPR. En el caso de España, parece que el
debate actual sobre la reforma energética
y el futuro de la central nuclear de Santa
María de Garoña han contribuido negativamente al nivel de aceptación pública de
la energía nuclear.
Lógicamente, tras Fukushima, la sociedad se cuestiona sobre los riesgos de la
energía nuclear. De nada sirve insistir
en que todas las actividades industriales
conllevan una probabilidad de riesgo, y
que el riesgo cero no existe. No sorprende
que la sociedad tenga dudas y demande
garantías. La aceptación de la energía
nuclear se conseguirá informando más y
mejor, y ganando credibilidad y confianza, pero sobre todo demostrando día a
día un funcionamiento excelente de todas
las instalaciones nucleares.
El entorno social y económico afecta a los
cambios, preferencias y valores. En concreto, el cambio climático supuso en los
primeros años de la década de 2000 un importante argumento a favor de la nuclear.
Posteriormente, la garantía de suministro
y la no dependencia de recursos naturales
pasaron a ser los argumentos protagonistas. Hoy, el aspecto primordial a favor de
la energía nuclear podría ser, la competitividad de nuestra industria y minimizar
las subidas en el precio del recibo de la luz.
En el último análisis llevado a cabo por
Ipsos Public Affairs para Foro Nuclear (junio 2013), el apoyo a la producción de electricidad mediante centrales nucleares se
mantiene en algo menos de un tercio de la
población, similar al de junio del pasado
año (29 %, en 2013, frente al 31 %, en 2012).
Los que se oponen a la energia nuclear son
mayoría (55 %, en 2013, y 48 %, en 2012) ).
Por lo tanto, la tendencia ha cambiado y no
parece que Fukushima tenga mucho que
ver con el resultado.
La industria nuclear ha pasado por distintas fases en lo que a la comunicación se
refiere. En la actualidad, además del nivel
de seguridad excelente y el funcionamiento impecable de nuestras instalaciones, se
buscan otros argumentos en favor de esta
fuente de energía, que se pongan a disposición del público en general a través de
una buena comunicación. Todos los esfuerzos están encaminados hacia una mayor transparencia y uso de las nuevas tecnologías en las políticas de comunicación,
con el objetivo de aumentar el porcentaje
favorable a la energía nuclear en nuestra
sociedad. Es por ello que el Plan Estratégico de la SNE contempla esta directriz
de potenciar la Comunicación como herramienta fundamental, identificando actuaciones en este ámbito con la máxima
prioridad.
Junta Directiva ■
Central nuclear de Trillo:
25 años de operación (1988-2013)
Eduardo
Lasso
de la Vega
Director general de Centrales
Nucleares Almaraz-Trillo, A.I.E.
Q
uiero aprovechar la oportunidad que me brinda la revista de la Sociedad Nuclear Española para poner
de manifiesto mi reconocimiento a la
trayectoria de los profesionales que
han trabajado en la central nuclear de
Trillo, en estos 25 años de actividad.
La central nuclear de Trillo nació
como un proyecto ilusionante para la
industria nuclear española, al tener la
oportunidad de participar en la construcción de una central nuclear con
la tecnología puntera aportada por
Siemens. Desde el inicio de su explotación, ahora hace 25 años, sus resultados han sido de referencia entre las
centrales de su diseño. Y en ello ha jugado un papel fundamental el equipo
humano que tanto durante la fase de
construcción, como durante toda la
etapa de explotación, ha evidenciado
en todo momento su compromiso con
la explotación segura de la planta.
Efectivamente, durante estos 25
años la seguridad ha sido la prioridad
de la explotación, basada tanto en la
constante actualización tecnológica
de la instalación, como en unos profesionales de un alto nivel técnico, preocupados por su formación continua,
y con unos valores compartidos, en
los que se ha basado una fuerte cultura de seguridad.
A principios de 2000 la central nuclear de Trillo se integra junto con la
central nuclear de Almaraz, creando
la agrupación de interés económico
Centrales Nucleares Almaraz-Trillo
(CNAT). Esta decisión empresarial
supuso para ambas centrales una
oportunidad de crecimiento y mejora, pues posibilitaría potenciar el
intercambio de conocimientos y experiencias entre las dos centrales, de
tecnología diferente, pero con dificultades y retos comunes. A partir de ese
momento ambas organizaciones han
aportado lo mejor de ellas, para formar una cultura en la que se han integrado los valores de los profesionales
de Almaraz y Trillo en una nueva
cultura, la de CNAT.
Tras estos 25 años de explotación, la
central nuclear de Trillo se encuentra
preparada para dar respuesta a los
retos de futuro que se le plantean. Los
estudios y análisis realizados, dentro
del programa europeo de pruebas de
resistencia, han acreditado su robustez para hacer frente a los sucesos
postulados en sus bases de diseño,
disponiendo de márgenes para afron-
tar con garantía sucesos extremos
más allá de esas bases. Las mejoras
que se han planificado van a posibilitar un aumento de los márgenes ante
ese tipo de sucesos extremos.
Junto a ello, el interés por la mejora de su equipo humano lo lleva a
abrirse al exterior, buscando las mejores prácticas a nivel internacional,
mediante el contacto continuo con
organizaciones sectoriales (WANO,
INPO), que se concretan en misiones
técnicas, visitas de intercambio, presencia en los foros internacionales,...
Los profesionales de la central nuclear
de Trillo comparten la estrategia de
buscar las mejores experiencias, tanto
en centrales de igual diseño, como en
las restantes, siendo su primer punto
de referencia la central de Almaraz.
En definitiva, la central nuclear
de Trillo tiene vocación de continuar
otros 25 años de explotación segura,
aportando riqueza a su entorno.
Eduardo Lasso de la Vega es ingeniero de Caminos, Canales y Puertos por la Universidad Politécnica de Madrid (1982), Máster
en Administración y Dirección de Empresas por ICADE (1985) y en Economía y Dirección de Empresas por IESE (1989); y ha
realizado el curso de Tecnología de Reactores Nucleares de INPO para Directivos en el MIT (2008).
Inició su carrera profesional en Hidroeléctrica Española en la División de Ingeniería Civil. Ya en Iberdrola desempeñó la jefatura del Departamento de Organización y, posteriormente, de Planificación del Área de Generación. En 1998 fue nombrado
subdirector Económico-Administrativo de C.N. Trillo, y tras la creación de CNAT ha sido director de Administración y director
de Control y Medios. Desde enero de 2013 es el director general de Almaraz-Trillo.
NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 3
ENTREVISTA
Aquilino Rodríguez
Director de la central nuclear de Trillo
El año 1988 fue clave para la industria
nuclear española. En marzo se puso
en marcha la central catalana Vandellós II, y en junio lo hizo la alcarreña
Trillo, de tecnología alemana, única
en España.
Su director, Aquilino Rodríguez conoce bien a Trillo, no sólo porque ya
son casi once años los transcurridos
en la instalación, sino por su anterior
responsabilidad en la vecina central
José Cabrera.
Con él recordamos los hitos más destacados de estas bodas de plata, y
analizamos los retos del futuro.
Aquilino Rodríguez es ingeniero de
Minas por la Escuela Técnica Superior
de Oviedo. Ingresó en Unión Fenosa
en 1981, incorporándose a la central
nuclear José Cabrera como responsable de montaje de las modificaciones
mecánicas y de obra civil. En 1987
pasó a ser jefe de Producción de la
Central.
Entre 1993 y 1995 fue subjefe de la
Central. En 1995 fue nombrado jefe
de José Cabrera, y en el año 2000
subdirector de Producción Nuclear de
Unión Fenosa Generación, ocupaciones que desempeñó hasta noviembre
de 2002. En diciembre de ese año
asumió la dirección de Central Nuclear de Trillo.
Los retos mÁs importantes
La central nuclear de Trillo alcanza,
en 2013, los 25 años de operación. Recuerda su actual director que “trabajando en el sector nuclear y en la
misma provincia, en la central José
Cabrera, apreciaba Trillo como un
proyecto moderno e innovador por su
tecnología alemana, diferente al resto de plantas. Además, a lo largo de
los años percibía que Trillo era una
central que funcionaba de una manera muy regular y estable, podríamos
decir que rutinaria, algo muy positivo
en este sector”.
Al repasar los hitos relevantes de la
operación, indica que “en 1998 la central sufrió una avería significativa en
el estator del alternador”. Especial relevancia tuvo el transporte del estator,
que supuso un hito histórico, “tanto
por el peso del convoy, que alcanzaba las 700 toneladas, como por la
duración del recorrido, Valencia-Madrid- Guadalajara, en 500 kilómetros
de vías realizados en nueve etapas,
durante la noche, a 25 km/h, siempre
bajo las instrucciones de Renfe. La
avería se solucionó en 86 días, más rápidamente de lo previsto, al disponer
Siemens en su fábrica de otro alternador de la misma potencia”.
También supuso un reto la construcción del Almacén Temporal Individual. La central de Trillo, como sus
hermanas alemanas, tiene una pisci-
na de combustible gastado de dimensiones limitadas, al estar dentro del
recinto de contención. En Alemania
esta situación no representa ningún
problema, porque se realiza un ciclo
cerrado de combustible, a diferencia
de nuestro país.
Por lo tanto, era necesario contar con un almacén para albergar
el combustible gastado antes de la
recarga de 2003, fecha en la que la
piscina llegaba al límite de capacidad.
El licenciamiento del proyecto tuvo
sus dificultades, ya que, como indica
Rodríguez, “el ayuntamiento de Trillo
denegó por dos veces la solicitud de
licencia de obras”. Finalmente, el proyecto se hizo realidad en el año 2002,
ENTREVISTA
permitiendo mantener la capacidad
de almacenamiento del combustible
gastado y, por tanto, la operación de
la central.
La inversión permanente
Las centrales nucleares dedican un
presupuesto muy relevante a la actualización y modernización constante
de sus equipos. En ese sentido, recuerda Aquilino Rodríguez que poco
tiempo antes de su incorporación a
Trillo tuvo lugar una recarga muy
importante, la de 2002, “en la que se
implantaron modificaciones de diseño significativas, como la mejora de
la alimentación eléctrica exterior, o la
instalación de recombinadores pasivos de hidrógeno, tan de moda ahora
después del accidente de Fukushima”.
En esta línea de inversión, en los
últimos años se han llevado a cabo
mejoras importantes como el cambio
del ordenador de procesos. “Esto se
ha hecho en varias fases, parte en recarga y parte en operación, a lo largo
de varios años. Además, se ha modernizado la máquina de recarga y se ha
cambiado el relleno de las torres de
refrigeración de tiro natural”.
Como trabajos inmediatos, destaca
que se está abordando “la modernización del sistema de protección y control
de turbina y alternador, que se hará en
la recarga del próximo año. Ahora estamos trabajando en el diseño y comprobación de parámetros en campo”.
La seguridad como objetivo
estratégico
La seguridad es un principio básico
del negocio de CNAT y, por tanto, de
Trillo. “Este principio está reconocido
como tal en las bases de referencia
de la organización y plasmado tanto
en la misión de las centrales, que es
producir energía eléctrica de forma
segura, fiable, económica, respetuosa
con el medioambiente y garantizando
la producción a largo plazo mediante
la explotación óptima de las centrales, como en su política de seguridad
y protección radiológica”, reconoce
Rodríguez.
La plantilla de Trillo está
comprometida con la
seguridad, a la que da
prioridad sobre factores
como la productividad,
la disponibilidad o
el cumplimiento de
programas ■
6 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
Además, considera que este principio requiere la existencia de una Cultura de Seguridad “que asegure que se
conocen y respetan las bases de diseño
de seguridad, y que ésta es prioritaria.
Así lo han constatado evaluaciones
externas realizadas por el equipo del
Ciemat y la doctora Haber, en los años
2004 y 2011; en ambos casos, se ha revelado muy claro que en la plantilla
de Trillo estamos comprometidos con
la seguridad, a la que damos prioridad
sobre otros factores como la productividad, la disponibilidad o el cumplimiento de programas”.
Las pruebas de resistencia
Las pruebas de resistencia realizadas
tras el accidente ocurrido en la central
japonesa de Fukushima han centrado
la atención del sector en los últimos
meses.
Para el director de Trillo, “los resultados de estas pruebas han sido
buenos para nuestra planta. De hecho,
no esperábamos hallazgos significativos ni detectar necesidades de mejora relevantes. Estos resultados han
servido para reconfirmar que Trillo
está preparada para hacer frente a los
sucesos postulados en sus bases de
diseño, siendo éstas adecuadas y conservadoras. Asimismo, se dispone de
márgenes suficientes para afrontar con
garantía sucesos extremos más allá
de las bases de diseño, así como sus
consecuencias. Todo esto ha sido así
reconocido tanto por el CSN como por
el equipo internacional de revisión de
ENSREG en las misiones peer review”.
No obstante, también indica Aquilino Rodríguez que, “de forma proactiva, Trillo ha identificado y comprometido una serie de mejoras. El
programa establecido para su implantación, entre 2012 y 2016, tiene
en cuenta la priorización de acciones
en función de su impacto en la seguridad, incluyendo las modificaciones
de diseño, así como los procedimientos y entrenamiento necesarios”. Como resultado de las pruebas se están
llevando a cabo ciertas acciones que
nuestro entrevistado agrupa en cinco
grandes áreas de mejora.
“En primer lugar, tenemos las actuaciones de refuerzo de la instalación, encaminadas a aumentar la
robustez de las instalaciones y equipos”. Entre ellas destacan el aumento
de los márgenes sísmicos de equipos,
mejoras en los sistemas de drenaje y
en los medios de comunicaciones e
iluminación, instalación de un sistema de purga y aporte del primario y
de un sistema de venteo filtrado de
la contención, y mejoras en la instrumentación de contención.
Como segundo punto está la dotación de medios portátiles para
emergencia. “En esta área se incluyen
nuevos equipos para hacer frente a
situaciones de pérdida de funciones
Trillo dispone de márgenes
suficientes para afrontar
con garantía sucesos
extremos más allá de las
bases de diseño. ■
de seguridad”. Las más significativas
son: equipo mecánico, equipo eléctrico, instrumentación y control portátil,
iluminación y comunicación, medios
de protección contra incendios y medios de protección radiológica.
También destacan las nuevas infraestructuras en la central. “Se han
establecido nuevas ubicaciones de
apoyo, o alternativas en caso de pérdida, para la gestión de las situaciones de emergencia, como el Centro
Alternativo de Gestión de Emergencias, un área segura de almacenamiento de equipos y el acondicionamiento de zona para helipuerto”.
Una cuarta área de actuación es el
apoyo exterior, “que incluye el establecimiento de acuerdos para recibir apoyo desde el exterior, siendo lo
más destacable el Centro de Apoyo en
Emergencia y los procedimientos de
ayuda mutua entre centrales”.
Finalmente, el director destaca las
estrategias de prevención y mitigación. “Mediante el uso de equipos
ya existentes o los nuevos equipos
portátiles, se ha definido una serie
de actuaciones, con el fin de evitar
que sucesos extremos más allá de las
bases de diseño provoquen el daño
al combustible o, en su defecto, mitiguen las consecuencias de ese daño.
Para todas ellas se ha considerado
que dichas actuaciones estén procedimentadas, validadas y entrenadas por
el personal necesario”.
El equipo humano
Toda una generación ha pasado por
Trillo a lo largo de sus 25 años de historia. En este periodo, ha habido necesidades de sustitución de personas
y de renovación del equipo humano,
aunque reconoce su director que “nos
acercamos a una época en la que esas
necesidades se van a incrementar, como
ya ha ocurrido en otras plantas nucleares. Por esta razón, en CNAT se realiza
una planificación de plantillas a corto,
medio y largo plazo, estableciendo los
programas de reclutamiento, teniendo
en cuenta las características de los perfiles profesionales que se integran en
nuestra organización, y los amplios plazos necesarios para el relevo de nuestro
técnicos, al objeto de asegurar el mantenimiento del know how de la explotación de nuestras plantas”.
HITOS IMPORTANTES ENTRE 1989 – 2013
• 1989: Primer aniversario de la central, con una producción
de 6.556 GWh (los mejores resultados, en el mismo periodo, entre el resto de las centrales españolas).
• 1991: Nuevos cuerpos de las turbinas de baja presión.
• 1992: Aumento de potencia hasta 1.066 MW.
• 1996: Cambio de los bastidores de la piscina, pasando.
de 592 celdas a 805, ampliando en cinco años su capacidad.
• 1998: Desacople de la red eléctrica por la detección de una
derivación a tierra del estator, transporte del nuevo estator procedente de Alemania y cambio del equipo.
• 1999: El Consejo de Ministros da luz verde a la construcción del
Almacén Temporal de Combustible Gastado.
• 2002: Llegada de los primeros contenedores de combustible gastado para su almacenamiento.
• 2002: Nuevos requisitos para cumplir con la normativa alemana, lo que supone la puesta en marcha del proyecto MAE (Mejora de la Alimentación Eléctrica exterior).
• 2003:15 años de explotación con un factor de disponibilidad del 84,35 % y un total de 119.324 millones de kWh
de producción bruta.
• 2004:Fusión de las centrales Almaraz y Trillo, y constitución
de Centrales Nucleares Almaraz-Trillo, AIE.
• 2011: Pruebas de resistencia derivadas del accidente de Fukushima.
• 2012:Récord de tiempo en que la planta ha estado acoplada a la red ininterrumpidamente: 351 días.
• 2013: XXV Aniversario.
• 2013: Producción acumulada desde origen de 200.000 millones
de kWh.
ENTREVISTA
Trabajar en una planta
nuclear como Trillo
supone formar parte de
un gran proyecto que
permite un alto desarrollo
profesional ■
turales o campeonatos deportivos”,
señala Rodríguez.
Especial relevancia tiene el compromiso de Trillo con la sostenibilidad del
entorno más cercano. “Damos mucha
importancia a todas aquellas actividades encaminadas al desarrollo cultural y mantenimiento de tradiciones,
evitando así su desaparición”.
Un punto de referencia es el Centro de Información, inaugurado en
1981, antes de la puesta en marcha
de la planta. Para el director, es importante el hecho de que “los grupos
de opinión que visitan la planta, especialmente profesores y alumnos,
consideren como positivo el impacto
de la central en el entorno”.
Además, las cifras son relevantes.
“El número de visitantes da una idea
del interés que despierta, ya que la
planta acoge anualmente alrededor
de 4.000 visitas, y desde noviembre de
1981 se ha recibido en el Centro de Información a más de 333.000 personas”.
Para Aquilino Rodríguez, el trabajo
en una central nuclear es, de alguna
manera vocacional. “Buscamos profesionales que tengan la visión de trabajar en una instalación muchos años
y con la idea de pasar una formación
inicial larga e intensa”.
La contrapartida, sin duda, es muy
positiva, ya que la incorporación a
empresas altamente tecnológicas, con
planes de operación a largo plazo como es el caso de CNAT, garantiza la
estabilidad profesional. “Trabajar en
una planta nuclear como Trillo supone formar parte de un gran proyecto
que permite un alto desarrollo profesional, una constante actualización de
conocimientos y una especialización
en tecnologías punteras, lo que permite facilitar la estabilidad profesional de las personas que se incorporan
a nuestra plantilla”, asegura.
Relaciones con el entorno
Una de las aspiraciones principales
de Trillo es ser considerada como un
buen vecino y “creemos que lo hemos
conseguido”, reconoce Rodríguez. De
hecho, “las personas, entidades y organizaciones que mejor opinión tienen de
nosotros –y creo que ocurre con todas
las centrales nucleares– son las más
cercanas. Además, tenemos comunión
de intereses a la hora de potenciar el
empleo local, dando oportunidades
profesionales a las personas del entorno. De esta forma, tratamos de generar
la mayor riqueza posible”, explica.
Por otra parte, el director afirma que
“la central siempre ha mantenido unas
relaciones fluidas y dinámicas con los
municipios vecinos y una línea de diálogo siempre abierta con sus alcaldes,
ofreciéndoles información detallada
de los resultados operativos y de los
planes y proyectos a futuro de la instalación. Además, se interesa por las necesidades concretas de cada municipio,
para apoyarles en la materialización de
los proyectos e iniciativas que puedan
mejorar la calidad de vida y el desarrollo económico y social de la comarca”.
“En este sentido, venimos colaborando desde hace años con la Mancomunidad de Municipios de Ribera
del Tajo, tanto en la mejora y mantenimiento de infraestructuras municipales como en la conservación y
difusión del patrimonio natural. También fomentamos y participamos en
proyectos educativos, y apoyamos diversas iniciativas como concursos de
fotografía y pintura, encuentros cul-
El sector nuclear
Para Aquilino Rodríguez, es un honor y una responsabilidad seguir con
la misma ilusión con la que llegó hace
ya casi once años a Trillo. Afirma con
satisfacción que “el 22 de abril, la central de Trillo ha alcanzado los 200 mil
millones de kWh de producción bruta, 8 mil millones de kWh producidos
año tras año, Estas cifras revelan un
funcionamiento muy estable, afortunadamente rutinario, no por ello
exento de retos; los resultados hasta
ahora creemos que han sido buenos”.
Sobre el futuro del sector nuclear,
reconoce que el accidente de Fukushima ha supuesto un revés para el
renacimiento nuclear en el mundo,
pero también indica que “en la actual
situación de crisis, la industria nuclear se está revelando como un elemento clave y un factor estabilizador
de la economía y el empleo locales”.
Sobre la central de Santa María de
Garoña, Aquilino Rodríguez indica
que “merece seguir en funcionamiento por su historia, su trayectoria y sus
objetivos. Ha sido un ejemplo de organización unida con el fin de explotar la central de una forma segura, y
con vocación de funcionamiento más
allá de la vida de diseño”.
SOPORTE TÉCNICO DE LA EXPLOTACIÓN
El proceso de Experiencia Operativa en C. N. Trillo.
25 años de implantación, mejora y consolidación de una idea
Introducción
El nacimiento y desarrollo del proceso conocido como Experiencia Operativa en las centrales nucleares españolas está directamente
relacionado con una serie de hitos que han
marcado el pasado, presente y futuro de la
energía nuclear en todo el mundo. Los 25
años de explotación de la central nuclear de
Trillo son, quizás, un buen momento para
echar la vista atrás y pasar revista a cómo le
han sentado estos cinco lustros a ese proceso.
En 1979 se produjo el accidente en la central
nuclear de Three Mile Island (TMI) en EE UU,
que despertó en el propio sector la necesidad
de actualizar y profundizar en conceptos que
no se habían desarrollado, quizás, adecuadamente desde el inicio de la explotación de las
primeras instalaciones nucleares después de
la Segunda Guerra Mundial. El suceso produjo un enorme impacto en la opinión pública
norteamericana y del resto del mundo pues
puso en cuestión aspectos relacionados, en10 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
Personal de la unidad de Análisis y Evaluación junto
con personal colaborador de empresas contratistas
tre otros, con la formación que estaba recibiendo el personal de sala de
control y el análisis en profundidad
que se estaba realizando tanto de los
sucesos propios, como de otras instalaciones de la industria.
Hubo una investigación en profundidad de dicho accidente cuyas conclusiones fueron dirigidas por una
comisión conocida como Comision Kemeny que en sus conclusiones, entre
otras muchas, decía lo siguiente:
“Debe haber una recolección sistemática, revisión y análisis de la Experiencia Operativa de las centrales
nucleares asociados a una red de comunicaciones internacional para facilitar la velocidad de intercambio de
información a las partes interesadas”.
Dicha sentencia constituye la idea
embrionaria que llevó al sector nuclear a proponer el desarrollo del
proceso conocido como Experiencia
Operativa en sus instalaciones. En ese
mismo año se crea INPO (Institute of
Nuclear Power Operations) con la idea
de servir de apoyo técnico externo
permanente a la operación de las
instalaciones nucleares:
“El objeto de un programa de experiencia operativa de una central es
utilizar las lecciones aprendidas de
la industria y su propia experiencia
de forma efectiva, para mejorar la
seguridad y fiabilidad de la planta y
reducir el número y las consecuencias de los sucesos”
La Experiencia Operativa nace por
tanto con la idea de ser un proceso
que analice los sucesos internos desde una perspectiva no ya, únicamente, técnica como se venía haciendo
hasta la fecha sino, adicionalmente,
volcada en una explicación del comportamiento humano del personal
implicado en los errores detectados.
Se trataría, por tanto, de aportar
al mero análisis técnico del “qué
equipo falló”, el análisis de “quién
/ quiénes” cometieron el error que
había causado el suceso tanto desde
un punto de vista individual, como
organizativo (equipos y procesos)
y el análisis de las condiciones de
contorno que explicarían “por qué se
cometerían ese tipo de errores”.
Desde el accidente de TMI, en 1979,
se detecta la necesidad de desarrollar
en las plantas una base de datos de
sucesos de las demás instalaciones
nacionales e internacionales con la
ayuda de una red de comunicación
rápida y eficaz, ante la creencia de
que los sucesos que ocurrían en las
demás instalaciones debían ser, así
mismo, analizados en la medida de
lo posible para ver su aplicabilidad a
la propia instalación como una me-
dida adicional que sirviera para predecir la ocurrencia y repetitividad
de suceso, poniendo en práctica un
programa de detección o prevención
basado en el análisis de los síntomas
tanto de la propia instalación, como
intentando transferir la aplicabilidad
de los errores de otras instalaciones
similares. Esta base de datos inicial
fue la base de datos de los sucesos
del proceso de Experiencia Operativa;
base de datos que se ha desarrollado,
ampliado y perfeccionado hasta lo
que hoy en día se conoce como Programa de Acciones Correctivas o Sistema de
Evaluación y Acciones.
El accidente de la central nuclear de
Chernóbil (Ucrania) en 1986, consolidó, entre otros, estos principios de
trabajo ante la evidencia de que sería
fundamental un análisis en profundidad de los diferentes sucesos internos
de cada instalación y de aquellos sucesos externos (resto de la industria)
más relevantes y/o representativos.
Como consecuencia de dicho accidente nace WANO (World Asociation of
Nuclear Operators) con la idea de incrementar el intercambio de información
entre las diferentes centrales nucleares en el mundo para:
“Maximizar la seguridad y fiabilidad de las plantas nucleares de todo
el mundo trabajando todos juntos para evaluar, comparar (nuevo concepto:
benchmarking) y mejora la gestión a
través del apoyo mutuo, el intercambio de información y la emulación
de las buenas practicas. El uso eficaz
de la experiencia operativa, tanto interna como externa, para identificar
puntos débiles fundamentales para, a
continuación, determinar las acciones
correctoras apropiadas, particulares
de cada central que minimicen la pro-
babilidad de ocurrencia y las consecuencias de sucesos similares”.
Dos nuevos sucesos, en el año 2002
en la central nuclear de Davis Besse por
un problema de corrosión acelerada en
la tapa de la vasija, y en 2011 en la central nuclear de Fukushima como consecuencia de un terremoto con tsunami
posterior, han fijado definitivamente
las líneas de actuación de este proceso
que se presenta a continuación en sus
líneas maestras más importantes.
Se puede, por tanto, decir a modo
de resumen que, como ocurre tantas
otras veces con los grandes avances
tecnológicos, el sector nuclear ha recibido un impulso hacia adelante a
partir de los cuatro accidentes antes
citados: 1o) TMI (USA), en 1979, que
supuso un replanteamiento global
de la formación de los operadores en
lo relativo a sus prácticas en simuladores de alcance total; 2o) Chernóbil
(Ucrania), en 1986, con la asunción
de que el análisis de los sucesos y los
errores individuales no era entendible sin meterlo dentro de un contexto
de análisis también organizativo y
de estado de los equipos implicados;
3o) Davis Besse (USA), en 2002, que
supuso el definitivo espaldarazo al
concepto conocido como Cultura de Seguridad o mantenimiento de una equidistancia razonable entre producción
y riesgo; y 4o) Fukushima (Japón), en
2011, que ha supuesto un replanteamiento de las bases de diseño de las
instalaciones nucleares.
Programa de Experiencia
Operativa de Central Nuclear de
Trillo
La central nuclear de Trillo se conecta a la red en mayo de 1988, con un
Programa de Experiencia Operativa
cuya base metodológica está basada
en la metodología HPES Human Performance Enhancement System (Sistema de
mejora del comportamiento humano),
de INPO. Es, o intenta ser, un sistema
capaz de evaluar y mejorar el comportamiento humano del personal implicado en la ocurrencia de anomalías
del día a día de la planta, detectando
las causas de los sucesos y proponiendo acciones cuya implantación sirviera para disminuir la probabilidad de
ocurrencia de nuevos sucesos de características similares o parecidas a
los ya ocurridos. Para ello, desarrolla y
perfecciona una sistemática de trabajo
basada en conceptos muy claros como
son la evaluación de causas en sucesos
internos, aplicabilidad de los sucesos
externos a la propia instalación y propuesta de acciones mitigadoras para
disminuir la probabilidad de ocurrencia o recurrencia y consecuencias de
los mismos errores y/o sucesos en la
propia instalación.
Inicialmente se crea una organización en planta que evalúa los sucesos
internos, es decir la Experiencia Operativa Interna y en las oficinas centrales
de la compañía, en Madrid, se desarrolla el control de las evaluaciones de
aplicabilidad de los sucesos externos
más relevantes, es decir la Experiencia
Operativa Externa.
A destacar, de esa primera etapa, que
las evaluaciones de sucesos internos se
hacían por personal de planta especializado y entrenado en la metodología
HPES mientras que las evaluaciones
de sucesos externos se realizaban de
forma multidisciplinar, es decir, cada
suceso en función de su contenido y
características se asignaba para su análisis y evaluación a un departamento/
sección de planta o de la ingeniería de
apoyo (Madrid) el cual, una vez, realizado el análisis devolvía las conclusiones a la organización que centralizaba
y distribuía la información generada y
proponía las acciones mitigadoras.
A partir de 1994 se unifica en Trillo-Planta ambos procesos de Experiencia Operativa Interna y Externa, en
una organización única y centralizada,
en aras de una mejora en la eficacia del
mismo, mejora en el tiempo de evaluación y eliminación de las interfases
que la intervención de demasiadas organizaciones provocaba en el tiempo
de evaluación, centralizando la gestión
y pasando la evaluación de todos los
sucesos, tanto internos como externos,
a una organización única con un 100 %
de dedicación a estas tareas. Se abandonan los análisis multidisciplinares
de sucesos externos que obligaban a la
primera línea de Operación, Mantenimiento e Ingeniería a desviar recur12 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
sos de su primera prioridad de operar,
mantener y mejorar la planta de forma
eficaz y segura, hacia tareas de análisis de sucesos que requerían una tranquilidad y distanciamiento que, el día
a día, no permitía realizar de manera
más dedicada y eficaz.
Ya se detecta en ese momento, que
el tiempo de evaluación es un factor
crítico que no debe dilatarse para no
retrasar en exceso la toma de acciones
mitigadoras y la divulgación de las
lecciones aprendidas de la evaluación
de esos sucesos y los errores cometidos por las personas, degradación de
los equipos y procesos implicados. Se
considera que se debe incrementar vía
acciones el esfuerzo de mejora en la
formación, divulgación, modificación
en los procedimientos y prácticas de
trabajo e incorporación de modificaciones de diseño para intentar una disminución gradual y razonable de las
tasas de errores cometidos en el desempeño de las funciones del día a día.
Se parte, en este momento, de una
premisa esencial directriz de toda evaluación, y no es otra que la presunción de que las maquinas son rápidas
y precisas pero estúpidas (requieren
ser mandadas), mientas que los seres
humanos somos lentos y descuidados
pero brillantes (sabemos interpretar,
improvisar y tomar decisiones).
Esa estructura unificada del proceso
que ha llegado hasta hoy, se ha ido mejorando, perfeccionando y ampliando
hasta tener el aspecto que se describe a
continuación.
Un último aspecto a recordar es que
desde el inicio de la operación comercial y de manera análoga al resto de
las centrales nucleares españolas, el
Consejo de Seguridad Nuclear realiza
un seguimiento del Programa de Experiencia Operativa de cada instalación, solicitando de manera adicional
siempre que le parezca requerible, la
evaluación de algún suceso que considere de interés y aplicabilidad a las
centrales nucleares españolas.
Estructura del programa
de Experiencia Operativa
Está compuesto por los siguientes informes/sucesos:
Experiencia Operativa Interna
In for mes de Suceso Not i f icable
(ISN) (*), Condiciones Anómalas (CA)
y cualquier otro incidente que, a criterio del proceso de Experiencia Operativa/Sistema de Evaluación de Acciones (SEA) de C.N. de Trillo, pueda
ser de utilidad para la mejora de la
seguridad.
Para ello, en CNAT se documentan
los sucesos en cuatro categorías llamadas “no conformidad” que son:
A) No conformidad que representa
un riesgo alto para la seguridad y
fiabilidad de la planta o seguridad
del personal.
B) No conformidad que representa un
riesgo medio para la seguridad y
fiabilidad de la planta o seguridad
del personal.
C) No conformidad que representa
una significación de riesgo pequeña
para la seguridad y fiabilidad de la
planta o seguridad del personal.
(*) Son aquellos sucesos que en aplicación
de la Guía IS10 el Consejo de Seguridad
Nuclear CSN define como más relevantes
para su reporte y de obligado análisis dentro del proceso de Experiencia Operativa.
F
Abril 2011
Julio 2011
Licenciamiento de CNA divulga
con CI-SL-001807 la IN 2011-11
sobre el proceso de dedicación
CSN/AIN/TRI/11/755
Acta de Inspección del CSN
sobre Modificaciones de Diseño
Experiencia Operativa la
analizó (EO-EAW-2951) en su
reunión de cribado de marzo 2011
(ART-00721)
AI Nº 12
Sustitución de
condensadores electrolíticos
en tarjetas de equipos
relacionados con la
seguridad
G
Se identifican condensadores
sin proceso de dedicación en
equipos relacionados con la
seguridad
Identifican la ausencia de un
procedimiento formalizado de
dedicación de componentes
Lanzamiento y gestión de nota
de encargo
Repuestos sin codificar
Traceado de la instalación
al no seguir proceso de vales
de almacén
Almacenaje en sección
independiente de almacén
2ª CR 0207
Sustitución de material
no autorizada
Procedimientos
AC15
Figura 1.
“Teoría de la Bañera”
Familiaridad y atención a la tarea
Alta
Modo
Atención (a la tarea)
Conocimientos E1/2
conocimientos
Modo
Reglas E1/103
% de error
habilidades
Conocimiento: Usar el video
Reglas: Cruzar un paso de peatones
Habilidades E1/104
Modo reglas
Habilidades: Peinarse
Baja
Baja
Familiaridad (con la tarea)
Figura 2.
D) No conformidad que representa
muy poca o ninguna significación
de riesgo para la seguridad y fiabilidad de la planta o seguridad del
personal. Se realizarán análisis de
tendencias.
El proceso de Experiencia Operativa
debe evaluar los sucesos de categoría
A y aquellos sucesos de categoría B y
C en los cuales el componente de comportamiento técnico y humano tanto
individual, como de dirección y de
equipos fuera destacable y requiriera
un análisis de causa raíz específico.
Años de experiencia
Alta
Figura 3.
Nota: existen otros procesos, p.e. la Regla
de Mantenimiento, encargados de evaluar
sucesos de su alcance.
Sucesos de otras centrales nucleares
españolas
Informes de Suceso Notificable de las
centrales nucleares de Almaraz, Ascó, Cofrentes, Garoña y Vandellós II.
(También José Cabrera y Vandellós I,
en el pasado).
Experiencia Operativa Externa
Circulares sobre experiencias operativas WLN (Sociedad para la Segu-
ridad Nuclear Alemana) e informes
de experiencias emitidos por Areva
conocidos como EB (la central nucelar
de Trillo, al tener un diseño básico de
su circuito primario y auxiliares Areva,
está siempre volcada en la vigilancia de
sucesos de interés en centrales de ese
diseño), informes significativos de experiencia operativa SOER e informes de
sucesos significativos (SER) de WANO,
informes de INPO (Sucesos IER–INPO
Event Report - niveles 1, 2 ,3 y 4), informes del IRS (NEA/OIEA), informes del
entorno alemán conocidos como EAW
Aumentan las
barreras rotas
y precursores de error
COSTE DE LA RECUPERACIÓN
SUCESO
PROBLEMA
DE FUNCIONAMIENTO
PROBLEMA DE PROGRAMA
PROBLEMA DE GESTIÓN
NIVEL DE DEGRADACIÓN
Degradación organizativa
Se mantienen
las debilidades
latentes de la
organización
Error
humano
Individuo
reprendido
Ciclo de
culpabilidad
La Dirección tiene menos
información del personal
de campo
Confianza
reducida
Menos
comunicación
Culpar a las
personas por sus
errores tiene poco
efecto para
corregirlos en el
futuro
Source: Reason,Managing the Risks of
Organizational Accidents, pp127-129
TIEMPO
Figura 5.
Figura 4.
DEFENSA EN PROFUNDIDAD
Funcionamiento ideal
tn
Ba
nc
ar
ro
ta
Amenazas
para la planta
COMUNICACIÓN
VERBAL
Prevención
MÉTODOS DE
DIRECCIÓN
DISEÑO
COMUNICACIÓN
ESCRITA
Ca
tá
st
ro
fe
CAMBIO DE
PLANES
t0
Producción
ORGANIZ. DE TRABAJO
MÉTODOS DE SUPERVISIÓN
Source: James Reason,Managing the Risks of
Organizational Accidents, 1997.
c)Análisis del suceso en base al análisis de una serie de herramientas:
FACTORES
AMBIENTALES
EVENTOS
Figura 7
ERROR HUMANO
Accidentes
importantes
Eventos
significativos
Casi
incidentes
Metodología de evaluación
de sucesos
b)Diseño y desarrollo de entrevistas con el personal implicado que
consolide y delimite los hallazgos
documentales y las condiciones de
contorno del suceso.
Debemos corregir continuamente
las barreras que se van
deteriorando. Tenemos pocos
eventos, de ahí la importancia de
los casi-incidentes.
accidentes
de la VGB (Grupo de Propietarios de
centrales nucleares de diseño Areva),
informes de suministradores/fabricantes, Information Notice de la NRC
(Nuclear Regulatory Commission).
Por último, cualquier otro suceso
cuya evaluación sea requerida de manera específica por el CSN.
a)Recopilación adecuada de toda la
documentación asociada al suceso
(procedimientos, manuales, bases de
diseño de los sistemas, alarmas, etc.)
PLAN DE
TRABAJO
estados normales
Figura 6.
La metodología HPES más utilizada
en la evaluación de sucesos internos
en las centrales nucleares españolas
tiene las siguientes etapas:
ENTRENAMIENTO
PRÁCTICAS
TRABAJO
Errores sin
consecuencias
1
10
30
600
Figura 8.
barreras, cambios, factores causales, etc., necesario para determinar
las causas raíz del suceso.
d)Realización de un informe que analice en detalle la secuencia cronológica de hechos, barreras rotas,
acciones inadecuadas, causas raíz
y acciones propuestas para evitar/
disminuir la probabilidad de recurrencia del suceso.
Para todo ello es condición imprescindible tener como evaluadores,
personal con experiencia en las diferentes áreas o procesos más importantes de la planta: Operación, Mantenimiento e Ingeniería. El evaluador
de Experiencia Operativa en central
nuclear de Trillo tiene, por tanto, un
perfil amplio y experiencia contrastada, debiendo ser capaz de evaluar
El suceso describe
una barrera de
seguridad fallada
con daños como
resultado
El suceso describe
un riesgo/condición
radiológica
hasta ahora no
reconocida que
existe en CNT
¿Afecta el suceso
a la seguridad
radiológica?
El suceso implica
el no reconocer o
tratar una situación
conocida de riesgo
para la seguridad
El suceso describe
una barrera de
seguridad fallada
con daños como
resultado
El suceso describe
un riesgo para
la seguridad
hasta ahora no
reconocido que
existe en CNT
¿Afecta el suceso
a la seguridad del
personal?
Aplicabilidad
genérica con
consecuencias de
menores a moderadas
que deberían
ser prevenidas o
minimizadas
Aplicable directa o
indirectamente con
consecuencias de
moderadas a graves
Aplicable
directamente con
consecuencias
inmediatamente
graves e irreparables
Ejemplos del nivel de
aplicabilidad
Figura 9.
El suceso implica
no reconocer o
tratar un riesgo
o una condición
radiológica
conocida
El suceso describe
el incumplimiento
de las normas
de seguridad
establecidas
Aplicabilidad
genérica con
consecuencias
menores o
inexistentes
¿Afecta el suceso
a la seguridad
nuclear?
¿Afecta el suceso
a la mejora del
programa o del
proceso?
Considerar para
evaluar objetivos o
realizar análisis de
riesgo adicionales
Se sabe que el
programa o proceso
descrito representa
un riesgo por
un aumento en
la regulación o
supervisión de la
industria
El suceso como se
describe afecta a
la frecuencia del
daño del núcleo
No se precisa
actuación con la base
documentada
El programa o
proceso descrito es
necesario tenerlo
y es una posible
área de mejora o
regulatoria
El suceso
descrito afecta a
un componente
de seguridad o
relacionado con
seguridad en CNT
No se precisa
documentada
No se precisa
actuación con base
documentada
El programa o
proceso descrito es
necesario tenerlo y
necesita mejorarse
El programa o
proceso descrito es
necesario tenerlo y
podría mejorarse
No se precisa
actuación con base
documentada
Es probable que
el suceso como
se describe
afecte en CNT a
la fiabilidad del
sistema o de la
planta
El suceso afecta
de forma limitada
a la fiabilidad
del sistema o a la
planta
Aplicabilidad / severidad del suceso
El suceso describe
el incumplimiento
de las prácticas
radiológicas de los
trabajadores
El suceso describe
un riesgo para la
seguridad que no
existe o no afecta
a CNT
No aplicable o
no susceptible de
ocurrir en la central
El programa o
proceso descrito
no está requerido
en CNT
Considerar para
evaluar objetivos o
riesgo adicionales
Considerar para
evaluar objetivos o
riesgo adicionales
Considerar su
uso para mejorar
elementos
y reforzar
comportamiento
Considerar su
uso para mejorar
elementos
y reforzar
comportamiento
No se precisa
actuación con la
base documentada
Los controles de
diseño incluyen la
redundancia
Se utiliza la
característica de
diseño pasivo, el
diseño es altamente
resistente o no
es requerida su
existencia
El suceso
afecta a un
componente o a
una característica
de diseño no
utilizada en CNT
El control se basa
en los dispositivos
necesarios de
fiabilidad de fallo
automáticos o
redundantes
Se mantienen en
funcionamiento
dispositivos de
aviso pasivos
y de seguridad
automáticos
Matriz de vulnerabilidad de la EO-TR-XXXX
Fecha
El suceso
describe un riesgo
radiológico que no
existe o no afecta
a CNT
El control se basa
en formatos o
listas de chequeo
genéricas
y/o procesos de
revisión
El control se
basa en pasos de
procedimiento
detallados y/o
procesos revisados y
aprobados
El control se
establece mediante
orientación
administrativa o
procedimientos de
uso de referencia
El control se
establece mediante
una orientación paso
a paso con prácticas
de verificación
adecuadas
Azul - Sin acción.
Verde - Divulgación.
Amarillo - Acción de mejora.
Naranja - Acción correctiva/No conformidad.
Rojo - No conformidad/ISN.
Vulnerabilidad
baja
Vulnerabilidad
insignificante
Considerar una
investigación formal y/
o planificar una acción
para desarrollar una
acción que prevenga
el suceso
Considerar para
evaluar objetivos o
riesgo adicionales
Considerar para
evaluar objetivos o
riesgo adicionales
Considerar su
uso para mejorar
elementos y reforzar
comportamiento
No se precisa
documentada
El control está
establecido en el
diseño actual con
los instrumentos
de mantenimiento
preventivo adecuados
El control se basa
en dispositivos de
aviso o de seguridad
controlados/evaluados
regularmente
El control se basa en
guías de orientación
administrativa
utilizadas
frecuentemente
(órdenes permanentes)
El control se establece
mediante herramientas
de comportamiento
humano y prácticas/
expectativas de los
trabajadores
Vulnerabilidad
moderada
Considerar la necesidad
de informar sobre
las condiciones para
evaluarlo como una
condición degradada o
de no conformidad
de informar sobre
evaluarlo como una
de no conformidad
Considerar una
acción que prevenga el
suceso
Considerar para
evaluar objetivos o
riesgo adicionales
No se precisa
documentada
El control no está
establecido en el diseño
actual y debería de
estarlo
No existen controles de
dispositivos de aviso o
de seguridad
No existe ningún
control administrativo
No existe base ni de
conocimiento ni de
aptitudes para controlar
el comportamiento
Vulnerabilidad muy
alta
*= El informe de las condiciones es necesario si
el suceso es aplicable, afecta a un componente de
seguridad o relacionado con seguridad y representa un
posible suceso que le afecta a la operabilidad
de informar sobre
evaluarlo como una
de no conformidad
Considerar una
acción que prevenga el
suceso
Considerar para evaluar
objetivos o realizar
análisis de riesgo
adicionales
Considerar para evaluar
objetivos o realizar
análisis de riesgo
adicionales
No se precisa
documentada
El control está
establecido en el
diseño actual pero
le falta redundancia
o los mecanismos
de mantenimiento
preventivo adecuados
dispositivos de aviso
o de seguridad no
controlados/evaluados
regularmente
directrices o pautas/
guías
El control se establece
mediante procesos
de conocimiento y/o
cualificación
Vulnerabilidad alta
Controles de
equipo o de
diseño
Controles de
dispositivos
de alerta o de
seguridad
Controles de
procedimiento o
adminstrativos
Controles de
comportamiento
humano
Ejemplo de
prevención de
sucesos
Vulnerabilidad del suceso
cualquier tipo de incidencia técnica
(generalistas) sin necesariamente ser
especialistas de aspectos específicos.
En resumen, se debe tener una visión
global del bosque sin dejar que los árboles te hagan perder esa perspectiva.
Fundamentos básicos
del programa de Experiencia
Operativa
En la labor de evaluación de sucesos
internos se incorporan una serie de
conceptos que se enumeran brevemente:
– Acción inadecuada: comportamiento observable dictaminado como incorrecto que genera un error y provoca la ocurrencia de un suceso.
– Barrera rota: proceso existente en
la instalación (p.e. estructura de los
procedimientos existentes) que no
ha sido capaz de “parar” la progresión de la acción desencadenante
del suceso.
– Diagrama de sucesos y factores
causales (Figura 1): estructura de
bloques que de manera sinóptica y
“de izquierda a derecha” describe,
de forma cronológica, las acciones y
causas más importantes del suceso.
– Causa aparente: explicación más
probable de la ocurrencia de un suceso en los momentos iniciales de la
evaluación.
– Causa directa: factor iniciador del
suceso que define “qué ha ocurrido”.
– Causa raíz: factor cuya corrección
o funcionamiento adecuado habría
evitado o parado el suceso; define
“por qué ha ocurrido”. Hay tres tipos o grandes bloques de causas
raíz: humanas (individuales), de
dirección (organizativas) y de equipos.
– Error activo/latente: acción o comportamiento que cambia de forma
inmediata el estado de un equipo,
sistema o componente de la planta/
acción o comportamiento debido
a debilidades humanas, técnicas
u organizativas que permanecen
Oportunidades perdidas
Corrosión de la válvula de
rociado del presionador
Cambios en la tase de fugas
del sistema de refrigeración
del reactor
Obstrucción de los filtros del
monitor de radiación
Ensuciamiento de los
enfriadores de aire de la
contención
Figura 10.
Figura 11.
Figura 12.
Figura 13.
ocultas por no producir un efecto
inmediato visualizable (Figura 12).
– Suceso recurrente: suceso que ha
ocurrido anteriormente, o que después de una evaluación se determina que tiene causas raíces similares
a aquella identificadas como contribuyentes en un suceso anterior, el
cual ya tiene acciones correctivas
implantadas.
– Suceso repetitivo: suceso que ha
ocurrido anteriormente, o que después de una evaluación se determina que tiene causas raíces similares
a aquella identificadas como contribuyentes en un suceso anterior, el
cual no ha supuesto la implantación
de acciones correctivas ya sea por
no haberse definido, o por no haber
sido implantadas a tiempo.
Esta metodología está basada en
un esquema que describe o intenta
describir el comportamiento humano
y sus acciones inadecuadas (errores)
en base a una serie de conceptos principales que forman un bucle cerrado (Figuras 13 y 14) que, esquemáti-
camente, conforman la anatomía de
un suceso y que se puede resumir en
que, cuando un proceso o programa
implantado falla, los precursores de
un error y las debilidades latentes de
una organización inducen a un error
que provoca un suceso.
Los conceptos fundamentales que
dicha metodología maneja son:
a) Modos de actuación humana: (Figura 2) los seres humanos actúan
en base a una mezcla de tres características innatas y adquiridas
conocidas como: modo conocimiento, modo reglas y modo habilidades las cuales son interpretables en función de la familiaridad
y atención que se pone en cada
tarea, y se vuelven en contra del
individuo cuando su experiencia
y autoestima crecen con los años
y le convierten en igual de proclive al error que al inicio de su
carrera por causas radicalmente
diferentes. Este concepto es conocido como la teoría de la bañera (ver
figura 3).
b)Necesidad de mejora del comportamiento humano individual
y organizativo: en todo análisis
global del comportamiento humano individual y organizativo hay
que intentar detectar la progresión cronológica de tres conceptos que, si no se paran, progresan
hasta que provocan un suceso,
y que son los siguientes: inicialmente el problema es siempre un
problema de gestión de unos recursos que, si no se manejan de
manera adecuada, crean un problema programático en los procesos definidos (prácticas de trabajo,
procedimientos, etc.) los cuales, si
no son adecuados para frenar la
desviación, crean un problema de
funcionamiento humano y organizativo que desemboca, finalmente,
en un suceso (Figura 4).
c)Mitigación del ciclo de culpabilidad: se basa en la asunción de
que reprender al ser humano por
sus errores tiene un efecto de corrección mínimo y sólo sirve para
entrar en un bucle de disminución
de la confianza que deteriora la
comunicación vertical e incrementa la debilitación de las barreras
existentes para frenar los sucesos.
Las metodologías utilizadas se basan en ser no punitivas (Figura 5).
d)B alance prevención/producción:
tiene que haber un equilibrio razonable entre márgenes ajustados y relajados en exceso; entre
producción segura y bancarrota
económica por exceso desmesu-
Figura 14.
rado de gastos de prevención (ver
figura 6).
e)Mantenimiento de la defensa en
profundidad: basado en el hecho
de que una central nuclear tiene
una serie de barreras o procesos
definidos que están o deben estar
presentes para mitigar los errores
inherentes al ser humano, pero
esas barreras hay que mantenerlas
activas y eficaces de manera permanente, pues tienden a degradarse paulatinamente. Ejemplos
de barreras o proceso serían: los
procedimientos, formación, prácticas de trabajo, políticas de dirección, etc. (Figura 7).
f)Pi rámide de severidad: existe
una estructura piramidal en la
proporción entre accidentes importantes, sucesos significativos,
sucesos menores y errores sin
con secuencias. El esf uerzo de
análisis de los sucesos debe ser
directamente proporcional a su
impacto (Figura 8).
Un prog ra m a de Ex per ienc ia
Operativa sólido está estructurado
para intentar “detectar” este tipo de
información de precursores y reforzar las barreras existentes o definir
nuevas para disminuir la probabilidad de ocurrencia de los sucesos y
sus consecuencias.
Adicionalmente, en la evaluación
de sucesos externos se trabaja con
los siguientes conceptos adicionales:
– Aplicabilidad de un suceso: todo
análisis de un suceso externo tras
su realización debe dictaminar
su aplicabilidad o no a la propia
planta al haber mayores o meno-
Figura 15.
res similitudes de diseño, transitorio descrito, prácticas de trabajo
y/o comportamiento humano similar.
– Vulnerabilidad/análisis de riesgos: estructura lógica matricial
encaminada a detectar de manera
lógica y sistemática debilidades
externas aplicables a la propia
instalación proponiendo acciones
mitigadoras en base al riesgo detectado. (Figura 9).
– Relación con el programa de gestión de vida de la central: las evaluaciones definen si el suceso evaluado está relacionado con algún
componente o sistema de la planta
sujeto a una posible prolongación
de su tiempo esperado de funcionamiento.
Hitos más importantes
incorporados al proceso desde
1989
– Análisis de eficacia de las acciones: tras la ejecución de todas
las acciones propuestas en una
evaluación hay que ser capaces
de realizar un análisis de eficacia
de las mismas que te permita evaluar si las mismas son suficientes
para mitigar la probabilidad de
ocurrencia de un suceso o hay
que definir nuevas acciones adicionales.
– Oportunidad perdida y lección
aprendida: el trabajo y esfuerzo
invertido en la evaluación de un
suceso son completamente inútiles
si el proceso de Experiencia Operativa no es capaz de transmitir o
la planta de aceptar y aprender de
ello de aquellos aspectos importantes o debilidades detectadas
(Figuras 10 y 11).
– Libro de recarga de Experiencia
Operativa. Todos los años, y previamente a cada recarga, se distribuye al staff de planta las evaluaciones más relevantes del año
anterior clasificadas en función de
la actividad a la que más pueden
ayudar y, a lo largo de todo el ciclo de operación, se distribuye en
forma resumida y didáctica breves resúmenes de las evaluaciones
más relevantes realizadas.
– Se ha lanzado el concepto de observatorios de experiencia operativa para apoyar a cada sección
en la búsqueda de información,
resolución de acciones, etc.
– Se aporta información de evaluaciones realizadas que puedan ser
de ayuda a otros procesos de la
central: reuniones preparatorias
de trabajos, programas semanales
de planificación del mantenimiento, regla de mantenimiento, etc.
– Se ha creado una interfase de apoyo a formación en la preparación
de las imparticiones que los instructores realizan de los sucesos
de experiencia operativa.
– Potenciación del análisis de los
documentos Significant Operating
Experience Reports SOER, de WANO. Se han revisado y actualizado todas las evaluaciones de
dichos documentos básicos en el
programa de evaluación de Experiencia Operativa Externa, implantando un programa de revisión y actualización continua de
los mismos.
– Se ha implantado la matriz de riesgos en la evaluación de sucesos
procedentes de la industria.
– Se han definido 24 indicadores,
15 de gestión y 9 de resultados
encaminados a evaluar, de manera permanente y cuantitativa, las
acciones adoptadas para mitigar
la recurrencia de sucesos.
– Se ha lanzado el concepto de recurrencia/repetitividad de sucesos.
– Se han creado bases de datos de
referencias cruzadas para poder
acceder rápidamente a los sucesos
más relevantes ya evaluados.
– Se han introducido mejoras como
consecuencia de la participación
en peer reviews (revisión por homólogos), technical support missions
(misiones de soporte técnico), benchmarking (comparación de prácticas) y GSAI (Grupo Sectorial de
Análisis de Incidentes entre las
centrales nucleares españolas, realizados a centrales nucleares en
todo el mundo.
– Se han implantado las reuniones
de cribado de sucesos con el objetivo detectar en la nube de sucesos que se reciben todos los días
procedentes de la industria, aquellos sucesos de los que potencialmente más se pudiera aprender
como consecuencia de su análisis
de aplicabilidad para la central
nuclear de Trillo.
– Se mejora de manera continua la
metodología de análisis de sucesos y realización de entrevistas y
recolección de datos mediante la
asistencia o recepción de cursos
encaminados a mejorar las técnicas de análisis, interpretación y
puesta en práctica de la metodología, comunicación en general:
asertividad, empatía, técnicas de
redacción y presentación de informes.
– Desde la implantación en el sector
del proceso conocido como Factores Humanos se ha creado una interfase en las evaluaciones con el
mismo, proponiendo un análisis
de aplicabilidad dentro de cada
evaluación y se ha incorporado un
apartado específico de “análisis
de factores humanos” dentro de
las evaluaciones de sucesos relevantes o de primer nivel (HPES),
antes mencionados.
Con este bagaje técnico y metodológico, el proceso de Experiencia
Operativa ha pasado de evaluar
246 sucesos/año, en el año 1989 a
556 en el año 2012, con un 226 %
de aumento.
Resaltar, para finalizar, que desde el año 1989 hasta el año 2012
el número de sucesos notificables
en la central nuclear de Trillo o
sucesos relevantes reportables al
CSN, ha tenido una tendencia decreciente pues, excluidos los primeros años en los que se notificaban todas las inoperabilidades, a
partir de 1993 se puede observar
una disminución importante en
el número de dichos sucesos. (Figura 15).
– No se puede cuantificar el beneficio en la mejora de estos resultados y la influencia y efectos del programa de Experiencia
Operativa por sí solo, pero sí se
puede afirmar sin temor a equivocarse que dicho proceso, junto
con otros muchos de característica transversal, que la Asociación
Cent rales Nuclea res Alma ra zTrillo viene mejorando desde el
accidente de TMI como: mantenimiento predictivo, inspección en
servicio, autoevaluación, observaciones en campo, evaluaciones
externas, formación, cultura de
seguridad y tantos otros, han jugado un papel fundamental en
la mejora de la disponibilidad y
seguridad de la central nuclear
de Trillo.
Una última frase, atribuida por
algunos a Pablo Picasso y por otros
a Albert Einstein, resume la historia
de un proceso apasionante como es
el de análisis de sucesos, más conocido como Experiencia Operativa, en
una instalación nuclear:
“La inspiración y el conocimiento, conceptos que algunos definen
como suerte existen, pero tienen que
encontrarte trabajando.”
Prevención de riesgos laborales
Introducción y antecedentes
La seguridad y la salud de todos los
trabajadores han sido el punto de partida desde el que se desarrollan todos
los trabajos y actividades de la central
nuclear de Trillo.
Los programas y actividades realizadas durante estos 25 años de funcionamiento, han fomentado una participación activa de los trabajadores;
contribuyendo así al alcance de los
estándares requeridos y garantizando
la integración de la prevención en todos los niveles de la organización.
Dado que la central nuclear de Trillo es gestionada conjuntamente con
la central nuclear de Almaraz, se ha
establecido un Servicio de Prevención
propio que constituye una unidad
organizativa específica de carácter
interdisciplinario donde sus integrantes se dedican de forma exclusiva a la
prevención de riesgos laborales, contemplando las especialidades de:
• Seguridad en el trabajo.
• Higiene Industrial.
• Ergonomía y Psicología Aplicada.
• Vigilancia de la Salud.
Formación
En una actividad como la de una central nuclear, la formación de los trabajadores adquiere un papel fundamental en el conjunto de las herramientas
preventivas utilizadas.
Personal de la unidad de Prevención de Riesgos
Laborales junto con personal colaborador de empresas
contratistas
Debido a las características intrínsecas de la central nuclear de Trillo,
no sólo se deben considerar los riesgos en condiciones de funcionamiento normal, sino que también deben
tenerse en cuenta las actividades de
recarga durante las paradas donde el
número de trabajadores implicados se
multiplica, al igual que las situaciones
de riesgo.
Anualmente se lleva a cabo la planificación y ejecución de las acciones
informativas en materia de prevención, para cuya definición se tiene en
cuenta, entre otros criterios, el análisis de los riesgos laborales previstos
en función de las actividades a desarrollar.
Durante 2012 se han realizado un
total de 301 acciones informativas en
este aspecto.
Peer Reviews & Follow-Ups
Los resultados derivados de los peer
reviews realizados en la planta dieron
lugar a acciones preventivas de mejora cuyos resultados satisfactorios
IFG / IFB PLANTILLA 1997-2012
25
20,5
20,78
20
19,35
15
10 7,94
5
0
7,82
11,54
9,44
6,01
7,94
10,24
9,67
8,19
3,9
3,91
5,66
7,82
2,04
3,9
2,04
1997
1998
1999
2000
2001
2002
2003
2004
2005
1,98
2006
IFG Plantilla
fueron constatados en el follow – up
posterior.
Campañas e iniciativas llevadas
a cabo
En los últimos años se han realizado
campañas informativas y de mentalización a través de los canales de comunicación establecidos para este fin.
Se han trasladado mensajes de uso
de equipos de protección individual,
información sobre accidentes e incidentes, instrucciones de prevención
de riesgos laborales, recordatorios sobre acciones y medidas preventivas
y evolución de accidentes laborales,
entre otros.
Además, se han desarrollado diversas iniciativas encaminadas a promover un mayor cuidado de la salud
de los trabajadores, como son las siguientes:
• Campañas para el control y la prevención de enfermedades crónicas:
diabetes, hipertensión arterial, etc.
• Campaña de vacunación contra la
gripe común, tétanos y alergia.
• Prevención de riesgos biológicos:
campaña dirigida a los empleados
2,03
1,98
2,03
2007
2008
0,00
1,95 0,00
2009
2,03
0,00
2010
4,03
2,02 0,00
0,00
2011
2012
IFB Plantilla
expuestos a riesgo biológico según
su evaluación de riesgos, de prevención de hepatitis y tétanos.
• Campaña anual de reconocimientos
ginecológicos para las trabajadoras.
Reducción
de la siniestralidad laboral
Para el logro de los avances producidos en la reducción de la siniestralidad laboral y en la construcción de
una verdadera cultura de prevención
de riesgos laborales, ha sido necesario trabajar en los diversos ámbitos
que abarcan este tema; como son las
políticas preventivas y las normativas
legales que han conseguido promover
la seguridad y salud como valores integrales de la organización de Trillo.
Coordinación de actividades
empresariales
La concurrencia de trabajadores de
múltiples empresas contratistas en la
central nuclear de Trillo es una realidad que ha precisado el desarrollo de
una correcta coordinación de actividades empresariales.
Para ello, Trillo ha establecido los
medios de coordinación necesarios en
cuanto a la protección y prevención
de riesgos laborales; considerando,
en todo momento, la peligrosidad de
las actividades que se llevan a cabo,
el número de trabajadores que intervienen en las tareas y la duración de
las mismas.
La eficacia y operatividad de la coordinación de actividades empresariales
que se desarrolla en la central, ha sido
posible gracias a la actuación coordinada de los diferentes intervinientes
(Servicio de Prevención de CNAT, técnicos de prevención de empresas contratistas, personal de coordinación de
actividades empresariales, etc.).
Desafíos para el futuro
Continuar con la integración de la
prevención de riesgos dentro del Sistema de Gestión de la empresa en
todas sus áreas, así como mantener
y si es posible mejorar los índices de
frecuencia general conseguidos estos últimos años de explotación de
la central como figura en el gráfico
superior.
TE ESPERAMOS
www.reunionanualsne.es
OPERACIÓN
Formación de Licencias / Instrucción IS11
U
no de los principios de actuación
del personal de operación, de
acuerdo a lo recogido en documentos de los organismos internacionales de energía nuclear INPO y WANO,
es que los operadores deben de tener
un conocimiento sólido del diseño de la
planta, de las interacciones de sistemas y
componentes así como de los principios
teóricos o de ingeniería aplicables, con
el objeto de que los mismos al operar la
central, entiendan perfectamente el porqué de sus acciones y la respuesta esperada de los equipos.
Es por ello que la formación que reciban los integrantes del turno de operación
es un pilar fundamental en el funcionamiento correcto de una central nuclear.
Fomentar un entorno de aprendizaje
dentro del turno, evaluar periódicamente el conocimiento de los miembros de
cada equipo y asegurar que sea el jefe
De izquierda a derecha: Belarmino Huergo, Joaquín
Fernández (Jefe Departamento) y
Francisco Villanueva
de turno el que se responsabilice de
la formación y cualificación de cada
miembro de su turno son actuaciones que aseguran que la eficiencia
de la formación recibida redunde en
el incremento del rendimiento del
personal de operación.
De acuerdo con lo establecido en el
Título V del Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas
(RINR), el personal de operación de
la sala de control debe de estar en
posesión de una licencia concedida
por el Consejo de Seguridad Nuclear
(CSN).
Los dos tipos de licencias que se
disponen de acuerdo a lo reflejado
en la Instrucción de Seguridad del
CSN, número IS-11, sobre licencias
de personal de operación de centrales nucleares, publicada en el BOE no
100, de 26 de abril de 2007, son:
• Licencia de Supervisor: la cual
capacita para dirigir la operación
de la central de acuerdo a los procedimientos de operación y las actividades de los operadores con licencia. Asimismo permite realizar
la supervisión de las alteraciones
del núcleo y del movimiento del
combustible.
• Licencia de Operador: la cual capacita bajo la inmediata dirección
de un supervisor la operación desde Sala de Control o desde paneles
locales de todos los dispositivos de
control y protección de la planta
de acuerdo a los procedimientos
aprobados.
Existen dos procesos distintos en
la formación de las licencias, lo cual
supone tener que realizar diseños
diferenciados, estos son:
• Formación de nuevas licencias.
• Formación y entrenamiento continuo del personal con licencia.
– Parte teórica. El programa elaborado desarrolla los contenidos básicos de acuerdo con los criterios
que se establecen en la instrucción IS-11. Estos programas debe
de incluir formación sobre fundamentos científicos y tecnológicos
aplicables a centrales nucleares,
física de reactores y principios
de funcionamiento aplicables a
la central nuclear, tecnología de
la central, funcionamiento y operación de la central, protección
radiológica, normativa y documentos de explotación.
En aquellos casos que la licencia conlleve la capacitación para
la supervisión de alteraciones del
núcleo y movimiento de combustible, será necesario incluir en el
programa la formación necesaria
para que dichas actividades también sean realizadas en condiciones seguras y con márgenes
adecuados.
El tiempo estimado para la
realización de esta fase de la formación inicial es de aproximadamente de 27 meses.
– Entrenamiento en simulador de alcance total. Dentro del programa
de preparación de las licencias
se contempla una fase de entrenamiento en el simulador. Este
entrenamiento garantiza que se
adquiere suficiente capacidad para operar, controlar y dirigir a las
personas que aspiran, bien a la
licencia de operador o de supervisor. Los contenidos mínimos
que debe de incluir este entrenamiento viene reflejado también
en la instrucción IS-11 y debe de
comprender actividades que desarrollen las habilidades operativas combinadas con secuencias
de accidentes y fallo.
El tiempo medio que se programa al personal de preparación de
licencia en simulador es de 110
días.
– Entrenamiento en planta. Los aspirantes a licencia necesitan conocer la planta en la que van a desarrollar su labor de operación. Es
por ello que dentro del programa
de preparación se diseñan prácticas a desarrollar en la central.
Estas, se desarrollan en dos fases:
• Entrenamiento en edificios. Una
vez finalizada la fase teórica
en la que ya se tienen conocimiento de los sistemas, se realiza un primer entrenamiento
en planta junto a los auxiliares
de Operación donde se identifican los distintos componentes de la planta, se realizan las
rondas por planta, se observa
colocación de descargos y maniobras locales, con el objeto de
familiarizar al aspirante con la
planta.
• Entrenamiento en el puesto de
trabajo. Este entrenamiento lo
realiza el aspirante en Sala de
Control ocupando su futuro
puesto de trabajo, tiene que
incluir un periodo de recarga,
Formación de Nuevas Licencias
• Proceso de selección. Los aspirantes a obtención de nueva licencia
de acuerdo a los requisitos exigidos por el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas,
RINR, son titulados universitarios
de grado medio o titulación equivalente.
Para los aspirantes a licencia de
supervisor además es necesario
tener una experiencia mínima de
tres años ejerciendo el puesto de
operador con licenciado modo
efectivo.
• Proceso de formación. Los aspirantes se someten a un proceso de
formación exhaustivo que contempla tres bloques:
siendo directamente vigilado
y tutelado siempre por una
persona en posesión de la licencia a la que aspira y bajo la
responsabilidad de un supervisor.
El tiempo empleado en la realización de esta parte del entrenamiento es de aproximadamente cinco meses.
• Examen de aptitud. El examen
para obtener una licencia de
supervisor u operador estará
formado por un conjunto de
pruebas de carácter teóricopráctico, realizadas por el CSN.
Este examen constará de tres
partes independientes:
a)Examen escrito, con el objetivo de comprobar el adecuado
nivel de conocimientos del
aspirante a licencia. Consta
de una selección representativa de preguntas sobre conocimientos, capacidades y
habilidades necesarios para
el desempeño de las funciones propias de la licencia de
que se trate.
b)Examen de simulador, tiene
como objetivo el comprobar
la capacidad del aspirante a
licencia para desempeñar sus
funciones en sala de control,
con los adecuados niveles de
conocimientos, capacidades
y habilidades, operando y
supervisando los sistemas
de la planta bajo condiciones
dinámicas, o dirigiendo dichas actividades, tanto individualmente como integrado
en el equipo de operación, y
aplicando de forma práctica
sus conocimientos.
c)Examen en planta, con el
objetivo de comprobar la
adecuada familiarización y
conocimientos del aspirante
sobre la central, especialmente la sala de control, la
documentación y procedimientos, y las prácticas operativas.
Una vez que el aspirante posee
licencia otorgada por el CSN, para el caso de licencia de operador
es necesario programar un periodo de doblaje en sala de control
superior a 42 días, donde un operador con experiencia superior a
dos años tutela al nuevo operador
en las actividades diarias.
Por todo ello, el tiempo que
transcurre desde el inicio de la
formación hasta que el aspirante
a operador comienza su opera24 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
ción solo en el panel es de 36 meses aproximadamente.
Formación y entrenamiento
continuo del personal
con licencia
El titular de una licencia de supervisor o licencia de operador deberá
seguir un programa de formación
y entrenamiento continuo, con la
finalidad de asegurar que mantiene
un adecuado nivel de conocimientos, capacidades y habilidades para
desempeñar satisfactoriamente sus
funciones.
El diseño del mencionado programa tiene en cuenta el conjunto de
conocimientos, habilidades y actitudes necesarias para desempeñar
las funciones del puesto de trabajo, así como también contempla los
criterios establecidos por el CSN.
Asimismo se define también el itinerario pedagógico a seguir en cada
uno de los cursos programados.
El entrenamiento que se llevara
a cabo en periodos cíclicos que no
deberán exceder de los dos años,
contempla los siguientes aspectos:
• Parte teórica. El contenido mínimo que debe de figurar en los
distintos programas se encuentra
definido en la instrucción de seguridad IS- 11, debiendo de contener
aspectos relacionados con la teoría
y principios de operación, sistemas
de control y protección, procedimientos de operación normal y de
emergencia, Especificaciones técnicas de funcionamiento y temas de
protección radiológica. Así mismo
será impartida una actualización
operacional repartida de modo regular y continuo, mediante la impartición de experiencia operativa
y modificaciones de planta.
Toda actividad formativa conlleva
una evaluación, la cual debe ser
considerada como un paso más
del itinerario pedagógico. Dichas
evaluaciones son necesarias para
determinar si el alumno ha alcanzado los objetivos de aprendizaje
y si ha alcanzado la cualificación
necesa ria pa ra desa r rolla r las
competencias del trabajo para el
que está siendo entrenado.
Esta parte teórica para cada turno se distribuye en su calendario
actualmente a lo largo de cinco
semanas.
• Ent rena m iento en simu lador.
El programa de reentrenamiento contemplara un entrenamiento
anual en el simulador en el que
se deberán de programar, opera-
ciones de arranque y parada de
la planta, regulación manual del
nivel de los generadores de vapor,
fallos recogidos y accidentes recogidos en el Manual de Operación.
Al igual que las actividades
formativas en aula finalizan con
una evaluación, en las sesiones
de reentrenamiento en simulador
las competencias del turno son
evaluadas mediante dos sesiones que se realizan el último día
de cada módulo de formación.
A dichas sesiones asiste personal de la línea de operación (jefe
de Operación o responsable de
Turnos) y un instructor evaluador independiente al instructor
que ha realizado la impartición
de las distintas sesiones durante la semana. Los resultados de
las observaciones realizadas son
transmitidos al jefe de turno el
cual hace suyas y las transmite
en la sesión de proscritica posterior al resto del turno.
El entrenamiento en simulador
programado se realiza durante
dos semanas al año para cada turno, distribuidas antes y después
de cada Recarga de combustible.
Previo a la impartición de cada
módulo de formación son analizadas por la línea conjuntamente
con los instructores encargados de
impartir las distintas materias con
el objeto de comprobar si el enfoque dado es el adecuado, asimismo
se comprueban el contenido de las
pruebas escritas.
Así mismo, en todas las actividades formativas que realiza el
personal de operación con licencia
tanto en aula como en simulador,
se tiene en cuenta las distintas opiniones y sugerencias aportadas por
dicho personal. Para ello se realiza como cierre a cada módulo de
formación un Observatorio donde
asiste personal de Formación, representantes de la licencias y de
la línea de Operación. En dicho
observatorio se analiza el resultado de cada módulo y se identifican
aquellos aspectos que no han podido ser cubiertos.
Como conclusión podemos decir que impartir una buena formación al personal que opera una
central nuclear, tanto al inicio de
su incorporación como durante los
años siguientes en los que realiza
su trabajo garantiza una operación
segura y asegura unos resultados
óptimos en el funcionamiento de
la misma.
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Y MEDIOAMBIENTE
L
a protección radiológica ha sido
uno de los pilares fundamentales sobre los que se ha cimentado Central Nuclear de Trillo, desde la
fase inicial de diseño y construcción
y, por supuesto, durante la operación
de la misma en estos 25 años que ahora cumplimos.
En el proyecto de la central ya se cuidó la disposición de equipos y blindajes, calidad y fiabilidad de componentes
y selección de materiales, y al iniciarse
la operación se adoptaron procedimientos y se dispuso de personal cualificado y resto de medios materiales para
asegurar la protección radiológica del
personal que realiza trabajos en la central (tanto de la plantilla de la central
como de empresas colaboradoras) y de
los habitantes del entorno de la central
y del público en general, respetando el
Personal del Departamento de Protección Radiológica
y Medio Ambiente
Principio de Optimización, además,
lógicamente, del de Limitación de la
Dosis de radiación.
Por tanto, el sistema de protección
radiológica de Central Nuclear de
Trillo se implementa mediante la
disposición de:
• El equipo humano preparado para
los distintos aspectos de la protección radiológica: operacional, dosimetría, efluentes y dosis al público, gestión de residuos radiactivos,
vigilancia ambiental, etc.
• La documentación que soporta la
forma de trabajar: el Manual de
Protección Radiológica, el Programa de Optimización de Dosis, el
Programa de Gestión de Residuos
Radiactivos y del Combustible
Gastado y el Manual de Cálculo de
Dosis al Exterior (y el Programa de
Vigilancia Radiológica Ambiental
incluido el él), así como todos los
procedimientos que desarrollan
estos documentos.
• Los medios materiales necesarios:
equipos de medida de radiaciones
ionizantes y dosimetría, señalización, bases de datos y aplicaciones
informáticas, etc.
Los ámbitos de trabajo del Departamento de Protección Radiológica
han sido variados, tendentes en todo
caso a la optimización de la dosis
ocupacional y de la dosis al público.
Entre dichos ámbitos cabe mencionar los siguientes:
• Presentación e impulso de modificaciones de diseño y cambios
operativos, de carácter general o
específico de la actividad de protección radiológica, con el objeto
de reducir la dosis ocupacional, la
dosis al público por efluentes y la
cantidad de residuos generados.
• Optimización de dosis ocupacional debida a trabajos de implantación de modificaciones de diseño
en la planta.
• Colaboración en la planificación
de tareas especiales, realizadas como consecuencia de incidencias
operativas, tendente a la optimización la dosis ocupacional debida a
dichos trabajos.
• Aplicación de nuevas políticas de
carácter general y cambios organizativos habidos en el seno de la
central y adaptación a las novedades legales que se han ido sucediéndose a lo largo de los años en
cuanto a la normativa de protección
contra las radiaciones ionizantes y
a la normativa genérica que aplica
a las centrales nucleares.
• Por último, el ámbito general del
día a día constituido por los trabajos rutinarios que se realizan de
forma permanente y, especialmente,
los trabajos específicos que se realizan de forma programada durante
los períodos de parada de la central
para mantenimiento y recarga de
combustible, teniendo siempre en
cuenta que la aportación fundamental (del orden del 85-90 % del total)
a las dosis ocupacionales anuales se
produce durante la recarga.
A continuación se presentan de forma resumida los principales trabajos
llevados a cabo en los últimos años
dentro de los mencionados ámbitos
de actuación:
En el ámbito de los cambios realizados en la central para reducir la dosis
ocupacional y al público y la generación de residuos cabe mencionar los
siguientes trabajos:
• Modificaciones en los flujos de entrada al sistema de tratamiento de
efluentes para reducir la generación
de residuos de baja y media actividad.
• Modificaciones en el tratamiento de
los residuos, instalando una planta
de secado de lodos y concentrados
de evaporador, y en el acondicionamiento de bultos, para reducir
la generación de residuos de baja y
media actividad.
• Potenciación de la reutilización y
la segregación radiológica de materiales y el lavado y reutilización
del vestuario, para reducir la generación de residuos de baja y media
actividad.
• Implantación de procedimientos de
desclasificación de residuos (aceite
usado, carbón activo y resinas de
intercambio iónico), para reducir
la generación de residuos de baja y
media actividad.
• Modificaciones en la química del
circuito primario para reducir la
generación de productos de activación, con la consiguiente reducción
de dosis ocupacional, vertido de
efluentes y generación de residuos.
Recogida de aguas superiores de manantiales.
NUCLEAR ESPAÑA mayo 2013 27
• Estudio de identificación de puntos
calientes de zona controlada e implantación de un sistema de señalización y vigilancia de dichos puntos
identificados, para reducir la dosis
ocupacional.
• Implantación de un programa de vigilancia de puntos de acumulación
de productos de activación, para reducir la dosis ocupacional.
• Modificación del sistema de identificación de los puntos de acceso a
zonas de distinta clasificación radiológica, introduciendo códigos de colores, y del sistema de impedimento
físico a zonas de acceso prohibido.
• Establecimiento y señalización de
zonas de espera previa a la realización de trabajos, en áreas de bajo
nivel de radiación.
• Modificaciones en la central y en los
procedimientos para la prevención
de la ocurrencia de potenciales incidentes de liberación inadvertida
de material radiactivo, reduciendo
los riesgos de potenciales dosis al
público.
• Instalación se sistemas de control radiológico de vehículos para
la prevención de la ocurrencia de
potenciales salidas inadvertidas de
material radiactivo, reduciendo los
riesgos de potenciales dosis al público.
• Realización de la caracterización radiológica del emplazamiento y establecimiento de un programa de
vigilancia radiológica del emplazamiento, para asegurar la inexistencia de potenciales incidentes de
liberación inadvertida de material
radiactivo.
• Modificación de los criterios para
establecer el individuo crítico del
público para el cálculo de dosis al
exterior por efluentes gaseosos, añadiendo conservadurismo al cálculo
de dosis al público.
• Modificación, atendiendo a la Recomendación 2004/2/Euratom, de los
criterios de determinación de la actividad de los efluentes radiactivos,
añadiendo conservadurismo al cálculo de dosis al público.
• Instalación de equipos de medida que permiten distinguir la actividad de H-3 y C-14 emitida en
los efluentes gaseosos en forma de
sustancias químicas inorgánicas y
orgánicas.
• Modificaciones en los procedimientos de realización de diversas actividades de recarga (limpieza de la
cavidad del reactor y de la brida de
la vasija, inspección de las bombas
principales, equipos de inspección
de los generadores de vapor, etc.)
para reducir la dosis ocupacional.
En el ámbito de la optimización de
dosis en la implantación de modificaciones en la planta y en los trabajos
realizados como consecuencia de incidentes operativos cabe mencionar
los siguientes trabajos para los que se
realizaron estudios ALARA específicos para la reducción de la dosis ocupacional:
• Sustitución del aislamiento térmico
tipo Minileit para evitar una potencial taponamiento del sumidero de
contención que pudiera impedir la
recirculación de agua de refrigeración en caso de accidente.
• Llenado y manipulación de los contendores de combustible gastado con
destino al Almacén Temporal Individual del que dispone la central, para
reducir la dosis ocupacional, de tipo
fundamentalmente neutrónico.
• Cambio de las válvulas de aislamiento del sistema de refrigeración
de emergencia y evacuación del calor residual.
• Cambio de la máquina de manejo de
elementos combustibles.
• Localización, evaluación del origen
y corrección de filtraciones en la cavidad del reactor.
• Inspecciones y reparaciones en las
bombas principales de refrigeración.
• Extracción y sustitución de la barra
de control bloqueada.
• Limpieza de óxido de la piscina de
combustible gastado.
• Implantación de la modificación del
Bleed and Feet del circuito primario.
En el ámbito de la aplicación de nuevas políticas, cambios organizativos y
novedades normativas cabe mencionar
los siguientes trabajos e hitos relevantes:
• Modificación de manuales y procedimientos como consecuencia de
cambios en la normativa, entre los
que cabe mencionar los habidos en
el Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes y
en lo referente a la clase 7 del ADR,
la publicación de Instrucciones de
Seguridad del CSN relacionadas, directa o indirectamente, con la protección radiológica, la publicación de
la Recomendación 2004/2/Euratom,
etc.
• Potenciación del Programa ALARA
y del Comité ALARA, segregándole
del Comité de Seguridad Nuclear de
la central y dotándole de un contenido propio.
• Unificación de la explotación con
la central nuclear de Almaraz en
una única organización, Centrales
Nucleares Almaraz-Trillo, aplicando
planes y políticas como el Proyecto
CNAT-5 Estrellas, de integración de
la organización, que ha permitido
sinergias en todos los ámbitos, incluida la protección radiológica.
• Potenciación de la formación y de la
consideración de los factores humanos y de la cultura de seguridad en
las actividades con influencia en la
protección radiológica.
Todo ello ha permitido alcanzar
unos resultados satisfactorios de los
que a continuación se presentan los
más relevantes:
• Dosis ocupacional anual media
2002-2012: 347.5 mSv· p, frente a valores a nivel internacional de países
de la NEA-OCDE de 752 mSv·p (centrales PWR), 857 mSv·p (centrales de
todas las tecnologías) y 700 mSv· p
y 588 mSv· p (centrales gemelas de
Gösgen-1 y Neckar-1, respectivamente).
• Dosis anual a los miembros del público media 2002-2012: 3.05 μSv, frente a los 100 μSv establecidos como
restricción operacional de dosis.
• Dosis ambiental anual en el entorno
vigilado de la central: 0.75 mSv, frente a, por ejemplo, 1.7 mSv medido
en Madrid por la Red de Vigilancia
Ambiental del CSN.
Lógicamente, pese a los elevados niveles de protección alcanzados, existen
posibilidades de mejora en distintos
ámbitos de la protección radiológica,
en los que actualmente se concentran
los trabajos de la organización de CN
Almaraz-Trillo, en general y de Protección Radiológica de Central Nuclear
de Trillo, en particular. Entre las perspectivas de futuro a nivel de actuación
para la mejora de la protección radiológica de la instalación cabe mencionar las siguientes:
• Llevar a cabo las actuaciones programadas para reducir el riesgo de
dosis al público en caso ocurrencia
de accidentes severos, más allá delas
bases de diseño de la central.
• Continuar con la potenciación de la
formación y capacitación del personal, incrementando el uso de maquetas para el entrenamiento del
personal que realice trabajos relevantes en términos de dosis.
• Fomentar la incorporación de nuevas tecnologías en los trabajos de
mantenimiento y de control radiológico de los mismos: uso de autómatas, vigilancia de trabajos y control de dosis remoto, teledosimetría
de los trabajadores y telerradiometría de la planta, etc.
• Continuar incidiendo en la reducción, más allá del estricto cumplimiento de los límites y restricciones
operacionales, de las dosis al público como consecuencia de los efluentes de la central.
MANTENIMIENTO
Almacenamiento Temporal Individualizado (ATI)
A
l igual que todas las centrales
nucleares, y como consecuencia de su propia actividad, la
central nuclear de Trillo almacena el
combustible gastado en una piscina
diseñada a tal efecto.
Esta piscina tiene capacidad para
almacenar en bastidores 628 elementos combustibles del núcleo, manteniendo la capacidad adicional de poder albergar el núcleo completo (177
elementos combustibles).
A diferencia de las centrales de tecnología norteamericana, en las que
las piscinas están situadas en un edificio exterior y anexo al del reactor,
la de Trillo, de tecnología alemana y
similar a las instaladas en Suiza, Holanda y Alemania, tiene esta piscina
de almacenamiento intermedio en el
interior del edificio del reactor.
De izquierda a derecha: Ramón Núñez, Alberto Porras,
Javier Vallejo (Jefe Departamento), Jorge Gómez
y José Ma Artal
Con objeto de ampliar la capacidad de almacenamiento, en los años
90 se realizó un reracking, pero aun
así, para poder continuar con la actividad normal fue necesario cambiar
la técnica de almacenamiento para
disponer de un almacenamiento adicional al que permitía la piscina de
combustible e iniciar un proceso que
permitiera, por un lado almacenar
los elementos de combustible gastados en unos contenedores metálicos
fuera de la piscina de combustible
y, posteriormente, depositar éstos en
un almacén exterior hasta su retirada definitiva de la central.
Los elementos de combustible almacenados en la piscina pueden ser
almacenados en estos contenedores
cuando cumplen una serie de condiciones relativas al enriquecimiento
inicial, grado de quemado y tiempo de enfriamiento desde su última
descarga del reactor.
En resumen, la estrategia de almacenamiento de combustible gastado
pasa por disponer de un contenedor
y un almacén para ubicar los mencionados contenedores.
El contenedor metálico (DPT), responde al doble propósito de:
• Almacenar en seco elementos combustibles en una atmósfera inerte
(helio).
• Poder ser transportado como bulto
tipo B (U) según la normativa del
OIEA.
y es capaz de contener 21 elementos combustibles del tipo KWU
16x16-20 con las características siguientes:
• Enriquecimiento máximo inicial 4 %.
• Q uem ado m á x i mo de 40.0 0 0
MWD/TU con un tiempo mínimo de enfriamiento después de la
descarga del reactor de cinco años
o bien 45.000 MWD/TU con un
tiempo mínimo de enfriamiento
después de la descarga del reactor
de seis años.
El contenedor DPT ha sido diseñado
de acuerdo con criterios estructurales,
térmicos, de blindaje, confinamiento y
criticidad que cumplen con los requisitos aplicables de la normativa española
y de los organismos internacionales, a
fin de garantizar el cumplimiento de
las siguientes funciones:
• Mantener la capacidad estructural
y de estanqueidad del contenedor
(Sistema de Confinamiento).
• Evitar tasas de dosis superiores a
los límites permitidos (Sistema de
Blindaje).
• Mantener la subcriticidad del combustible gastado que contiene.
• Mantener las temperaturas por
debajo de los límites permitidos,
mediante el uso de medios pasivos
(sistema de Evacuación de Calor).
• Operabilidad del contenedor.
Las características físicas más importantes del contenedor DPT son:
• Diámetro externo (máx.): 2400 mm
• Altura total (máx.): 5500 mm
• Peso del contenedor cargado y con limitadores de impacto (máx.): 113,1 Tm.
El contenedor está construido con
los siguientes materiales:
• Acero inoxidable para envolventes
externos e internos, anillos forjados
superior e inferior y tapas interna y
externa.
• Plomo para blindaje gamma.
• Acero inoxidable y aluminio para el
bastidor.
• Acero inoxidable y boral o aluminio
borado para los tubos de alojamiento del combustible, y NS4FR para
blindaje neutrónico.
El Almacén de Contenedores de
Combustible Gastado (ZY4) es una nave
en superficie de planta rectangular, cuyas dimensiones exteriores son de 80,8
m de largo, 43,5 m de ancho y 21,7 m de
alto, con capacidad para almacenar 80
contenedores. El interior del almacén
se divide, mediante un muro de blindaje de 6,5 m de altura, en dos áreas
perfectamente diferenciadas: el Área
de Almacenamiento de Contenedores,
con unas dimensiones útiles de 57,6 x
40,3 m y el Área de Acceso, con unas
dimensiones útiles de 21,5 x 40,3 m.
En el Área de Almacenamiento se
ubican los contenedores colocados en
posición vertical y en una adecuada
disposición.
El Área de Acceso está prevista para la recepción y descarga de los contenedores del vehículo de transporte,
control y acceso de personal al Área
de Almacenamiento y realización de
servicios auxiliares. Está integrada
a su vez por los siguientes recintos o
áreas menores:
• Área de Carga y Descarga, donde se
reciben los contenedores y se descargan del vehículo de transporte.
• Área de Mantenimiento, prevista
para estacionar los contenedores
que necesitan pequeñas operaciones de mantenimiento.
• Área de Control y Acceso de personal que incluye la sala de control y
cuadros eléctricos, sala de instrumentación, vestuarios, aseos, puesto de Protección Radiológica (PR),
sala de descontaminación y pasillos
de circulación y acceso a las áreas
de almacenamiento y de carga y
descarga.
• Recinto del depósito de recogida de
drenajes con su bomba asociada.
• Almacén de equipo auxiliar, útiles
y herramientas.
El almacén está dotado, para el manejo de los contenedores, de un puente grúa de 135 Tm de capacidad que
barre la nave en toda su longitud y está provisto de un gancho auxiliar de
10 Tm. También dispone de diversos
equipos para mantenimiento, de un
sistema de vigilancia de la radiación y
de otros sistemas auxiliares.
En el año 1999 se recibió la autorización para la construcción del almacén; una vez construido éste y recibidos los primeros contenedores,
se iniciaron las actividades de carga
en el año 2002, siendo una ésta una
actividad rutinaria ya en los procesos
de operación y mantenimiento de la
central.
Actualmente se encuentran almacenados en Almacén Intermedio de
Combustible Gastado, 22 contenedores con 462 elementos combustibles
en su interior.
Con carácter general, las actividades de carga de contenedores y posterior almacenamiento se planifican
después la recarga de combustible,
en los meses de julio y agosto procediendo a la carga de dos contenedores
que equivalen aproximadamente a
la cantidad de elementos de combustible nuevos que se introducen en el
reactor. Esta planificación hace que
siempre se disponga en la piscina de
combustible de la adecuada disponibilidad de almacenamiento para continuar con la explotación de la central.
El proceso de carga de contenedores es una actividad multidisciplinar
en la que participan las siguientes
organizaciones de CNAT con las siguientes responsabilidades:
Ingeniería de Reactor y Resultados:
• Definir los elementos combustibles
que se carguen en cada DPT y su
distribución en el mismo.
• Controlar la carga de elementos
combustibles midiendo su grado de
quemado y verificar su posición en
el DPT.
• Controlar (con organismos externos), el precintado de los contenedores durante el almacenamiento
temporal.
Protección radiológica:
• Medidas de radiación y contaminación según los procedimientos
aplicables y entrega de la documentación generada a Ingeniería de Reactor y Resultados para su inclusión en el Dossier del Contenedor.
Operación:
• Movimiento seguro de los elementos combustibles y control de la
presión entre tapas de los contenedores almacenados, según el MaNUCLEAR ESPAÑA mayo 2013 31
Figura 1.
nual de Operación y los procedimientos aplicables.
Mantenimiento:
• Realizar las tareas de inspección
inicial, manejo y traslado de contenedores, de acuerdo a los procedimientos aplicables.
Garantía de Calidad:
• Conformar los procedimientos específicos de las distintas organizaciones.
• Observa la sistemática y los criterios que aparecen en estos procedimientos.
El proceso de carga de contenedores
se realiza con el apoyo de la empresa
Ensa Equipos Nucleares, S.A. que
también es el diseñador y fabricante
del contenedor.
El proceso de un contenedor dura
aproximadamente tres semanas, donde las actividades más relevantes son
las siguientes:
• Descarga de contenedores del vehículo de transporte y su traslado
desde el Almacén Temporal hasta
el Área de Mantenimiento y Descontaminación del edificio de identificación y selección de elementos
combustibles a cargar en el contenedor.
• Traslado del contenedor al Pozo de
Cofres.
• Traslado de los elementos combustibles desde la piscina de combustible gastado a la posición predeterminada del bastidor del contenedor
situado en el Pozo de Cofres.
• Traslado del contenedor a la zona
de mantenimiento y descontaminación del edificio de contención.
• Montaje de las tapas de las diversas
penetraciones de los contenedores y
medida de las fugas que se puedan
producir a través de los anillos de
cierre de las diferentes penetraciones.
• Drenaje de la cavidad interna de
los contenedores y llenado con helio del espacio entre tapas. Esta es
la actividad que puede considerarse más crítica del proceso pues el
tiempo que transcurra desde la finalización del drenaje de la cavidad
del contenedor hasta antes de que
se complete la operación de llenado
con helio no debe ser > 50 horas, y
así está regulado en las Especificaciones de Funcionamiento.
• Medida de la tasa de dosis.
• Montaje y verificación del funcio-
namiento del transductor de presión del contenedor.
• Ensayo Térmico Funcional.
• Verificación de la bondad del blindaje.
Durante los once años en los cuales se han realizado procesos de carga de contenedores se ha acumulado
experiencia operativa e introducido
mejoras en el proceso, básicamente
en lo que se refiere a la optimización
de las dosis recibidas por el personal
en los procesos de manipulación del
contenedor.
En la actualidad la dosis recibida
durante la carga de un contenedor y
la evolución de la dosis desde el inicio
del proceso son las que se muestran
en la Figura 1.
Conclusiones
El proceso de carga de contenedores
y su almacenamiento en el almacén
es una actividad multidisciplinar en
la que están implicadas las diferentes
organizaciones de explotación.
Se ha acumulado suficiente experiencia operativa que ha llevado a una
disminución de las dosis efectivas
recibidas y una optimización de los
tiempos de carga.
RECURSOS HUMANOS /
RELACIONES INSTITUCIONALES
Oficina de admisión
de empresas de servicios
El proceso de incorporación de las
empresas de servicio y su personal,
se ha venido realizando hasta el año
2010 con un sistema denominado
Admisión de Empresas de Servicios
(AES), que coordinaba todo el proceso
tanto en periodo normal de explotación de la planta como en periodo de
recarga de combustible. Este sistema
es común para todos los centros de
CNAT.
A com ien zos del a ño 2010, se
aprobó por parte del Comité de Dirección de CNAT, la puesta en marcha del proyecto de implantación de
la Oficina de Admisión (OAES). El
objetivo prioritario de este proyecto
era y es la ordenación del proceso administrativo de admisión de
De izquierda a derecha: Marta Vidal, Juan Carlos Pastor,
Juan Carlos Fernández (Jefe Recursos Humanos y
Relaciones Institucionales) y Arturo Atance
personal perteneciente a empresas
que prestan sus servicios en nuestras instalaciones, garantizando, en
consecuencia, la seguridad de la información acorde a lo previsto legalmente y con especial relevancia de la
Ley Orgánica de Protección de Datos
así como el control de la cualificación del personal contratista.
En ese mismo año 2010, y con motivo de la recarga, comienza la andadura de la Oficina de Admisión en
CN Trillo, primer centro de trabajo
de CNAT en implantar este nuevo
proceso. Existe un coordinador de
OAES en cada centro de trabajo que
es el responsable del proceso de incorporación y, como tal, responsable
de la eficacia del mismo. Esta coordinación la tiene asignada el jefe de
Recursos Humanos de planta; integran OAES los distintos departamentos internos involucrados en el
proceso de admisión, y supone una
“ventanilla única” para las empresas
de servicios que han de incorporar
personal a las instalaciones de CN
Trillo.
Para la recepción, gestión, y agilización de la incorporación del personal de empresas contratistas, OAES
cuenta con una aplicación informática desarrollada internamente. Esto
ha permitido, y sigue permitiendo,
la posibilidad de incorporar tanto al
proceso en sí mismo, como a la herramienta informática utilizada, las
distintas observaciones, aportaciones y/o sugerencias facilitadas tanto,
por el personal interno encargado
de gestionar el proceso, como de las
realizadas por el personal de las distintas empresas contratistas.
Esta colaboración ha redundado
por una parte, en una disminución
del tiempo necesario para la de incorporación de personal de empresas de servicios y, por otra, sigue
dando sus frutos dentro de la mejora
continua; próximamente se incorporará un nueva funcionalidad para la
gestión de la documentación a través
de una extranet a la que podrán acceder todas las empresa de servicios
que necesiten incorporar personal
para la prestación de sus servicios en
cualquiera de los centros de trabajo
de CNAT.
El Centro de Información de
Trillo: un referente del sector
La energía nuclear continúa siendo
una gran desconocida en España.
Una gran parte de la población limita su conocimiento a estereotipos
equivocados que se fundamentan,
principalmente, en viejos prejuicios
sin ningún rigor ni base científi-
ca. Ese déficit se ha ido reduciendo
con el paso del tiempo y la visión
que en estos momentos tienen los
ciudadanos no es comparable con la
que manejaban hace 45 años cuando
se construyó en España la primera
central nuclear, en Almonacid de Zorita. Aun así, es evidente que todavía
son necesarios muchos mecanismos
para acercar de forma clara un tipo
de energía que es limpia, segura y
competitiva.
El Centro de Información de la
central nuclear de Trillo abrió sus
puertas en noviembre de 1981. En
primer lugar, nació con el objetivo
de romper barreras con el entorno en
el que se ubica la planta: la comarca
de la Alcarria. A pesar de que hacía
más de diez años que operaba en la
misma provincia, Guadalajara, otra
central nuclear, era necesario abrir
un canal directo para informar a las
gentes de la zona y para dar transparencia sobre la actividad empresarial
y energética de la nueva empresa que
se había instalado allí. De hecho, en
todas las etapas de este veterano centro se ha proporcionado siempre un
lugar muy destacado a los pueblos
de la comarca. Conscientes del desconocimiento acerca de este tipo de
energía, también desde el principio,
se decidió priorizar las cuestiones
didácticas reservando una parte muy
importante de su actividad a colegios, institutos y universidades. Los
encargados de estrenar las instalaciones fueron los alumnos del colegio
San José de Madrid. Además, no se
ha descuidado a los colectivos vinculados al sector y desde el primer
momento se abrieron sus puertas a
delegaciones nacionales e internacionales relacionadas con la energía
nuclear. También se ha tenido muy
en cuenta a los medios de comunicación, grandes altavoces de nuestra actividad. Por las instalaciones
del centro han pasado periodistas de
todos los grupos de comunicación
del país y también profesionales de
medios extranjeros. Allí han podido
profundizar sus conocimientos acerca de este tipo de energía.
En definitiva, a lo largo de estas
tres décadas se ha procurado transmitir a los visitantes los beneficios
de la energía nuclear, así como su integración con el entorno y el respeto
por el medioambiente, objetivos que
se han alcanzado sobradamente desde su creación. Más de 330.000 personas han visitado las dependencias de
este centro y se han ido superando
etapas pero siempre con la máxima
de tener las puertas abiertas de par
en par para todas las personas que
se han interesado por la energía, en
general, y la nuclear, en particular.
Obligada renovación
Aunque desde el primer momento el
Centro de Información de Trillo se
ha situado como gran referente en la
materia, recientemente ha habido que
aplicar la máxima de renovarse o morir.
Conscientes de la vertiginosa evolución de la tecnología, hace dos años
los responsables de la central nuclear
planificaron una profunda reestructuración de estas instalaciones. Tras
implantar un proyecto innovador y
vanguardista en el que se han incorporado las últimas tendencias, desde
el pasado verano el centro se presenta
con aires renovados y renovadores.
Estamos ante un auténtico museo audiovisual de la energía en el que se
puede disfrutar del espectáculo que
supone la generación de electricidad
de una forma apasionante, divertida
y didáctica.
Nada más entrar, el visitante queda atrapado por un gran espectáculo
didáctico de luz, imagen y sonido. En
el Centro de Información se tienen
muy en cuenta las características y
particularidades de todas las personas y se han establecido diferentes
modelos de visita en función de si el
grupo son escolares, universitarios,
profesionales del sector, jubilados, etc.
Además, aunque la propia dinámica
de la proyección audiovisual y de los
elementos expositivos del centro van
haciendo de guía, se cuenta con el
apoyo de personal cualificado, dispuestos a aclarar conceptos y a contestar las preguntas que surjan. Todos
los elementos expositivos se exhiben
al público mediante llamativos paneles, infografías en 3D, maquetas y
vitrinas que permiten al visitante una
aproximación muy real al fenómeno
nuclear.
Interactuando
con el entorno
Desde sus inicios, el centro ha mantenido una especial simbiosis con la
comarca y las gentes donde se asienta la central nuclear de Trillo. No
en vano, uno de los objetivos que
ha primado en estas tres décadas
ha sido atender la elevada demanda de información de sus vecinos.
Como prueba de la total integración de la planta nuclear en el entorno medioambiental de la zona,
el Centro de Información trata de
ser también un reclamo para que el
turista conozca uno de los lugares
más bellos de España que recorrió e
inmortalizó el premio Nobel Camilo
José Cela: La Alcarria Alta. Así, se
podrá descubrir de forma virtual las
calles, los monumentos y los parajes
más destacados de nueve pueblos y
sus pedanías: Brihuega, Budia, Cifuentes, Durón, Henche, Mantiel,
Pareja, Solanillos del Extremo y Trillo. El importante número de visitantes que cada año acude al Centro
de Información de Trillo ha provocado un significativo aumento de
la actividad en la zona. Aprovechar
las sinergias y combinar el paso por
las instalaciones con la visita a otros
puntos de interés de la comarca es
una prueba más de una relación
completamente asentada.
En definitiva, estamos ante una
instalación en el que se comparten
conocimientos y se generan nuevas
ilusiones. No es osado asegurar que el
visitante sale con una visión bastante
precisa del funcionamiento de una
central nuclear y de todo el proceso
de generación de energía. Todo de
una forma didáctica, sencilla y divertida para llevarnos a una conclusión:
que la central es segura y que es perfectamente compatible con el medioambiente, respetuosa con el medio
natural. Además, servirá de acicate y
de estímulo para conocer más y mejor una comarca llena de múltiples
tesoros.
25 años en sintonía cultural
con La Alcarria
“La Alcarria es un hermoso país al
que a la gente no le da la gana de
ir”. La frase es de Camilo José Cela
y va dirigida al doctor Gregorio Marañón en el prólogo-dedicatoria del
libro que inmortalizó con brillantez
esta comarca y sus gentes: Viaje a la
Alcarria. De aquello, han pasado ya
67 años y, afortunadamente, la situación ha cambiado. De hecho, algunas
décadas después, en el Nuevo Viaje a
la Alcarria, el propio Cela reconocería
que la fama de esta zona se debe a su
sobria belleza, que junto a su magnífico patrimonio histórico-monumental
y a sus conocidas fiestas populares
están haciendo de Guadalajara y su
provincia “un hermoso país al que a
la gente ya le va dando la gana de ir”.
Es evidente que el libro escrito por
el Premio Nobel es uno de los grandes responsables de este cambio. Sin
embargo, no hay que dejar en segundo plano el trabajo que vienen
haciendo las gentes de esta tierra para fomentar el turismo de calidad
y proyectar al exterior la inmensa
riqueza de la comarca. En esa labor
está implicada la administración, el
sector de la hostelería, asociaciones
de todo tipo y un gran número de
personas anónimas que se resisten a
que La Alcarria caiga en el olvido. Se
trata, en definitiva, de impregnar de
vida unas tierras que jamás permitirán que baje el telón.
Desde hace más 25 años, la central nuclear de Trillo está unida de
forma inseparable a esta comarca y
mantiene un leal compromiso con
todas las poblaciones de su entorno.
MEDIOAMBIENTE
GESTIÓN AMBIENTAL EN LA CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO
T
oda actividad industrial interacciona en mayor o menor medida
con el medioambiente circundante. La finalidad de una gestión
ambiental correcta es minimizar las
facetas perjudiciales de esa influencia,
de forma que la producción del bien
que se persigue se alcance al menor
costo posible para el entorno natural.
El detrimento ambiental puede revestir distintas naturalezas. Puede
hablarse de consumo de recursos no
renovables, de ocupación y transformación del suelo, de deforestación, de
alteración estética de los paisajes, de
aporte de contaminantes a las aguas
o a la atmósfera, pérdida de biodiversidad y de muchos otros efectos, que
constituyen un amplio espectro de
potenciales consecuencias negativas
secundarias, asociadas a las actividades realizadas.
Francisco Yagüe
(Jefe de Medioambiente de Almaraz-Trillo)
Actualmente, una gran parte de
estas influencias negativas se previenen en una etapa previa a la
construcción de las instalaciones
industriales, mediante los mecanismos de evaluación de impacto y de
planificación, que persiguen evitar
la introducción de actividades cuyo
perjuicio ambiental asociado no esté
justificado, a la vez que modulan las
características de los proyectos y su
ubicación, de forma que en el caso de considerarse viables, se desarrollen en la forma ambientalmente
más aceptable.
Por otro lado, respecto a actividades
en ejecución, hay establecido un poderoso marco normativo en todo el conjunto de la Unión Europea, que limita
prácticamente todos los distintos impactos ambientales posibles asociados
a las establecimientos productivos.
No obstante lo anterior y a pesar
de la intensa regulación, hay margen para, y debe buscarse sin duda,
una mejora voluntaria adicional, que
minimice todavía más y en la máxima potencialidad alcanzable, la interacción negativa con el entorno.
En ese contexto de fuerte regulación normativa y de acogimiento a
un marco voluntario de mejora ambiental, se desarrolla la gestión de
esta materia en la central de Trillo.
La gestión ambiental de una organización no es otra cosa que el
tratamiento dado por ésta a su influencia sobre el medio ambiente. En
la central de Trillo, se ha optado por
disponer de un sistema normalizado
y certificado por una tercera parte,
acorde a la norma internacional ISO
14.001, que incardina los dos conceptos introducidos en el párrafo
anterior: aseguramiento del cumplimiento normativo y mejora continua
voluntaria del impacto ambiental.
Río Tajo en las inmediaciones de la descarga de agua de CN Trillo.
El sistema de gestión implantado
parte de la Política Ambiental, que se
recoge en la Tabla 1.
Ésta constituye el compromiso de
la Dirección, debiendo orientarse las
actuaciones en materia ambiental a su
aplicación práctica.
En cumplimento de la Política Ambiental, se identifican y cuantifican
las actividades particulares susceptibles de producir interacciones con el
medioambiente. Se dispone de una
metodología, que se aplica periódicamente —con frecuencia anual—, de
forma que tanto la identificación como la cuantificación se mantienen actualizadas en el tiempo. La metodología utilizada es la denominada UMAS
o Ecopuntos, que basada en los principios del Análisis de Ciclo de Vida,
asigna puntuaciones de detrimento
ambiental a los distintos elementos
POLITICA AMBIENTAL
I. Garantizar el cumplimiento de la legislación ambiental aplicable y
otros requisitos voluntaria- mente suscritos, manteniendo una actitud
de permanente adecuación a los mismos.
II. Operar las instalaciones con respeto al medio ambiente, identificando,
previniendo, controlando y minimizando, en lo posible, los impactos
ambientales del desarrollo de sus actividades.
III. Mejorar continuamente en todos los procesos que puedan tener repercusión ambiental.
IV. Controlar y reducir tanto como sea razonablemente posible los vertidos y residuos convencionales y nucleares.
V. Motivar, informar y capacitar al personal en el respeto al medio ambiente, estimulando el desarrollo de una cultura ambiental y difundiendo la Política Ambiental dentro y fuera de la Organización.
VI.Implantar y mantener actualizado un Sistema de Gestión Ambiental
Normalizado.
susceptibles de interacción ambiental. La puntuación es adimensional
e independiente de la naturaleza del
impacto, posibilitando la integración
del saldo total del conjunto de la instalación.
Una vez realizada la identificación
de las actividades con interacción ambiental, el siguiente paso es la determinación de la legislación y requisitos legales concretos aplicables. CN
Trillo mantiene un contrato con una
empresa especializada externa que
actualiza mensualmente la normativa
exigible. Este actualización se complementa con un análisis de detalle
de aplicabilidad a la planta, realizado internamente, a partir del cual, se
ponen en marcha los mecanismos de
cumplimiento en los niveles organizativos que corresponda en cada caso,
con el apoyo del Sistema de Evaluación y Acciones.
En paralelo, se aprueban y siguen
periódicamente objetivos de mejora,
con la finalidad de reducir el impacto
ambiental más allá del mero cumplimiento legal.
Los impactos ambientales significativos originados en la central se agrupan en categorías de impacto, siendo
las más relevantes las recogidas en la
Tabla 2.
A lo largo de los últimos años, los
objetivos de mejora definidos, se han
orientado a la disminución de la incidencia de las anteriores categorías:
Una de las actuaciones más relevantes, finalizada recientemente, ha sido
la optimización del sistema de pretratamiento del agua de aportación a
la central, mediante la introducción,
CATEGORIAS DE IMPACTO
SIGNIFICATIVAS
EN CN TRILLO
• Consumo de recursos (agua).
• Generación de residuos radiactivos.
• Generación de residuos peligrosos.
• Calidad de las aguas (efluentes
fisicoquímicos).
• Riesgo por almacenamiento de
sustancias.
entre otras mejoras, de una línea de
tratamiento de los fangos generados
en la clarificación del agua, con una
compactación final mediante filtro
prensa que genera una trota sólida
de muy baja humedad, que se destina
posteriormente a valorización agrícola, mezclada, ya fuera de la instalación, por el correspondiente gestor,
con otros residuos que complementan
el aporte de materia orgánica y nutrientes. Con esta actuación se ha conseguido una reducción muy importante de la componente fisicoquímica
del vertido.
En relación a los riesgos derivados
de sustancias, en años anteriores se
ha potenciado la seguridad de los almacenamientos químicos existentes,
utilizados en los acondicionamientos
de los diversos sistemas de la central, así como a la clausura del antiguo vertedero de RU utilizado en los
primeros años de explotación de la
planta.
En las imágenes adjuntas pueden
verse las obras de actuación en el vertedero y parte de la instalación de tratamiento de fangos descrita, en particular la sala de filtros prensa.
Otro apartado relevante de la gestión ambiental, es lo que en el lenguaje de la norma internacional
ISO-14.001 se denomina el Control
Operacional, es decir las actuaciones prácticas en campo, sobre equipos, instalaciones, materiales y otros.
En ellas, allí donde éstas tienen relevancia en la incidencia ambiental,
se dispone de metodologías y procedimientos de trabajo que tienen en
cuanta la normativa requerida y los
objetivos establecidos, disponiéndose
de un amplio cuerpo documental al
respecto.
Otras cuestiones atendidas son la
formación ambiental y la preparación
en la respuesta ante emergencias, realizándose anualmente un simulacro
de incidente.
La s competencia s en m ater ia
medioambiental están ampliamente
Obras en antiguo vertedero RU.
Tratamiento de fangos de la clarificadora. Sala de filtros prensa.
distribuidas en todo el conjunto de la
organización de la central, al tratarse de un área altamente transversal,
siendo el director de la misma el responsable de la implantación del sistema. Inmediatamente debajo de éste,
la Unidad de Protección Radiológica y
Medio Ambiente asume la mayor parte de las funciones de coordinación,
disponiendo de un área específica de
medioambiente dentro de su organigrama. Considerando, no obstante,
la fuerte transversalidad indicada, se
ha establecido un comité específico,
con participación de todos los responsables de la planta, que se reúne
dos veces al año, donde se abordan
las cuestiones relevantes de la gestión
ambiental. Desde las oficinas de Ma-
drid, se presta el apoyo necesario, de
carácter técnico-administrativo, a la
vez que se integra el conjunto de las
actuaciones con las de la central de
Almaraz, ambas gestionadas por la
entidad Centrales Nucleares Almaraz-Trillo, AIE. El sistema de gestión
ambiental es único en dicha entidad,
manteniendo en común una parte
muy significativa de sus elementos.
Presidido por el director general y
formando parte de él todos los directores de la misma, se ha constituido el Comité de Medio Ambiente de
Primer Nivel, con encuentros igualmente bianuales, encargado de tomar
las decisiones relevantes y realizar la
revisión anual del sistema de gestión
ambiental.
RENOVACIÓN DE LA AUTORIZACIÓN
DE EXPLOTACIÓN
En noviembre de 2013, Central Nuclear de Trillo
tiene previsto presentar la solicitud para renovar su
Autorización de Explotación por un periodo de 10 años.
Para ello, está realizando una Revisión Periódica de
Seguridad (RPS), incluyendo el análisis de la Normativa
de Aplicación Condicionada (NAC) establecida por el
CSN mediante Instrucción Técnica Complementaria
(ITC) por la que se requiere el análisis de aplicabilidad
de 22 normas con diferente alcance.
La RPS tiene el objetivo de complementar la evaluación
continua de la seguridad con una visión global e
integradora. En la NAC se incluye normativa que “no
es aplicable por definición”, estando su aplicación
condicionada a las mejoras que podría conllevar su
aplicación.
Central Nuclear de Trillo confía en que los resultados
de la RPS avalarán el sistema de gestión de la central
durante los últimos 10 años, lo que posibilitará
la obtención de la renovación de la Autorización de
Explotación. También se espera poder identificar
aquellas mejoras en la seguridad que refuercen la
posición de Central Nuclear de Trillo para afrontar con
las mayores garantías este nuevo periodo.
Gerardo Ruiz
(Jefe Seguridad y Licencia de Almaraz-Trillo)
Antecedentes
Tras sucesivas renovaciones del Permiso de Explotación Provisional,
Central Nuclear de Trillo obtuvo su
primera Autorización de Explotación, por un periodo de 10 años, el
16 de noviembre de 2004. En esta autorización, de acuerdo con el Reglamento de Instalaciones Nucleares y
Radiactivas (RINR), se fijan las condiciones y requisitos para conseguir
su renovación.
Así, con un mínimo de un año de
antelación a su fecha de expiración,
esto es no más tarde del 16 de noviembre de 2013, debe presentarse la
solicitud de dicha renovación acompañada de:
(a) Las últimas revisiones de los documentos oficiales de explotación.
(b) Una Revisión Periódica de la Seguridad (RPS) de la central.
(c) Una revisión del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la
central.
(d) Un análisis del envejecimiento
experimentado por los componentes, sistemas y estructuras de
seguridad de la central.
(e) Un análisis de la experiencia
acumulada de explotación durante el período de vigencia de la
autorización.
La RPS tiene el objetivo general de complementar la evaluación
continua de la seguridad nuclear
y proporcionar una visión global
e integradora de los diferentes aspectos de la seguridad nuclear, de
manera que se puedan identificar
tendencias, comprobar la adecuación de la sistemática empleada
en la realización de los análisis e
identificar la posible existencia de
efectos acumulativos que pudieran
afectar negativamente. También
tiene como objetivos comprobar la
sistemática de control de la configuración, analizar la situación respecto de la normativa y frente a los
avances tecnológicos, valorar los
programas de mejora de la seguridad en curso y establecer nuevos si
son necesarios.
El alcance de la RPS viene establecido en la Guía de Seguridad del
CSN GS-1.10 y comprende:
• Experiencia operativa.
• Comportamiento de los equipos.
• Modificaciones de diseño.
• Control de la configuración.
• Nueva normativa.
• Sistema de gestión
• Programas de mejora de la seguridad.
Dentro de los análisis de nueva normativa, figura la denominada Normativa de Aplicación Condicionada
(NAC) en la que se incluye diversa
normativa que no es “aplicable por
definición”, ni cuyo análisis de aplicabilidad debe realizarse bajo un principio de continuidad. Los parámetros
básicos de aplicabilidad no coinciden,
en general, con los de la central; por
lo que su eventual aplicación, total o
parcial, está condicionada a una selección previa y estudio de las mejoras
en la seguridad que podría conllevar
su aplicación.
Desarrollo
Las actividades asociadas a la RPS
de CN Trillo se iniciaron en 2012,
con la preparación y presentación
al CSN de un plan de proyecto en
el que se establecen los alcances y
responsables de los distintos apartados; involucrando prácticamente
a toda la organización de la central.
También se fijó el periodo objeto de
revisión entre el 1 de enero de 2002
y el 31 de diciembre de 2012. El plan
de proyecto ha sido aceptado por el
CSN y está en la actualidad en periodo de ejecución, ultimando cada área
responsable los informes parciales
de cada uno de los puntos, que serán
integrados por el Departamento de
Seguridad y Licencia, como coordinador del proyecto, en un informe
final.
Como ya se ha indicado, en cada
una de las áreas, se realiza una valoración de la evolución global de
los procesos y procedimientos afectados, identificando las modificaciones realizadas, sus objetivos, las
acciones derivadas, su implantación,
las mejoras obtenidas y las deficiencias detectadas en su sistemática de
implantación, así como los futuros
planes de mejora de los mismos que
redunden en aumentar la seguridad
de la central.
El proceso de selección de normas
a considerar en el análisis de la NAC
ha sido algo diferente al del resto de
centrales españolas que han pasado
ya por él, dada la singularidad de
CN Trillo en cuanto a ser una central
de diseño alemán. Así, mientras que
para el resto de centrales únicamente
se consideró normativa del país de
origen del diseño, esto es normativa
de Estados Unidos, para CN Trillo
se consideró, además de la de origen
alemán, también la de origen norteamericano.
Así, en abril de 2012, el CSN realizó
una primera definición del alcance a
considerar, incluyendo un total de 112
normas entre las que figuraban:
• 49 Guías Reguladoras de la NRC y
normas IEEE.
• 9 Cartas Genéricas o BTP de la NRC.
• 9 Guías RSK.
• 45 Normas KTA.
La RSK (Reaktor-Sicherheitskommission, Comisión de Seguridad de
Reactores) es, en la actualidad, un
organ ismo asesor en materia de
seguridad nuclear del Ministerio
de Medio Ambiente (BMU) alemán
que es el responsable último de la
autorización de la operación de las
centrales alemanas. Anteriormente lo fue del Ministerio del Interior
(BMI). Las guías RSK son un primer
desarrollo de los Criterios de Seguridad del BMI (criterios básicos de
diseño de centrales equiparables a
los Criterios Generales de Diseño
del Apéndice A del 10CFR50 de EE
UU).
La KTA (Kerntechnischer Ausschuss,
Comisión de Normas de Seguridad
Nuclear) es una comisión creada por
el Ministerio del Interior (BMI) alemán con la misión de elaborar normas nucleares, siendo estas las que
desarrollan en detalle criterios de
diseño y operación de las centrales,
incluyendo pruebas y mantenimiento.
Este alcance inicial fue analizado
por CN Trillo que emitió un informe
“pre-NAC” en julio de 2012 con un
análisis de aplicabilidad preliminar
y una evaluación general de las normas que, tras reuniones explicativas
con el CSN a lo largo de septiembre
y octubre de 2012 culminó con la
emisión en diciembre de 2012 de la
Instrucción Técnica Complementaria con el alcance definitivo de la
normativa a analizar, resultando un
total de 22, con el desglose siguiente:
• 9 Guías Reguladoras de la NRC y
normas IEEE.
• 3 Cartas Genéricas y BTP de la NRC.
• 1 Guía RSK.
• 9 Normas KTA.
Para estas normas (alguna de ellas
con alcance parcial) el análisis sigue
los siguientes pasos:
• Identificación y análisis de requisitos.
• Identificación de desviaciones entre
estos requisitos y la situación en
CN Trillo.
• Justificación, si es posible, de las
desviaciones.
• Definición de acciones para eliminar o disminuir las desviaciones,
si con ello se considera que se conNUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 43
sigue una mejora significativa de
seguridad.
Agrupadas por su temática, estas
22 normas son las siguientes:
Normativa mecánica
• Relacionada con el aislamiento térmico, se analizará el cumplimiento con la curva de composición de
los aislamientos (CL-F) incluida en
la Figura 1 de la RG 1.36 REV. 0
(02/1973). “Nonmetallic thermal insulation for austenitic stainless steel.”
• Relacionada con el diseño de soportes, se analizarán las limitaciones a
ASME III NF establecidas en la RG
1.124 REV. 2 (02/2007). “Service limits and loading combinations for Class
1 Linear-type supports.”
• Se completarán los análisis ya realizados sobre la resistencia al vacío
en algunos de los tanques de la
central de acuerdo con la GL 80-21
“Vacuum condition resulting in damage to chemical volume control system
holdup tanks”
• Relacionada con el diseño sísmico, se analizará la KTA 2201.1
(NOV/2011): “Design of nuclear
power plants against seismic events
(principles)”
Normativa eléctrica
y de Instrumentación y Control
• En relación con la compatibilidad
electromagnética, se analizarán
las diferencias entre la normativa
alemana incluida en las Bases de
Licencia (RSK 352, KTA 3503 y
3505) y las posiciones reguladoras
de la RG 1.180. REV.1: Guidelines
for evaluating electromagnetic and
radio-frequency interference in safety-related i&c systems.
• En cuanto a suministro y distribución eléctrica se analizarán la
IEEE STD 765-2006: Preferred power supply for npps y la kta 3705
(2006) Switchgear transformers and
distribution networks for the electrical power supply of the safety system
in npps.
• Relacionada con el diseño del sistema de protección del reactor, se
analizará la KTA 3501 (1985): Reactor protection system and monitoring equipment of the safety system,
cuya edición de 1977 ya figura en
las Bases de Licencia de la central.
• En cuanto a instrumentación y
control se analizarán las pruebas e inspecciones prescritas en la
KTA 3506 (1984) Tests and inspections of the instrumentation and con44 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
trol equipment of the safety system
of npps.
• S e h a i nc lu ido por er ror, ya
que se descartó por el CSN en
la fase “pre-NAC” la KTA 1508
(NOV/2006) “Instrumentation for
determining the dispersion of radioactive substances in the atmosphere”,
por lo que se reiterará el análisis
previo realizado.
• Se analizarán los requisitos de
cualificación ambiental de la KTA
3706 “Ensuring the loss-of-coolantaccident resistance of electrotechnical
components and of components in
the instrumentation and controls of
operating nuclear power plants”. ED.
2000-06
• Relacionado con actuadores se
analizará la KTA 3504 (2006) electrical drive mecanisms of the safety
system in npps.
Ventilación
• En relación con las pruebas de los
sistemas de ventilación y filtrado
se analizarán la KTA 3601 (2005):
Ventilation systems in nuclear power
plants, la RG 1.52 Revisión 3: “Design, inspection and testing criteria
for air filtration and adsorption units
of post-accident engineered-safety-feature atmosphere cleanup systems in
light-water-cooled nuclear power
plants” y la RG 1.140 Revisión 2:
“Design inspection and testing criteria for air filtration and adsorption
units of normal atmosphere cleanup
systems in light-water-cooled nuclear
power plants”
• Se analizará la minimización de
la utilización de la purga de contención y el cumplimiento de las
compuertas de aislamiento de los
sistemas de purga de alta capacidad utilizados a “presión reducida
del primario” con lo indicado en la
BTP 6-4 “Containment purging during normal plant operations”.
Calidad
• En relación con la calidad de los
APS se analizará la RG 1.200 (Rev.
2) “An approach for determining the
technical adequacy of probabilistic risk
assessment results for risk-informed
activities”.
• En relación con la calidad del gasoil se debe clarificar el proceso de
homologación de los suministradores del gasoil y realizar un análisis
comparativo de normas y requisitos del gasoil con lo indicado en la
GL 80-02 “Quality assurance require-
ments regarding diesel generator fuel
oil”.
Civil
• Se analizará el cumplimiento de la
torre meteorológica con la RG 1.23
(REV. 1 Marzo/2007) “Meteorological monitoring programs for nuclear
power plants”.
• Se analizará el impacto de las precipitaciones locales en las cargas
sobre las terrazas y la capacidad
de drenaje con los criterios indicados en la GL 89-22 (OCT / 1989):
“Potential for increased roof loads
and plant area flood runoff depth at
licensed npp due to recent change in
pmp criteria developed by the national
weather service”
Otras
• Se analizarán criterios de factores humanos a tener en cuenta en
el Manual de Accidentes Severos
contemplados en la KTA-1203: “Requirements for the accident management manual” (11 /2009).
• Se analizará la composición del
turno de operación según la RSK417-06/09 “Requisitos aplicables a la
determinación del número mínimo de
personas por turno en centrales nucleares para garantizar un control seguro
de la operación” (2009).
Adicionalmente, se establece en la
ITC analizar la aplicabilidad de otras
22 normas cuando se aborden modificaciones de diseño que tengan un
claro nexo con el contenido de las
mismas.
Por último, del análisis “pre-NAC”
se constató que la central ya cumplía
con lo requerido en 14 de las normas
analizadas por lo que se incorporarán
directamente a las Bases de Licencia
de la central.
Conclusiones
El proceso de renovación de las Autorización de Explotación no es fácil
y está requiriendo de una esfuerzo
notable de gran parte de la organización y empresas de apoyo de la central; pero es un esfuerzo que tiene su
recompensa, más allá de la obvia de
permitir el funcionamiento de la central por un periodo de otros 10 años;
y es el de avalar el sistema de gestión
de la central durante el período anterior, base sobre la que se garantizará
que ese funcionamiento lo será en
condiciones óptimas de seguridad,
reforzado con la implantación de las
mejoras que resulten de todo el proceso de RPS y NAC.
FACTORES HUMANOS
Introducción a los factores humanos
Hasta el accidente de Three Mile Island (TMI), en
1979, en el mundo nuclear se prestaba relativamente
poca atención a los factores humanos, confiando
más en la tecnología y en la ingeniería. Desgraciadamente, la experiencia demostró que la tecnología
no era suficiente, y que las personas jugaban un
papel clave en la operación segura de las centrales.
Se expande entonces el concepto de la ingeniería de
factores humanos, muy centrada en la interfase hombre-máquina y en el diseño de las salas de control,
considerando al hombre como una pieza más del
engranaje, que debe ser tenida en cuenta a la hora
de hacer los diseños y que debe contar con una gran
formación como base para llevar a cabo adecuadamente su tarea.
A raíz de nuevos incidentes se ve que las personas no son simplemente componentes, que no
son tan fácilmente predecibles, y que no basta con
considerar sólo la interfase de la persona con la
máquina. Hay que considerar también que existen
multitud de factores que influyen en las personas
y que hacen que éstas puedan cometer errores o
tomar decisiones equivocadas, errores que pueden
comprometer la seguridad.
¿Qué entendemos
por factores humanos?
Los factores humanos representan todo aquello que
influye en el comportamiento humano a la hora de
enfrentarse a cualquier situación, y que de alguna
manera condiciona la actuación de una persona. Comienza con la percepción de la persona del mundo
que le rodea, de las señales que le llegan del exterior,
a partir de las cuales la persona interpreta la realidad y decide cuándo y cómo debe actuar. Por ello,
cada persona interpreta la realidad según sus conocimientos y su forma de pensar, y actúa de acuerdo
a esa interpretación y a su experiencia previa.
Pilar Almeida (Jefa de Factores Humanos) y
César de la Cal (Jefe de Factores Humanos y
Organizativos)
En la Figura 1 se pueden ver algunos de esos factores que influyen sobre la persona, y que en función de su capacidad y disposición, generan diferentes percepciones y actuaciones. Pero las personas son muy complejas, y cualquier influencia externa es capaz
de influir en su estado anímico y por tanto en su actuación.
Desarrollo de los Factores humanos en Central Nuclear
de Trillo
Por las fechas de diseño y construcción de CN Trillo, ya se
habían incorporado en el diseño las mejoras en ingeniería de
factores humanos derivadas de la experiencia de TMI y de otros
incidentes nucleares más o menos relevantes.
CN Trillo siempre ha sido considerada como una central tecnológicamente muy avanzada y con un grado de automatización
muy elevado. En ocasiones esto ha podido llevar a pensar que
Dirección /
Organización
HOMBRE
INTERFASE
HOMBRE / MÁQUINA
Capacidad
Reconoce
MÁQUINA
Indicaciones
Requisitos de
Calidad
Avisos
Cualificación
Piensa
Instrucciones
de operación
Ergonomía
55 000 301
Elementos
de manejo
Diseño y
Construcción
Actúa
Requisitos de
Salud Laboral
Disposición
IProceso de
trabajo
Figura 1.
las personas no eran tan importantes
a la hora de operar la central, pero nada más lejos de la realidad. El equipo
humano que opera la central de Trillo
juega un papel importantísimo de cara
a la operación segura y fiable de la central, al igual que en el resto de centrales
nucleares.
Ya en las fases de pruebas y puesta en
marcha de la central a finales de los 80
se procuró que el personal que operaría
la central en el futuro recogiese los conocimientos y la experiencia generada
en estas fases, lo que representaba una
oportunidad realmente única. Al mismo
tiempo, INPO genera una corriente de
mejora en la formación y en la consideración de la importancia del rendimiento humano y la prevención del error.
En los años 90, los factores humanos
continúan su mejora en CN Trillo como
una parte integrante de los distintos
programas de mejora desarrollados en
esos años en la central. También la elaboración del Análisis Probabilista de
Seguridad (APS) contribuye a ver el impacto de las personas en la seguridad y
la conveniencia de mejorar la fiabilidad
de la actuación humana.
Ya en el siglo XXI, comienza la integración de todos los aspectos de
factores humanos en las principales
actividades que se llevan a cabo en la
central, bien sean de operación, mantenimiento, ingeniería, etc., y se da el
salto a los factores organizativos, que
consideran el impacto que la propia
organización tiene sobre el comportamiento humano.
El programa de organización y factores humanos aparece formalmente en
CN Trillo en el año 2001, de forma coordinada con el resto de centrales nucleares españolas en cuanto a estructura y
contenido, lo que permite un intercambio mayor y mejor entre las centrales.
Por tanto, la mejora de los factores
humanos y organizativos en CN Trillo
se canaliza a través del programa de
OyFH, en el que se recogen de forma
estructurada las áreas o líneas de actuación y las principales actividades
que la organización lleva a cabo para la
mejora en aspectos relacionados con la
organización y los factores humanos.
El programa se divide en nueve líneas de actuación:
• Aprendizaje y gestión del conocimiento.
• Actuación humana.
• Cultura de seguridad.
• Eficacia organizativa.
• Estado de la planta y control de la
configuración.
• Gestión de trabajaos y tareas.
• Programa de OyFH.
• Prevención de riesgos laborales.
• Condición y rendimiento de equipos.
El programa de OyFH se evalúa
periódicamente para determinar su
grado de avance, detectar áreas sobre
las que conviene mejorar y establecer
nuevas acciones de mejora.
Este programa además es inspeccionado bienalmente por el CSN dentro
de su programa de inspecciones del
Sistema Integrado de Evaluación de
Centrales (SISC).
La organización
de factores humanos en Central
Nuclear de Trillo
Si bien, como hemos dicho, se venía
trabajando históricamente en CN Trillo en aspectos de comportamiento
humano y se tenían programas de mejora, la organización específica de factores humanos en CN Trillo comienza
con la introducción en el año 2000 de
la figura del coordinador de OyFH para Almaraz y Trillo, de forma similar
a lo que se hace en el resto de centrales nucleares españolas, de modo que
actúe como especialista en factores
humanos y, además, sea el encargado
de impulsar el programa de mejora en
OyFH y coordinar las actividades que
se desarrollen dentro del mismo. Además, y casi al mismo tiempo, se crea
el Comité de Organización y Factores
Humanos, presidido por el director
general y en el que participan también
todos los miembros del comité de dirección, que se reúne anualmente con
el fin de establecer las estrategias, revisar el avance del programa de mejora
y hacer un seguimiento al más alto
nivel de los temas relacionados con
OyFH.
En el año 2002 aparecen por primera vez los especialistas de factores humanos de Almaraz y Trillo en
los organigramas de las centrales, y
ya a principios del año 2009 se crean
las secciones de Factores Humanos de
ambas centrales, encuadradas dentro
Programa de OyFH
El objetivo del Programa de Mejora
de Organización y Factores Humanos
(Programa de OyFH) es identificar,
controlar y corregir aspectos de tipo
organizativo y humano antes de que
éstos puedan influir negativamente
en la seguridad de la central y en su
disponibilidad.
Sala de Control de CN Trillo.
versos equipos mecánicos, eléctricos y de
instrumentación. Se incorporan también
simulación de condiciones de trabajo como ruido, radiación, espacios confinados,
etc, así como malfunciones, para observar la respuesta de los equipos de trabajo.
CN Trillo está construyendo actualmente este simulador de campo, que se
espera que esté operativo ya en el año
2013, en su emplazamiento.
Cultura de seguridad
Simulador de campo.
de los departamentos de Soporte Técnico a la Explotación. Con ello se pretende
acercar más los factores humanos a la
realidad de la central, y que los aspectos
de factores humanos se integren como
algo natural en la forma de trabajo diaria
de los distintos departamentos. A estas
secciones se incorporan nuevos especialistas de factores humanos que den
respuesta a la creciente demanda de trabajos relacionados con los mismos.
Las secciones de Factores Humanos
se convierten en las impulsoras de la
mejora en las centrales, y las encargadas
de coordinar e integrar los diferentes
planes de mejora que se van estableciendo como respuesta a las evaluaciones externas que se realizan.
Por último, señalar que con idea de
coordinar actividades y aprovechar
sinergias, se crea en CNAT el Grupo
de OyFH, compuesto por los jefes de
Factores Humanos de ambas centrales,
los jefes de Soporte Técnico y el jefe
de Factores Humanos y Organizativos.
Este grupo se reúne periódicamente
para analizar las actividades en curso,
desarrollar acciones conjuntas, evaluar
el grado de avance los proyectos y establecer posibles acciones de mejora
a la vista de los resultados que se van
obteniendo.
Simuladores de campo
Un ejemplo claro de la importancia
que CNAT concede a los factores humanos, y en concreto a la actuación
humana, viene representada en la
introducción de los simuladores de
campo. Estos simuladores tratan de representar el entorno y las condiciones
habituales de trabajo, para poder entrenar aquellas habilidades y técnicas
de prevención del error que hoy en día
se consideran requisitos imprescindibles para la consecución de un trabajo
seguro.
Estos simuladores constan de una
serie de maquetas de equipos relevantes de la central, que permiten practicar su montaje/desmontaje, así como
de un lazo hidráulico que simula un
sistema de la central, que incluye di-
Conclusiones
Evaluación de la
Cultura de Seguridad
(externa-interna)
Seguimiento y
verificación de la
eficacia de las acciones
Establecimiento de
un Plan de Mejora de
Cultura de Seguridad
Ejecución de las
acciones de mejora
Figura 1.
No podíamos terminar sin citar expresamente uno de los aspectos que determinan el comportamiento humano, que
es la cultura de la organización en la que
esta persona se encuentra inmersa; es lo
que llamamos la cultura organizativa.
Un componente de esta cultura organizativa es la cultura de seguridad, que
representa el comportamiento organizativo frente a los temas de seguridad y la
priorización de la seguridad respecto a
los demás aspectos y componentes de la
cultura. Hoy en día no se entiende la operación segura y fiable de cualquier instalación nuclear sin una adecuada cultura
organizativa que priorice la seguridad.
La cultura de seguridad se evalúa periódicamente, tanto externa como internamente, con objeto de ver su evolución y detectar
áreas en las que conviene establecer nuevos
planes de mejora (Figura 2).
En el caso de CN Trillo, la última evaluación externa tuvo lugar a finales del
año 2011, y existe un programa de mejora de cultura de seguridad, coordinado
por la sección de Factores Humanos, que
se mantiene actualizado continuamente
con la inclusión de nuevas acciones derivadas de las evaluaciones realizadas. El
seguimiento de las actuaciones de mejora
y de la evolución del plan se hace a través
del Grupo Coordinador de Cultura de
Seguridad de la central, liderado por el
director de la planta y que cuenta con el
apoyo de los jefes de departamento y distintos miembros de las diferentes unidades organizativas presentes en la central.
El programa de OyFH se ha convertido
en un elemento catalizador de la mejora
en CN Trillo. Los factores humanos se
han convertido en algo habitual dentro de
cualquiera de los diferentes procesos o actividades que se desarrollan en la central
nuclear de Trillo, habiéndose integrado ya
como un aspecto más a considerar durante su realización.
La consideración de un área específica
de Factores Humanos dentro de la estructura organizativa ha supuesto un gran
empuje a la hora de su implantación y normalización, favoreciendo además la aparición de especialistas en esta disciplina que
den apoyo a la organización.
L
ACTUALIZACIÓN TECNOLÓGICA
as mejoras tecnológicas y cambios de diseño que se han implantado en Central Nuclear de
Trillo en los últimos años, han surgido del objetivo permanente por
mantener la central en óptimas condiciones de seguridad y fiabilidad
así como el cumplimiento riguroso
de nuevos requisitos regulatorios y
la sustitución de equipos que ha brindado la oportunidad de mejorar los
procesos e incrementar los márgenes
operativos y de seguridad.
Todas las actuaciones realizadas
han estado siempre contempladas
dentro de las líneas estratégicas plasmadas en planes operativos que se
han desarrollado con cumplimiento
Personal del Departamento de Ingeniería
de Planta junto con personal colaborador
de empresas contratistas
en calidad, plazo y coste en la mayoría de las ocasiones.
La actualización del diseño, incrementando la fiabilidad de los sistemas, estructuras y componentes,
adaptándolos progresivamente a los
nuevos requisitos de seguridad, pretende facilitar la gestión de los activos a largo plazo, garantizando la
Departamento de Ingeniería y Proyectos
Especiales de Almaraz-Trillo
operación segura, fiable y económica
de la central.
En este artículo se pretende aportar una visión de algunos cambios
llevados a cabo en los últimos años,
dentro de la actualización tecnológica emprendida.
Planta de pretratamiento
de agua
Introducción
La planta de pretratamiento del agua
de aporte de la central nuclear de
Trillo tiene como función principal
realizar una clarificación del agua
captada del Río Tajo para el acondicionamiento de su calidad en cuanto
a contenido de sólidos y material
orgánica, a través de un proceso físico-químico que permite separar los
sólidos en suspensión del agua de
entrada con la ayuda de aditivos químicos, obteniéndose por una parte
fangos y, por otra parte, agua clarificada con la calidad adecuada para
ser utilizada tanto en los circuitos
de refrigeración abiertos de la planta
esenciales y no esenciales como, tras
tratamientos adicionales de desmineralización, en la totalidad de los
circuitos cerrados de la central.
El proceso de clarificación permite
que los sólidos en suspensión que se
encuentran en el agua, que no son filtrables y requieren largos tiempos de
sedimentación, formen partículas de
mayor tamaño mediante un proceso
químico de desestabilización de la
carga iónica superficial de estas partículas por adición de sales metálicas
que favorecen su separación (coagulación) y, la posterior formación de
agregados denominados flóculos de
mayor tamaño al inicial, utilizando
polímeros de alto peso molecular denominados floculantes (floculación),
ambos procesos se acompañan de
agitación mecánica para favorecer el
contacto entre aditivos y partículas.
En una tercera etapa del proceso, los
flóculos se separan del agua en un
proceso físico de sedimentación basado en la ley de Stokes en decantadores donde se facilita la separación con
estructuras lamelares de alta superficie específica y el tiempo de residencia suficiente.
Antecedentes
Las instalaciones de pretratamiento
de agua existentes previamente a la
implantación del Proyecto de Actualización Tecnológica se pusieron en
servicio (año 1986) previamente a la
explotación comercial de la central y,
estaban constituidas por un total de
tres líneas de pretratamiento en pa-
ralelo de cámara de coagulación-cámara de floculación-decantadores
estático lamelares rectangulares de
dimensiones 10x40x4,5 mts, que permitían un equirreparto y pretratamiento de caudal máximo de consumo previsto de la central de 1,5 m3/s.
La planta estaba dotada de instalaciones de almacenamiento y dosificación de reactivos (hipoclorito sódico
al 15 % como biocida, policloruro en
base aluminio como coagulante y una
poliacrilamida aniónica como floculante). Los sólidos sedimentados se
acumulaban como fango en el fondo
de los decantadores y, se evacuaban
por la fuerza impulsora de la gravedad a través de las válvulas de purga
localizadas en la parte inferior de dichos decantadores, incorporándose a
la red general de vertidos de la central para su evacuación al Río Tajo.
Origen del proyecto de actualización
tecnológica
Después de 25 años de funcionamiento se presentaban serias dificultades
para la operación con fiabilidad y sin
pérdidas de rendimiento de la planta
de pretratamiento que, en casos de
altos valores de carga de sólidos en
el agua de aporte obligaban a disminuir el caudal de agua para evitar
el colapso de los decantadores por
obstrucciones, debido al alto grado de
envejecimiento tanto de las tuberías
de evacuación del agua clarificada
como las lamelas al ser de materiales
plásticos (PVC), como a las características del diseño de la evacuación
de los fangos de los decantadores que
originaba acumulaciones excesivas de
fango y el empeoramiento de la calidad del agua clarificada.
Este hecho repercutía en el estado
y mantenimiento de los componentes
de los circuitos de refrigeración de la
central (ensuciamiento del relleno de
las torres de refrigeración, formación
de depósitos en condensador, etc.), así
como un mayor consumo de reactivos. El alto grado de obsolescencia de
la planta de pretratamiento coincidió
con un empeoramiento de la calidad
media del agua del Río Tajo detectada
en los últimos años (mayor contenido
en sólidos en suspensión y turbidez)
respecto a la caracterización considerada como input en el diseño original
(20 mg/l), tanto por el menor caudal
del cauce del Río Tajo como por la
mayor variabilidad de la calidad del
agua, originándose con carácter estacional puntas de valores de sólidos en
suspensión de hasta 1000 mg/l. Para
paliar esta situación se acometían frecuentes limpiezas, con la consiguiente
indisponibilidad de las líneas de pre-
tratamiento y disminución de la capacidad de respuesta ante riadas.
Simultáneamente, la evolución legislativa planteó el cumplimiento de nuevos requisitos medioambientales en la
Revisión del Condicionado de Vertido
de la central acometida por la Confederación Hidrográfica del Tajo en
diciembre de 2011, incluyendo límite
en los valores de sólidos en suspensión
en el agua de vertido (30 mg/l).
En base a lo anterior, se desarrolló el diseño del Proyecto de Actualización Tecnológica de la planta de
pretratamiento de agua de CN Trillo
entre el 2008 y 2009, siendo implantado en el periodo 2010-2012 con los
objetivos de garantizar la calidad del
agua de aporte y el cumplimiento de
los requisitos del condicionado de
vertido de la planta.
La actualización y ampliación realizada en colaboración con la empresa AEMA (Agua, Energía y Medio
Ambiente Servicios Integrales, S.L.)
como suministrador principal, se ha
enfocado siguiendo los estándares
de la tecnología del agua actuales en
la optimización del rendimiento de
la clarificación, en la ampliación de
las instalaciones existentes con una
línea de pretratamiento adicional, así
como una planta de recogida y tratamiento del fango procedente de los
decantadores en lugar de su evacuación al vertido de la planta. Con la
actualización se ha implementado en
el diseño la filosofía medioambiental
de “vertido cero” tanto para minimizar el volumen de fangos procedentes
del proceso de decantación como para
garantizar la recuperación del agua
sobrante de las distintas etapas del
proceso para su incorporación nuevamente al ciclo del pretratamiento
Mejora y ampliación de la planta
de pretratamiento de agua
La primera etapa de implantación del
proyecto acometió la construcción de
la cuarta línea de coagulación-floculación-decantación de geometría
similar y paralela a las tres líneas
existentes, aprovechando una zona
reservada desde el inicio para futuras
ampliaciones de la planta de agua. De
esta forma, se facilitó la implantación
de las modificaciones en las líneas
existentes y se ha dotado a la planta
de mayor flexibilidad de operación.
Esta línea con capacidad hidráulica
de tratamiento de 0,5 m3/s, contempla
cambios en la distribución del flujo
hidráulico que han mejorado el rendimiento del proceso, la conducción del
agua clarificada por canales abiertos
en acero inoxidable, paquetes lamelares de poliestireno rígido atóxico proNUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 51
Vista de línea de pretratamiento 1 en 2012.
visto de carbón-black para protección
de rayos UV y un barredor hidráulico
para la evacuación mecánica del fango
del fondo del decantador. Posteriormente, se acometió de forma secuencial, la modificación de las tres líneas
de pretratamiento existentes finalizando su puesta en servicio en septiembre
del 2012, con idéntico diseño al implementado en la cuarta línea.
Las cuatro líneas de pretratamiento
funcionan en número variable según
la demanda, pero siempre con equirreparto de caudales, manteniéndose
el criterio de diseño de caudal máximo 1,5 m3/s. Así mismo, durante la fase de proyecto básico se desarrollaron
estudios del rendimiento de los procesos de coagulación-floculación-decantación con el objeto de comprobar
su eficacia mediante la realización de
ensayos jar-test en laboratorio que sirvieron para determinar la idoneidad
de los aditivos químicos empleados
y las dosis más adecuadas para un
Vista decantador línea de pretratamiento 4.
adecuado diseño y dimensionamiento
de los equipos de dosificación de la
instalación. Se concluyó la idoneidad
de mantener los aditivos empleados
hasta ese momento, aunque no así de
los puntos de dosificación y equipos
de bombeo existentes.
En estos ensayos jar-test también
se confirmó la necesidad de incluir
una dosificación de ácido sulfúrico
para corregir el pH del agua de aporte y, así mejorar el rendimiento del
proceso de coagulación-floculación,
disminuyendo el consumo de reactivos y la concentración del aluminio
soluble residual en el agua clarificada. Se ha implantado un nuevo edificio de Almacenamiento de Ácido
Sulfúrico (ZG4), con dos depósitos
de almacenamiento de doble pared
con 18,4 m 3 de capacidad unitaria,
incluyendo equipos de dosificación
y zona de descarga de camiones, siguiendo los criterios establecidos en
el Reglamento de Almacenamiento de
Productos Químicos Corrosivos (ITCMIE-APQ-006).
Indicar, que se aprovechó la implantación del proyecto como oportunidad de mejora dotando a las líneas
de pretratamiento y dosificación de
redundancia tanto física como en la
alimentación eléctrica de todos los
componentes de dosificación.
Planta de tratamiento de fangos
La nueva planta de tratamiento y recuperación de los fangos ha requerido la sustitución de los colectores de
evacuación de fango de los decantadores, construcción de estaciones de
bombeo y un espesador por gravedad circular de 1.319 m 3 de capacidad, que facilita la concentración del
fango previamente a la etapa final
de deshidratación. Con el objeto de
obtener el mínimo volumen de fango
deshidratado se ha optado por implantar la tecnología de filtros prensa
para la etapa final de deshidratación,
procediéndose a montar
dos filtros prensa automáADICIÓN DE
ADICIÓN DE
COAGULANTE,
ticos con traslado superior
FLOCULANTE
HIPOCLORITGO SÓDICO
Y ÁCIDO SULFÚRICO
de placas, equipados cada
AGUA
uno con 70 placas e incluAGUA
FLOCULACIÓN
CÁMARA
FLOCULACIÓN
DECANTADOR
APORTADA
CLARIFICADA
1ª
DE MEZCLAS
2ª
yendo doble alimentación
ESTÁTICO
A LA CENTRAL
PARA USO
LÍNEAS 1, 2, 3 y 4
LÍNEAS 1, 2, 3 y 4
LÍNEAS 1, 2, 3 y 4
EN LA CENTRAL
y sistema de soplado de coFANGOS PROCEDENTES
lector con agua y aire. Se
DE DECANTACIÓN
obtienen así lodos deshidratados con una sequedad
ESPESADOR
mínima del 30 % desde la
POR GRAVEDAD
puesta
en servicio de la
AGUA SOBRENADANTE
PROCEDENTE DEL ESPESADOR
instalación en marzo de
FANGOS PROCEDENTES
DEL ESPESADOR
2012, lo que los hace aptos
para su posterior gestión
FILTROS PRENSA
tanto con fines agrícolas
DE PLACAS
como por tratamiento por
AGUA PROCEDENTE DE
FANGOS
valorización en vertedero
ESCURRIDOS FILTRO PRENSA
DESHIDRATADOS
PARA GESTIÓN
controlado. Para la instalación de los filtros prensa,
Esquema de proceso del proyecto de actualización tecnológica de pretratamiento.
así como equipos de bom52 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
Vistas generales planta pretratamiento.
Lodo deshidratado obtenido en los
filtros prensa.
beo de fangos y de aditivos químicos adyuvantes del proceso de deshidratación, se ha dotado a la planta
de un edificio específico, incluyendo
paneles y armarios para el control de
la planta de tratamiento de fango en
local a través de un autómata S7 operado desde pantalla táctil.
Migración de la plataforma de control
y sistemas soporte auxiliares
Para la integración de los nuevos
equipos en la central ha sido necesario acometer la disposición de
equipamientos e instalaciones soporte adicionales, incluyendo un
edificio de control con un centro de
transformación de 630 KVA, cabinas de 10 KV para la integración en
el anillo de distribución eléctrica
de la central, además de un nuevo
centro de control de motores, armarios de control e instalaciones
de generación y suministro de aire
comprimido. Incluido en el alcance
del proyecto es de destacar la migración a la plataforma de control
de la planta de pretratamiento siguiendo el Plan de Modernización
de los Sistemas de Control de CN
Trillo al sistema Teleperm T-2000 de
Siemens y la plataforma de supervisión OM690, siendo proyecto piloto
para la migración de la tecnología
de instrumentación existente en la
central basada en Iskamatic y su
integración con el control actual con
Iskamatic-B, Simatic S5, Contronic y
sistema de alarmas MS3.
Conclusiones
El proyecto de actualización tecnológica ha supuesto 26 meses de actividades de obra civil, montaje mecánico, eléctrico y de instrumentación de
más de 500 componentes, siendo 150
accionamientos motorizados, tendido
de unos 20.000 m. de cable y la dotación de nuevas estructuras civiles.
Con su implantación, CN Trillo está
preparada para hacer frente a posibles fluctuaciones tanto en el caudal
(0 a 5.400 m3h) como en la calidad del
agua de aporte que pudieran darse a
medio y largo plazo, estableciéndose como parámetro de diseño de la
planta puntas de carga de sólidos de
100 mg/l en el agua de aporte continuas durante 72 horas, ya habiéndose
comprobado la idoneidad de su funcionamiento con situación de riadas
con valores de turbidez superiores a
200 mg/l durante 100 horas, además
de la capacidad de tratar altos volúmenes de fango que minimicen el impacto ambiental de la central según las
exigencias medioambientales actuales.
Nuevas tapas para los huecos
de la cavidad reactor
En la recarga de 2007, se inició la sustitución de las tapas de cierre de los
huecos de la cavidad del reactor, fruto de la experiencia operativa interna
y buscando la mejora de la fiabilidad
de la planta.
En el inicio del proyecto se establecieron tres objetivos claros para el
nuevo diseño:
• Garantizar la estanqueidad de las
tapas, evitando con ello pérdidas
de agua y filtraciones de la cavidad.
Dicha estanqueidad debe poder verificarse in situ en cada tapa antes
de la inundación de la cavidad.
• Incorporar un sistema de recogida
y canalización de las hipotéticas fugas de las tapas, paralelo al sistema
PS (control de fugas de piscina y cavidad) ya existente, hacia el sistema
TZ (drenajes edificios nucleares),
que evite filtraciones y asegure la
conservación de las estructuras de
seguridad, evitando la posibilidad
de degradación a largo plazo.
Tapas instaladas en la cavidad del reactor.
ANTES
DESPUÉS
Sustitución tapa panel de alivio PQ99G002.
Andamio colgante cavidad recubrimiento
huecos.
• Facilitar y acortar las tareas de instalación / desinstalación de dichas
tapas.
Todo ello, teniendo en cuenta sus
requisitos básicos de diseño, ya que
son componentes relacionados con la
seguridad y con cualificación símica I.
Las tapas de cierre de los huecos
de la cavidad del reactor se instalan
sobre el liner durante los trabajos de
recarga, previamente a la inundación
de la cavidad del reactor, con el fin de
impedir la salida de agua por estos
ocho conductos (entrada/salida de
aire del sistema TL3, paneles de alivio
de presión y paneles de conexión de
instrumentación intranuclear), mantener el nivel de agua requerido como
protección radiológica durante la descarga/carga del núcleo e impedir la
contaminación o daños a otros equipos y/o estructuras de seguridad.
Tras la evaluación de varias alternativas, y teniendo en cuenta tanto
los criterios de diseño como la complejidad de su instalación y el impacto que pudiera tener en la recarga,
la solución finalmente elegida fue la
presentada por ENSA, cuyas principales características son:
• Tapa desmontable, rigidizada y que
distribuye uniformemente los esfuerzos de cierre a toda la superficie de la tapa gracias a los seis mecanismos de cierre independientes
en cada tapa, haciendo que
las superficies en contacto
sean plano inclinado contra
rodadura, minimizando rozamientos y disminuyendo
la fuerza necesaria de cierre y, con ello, el riesgo de
posteriores deformación del
marco de sellado.
• Tapa con mecanizado interior del
perfil de planitud del marco de cada tapa.
• Doble junta hueca de EPDM con
una dureza de 50A y fuerza/rigidez
línea < 5,37 N/mm.
• Tapas electropulidas que favorecen
la descontaminación.
• Tapas con sistema que permite verificar estanqueidad (prueba de vacío
entre juntas) tras su instalación.
• Recubrimiento de los huecos de la
cavidad con chapa de acero inoxidable con sistema de recogida de
fugas y conducción a sistema TZ.
Se inicia el proyecto, en su fase de
ingeniería y diseño, a finales del año
2005 con la definición de la especificación técnica de compra y con la
medición, mediante fotogrametría,
de la planitud de los marcos de cada
una de las tapas (origen de la falta
de estanqueidad de las compuertas
existentes).
Tras los trabajos de diseño y fabricación de las tapas se llevó a cabo un
programa exigente de pruebas funcionales en fábrica en una maqueta
en las que se reprodujeron las condiciones de contorno y accidente (presión y temperatura) para las que están
especificadas dichas tapas y con una
reproducción de los marcos imperfectos de la propia planta.
La experiencia de estas pruebas
permitió corregir imprevistos del diseño y verificar la validez de la solu-
ción adoptada, así como el sistema de
prueba de estanqueidad instalado en
el nuevo diseño, minimizándose al
máximo las incertidumbres de cara a
la instalación en planta.
Debido a la complejidad de la instalación de la modificación de diseño
(sustitución de las ocho tapas, recubrimiento de seis de los ocho huecos
-se exceptuó el de los paneles de conexión por su complejidad- e instalación del sistema alternativo de recogida y conducción de fugas); y a que se
debía ejecutar en ruta crítica de vasija,
ya que requería del uso de la grúa
polar para el montaje de las tapas y
la instalación de andamios colgantes en la cavidad para los trabajos de
revestimiento de los huecos, la modificación se dividió en tres anexos
que se planificaron a su vez para ser
ejecutados durante las recargas 2007,
2008 y 2009.
Esto permitió repartir en el tiempo
la carga de trabajo de diseño, fabricación y pruebas, y consolidar poco
a poco en planta los cambios ejecutados.
Los resultados obtenidos han sido
totalmente satisfactorios en todos los
sentidos, desde el punto de vista de
los requisitos de diseño y desde el
punto de vista del montaje e impacto
en los trabajos de recarga.
Las claves del éxito de este proyecto
han sido la buena planificación y coordinación, así como el seguimiento
constante que se ha hecho del mismo
en todas sus fases. También ha sido
determinante el trabajo realizado por
el principal suministrador, ENSA, y la
estrecha comunicación que ha existido en todo momento entre él y todas
las secciones implicadas, en especial,
ingeniería de planta, validación y
mantenimiento.
Nuevos aislamientos
del primario: fiabilidad
y versatilidad en recarga
Dentro del plan de actualización tecnológica de la central, y siguiendo la
tendencia de las plantas alemanas,
en el año 2009, durante la recarga,
se modificaron los internos de las
válvulas TH12/22/32S006 (motorizadas) fabricadas por SEMPELL y
TH11/21/31S002 (manuales) fabricadas por WWP, primer aislamiento del
primario con el sistema TH (refrigeración de emergencia y evacuación
residual) de la rama fría y caliente.
Las modificaciones consistieron
básicamente en suprimir los enclavamientos laterales, y dotar a las válvulas de un enclavamiento central en
el husillo. Adicionalmente se sustituyeron los actuadores eléctricos de las
válvulas motorizadas.
La finalidad de este proyecto fue el
aumentar la fiabilidad y las prestaciones de estas válvulas, de acuerdo al
último estado de la técnica y subsanando las deficiencias detectadas en
su funcionamiento.
Las funciones principales de estas
válvulas son las siguientes:
• Retención, que en modo de operación a potencia, debe garantizar
estanqueidad y aislamiento del
refrigerante primario, así como la
apertura para la alimentación en
caso de accidentes con pérdida de
refrigerante.
• Apertura y cierre en modo de evacuación de calor residual durante
el arranque y la parada de la planta. Durante la parada deberá abrir
contra una diferencia de presión de
hasta 35 bares.
• Aislamiento hacia el primario (estanqueidad del obturador en contraflujo desde TH) contra mínimo 2,5
bares de presión durante el periodo
en el que la planta está la parada.
Hasta el momento, estas funciones se llevaban a cabo mediante un
actuador eléctrico (en el caso de las
válvulas motorizas) así como con los
dispositivos de enclavamiento laterales manuales.
El reacondicionamiento de las válvulas de aislamiento del primario con
el nuevo diseño de FANP-SEMPELL
de enclavamiento central ofrece las
siguientes mejoras:
A) Desde el punto de vista estructural:
• Se suprimen los enclavamientos laterales por un bloqueo central, con
lo que se reducen los puntos de posible fuga de 3 a 1 por válvula.
• Se centraliza la dirección de la fuerza de bloqueo y se aplica de una
forma dosificada, con lo que se mejora la estanqueidad del obturador
y se evita la sobrecarga de los componentes internos.
• Presenta un obturador basculante, es decir, su unión con el husillo permite movilidad en todas las
direcciones. Con ello se garantiza
una estanqueidad óptima del obturador ante desviaciones angulares
del asiento del cuerpo de la válvula,
tanto en operación a potencia como
en la acción de aislamiento mediante el bloqueo central.
• Asegura integridad estructural y
funcionalidad completa de la válvula, tras fallo de desconexión a rotor
bloqueado del actuador, no siendo
necesario ninguna verificación ni
control dimensional inmediatamente después. De acuerdo a la guía de
cálculo de válvulas motorizadas de
seguridad de la VGB.
• Permite un tensionado seguro de la
tapa de la carcasa por medio de un
dispositivo hidráulico especial.
• Se sustituyen los actuadores eléctricos de las válvulas de aislamiento
de la rama caliente por otros con
mayor capacidad de par de apertura, asegurando así la función de
aislamiento y reapertura de las válvulas.
B) Desde el punto de vista de proceso:
• La función de aislamiento es posible frente a sobrepresiones de hasta 15 bares en lugar de los 2 bares
actuales. Esto ofrece a su vez una
serie de ventajas:
– Asegura el doble aislamiento del
circuito primario durante el mantenimiento a cero lazo, el cual es
requerido en las centrales alemanas, durante la operación de refrigeración de la piscina de combustible.
– Facilita la recuperación de las bombas de evacuación de calor residual (RHR), permitiendo pruebas
funcionales, con el reactor despresurizado, de las bombas, de
las válvulas de retención y de las
válvulas de segundo aislamiento.
– Permite el llenado y purga de aire de la tubería de alimentación
en dirección al circuito primario, mientras éste está sin presión,
una vez se han realizado los trabajos de mantenimiento.
C) Desde el punto de vista de operación y mantenimiento:
• Se reducen y facilitan tanto mantenimiento correctivo como el preventivo.
• Se reduce la dosis recibida al disminuir los tiempos de intervención de
mantenimiento y el número de intervenciones debidas a correctivos
de los enclavamientos laterales.
• Posibilita una mayor flexibilidad
en la programación de los trabajos
de mantenimiento de las válvulas
de segundo aislamiento, lo que cobra mayor importancia después de
las restricciones derivadas de los
resultados del APS en parada.
• Asegura el cierre del primario para reparaciones del segundo aislamiento sin necesidad de bajar nivel.
Las modificaciones se realizaron
en los internos de las válvulas, manteniéndose los cuerpos originales de
las mismas. Adicionalmente con la
modificación de diseño se eliminaron interferencias de montaje de estas válvulas, y se dotó a los recintos
afectado de medios –vigas carrileras,
orejetas, polipastos– para facilitar los
trabajos de mantenimiento.
La ejecución y pruebas de la modificación se realizaron, de forma satisfactoria, durante la recarga R421 del
año 2009 modificándose en paralelo
las dos válvulas de cada redundancia
(manual y motorizada), redundancia tras redundancia, y completándose con un completo programa de
pruebas de componentes y pruebas
funcionales, que junto con las realizadas en fábrica, verificaron con condiciones de diseño que se cumplían
todas y cada una de las funciones de
seguridad requeridas a estos equipos
(conjunto válvula y actuador).
TH Aislamientos manuales 014 S002.
Plan de Instrumentación de la
Central Nuclear de Trillo
Introducción
Central Nuclear de Trillo definió hace
10 años un conjunto muy ambicioso
de modificaciones a largo plazo sobre
sus sistemas de control, instrumentación e información de proceso, con
el fin de prevenir su obsolescencia y
mejorar su facilidad de mantenimiento y operación mediante la introducción de tecnología digital. El plan,
desarrollado de forma consistente con
el realizado para Central Nuclear de
Almaraz, involucra a muchos departamentos de Almaraz-Trillo.
Ese plan se ha ido revisando y se
sigue revisando de cara al futuro de
forma anual, a la vista de la evolución
de la obsolescencia los diferentes sistemas y de los ejemplos de modernizaciones previas realizados en otras
plantas. El objetivo es el de mantener
en un adecuado estado del arte de la
instrumentación y control para asegurar su operación a largo plazo.
Las principales hipótesis del plan
son:
• Retrasar en lo posible el cambio
de equipos de seguridad clase 1E,
por las incertidumbres actuales en
el licenciamiento como clase 1E de
los sistemas digitales. Abordando
en cualquier caso la realización de
modernizaciones clave para estar
preparados en el caso de necesitarse cambios en esta área. En determinados casos se debe apostar por
la sustitución de tarjetas similares a
las antiguas retrasando así la necesidad de hacer un cambio de tecnología.
• Distribuir los cambios a lo largo del
tiempo para laminar su impacto
económico y posibilitar su integración con el resto de proyectos de
modernización realizados en CN
Trillo.
• Incluir en cada parada de recarga
los cambios que puedan ser asumidos sin incrementar el tiempo de
recarga.
• Aprovechar la experiencia de los
cambios ya realizados por otras
centrales de la misma tecnología
que CN Trillo.
• Se asume que la sala de control
de CN Trillo tendrá una interfase
hombre máquina hibrida debiendo convivir la tecnología analógica
que la conformaba al principio del
plan con la incorporación de nuevos sistemas. Estos nuevos sistemas
se han integrado con visón global
minimizando el número de interfases diferentes con el objetivo de
facilitar la operación de la central.
• Se selecciona una plataforma de
control de no seguridad instalada
en otras centrales que tenga el sector nuclear como objetivo claro. La
plataforma seleccionada ha sido la
plataforma SPPA-T2000 de Siemens
(antiguamente conocido como Teleperm XP). En fases posteriores del
plan se elegirá una plataforma de
seguridad para los sistemas de protección, con el objetivo de mantener
y potenciar los requisitos de defensa en profundidad y diversidad con
los que está diseñada la instrumentación y control de CN Trillo.
• A la vista de los resultados de otras
empresas, se evita una adjudicación
completa del plan, debiéndose de
adjudicar por separado los distintos sistemas, buscando eso sí una
maximización del valor añadido
obtenido por los diferentes participantes en la modernización.
• Los cambios se implementarán con
anterioridad en el simulador de alcance total y en los simuladores de
ingeniería disponibles con objeto
de optimizar el diseño, la interfase
hombre máquina, la implantación,
el ajuste y la formación de los diferentes perfiles de personal relacionados con los sistemas de instrumentación y control.
Los sistemas más importantes que
se han modernizado hasta la fecha
son:
• Sistema de Telemando para la Captación de Agua.
• Ordenador de neumobolas y cálculos nucleares.
• Ordenador de Proceso.
• Interfase Hombre-Máquina (IHM).
• Máquina de recarga.
• Nuevo pretratamiento de agua.
• Sistema de monitorización de vibraciones del primario (se pretende
realizar en la parada para recarga
de mayo de 2014).
• Sistema de control y protección de
turbina y bypass, incluyendo el sistema de vapor de cierres. (En curso).
• Modernización actuadores H&B.
(Comenzando).
Análisis: evaluación de sistemas,
espacio disponible para el cambio y
selección de plataforma para la I&C de
no seguridad
En la primera fase del plan se ha realizado un análisis con Areva de los
diferentes sistemas que constituyen la
I&C de CN Trillo, su ubicación actual
en las diferentes redundancias y la
posible ubicación una vez modernizados, en base a las referencias existentes en plantas como CN Trillo.
En la primera fase se ha elegido
como plataforma de control de no se-
guridad, la plataforma SPPA-T2000
de Siemens, con el sistema de visualización y control OM690, diseñado
de forma exclusiva para centrales nucleares. Esta plataforma es la misma
que se está utilizando en las nuevas
plantas desarrolladas por Areva.
La instalación de una única plataforma de control y supervisión permite optimizar:
• Las tareas del personal de Mantenimiento/Operación (así como sus
necesidades de formación).
• El número de repuestos específicos.
• La gestión del mantenimiento a futuro.
Detalle de la modernización
del ordenador de proceso
El ordenador de CN Trillo, a diferencia del de otras centrales enfocados a la supervisión de señales
de planta, está muy ligado a la instrumentación y control de planta,
constituyendo una extensión del sistema de alarmas del panel principal, presentando detalles del estado
de los equipos de automatización
incorporados en la central (a través
de un bus común) y proporcionando
permisivos en pruebas automáticas
de la misma, lo que hace que su modernización sea más compleja que el
de otras plantas.
La Figura 1 presenta el aspecto del
sistema de adquisición de datos y procesado de los equipos modernizados.
El ordenador de CN Trillo, a diferencia del de otras centrales enfocados a la supervisión de señales de
planta, está muy ligado a la instrumentación y control de planta, constituyendo una extensión del sistema
de alarmas del panel principal, presentando detalles del estado de los
equipos de automatización incorporados en la central (a través de un bus
común) y proporcionando permisivos
en pruebas automáticas de la misma,
lo que hace que su modernización sea
más compleja.
Todos estos subsistemas (y por lo
tanto sus funciones) se integrarán
en un único sistema de ordenadores
basado en el sistema SPPA-T2000 de
Siemens (anteriormente denominado
como Teleperm XP).
Las principales mejoras del nuevo
ordenador han sido:
• La incorporación de tendencias en
tiempo real y mejora sustancial del
sistema de archivos.
• Exportación de datos históricos de
forma unidireccional a la red de
gestión (permitiéndose un aislamiento del sistema).
• Posibilidad de trabajo con las alarmas en impresoras virtuales.
Figura 2: Ejemplo de pantalla de seguimiento de los objetivos de protección.
Figura 1: Cabinas del sistema modernizado.
• Automatización de la medida de
pruebas de los temporizados del
sistema de protección del reactor
equipados con módulo de pruebas.
• Incorporación de un sistema de
apoyo para el seguimiento del posible incumplimiento de los objetivos
de protección reflejados en Manual
de Operación 3/0/2.
La Figura 2 presenta el aspecto de
una de las pantallas del sistema de
apoyo al seguimiento de los objetivos
de protección.
Interfase Hombre Maquina (IHM)
de la sala de control
Dentro del plan se han evaluado las necesidades a futuro de la sala de control
y se ha realizado una modernización
de la misma incorporando un número
elevado de monitores de 42 pulgadas.
La Figura 3 presenta el aspecto del
sistema de adquisición de datos y procesado de los equipos modernizados.
La ubicación de monitores en los
puestos de trabajo se ha realizado
considerando tener una sala de tecnología híbrida en la que se aprovechen
las ventajas del empleo de sistemas
digitales con un mando adicional desde panel a los equipos más importantes (manteniendo las ventajas del
diseño original).
de la máquina de recarga
La modernización persiguió el cumplimiento de la última normativa ale-
Figura 3: Aspecto de la IHM de la sala de control de CN Trillo tras el cambio del
ordenador.
mana para la realización de pruebas,
incrementando además en gran manera las características de la máquina
(KTA 3902 y 3903 6/99).
La modernización incluye componentes mecánicos, eléctricos y de I&C:
Nuevo freno de seguridad, mejoras
en los engranajes, nuevos motores,
actuadores, sensores de posición redundante, medida de carga, I&C de
seguridad-protección completa, I&C
operacional completa, nueva IHM,
etc.
Se incorpora un nuevo sistema
automatizado para la realización de
pruebas periódicas.
El nuevo sistema incorpora función
autopiloto, facilitando y haciendo más
seguro el proceso de recarga.
La protección de la máquina (I&C
de seguridad-protección) incluye un
sistema SIL3 de fallo seguro.
La actualización, que es el último
estándar de Areva para PWR, ha seguido el mismo proceso de desarrollo
utilizado en las modernizaciones realizadas con anterioridad en plantas
alemanas.
La Figura 4 resume el aspecto del
sistema de operación de la nueva máquina de recarga de CN Trillo.
Personal del TÜV con experiencia
en modernizaciones previas en Alemania ha participado en el proyecto
desempeñando el papel de experto independiente requerido por la
regulación KTA. Ha aprobado las
especificaciones de diseño, la docuNUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 57
en primera opción. Este
cambio permite tener experiencia en el cambio de
sistemas de seguridad.
El plan contempla la obtención de repuestos para
los actuadores actuales, la
modernización de ejemplos
clave y la obtención de repuestos constituidos por
nuevos actuadores.
Por la alta integración
que tiene estos actuadores
con el sistema de control
actual, se ha considerado
que los nuevos actuadores
de H&B son la mejor opción
para la modernización.
También se modernizarán actuadores de no seguridad.
mentación de fabricación,
los procedimientos de
pruebas y la ejecución de
los mismos.
Siguiendo la experiencia alemana y la regulación española, la máquina
de recarga de CN Trillo
se ha categorizado como
un sistema importante
para la seguridad (en la
categoría de relevante para la seguridad), fuera de
clasificación respecto a la
regulación RSK.
Detalle de la
modernización
de la monitorización de
vibraciones del primario
(YG20)
Cuando se publique el
presente artículo se habrá
implantado en la central
un nuevo sistema de monitorización de vibraciones del primario. El sistema, instalado por Areva y TSI (referentes ambas
en la monitorización de vibraciones),
incrementa la capacidad actual de
análisis, permitiendo una monitorización on line.
La modernización actualizará las
actuales cabinas de acondicionamiento de señal y de evaluación. Se mantienen las medias existentes de: ruido
neutrónico, desplazamiento vertical
de la vasija y sus componentes internos, desplazamiento relativo en las
tuberías de refrigerante primario y
en las bombas principales de refrigeración y fluctuaciones de presión del
refrigerante primario.
Incorpora un sistema de alerta temprana basado en análisis en el dominio de frecuencia y fijaciones de
montaje rápido para sensores de desplazamiento.
del control y protección de turbina
y bypass
En la actualidad se está desarrollando
la modernización de los sistemas electrohidráulicos de control y protección
de turbina y del bypass de turbina, integrándolos en la plataforma de control ya elegida para CN Trillo el sistema SPPAT2000-OM690, que incorpora
en este caso actuación segura ante
fallos. El sistema modernizado tendrá
una configuración redundante, que
elimina la existencia de disparos ocasionados por fallos simples.
El sistema incorpora además un
sistema diverso en la protección de
sobrevelocidad de la turbina.
Figura 4: Sistema de Operación de la
nueva máquina de recarga de CN Trillo.
Se incorporan sistemas de protección certificados como SIL3. La asignación de los criterios de protección
a niveles de requisitos de seguridad
se basa en análisis de la seguridad
del sistema y la última normativa
disponible. Los criterios de protección que deban satisfacer un requisito de seguridad SIL1 o mayor se
registran y procesan a prueba de
fallos.
El alcance del proyecto, que contempla la renovación de los instrumentos
y equipos de automatización es:
• Regulación y protección de la turbina.
• Regulación y protección de bypass.
• Regulación de vapor de cierres de
la turbina.
• Aparato de control de temperatura
en las paredes.
• Automatismo de prueba de la turbina.
• Sistema hidráulico para el alcance
de suministro, incluye reguladores
de presión redundantes para la regulación del bypass y válvulas magnéticas para el disparo del bypass y
para la activación de las válvulas de
inyección de agua.
de actuadores H&B
La modernización de los actuadores
H&B que se está lanzando en la actualidad, es el sistema de seguridad
que se ha elegido para modernizar
Conclusiones
El Plan de Instrumentación
de CN Trillo, como el de
CN Almaraz, es un plan
vivo que pretende mantener en un
adecuado estado del arte de la instrumentación y control de la central
para asegurar su operación a largo
plazo.
El objetivo del plan es el facilitar
los cambios, permitiendo una adecuada distribución de los mismos en
el tiempo, involucrando a muchos
departamentos de Almaraz-Trillo.
La situación de las centrales alemanas, dificulta las referencias para
CN Trillo, pero la elección de soluciones que se están incorporando en
las nuevas centrales, permite seguir
aprovechando experiencia previa. El
sistema de regulación del reactor o
las cabinas de adquisición de señales
de flujo neutrónico, son parte de los
sistemas que se están evaluando para los próximos pasos.
Parte importante del trabajo del
plan consistirá en encontrar una adecuada combinación de modernizaciones completas y modernizaciones
de tarjetas electrónicas.
CN Trillo como miembro de la asociación de operadores VGB, dispone
de un análisis actualizado de las tasas de fallos de tarjetas electrónicas
de los sistemas actuales (existiendo
laboratorios de reparación vinculados a la VGB).
Para finalizar, es importante señalar que CN Trillo posee desde 2010,
un plan de ciberseguridad que tiene
entre sus objetivos el de mantener un
adecuado aislamiento y una adecuada diversidad y diseño en profundidad de la instrumentación y control
de la planta.
S
GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE
e presenta a continuación de forma resumida, la gestión y la experiencia de operación del combustible de Central Nuclear de Trillo
en los primeros 25 años de vida de la
central.
El reactor de la central de Trillo se
hizo crítico en mayo de 1988, siendo
la última central en entrar en operación en España.
El NSSS es de diseño y tecnología
KWU que empezó siendo el suministrador del combustible de Trillo (primer núcleo y tres primeras recargas),
pasando en los años 90 a Siemens y
actualmente a Areva.
Las centrales de esta tecnología presentan diferencias importantes con
respecto a las americanas y francesas.
Se pueden destacar las siguientes
características que afectan de manera
clara a la gestión del combustible:
– Almacén de combustible nuevo y piscina situados dentro de contención.
– Vigilancia permanente de la distribución de potencia con detectores
fijos dentro del núcleo. (Figura 1).
– Sistema de limitación que está situado entre el sistema de control y el
de protección realizando actuacio-
nes automáticas independientes del
operador.
– Límites y condiciones de licencia
específicos y en algunos casos diferentes de los utilizados en centrales
de tecnología americana.
– Aprobación por la autoridad de licencia de la documentación de fabricación para cada una de las recarga.
Además CN Trillo presenta la particularidad de, al ser una central de
tres lazos, utilizar combustible 16x16,
De izquierda a derecha: Manuel Novo (Jefe
Departamento), Jorge Benavides, Alberto Ortego y
Juan Carlos Martínez-Murillo
P
O
N
M
L
K
J
H
G
F
E
D
C
B
A
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15
Sonda de neumobolas
Detector Incore
Figura 1.
más corto que el empleado en las
centrales KWU de su generación.
En cuanto a la operación en las
centrales alemanas, se utiliza de forma rutinaria gadolinio como veneno
consumible en las pastillas de UO2,
combustible de óxidos mixtos con
uranio y plutonio (MOX), boro enriquecido en B10 hasta el 30 % como
veneno soluble en el primario, y zinc
disuelto en el primario para ayudar
a la reducción de dosis.
Por distintos motivos ninguna de
estas prácticas se sigue en la actualidad en CN Trillo.
En cuanto a la segunda parte del
ciclo, CN Trillo presentaba también
diferencias significativas con las centrales alemanas ya que éstas, hasta
finales de los 90, enviaban el combustible a reprocesar y, por tanto,
no necesitaban ampliar la capacidad
de almacenamiento del combustible gastado en el emplazamiento.
Hay que destacar además que ya entonces, en Alemania, se disponía de
dos almacenes centralizados para el
combustible (Ahaus y Gorleben).
Política de gestión y diseño de
ciclos
Desde el arranque de la central, la
política de gestión de combustible se
centró en los siguientes aspectos:
– Seguridad del suministro.
– Asegurar la calidad tanto de los
diseños como del combustible.
– Optimización de costes.
Para alcanzar estos objetivos es
imprescindible realizar una fuerte
supervisión, de la ingeniería y de la
fabricación.
La central nuclear de Trillo comenzó su operación el 16 de mayo de
1988 y salvo el primer ciclo, que tuvo
una duración de 400 DEPP, siempre
se operó en ciclos de 12 meses con
diseños de unos 335 DEPP.
Figura 2.
Figura 3.
El primer núcleo de CN Trillo fue el
único en el que ha sido necesario utilizar venenos consumibles en forma
de arañas de borosilicato, tecnología
que era entonces la habitual de KWU,
aunque ya estaba comenzando el empleo de gadolinio.
Las primeras recargas fueron de 56
EC y enriquecimientos del 3,3 %, pero
en seguida se pasó a lotes de 44 EC y
3,95 % para aprovechar la capacidad
de la piscina, aumentando el quemado de descarga. Desde 2004 se utilizan lotes de recarga de 40 EC y 4,20 %
de enriquecimiento.
En los primeros ciclos de CN Trillo se utilizaron esquemas de recarga
tradicionales, cargando los elementos
frescos en la periferia del núcleo.(Figura 2).
Desde muy pronto para optimizar
la utilización del combustible y reducir la irradiación de la vasija, se comenzó la transición a núcleos de bajas
fugas, estando en la actualidad con
diseños de bajas fugas totales y prácticamente en equilibrio. (Figura 3).
La gestión de los ciclos en el futuro
se centra en seguir aumentando el
quemado de descarga, reduciendo el
lote de recarga a 36 EC con enriquecimientos del 4.45 % manteniéndose en
ciclos de 12 meses.
La reactividad de los elementos
16x16 de diseño KWU con enriquecimientos superiores al 4,5 %, hace necesario el uso de venenos neutrónicos
durante la fabricación y manejo de los
mismos.
La utilización de lotes de recarga
sin venenos y con un solo tipo de EC
presenta múltiples ventajas, tanto
desde el punto de vista de seguridad
de suministro como de flexibilidad en
la operación.
Diseño mecánico de los EC
y experiencia en operación
En el primer núcleo y las dos primeras recargas, los EC venían equipados
con todas las rejillas (8) de inconel sin
aletas mezcladoras y Zry-4 como material de vaina.
Al objeto de reducir las dosis por
contaminación de cobalto y mejorar
la corrosión del refrigerante, se introdujeron a partir de la tercera recarga,
rejillas intermedias (6) de Zircaloy y
vainas de Zry-4 con bajo estaño. Así
mismo las rejillas intermedias llevaban aletas mezcladoras para mejorar
el margen al DNB.
A partir de la sexta recarga se estandariza el diseño introduciendo la
estructura FOCUS y las vainas Dúplex. Estas vainas consisten en una
parte interna de Zircaloy 4 estándar
y una externa de unas 150 micras de
espesor de Zircaloy con muy bajo
contenido de estaño y mejor comportamiento frente a la corrosión del refrigerante. Además la licencia de este
tipo de vaina es relativamente sencilla y la fabricación muy similar a la de
vainas con un solo material.
Hoy se sigue utilizado este tipo de
vaina que presenta un buen comportamiento con márgenes satisfactorios
en operación.
Con respecto a la estructura hace años, se cambió el diseño al HTP,
cuya diferencia fundamental con el
FOCUS es el tipo de rejilla intermedia
y superior sin aletas mezcladoras y
con un diseño de la sujeción de las
varillas muy resistente a la abrasión.
El comportamiento de este diseño
es en general satisfactorio pero se
ha observado un aumento del ruido
neutrónico en paralelo a su introducción, que ha supuesto la actuación
indeseada del sistema de limitación y
que en la actualidad está ya saturado al
ser ya todo el núcleo de diseño HTP.
Están en estudio modificaciones de
los elementos que permitan la reducción de los niveles de ruido.
En cuanto a la fabricación, solamente destacar que hasta el año 1995,
ésta se realizó en la planta de KWU
en Hanau (Alemania) y a partir de
entonces y por cierre de dicha fábrica, el suministro pasó a Lingen (Alemania). Desde la integración en Areva se ha cualificado la fabricación en
la planta francesa de Romans, aunque de momento no se ha recibido
combustible desde dicha planta en
CN Trillo.
A finales de los 90 se probaron 4
elementos de demostración de diseño
Enusa con resultados satisfactorios.
La experiencia del combustible
en operación ha sido buena sin incidentes importantes. En los primeros
25 ciclos se han producido fugas en
14 EC y un total de 17 barras. Todos
estos elementos han sido reparados,
investigándose al mismo tiempo la
razón de los fallos, siendo la abrasión
de la barra por partículas extrañas el
mecanismo de fallo más común, salvo
en el caso de 5 EC que fallaron por hidruración primaria en los años 1998 y
1999 debido a contaminación interna
durante la fabricación.
La detección de los elementos con
fugas se realiza en la central de Trillo
mediante la técnica de sipping en caja, disponiéndose del equipo necesario en la piscina desde el comienzo de
la operación de la central.
Almacenamiento
de combustible en la central
Debido a la pequeña dimensión de la
piscina por estar dentro de conten-
Figura 4.
ción, al no reprocesado y a no disponer de un almacén centralizado, y
a pesar de ser la última central que
entró en operación en España, fue la
primera en necesitar de un almacén
en seco en la central.
A mediados de los 90 CN Trillo
realizó un cambio de bastidores de
la piscina, dando crédito al quemado de los EC, como el resto de las
centrales españolas.
En el año 2001 entró en operación
el almacén en seco, con contenedores de doble propósito (DPT) y capacidad de almacenamiento de 21 elementos sin fugas y sin aditamentos
del núcleo.
Los primeros contenedores fueron
licenciados por Enresa para quemados de hasta 40 Mwd/kgU y cinco
años de enfriamiento mínimo de los
EC. La siguiente licencia llegó hasta
45 Mwd/kgU y seis años de enfriamiento.
Con estas dos licencias se han cargado 22 contenedores y un total de
462 EC (Figura 4).
En la actualidad Enresa está en proceso de ampliar la licencia del contenedor hasta quemados de 49 Mwd/
kgU para lo que es necesario aumentar el tiempo de enfriamiento mínimo
de los elementos hasta nueve años y
modificar el proceso de secado durante la carga de los contenedores.
La experiencia de carga y operación
de estos contenedores ha sido satisfactoria sin incidencias importantes y
tiempos de carga de unas tres semanas por contenedor, lo que al necesitar dos contenedores por ciclo hace
que sea muy importante la planificación de dicha actividad en contención
para evitar interferencias con otros
trabajos.
CONVOCATORIAS 2013
Congresos, Cursos y Reuniones
ICEM 2013 “ASME 15th International Conference on Environmental Remediation and
Radioactive Waste Management”
Bruselas, Bélgica ASME
Info: http://asmeconferences.org/ICEM2013
8-12 Septiembre
15-19 Septiembre 2013 LWR Fuel Performance Meeting / Top Fuel
Charlotte, Carolina del
norte, EEUU
ANS (American Nuclear Society)
Info: http://lwrfuel.ans.org/
39ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
REUS, TARRAGONA, ESPAÑA
Info: www.reunionanualsne.es
25 – 27 SEPTIEMBRE
NESTET 2013 “Nuclear Education and Training”
European Nuclear Society (ENS)
Madrid, España
Info: www.nestet2013.org
17-21 Noviembre
Programa SOCIAL
El Programa Social de las reuniones anuales de la SNE constituye otra forma de disfrutar de las Reuniones Anuales
de la Sociedad Nuclear Española, más lúdica, pero no menos enriquecedora, pues permite conocer la cultura, el
arte, la gastronomía y las costumbres de aquellas ciudades en las que se organiza.
En esta ocasión, siendo Reus una ciudad enormemente atractiva, el programa es especialmente interesante y
completo.
Miércoles 25 de septiembre
14:00 h. CÓCTEL DE APERTURA: Para todos los congresistas y a sus acompañantes en el Centro de Ferias y Convenciones
de Reus, sede de la Reunión. Patrocinado por WESTINGHOUSE
21:00 h.
CONCIERTO y CÓCTEL: En el Teatro Fortuny. El concierto será ofrecido por el grupo de Jazz de Andrea Motis y
Joan Chamorro, grupo revelación en el panorama del jazz catalán. Tras el concierto,
todos los asistentes podrán disfrutar de un cóctel en la vieja fábrica de VERMUT
ROFES, transformada actualmente en un restaurante y patrocinado por EMPRESARIOS
AGRUPADOS, ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS S.A. y TECNATOM
Jueves 26 de septiembre
11:30 h.
CONCURSO DE FOTOGRAFÍA: Entreta de premios del 6º Concurso de Fotografía AREVA en el Centro de Ferias
y Convenciones de Reus.
21:00 h.
CÓCTEL Y CENA OFICIAL: En el Centro de Convenciones de Port Aventura, precedida de un cóctel. Este
es el acto social más importante de la Reunión Anual, donde congresistas y
acompañantes disfrutarán de las excelencias gastronómicas de la zona y en
la que se hará entrega de las distinciones de la SNE. Cóctel patrocinado por
COAPSA e IDOM.
El cóctel y cena están incluidos en la inscripción de los acompañantes y tienen
coste adicional para los congresistas.
Viernes 27 de septiembre
14:00 h. CÓCTEL DE CLAUSURA: Para todos los congresistas y a sus acompañantes en el Centro de Ferias y Convenciones
de Reus. Patrocinado por GENERAL ELECTRIC HITACHI
VISITAS PARA ACOMPAÑANTES
Este conjunto de visitas realizadas durante los tres días de la Reunión está restringido a los acompañantes y tiene un coste
adicional a la inscripción
Mediterráneo
15:30 h.
17:45 h.
Salida en autocar de firaReus, sede de la Reunión.
Visita al barrio marítimo de El Serrallo, dentro del Puerto de Tarragona el más importante de España en tráfico de
productos agrícolas y cereales, y uno de los principales en transporte de industria petroquímica y descarga a granel
de sólidos y vehículos, siendo uno de los más importantes del Mediterráneo. Aquí tomaremos un barco para recorrer
el propio puerto, tras lo cual nos dirigiremos hacia el sur, siguiendo la costa, hasta alcanzar el pueblo y playa de La
Pineda, antes de regresar al punto de partida.
Regreso a los hoteles.
Reus
09:30 h.
11:30 h.
13:30 h.
14:45 h.
16:45 h.
18:00 h.
10:45 h.
12:00 h.
13:15 h.
(1)
Jueves 26 de septiembre
Salida en autocar desde los hoteles para visitar Reus
Reus cuenta con uno de los conjuntos modernistas más importante de Europa, que se puede descubrir recorriendo la
llamada “Ruta del Modernismo”, un itinerario por las 26 casas de este estilo más destacadas de la ciudad, entre las
que destacan especialmente las realizadas por el gran arquitecto Lluís Domènech i Montaner.
Reus cuenta con otros edificios singulares como los teatros Fortuny y Bartrina, testigos de la vida cultural y festiva de la
ciudad y la Prioral de Sant Pere, de estilo gótico.
Acompañados por un guía visitaremos la ciudad antigua haciendo escala en sus monumentos más emblemáticos.
Descanso y cata de aceites.
Visita del Gaudí Centre.
Centro de interpretación dedicado a la figura y obra del genial Antonio Gaudí, nacido en Reus.
Almuerzo en terraza del Gaudí Centre.
Tiempo libre para compras.
Reus es conocida como una ciudad de compras con una bien ganada fama de buen comercio.
Regreso a los hoteles.
Reus
09:00 h.
Miércoles 25 de septiembre
(2)
Viernes 27 de septiembre
Salida en autocar de los hoteles.
Para visitar la bodega De Muller junto con su masía. Fundada en 1851, elabora una amplia gama de vinos y otros
productos, como el cava y el vermut. Entre las peculiaridades de la bodega está el vino de misa, elaborado desde su
fundación, cuando se convirtió en único proveedor del Vaticano. También conoceremos el proceso de elaboración
del vermut, introducido en España a través de Reus en el siglo XIX y asociada a esta ciudad.
Visita guiada al Institut Pere Mata
Es una de las grandes obras de Lluís Domènech i Montaner. Construido en 1898, está considerado una joya del modernismo, que marcó el inicio de la brillante etapa modernista que vivió la ciudad de Reus.
Conferencia de WiN-España.
Regreso a firaReus.
Para asistir a la sesión y el cóctel de clausura.
LO NUCLEAR EN LOS MEDIOS
MEDIO
ASUNTO
RESUMEN
La nuclear de Garoña inicia la cuenta
atrás para su cierre
Sin embargo, el Ministerio está analizando la situación en relación a la regulación de ese cese definitivo de explotación, ya que
el cese se produce “por razones distintas” a las de seguridad
nuclear, en concreto por razones económicas.
Los trabajadores recurren a Rajoy
para salvar Garoña
El comité de empresa de la central nuclear de Santa María de
Garoña ha enviado una carta al presidente del Gobierno, Mariano Rajoy, en la que le piden que cumpla con su compromiso de
no cerrar la instalación burgalesa, tal y como manifestó en su
visita a la planta en octubre de 2009.
50 millones en el aire
Garoña no sólo genera energía sino una riqueza que se mide en
sueldos, comercio, suministros y diversas actividades. Cerca de
50 millones que en el pasado 2011 salieron ‘del bolsillo’ de Nuclenor, sólo en compras de todo tipo de productos, impuestos y
nóminas», explicaban fuentes sindicales.
Cierre reversible para Garoña
La empresa Nuclenor comunicó ayer a los trabajadores que el
cese de la central nuclear de Garoña, en Burgos, fijado para
el sábado es “reversible” y a partir del lunes 8 trabajarán en
un “periodo de transición” hasta que se decida el futuro de la
planta.
Endesa e Iberdrola negocian con
Industria salvar Garoña
Se intenta así arreglar el desaguisado que, entre unos y otros,
han creado en los últimos meses, hasta convertir Garoña en uno
de los líos más significativos del actual proceso de reforma eléctrica que está abordando el Gobierno.
8 de julio
Grupos antinucleares piden un plan
energético que excluya a Garoña
El presidente de Castilla y León acusa a Nuclenor de no haber
jugado «con las cartas limpias» y al Gobierno central de «opacidad» en el proceso.
8 de julio
Soria admite la posible reapertura de
Garoña en meses
El proceso se supedita a cumplir requisitos de seguridad y económicos.
9 de julio
Japón vuelve la vista de nuevo hacia la
energía nuclear
Dos años y medio después del accidente cuatro compañías eléctricas solicitan la reapertura de 10 reactores atómicos. Deberán
superar las normas establecidas tras el desastre de la planta de
Fukushima.
Orden IET/1302/2013, de 5 de julio
Declara el cese definitivo de la explotación de la central nuclear de Santa María de Garoña: http://www.boe.es/boe/
dias/2013/07/10/pdfs/BOE-A-2013-7558.pdf
Masao Yoshida, ‘héroe de Fukushima’
El director de la central recibió el Príncipe de Asturias. Tras conocerse su fallecimiento, un portavoz del operador de la central
de Fukushima, Tokyo Electric Power (TEPCO), descartó que el
cáncer que acabó con su vida pudiera ser provocado por la alta
radiación emitida en la planta.
El BOE publica con retraso la orden
de cese de Garoña
Aunque desde las cero horas del sábado 6 de julio la central se
quedó sin licencia, el Gobierno anunció un “cambio normativo”
para permitir a sus propietarias una nueva prórroga. En el real
decreto modificado sobre gestión de combustible nuclear se incluye un cambio reglamentario por el cual las nucleares a las
que se les acabe la licencia, siempre que no sea por razones de
seguridad, tendrán un año más para renovar su licencia.
El Gobierno aprieta a las eléctricas
para dejar más presupuesto a Empleo
Industria recortará cerca de 1.500 millones a las renovables y
1.000 millones a la distribución. Aprobará una nueva tarifa con
tramos horarios, paralizar centrales y la norma de autoconsumo.
1 de julio
Prensa Nacional
3 de julio
3 de julio
Prensa Nacional
4 de julio
5 de julio
el correo
BOE
10 de julio
Prensa Nacional
10 de julio
11 de julio
12 de julio
Prensa Nacional La reforma energética arranca con
13 de julio
14 de julio
una subida de la luz del 3,2% en
agosto
El sector eléctrico, en pie de guerra
La reforma energética del Gobierno no ha gustado a nadie. Ni a
las empresas ni a los consumidores. Los Presupuestos asumirán
finalmente 900 de los 4.500 millones a recortar y las empresas
otros 2.700. Las asociaciones de consumidores recuerdan que
el precio de la luz ha subido el 56% en los últimos seis años.
La patronal eléctrica Unesa advirtió de que la reforma carga el
65% del esfuerzo en las actividades tradicionales y que sobre el
sector recaerá un ajuste de 2.700 millones, de los que más de
1.000 millones afectarán a empresas de Unesa. «Estos recortes
y la inseguridad regulatoria que generan obligarán a las compañías de Unesa a una drástica reducción del empleo y a replantearse sus inversiones en España».
MEDIO
15 de julio
17 de julio
17 de julio
17 de julio
18 de julio
19 de julio
HOY
21 de julio
ASUNTO
RESUMEN
Confusión en Garoña
La central nuclear de Garoña se ha cerrado administrativamente. Es un cierre con opción de reapertura después de un pulso
entre el Gobierno y Nuclenor, sociedad formada por Endesa e
Iberdrola, cuyo resultado final es una confusión extrema, motivada por la mala gestión política del caso.
El Congreso aprueba la ley eléctrica
de las islas con los votos del PP
La ley, que Endesa –que explota estos sistemas– considera discriminatoria, supone, entre otras medidas, la cesión de las nuevas plantas de bombeo al operador del sistema, REE, y las regasificadoras a Enagás. La norma fija también la obligación de
que los proyectos de extracción de hidrocarburos no convencionales con “fracking” estén sometidos a evaluación de impacto
ambiental.
La esperada reforma energética del Gobierno del Partido Popular entrará oficialmente en vigor el próximo viernes 19 de julio,
La reforma entrará en vigor de manera
cuando el Pleno del Congreso tenga que aprobar y convalidar el
oficial el 19 de julio
texto definitivo, cumpliendo así los plazos establecidos por el
Ejecutivo.
Nuclenor se prepara para solicitar
una autorización por diez años
Nuclenor se mantiene a la espera de que se den nuevas «condiciones» en el marco regulatorio nuclear para solicitar la renovación de su autorización de explotación.
EL CSN emitirá un informe para
facilitar la continuidad de Garoña
El Real Decreto sobre gestión del combustible nuclear ya fue
estudiado y aprobado por el CSN el pasado 24 de abril, pero el
Ministerio de Industria ha introducido nuevas modificaciones al
texto, y pide un pronunciamiento no vinculante al máximo órgano de seguridad nuclear. La clave de esas modificaciones es
que una central nuclear como Garoña pueda pedir una licencia
de renovación desde el año de su cese, si éste ha obedecido a
razones económicas y no de seguridad.
Nuclenor “está aplicando” la Orden Ministerial sobre el cese de
la planta, pero “mantiene la central en óptimas condiciones de
Nuclenor ve “previsible” la reapertura
seguridad para, si las condiciones de explotación cambian, solide la central de Garoña
citar el reinicio de la actividad”. Así lo confirmaron a Efe fuentes de esta empresa.
Cuenta atrás para el nuevo regulador
único
En apenas tres meses echará a andar la nueva Comisión Nacional de Mercados y Competencia (CNMC), el supraente que asumirá las funciones de cinco de los reguladores actuales –quedan
fuera el Banco de España y la Comisión Nacional del Mercado
de Valores (CNMV)–, así como de la autoridad que vela por la
competencia.
El ministro de Industria sigue defendiendo su reforma eléctrica
Prensa Nacional Las eléctricas perderán 4.000 millones como única vía para evitar “la quiebra” del sistema. Para el pre23 de julio
por la reforma
25 de julio
CHINA CONSTRUYE EL 40% DE LOS
REACTORES NUCLEARES DEL MUNDO
“El gigante asiático es de enorme interés para las empresas españolas de ingeniería y servicios”, según el Foro Nuclear. Asia
es la región del mundo con más centrales atómicas en construcción, a la que sigue Europa.
LAS ELÉCTRICAS CLAMAN CONTRA LA
REFORMA ENERGÉTICA
El presidente de Iberdrola se une a Gas Natural y acusa al Gobierno de hacer un “reparto no equitativo” y anuncia acciones
jurídicas si no cambia las medidas.
GAROÑA ESTÁ EN COMA PORQUE NO
TIENE AÚN CEMENTERIO
El presidente de la pública Enresa reconoce que hasta 2018
España carecerá del Almacén Temporal Centralizado (ATC) necesario para custodiar el combustible gastado de las centrales
nucleares.
26 de julio
LA NUCLEAR ENCABEZA LA PRODUCCIÓN
ELÉCTRICA
Las centrales nucleares encabezaron en 2012 la producción
eléctrica en España, al aportar el 20,58%, con un total de
61.360,33 GWh. Esta cifra supondría el 42,24% de la electricidad sin emisiones contaminantes generada en España, según
el Foro Nuclear.
29 de julio
LA PRODUCCIÓN NUCLEAR CRECIÓ UN
6% EN 2012
La fisión es la fuente de energía más productiva, pues aportó el
20,58% de la energía española, con tan solo el 7,26%de la potencia instalada en España.
Prensa Nacional
25 de julio
Prensa Nacional
25 de julio
sidente de Unesa, el reparto de los recortes entre consumidores,
Estado y empresas ha sido “desequilibrado” y sin “equidad”.
DATOS
CENTRALES NUCLEARES
ESPAÑOLAS
Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX
COFRENTES
ENDESA G. 36%,
IBERDROLA G. 53%, UFG 11%
ALMARAZ
Almaraz I
Junio 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
747.803
720.246
720
98,97
100 0
0
0
0
Acumulado
en el año
3.445.386
3.324.984
3.464,5
75,60
79,77 3
0
1
0
Acumulado
a origen
221.453.912
212.828.769
242.745
81,71
86,09
92
6
19
39
ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%
Almaraz II
Junio
1.045 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
629.986
605.399
629,5
83,77
87,43 0
0
0
0
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
4.201.404
4.048.761
4.059
92,62
93,46
1
0
0
0
217.582.823
209.822.526
233.853,5
86,69
89,73
70
6
22
32
- Para la Unidad I se ha considerado una potencia eléctrica bruta de 1.035,27 MWe.
- Para la Unidad II se ha considerado una potencia eléctrica bruta de 1.044,45 MWe.
Ascó I
Junio 1.032,5 MW
Producción bruta
MWh
MWh
Producción neta
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
748.570
720.196
720
100,70
100
0
0
0
0
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
4.524.460
4.350.981
4.343
100,90
100
0
0
0
0
212.782.642
204.020.483
225.098,28
82,85
85,93
92
5
19
27
ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%
Ascó II
Junio 1.027,2 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
698.930
671.301
703,57
94,50
97,72
1
0
0
0
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
Sta. Mª DE GAROÑA
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
3.069.990
2.934.014
3.081,90
68,82
70,96
2
0
0
1
205.660.980
197.422.069
216.009,23
86,28
89
60
4
12
28
784.416
754.459
720
99,77
100
0
0
0
0
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
0
0
0
0
0
0
0
0
0
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
4.694.035
4.512.952
4.343 98,98
100
0
0
0
0
224.797.617
216.467.617
225.561,53
86,87
89,14
96
7
11
32
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
0
0
0
0
0
0
0
0
0
133.335.074
126.976.805
302.218,01
77,74
81,44
150
9
62
59
UFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,
HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%
Junio 1.066 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
VANDELLÓS II
IBERDROLA G. 100%
NUCLENOR (ENDESA G. 50%,
IBERDROLA G. 50%)
Junio 466 MW
TRILLO I
ENDESA G. 100%
ASCÓ
Junio 1.092 MW
133.381
122.153
184
17,38
25,56
0
0
0
0
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
3.560.670
3.337.231
3.447,7
76,91
79,38
0
0
0
1
200.738.936
187.949.741
192.835
85,86
87,63
11
18
29
32
ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%
Junio
1.087,14 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
%
Paradas programadas
774.190
743.569,20
720
98,91
100
0
0
0
0
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
4.682.373
4.499.216,20
4.343
99,18
100
0
0
0
0
190.960.039
182.539.416,48
188.738,14
81,40
84,26
47
0
25
26
Secciones FIJAS
NOTICIAS de la SNE
JORNADA TECNICA 2013
“Programas de Protección
contra Incendios. La Instrucción
de Seguridad IS-30, Revisión 1”
El pasado 4 de julio y con
una importante participación del sector ya que asistieron aproximadamente 60
personas, tuvo lugar la Jornada Técnica que, como en
los últimos años, viene organizando la Comisión Técnica de la SNE. La Jornada tuvo lugar en la Sala de
Conferencias de la Escuela
Técnica Superior de Ingeniería (ICAI), de la Universidad Pontificia de Comillas
(UPC), en esta ocasión con
el tema de referencia “Programas de Protección contra Incendios. La Instrucción de Seguridad IS-30,
Revisión 1”.
La apertura de la jornada
fue llevada a cabo por Francisco López, Presidente de
la SNE, Yolanda Moratilla,
Directora de la Cátedra Rafael Mariño de Nuevas Tecnologías Energéticas, José
A. Carretero, de Empresarios Agrupados que actuó
como Coordinador y Juan
Bros, Presidente de la Comisión Técnica de la SNE.
En ella se subrayó la actualidad y relevancia del tema
escogido para la Jornada
así como al alto nivel de las
ponencias y ponentes escogidos acordes con el gran
interés suscitado, puesto
de manifiesto en la alta participación.
La parte de la Jornada
desarrollada por la mañana, se inició con la presentación de Javier Cueto, de
Empresarios
Agrupados,
que comenzó con una explicación sobre los motivos y criterios asociados a
la IS-30 e introdujo el Método Prestacional. A continuación Fernando Bueno,
describió la evolución histórica de la normativa y su
aplicación a CN Trillo, antes de analizar el impacto
de la IS-30 Rev. 0 en dicha central. La siguiente
ponente del primer grupo,
Raquel Velasco tras una introducción a las bases de
licencia de CN Vandellós
II, desglosó las aproximaciones que se plantean en
esta planta a los requisitos
de la IS-30 Rev.1, revisando las cuestiones de mayor
impacto.
Con las preguntas realizadas tras esta ponencia
el Coordinador dio por finalizado el primer grupo de
ponencias de la mañana,
momento establecido para
hacer un receso y tomar un
café, que como el almuerzo,
ofrecía Empresarios Agrupados, en las instalaciones
de la Universidad; circunstancia que fue aprovechada
por muchos de los asistentes para visitar la magnífica capilla de que dispone la
Universidad.
Ya de retorno en la Sala de Conferencias, José
Ramón Soler
comenzó su
exposición resumiendo el
PCI de CN Cofrentes para,
una vez descrita la situación
actual,
analizar las soluciones a la
nueva revisión de la norma,
describiendo los aspectos
más relevantes relacionados con el diseño del subsistema sísmico de PCI.
Cerrando las ponencias
de la mañana, Isaac Fuente
y Francisco Salguero describieron, a partir de las bases
de licencia de CN Almaraz
cómo la nueva norma constituye una alternativa para
llegar a una regulación de
PCI más estable, permitiendo una mayor flexibilidad
para la justificación de temas futuros que se pudieran presentar.
Una vez finalizada esta
presentación se desarrolló
un animado Coloquio, con
gran participación de los
asistentes, que junto con
las preguntas realizadas al
final de cada exposición,
reafirmaron el gran interés
que ha suscitado el desarrollo del tema en las ponencias presentadas. Tras
el Coloquio llegó el momento de reponer fuerzas en el
almuerzo celebrado también
en el recinto universitario.
Ya en la sesión de la tarde Julián Peco, del Consejo
de Seguridad Nuclear, realizó
una exposición explicativa en
la que, tras una breve revisión
histórica, subrayó la dificultad asociada a una reglamentación posterior al diseño de
las Plantas y justificó la conveniencia de esta Revisión
1 en un plazo relativamente
corto tras la publicación de
la Revisión 0. A continuación
realizó un análisis comparativo con la anterior norma y
una revisión del contenido
más relevante de la nueva
Instrucción. Por último Albert
Ger de Applus LGAI cerró las
presentaciones con una ponencia sobre las normas de
referencia, criterios de fallo y
la certificación mediante ensayos de laboratorio.
Las Jornadas fueron clausuradas por el Coordinador
agradeciendo a los ponentes
el alto nivel de sus ponencias y a los presentes la gran
asistencia y participación.
SECCIONES FIJAS
FALLO DEL JURADO DE LA CONVOCATORIA DE BECAS PARA ESTUDIOS DE POSTGRADO EN ESPECIALIZACION NUCLEAR
Reunidos el pasado día 17 de julio de 2013 en la sede de la Sociedad Nuclear
Española (SNE) Gonzalo Armengol,Francisco Benítez, Juan Bros, José Antonio
Carretero, Francisco Martín-Fuertes y Luis Ulloa, miembros de la Comisión Técnica de la SNE, han acordado conceder las becas contempladas en la convocatoria, de entre las veinticuatro solicitudes recibidas en plazo y forma debidos, por
orden alfabético, a:
– Santiago Bermejo Peláez. Máster en Ingeniería Nuclear y Aplicaciones (U. A.
de Madrid y Ciemat)
– Marco Fabbri. Máster en Ingeniería Energética y Nuclear (Universidad de Educación a Distancia)
– Kevin Fernández Cosials. Máster en Ciencia y Tecnología Nuclear (Universidad
Politécnica de Madrid)
– Sergio García Romeral. Máster en Ingeniería Nuclear y Aplicaciones (U. A. de Madrid y Ciemat)
– Rafael León Agedano. Máster en Ingeniería Nuclear y Aplicaciones (U. A. de Madrid y Ciemat)
– Lluis Monset Cabré. Máster en Ingeniería Nuclear (Universidad Politécnica de Cataluña)
– Gema Muñiz Romero. Máster en Física Nuclear (Universidad de Sevilla)
– Adriana Ortiz Gómez. Máster en Ciencia y Tecnología Nuclear (Universidad Politécnica de Madrid)
– Adrián Sabater Alcaraz. Máster en Ciencia y Tecnología Nuclear (Universidad Politécnica de Madrid)
El importe total de las becas asignadas asciende a 16.800 €.
WIN ESPAÑA
VISITA DE WiN ESPAÑA A MEVION TECHNOLOGY
El pasado 15 de mayo WiN España visitó Mevion Technology
( www.mevion.es ), planta situada en Ólvega que ofrece servicios de ionización industrial por medio del uso de un acelerador de electrones.
La visita, organizada conjuntamente por WiN y el Colegio
Oficial de Físicos, contó con una nutrida presencia de miembros de ambas organizaciones. Tras el traslado hasta Ólvega
(Soria), la visita comenzó con una exposición acerca de la
planta realizada por su director , Jose Ignacio Martín Galán
junto con la directora de Gestión Comercial y Marketing y miembro de WiN, Ángela Villarreal. Durante dicha exposición se
comentaron los aspectos básicos de funcionamiento de la planta, para después centrarse en las aplicaciones de la ionización industrial, con abundantes e interesantes aplicaciones, desconocidas la mayor parte de ellas por los asistentes.
Con posterioridad se realizó una detallada visita a la planta; desde el bunker donde se realiza el proceso de ionización por
medio del acelerador de electrones, aprovechando que éste no se encontraba en funcionamiento, hasta la sala de control
y el laboratorio. El grupo estuvo acompañado en todo momento por el personal de Mevion, quienes con la máxima amabilidad realizaron unas explicaciones exhaustivas y contestaron a multitud de preguntas que surgieron entre los asistentes
durante la jornada.
La visita concluyó con una comida en Ólvega y posterior visita turística a Medinaceli, en el camino de regreso a Madrid.
Todos los asistentes agradecieron tanto a WiN como al Colegio Oficial de Físicos la oportunidad de conocer una de las
aplicaciones industriales de las radiaciones ionizantes, y animaron al personal de Mevion a seguir con su labor y a difundirla
al público, de forma que se den a conocer las ventajas que estas aplicaciones tienen para la sociedad.
Noticias de ESPAÑA
El clúster de la
Industria Nuclear de
Cantabria, crece y abre
nuevas oportunidades
Las instituciones y las empresas que lo conforman
han mantenido un nuevo
encuentro informativo para
valorar las siguientes acciones a desarrollar
El clúster nuclear cántabro, impulsado por el Gobierno regional, ha crecido,
68 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013
desde su formación en abril
de este año, incorporando siete nuevas empresas:
Inesco Ingenieros, Thunder,
Empiric Technologies, Berkell, Gamesa Electric, Newtecsol y Atos Worldgrid.
Para dar la bienvenida
a las nuevas incorporaciones y diseñar los siguientes pasos a seguir, el cluster ha mantenido un nuevo
encuentro, que ha contado
tanto con representantes de
las empresas promotoras:
Equipos Nucleares (ENSA),
Enwesa, Leading Enterprises, CIC, Norca Itertek,
Universidad de Cantabria
(UC) y Centro Tecnológico
de Componentes (CTC), como de las siete nuevas incorporaciones.
Durante la reunión, promovida por el Gobierno, se han
repasado las acciones llevadas a cabo hasta la fecha,
y se ha reafirmado el efecto
tractor de ENSA en la agrupación y la existencia de capacidades industriales y tecnológicas en Cantabria, para
poder abordar individualmente o en cooperación los retos
del sector, centrados en los
tres grandes proyectos mundiales que están en marcha
y que son el ATC (Almacén
Temporal Centralizado) de
Cuenca, ITER (Reactor Termonuclear Experimental Internacional, en Francia) y las
inversiones consecuencia del
efecto Post-Fukushima.
El consejero de Innovación, Industria, Turismo y Comercio, Eduardo Arasti, ha
señalado la importancia de
la creación de este cluster,
impulsado desde el Ejecutivo
cántabro, ya que “permitirá a
las empresas que lo conforman ser más competitivas y
poder acceder a las licitaciones de contratos, que se vayan produciendo a través de
uniones temporales de empresas”.
En dicha reunión, se han
planteado los objetivos de
trabajo relacionados con los
principales proyectos para
posicionarse en las nuevas
oportunidades de negocio
que brinda el sector nuclear.
Además, desde el propio
Clúster, se pretende liderar
acciones de formación especializada, basada en el know
how, tanto de las empresas,
como de la UC y los centros
tecnológicos.
El clúster está comenzando a tener un impacto favorable entre los agentes y
medios especializados en
España, por ser una iniciativa pionera, lo que lo ha convertido en un referente a la
altura del de la región de La
Borgoña, en Francia, liderado por la empresa nuclear
AREVA.
BARCELONA ACOGERÁ
EL MAYOR CONGRESO
INTERNACIONAL SOBRE
TECNOLOGÍAS DE FUSIóN
NUCLEAR EN SEPTIEMBRE
Se trata del 11º simposio de
esta materia que reunirá a
más de 500 científicos y tecnólogos de todo el mundo
El 11º Simposio Internacional de Tecnología de Fusión Nuclear (ISFNT), que
se celebrará del 16 al 20 de
septiembre en el Palau de
Congressos de Barcelona, reunirá a más de 500 científicos y tecnólogos de todo el
mundo. Se trata del congreso más importante en esta
materia a nivel mundial.
El ISFNT tiene como objetivo promover el intercambio
de información entre científi-
cos y técnicos en el ámbito
de la fusión nuclear y supone una excelente oportunidad para anunciar los últimos avances en este campo,
discutir temas claves y establecer sinergias para resolver
los problemas científico-tecnológicos para el desarrollo
de la fusión como una fuente
de energía de futuro, segura
y sostenible.
El congreso que está organizado conjuntamente por el
Instituto de Investigación y
Energía de Cataluña (IREC)
y el Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas
(CIEMAT), con la colaboración de ACCIO, el Centro para el Desarrollo Tecnológico
Industrial (CDTI), la Universidad Politécnica de Cataluña (UPC), la Fundació b_TEC
y Fusion for Energy (F4E), y
se centrará en dos aspectos
claves para el futuro de la
tecnología de fusión nuclear.
Por un lado, los expertos debatirán sobre los dispositivos
de fusión de corto plazo y,
por otro, estudiarán las distintas tecnologías de reactores a largo plazo.
Durante las jornadas, además, se revisará el estado
de distintos proyectos internacionales relacionados con
esta materia como el proyecto ITER, uno de los mayores
experimentos científicos que
pretende demostrar la viabilidad científica de la fusión
nuclear, así como desarrollar
las tecnologías necesarias
para que esta energía se convierta en una de las fuentes
energéticas del futuro.
Otros aspectos que se tratarán durante el simposio
son las hojas de ruta y objetivos de los principales programas de investigación y desarrollo en fusión nuclear a
nivel mundial. Paralelamente
al congreso también se organizará una exhibición y un
jornada industrial en la que
investigadores y científicos
podrán interactuar con distintas empresas del sector.
El acto de inauguración
contará con la presencia de
la Secretaria de Estado de
Investigación, Carmen Vela,
el Conseller de Empresa y
Ocupación de la Generalitat
de Cataluña, Felip Puig, el
presidente de la 11ª edición
del ISFNT y Director General del Laboratorio Nacional
de Fusión Euratom-CIEMAT,
el Dr. Joaquin Sánchez, el
Director General de la Organización Internacional de
ITER, el Prof. Osamu Motojima, el representante de ISNFT Steering Committee, el
Dr. Takutsu, y el Director de
Fusion for Energy (F4E), el
Prof. Henrik Bindslev.
Más información: http://
www.isfnt-11.org/welcome.
html
INFORME “RESULTADOS Y
PERSPECTIVAS NUCLEARES,
2012 UN AÑO DE ENERGÍA
NUCLEAR”
Foro de la Industria Nuclear
Española presenta los resultados del sector nuclear español. Las centrales nucleares han encabezado, un año
más, la producción eléctrica en España aportando el
20,58% de la electricidad.
Los reactores españoles, con
una potencia de 7.854 MW,
equivalente al 7,2% del total
español, han producido un
6,4% más que el año anterior.
Los indicadores de funcionamiento globales de las centrales nucleares españolas
han sido los siguientes:
• Factor de carga: 88,82%
• Factor de disponibilidad:
89,84%
• Factor
de
operación:
90,60%
• Factor de indisponibilidad
no programada: 1,33%
A nivel mundial hay 438 reactores nucleares en operación en 31 países. La producción de electricidad de
origen nuclear en 2012 fue
de 2.353 TWh, lo que representa el 14% de la electricidad total consumida en el
planeta. Estamos asistiendo
a un cambio en los fundamentos del sistema energético global a 2035, siendo
uno de los aspectos significativos un replanteamiento
de la opción nuclear en algunos países y señales de una
mayor importancia de las políticas de eficiencia energética.
Fuente: Foro Nuclear
Noticias del MUNDO
EL DOE TIENE PREVISTO
APORTAR 3,5 MILLONES DE
DóLARES USA A PROYECTOS
AVANZADOS DE REACTORES
NUCLEARES
General Atomics, GE Hitachi, Gen4 Energy y Westinghouse recibirán 2,68 millones de euros para cuatro
proyectos que “van más allá
del diseño tradicional de
agua ligera”, según ha comunicado el Departamento
de Energía (DOE) de EEUU.
Las ayudas financieras,
que se ofrecerán con un
20% de los costes compartidos a nivel privado, forman
parte del plan del presidente Barack Obama, anunciado en junio, para reducir la
contaminación procedente
de las centrales eléctricas
de combustibles fósiles y
para desarrollar tecnologías
de energía limpia.
Según el DOE, los proyectos responderán a los “importantes retos técnicos” del
diseño, construcción y operación de la próxima generación de reactores nucleares.
Los cuatro proyectos seleccionados para recibir los
fondos son los siguientes:
• General Atomics (California): investigación del
SECCIONES FIJAS
carburo de silicio, que se
puede emplear para el envainado de barras de combustible.
• GE Hitachi Nuclear Energy (Carolina del Norte):
materiales de aislamiento
de alta temperatura para
el diseño y fabricación de
bombas electromagnéticas
para los reactores refrigerados por metal líquido.
• Gen4 Energy (Colorado):
I+D en diseños de circulación natural para reactores
nucleares avanzados en los
que se emplea un refrigerante de plomo-bismuto.
• Westinghouse Electric
Company (Pensilvania):
análisis de la termohidráulica del sodio para apoyar
el diseño de reactores nucleares avanzados, especialmente los diseños con
refrigeración con sodio.
Según el ministro de
Energía Ernest Moniz, la investigación pública-privada
de los reactores nucleares
avanzados permitirá impulsar el liderazgo americano
en la próxima generación de
tecnologías de energía nuclear y hacer que la energía
nuclear baja en carbono llegue a ser “un contribuidor
importante” a la economía
estadounidense.
La NRC publica su informe
anual al Congreso sobre
las inspecciones de
seguridad nuclear
En 2012, la Comisión de Regulación Nuclear (NRC) de
EEUU realizó 173 inspecciones de seguridad “de base”
en las centrales nucleares
comerciales, así como 23
inspecciones de “fuerza de
force” (FOF), y entre los dos
tipos se identificaron 153
hallazgos, 146 de los cuales fueron de muy baja importancia para la seguridad
y siete de una importancia
para la seguridad mayor que
muy baja.
En un comunicado, la NRC
dice que, a modo de comparación, se llevaron a cabo
217 inspecciones de seguridad (193 de base y 24 de
FOF) en el 2011, dando co70 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013
mo resultado 151 hallazgos,
140 de los cuales fueron de
muy baja importancia para
la seguridad y 11 de una importancia para la seguridad
mayor que muy baja.
Cuando se identifica un
hallazgo durante una inspección de seguridad, la NRC se
asegura de que se corrija inmediatamente el problema
o que se tomen “medidas
compensatorias”. Sin embargo, se consideran sensibles los detalles de los hallazgos de seguridad, por lo
tanto no se hacen públicos.
En las inspecciones de seguridad de base, los trabajos se centran en la autorización de acceso, el control
de acceso, los sistemas de
protección física, el control
y contabilidad de materiales (MC&A) y la respuesta a sucesos contingentes.
En las inspecciones FOF,
se usa una fuerza adversaria de simulacro para probar
la situación de seguridad de
una instalación. Durante las
inspecciones FOF, la fuerza
adversaria intenta alcanzar
y simular daños a los “sistemas y componentes significativos”.
Se hicieron públicos los
hallazgos en una versión no
clasificada del informe anual
de la NRC al Congreso estadounidense, en el cual se
detalla el programa de inspecciones de seguridad del
año anterior. Se exige el informe bajo la Ley de Política
Energética estadounidense
de 2005.
En el documento, se informa sobre el programa de inspecciones de seguridad de la
NRC, incluyendo los simulacros FOF, para las centrales nucleares comerciales y
las instalaciones de ciclo de
combustible de Categoría I.
También se dice que, tras
las inspecciones FOF, a los
titulares de licencia se les
puede exigir la mejora o la
adición de estructuras y tecnologías de seguridad. Si un
titular determina que el equipo adversario no se ha encontrado con el retraso deseado durante el simulacro
de ataque, puede añadir barreras de retraso adicionales
tales como vallas o cerraduras en puertas o verjas, dice
el informe.
Por último, los titulares
de licencia pueden emplear
personal de seguridad adicional como consecuencia
de las lecciones aprendidas
de los ejercicios FOF, dice el
informe.
Según Allison Macfarlane,
presidente de la NRC, en el
informe se describen los esfuerzos de la NRC para garantizar la protección de la
infraestructura nuclear del
país contra los ataques terroristas.
La central india de
Kudankulam-1 alcanza la
primera criticidad
Poco antes de la medianoche del día 13 de julio, se
alcanzó la primera criticidad
en la primera unidad de la
central nuclear de Kudankulam situada en Tamil Nadur
en el sur de la India, según
ha comunicado la Nuclear
Power Corporation of India
Limited (NCPIL).
La empresa estatal ha informado que se inició la
“primera aproximación a la
criticidad” alrededor de la
medianoche del día 11 de
julio, tras el cumplimiento de todos los requisitos y
la recepción de la autorización del Consejo Regulador
de Energía Atómica (AERB).
Las unidades nucleares
1 y 2 de Kudankulam son
reactores de agua ligera
VVER-1000 de diseño ruso
con una potencia neta de
diseño de 917 megavatios
(MW). Ambas han sido construidas con cooperación técnica de Rusia.
Según el AERB, la próxima
etapa consistirá en la sincronización de la unidad 1 de
Kudankulam con la red del
sur con unos 400 MW de
potencia, lo que está previsto para dentro de 30 a 45
días.
Tras el cumplimiento de
los requisitos de procedimiento y reguladores, se aumentará después la potencia
al máximo en varios pasos,
dice el AERB.
Según el OIEA, hay 20
unidades nucleares en operación comercial en la India
y otras siete, entre ellas la
unidad 1 de Kudankulam, en
construcción.
Con la conexión a la red de
la unidad 1 de Kudankulam,
se aumentará la capacidad
de generación nuclear total
de la India a 5.780 MW brutos, dice NPCIL.
TEPCO pospone su
solicitud mientras cuatro
empresas eléctricas
presentan solicitudes de
inspección de seguridad
Cuatro empresas eléctricas
en Japón han solicitado la
inspección de 10 reactores
nucleares en cinco centrales, de acuerdo con los nuevos requisitos de seguridad
que han entrado en vigor
el día 8 de julio, sin embargo Tokyo Electric Power
Company (TEPCO) ha pospuesto su solicitud para el
rearranque de la central de
Kashiwazaki Kariwa, ha informado el Foro Industrial
Atómico de Japón (JAIF).
Según JAIF, las empresas
Hokkaido, Kansai, Shikoku
y Kyushu Electric Power han
presentado solicitudes de
inspección, lo que permitirá
autorizar el reinicio de operación de 10 unidades nucleares.
Sin embargo, TEPCO ha
anunciado que aplazará su
solicitud para las unidades
6 y 7 de la central de Kashiwazaki Kariwa.
Los reactores para los que
se han presentado solicitudes
de inspección son los de las
unidades 1, 2 y 3 de la central de Tomari, las unidades
3 y 4 de la central de Takahama, la unidad 3 de Ikata, las
unidades 3 y 4 de Genkai, y
las unidades 1 y 2 de Sendai.
Todos ellos son reactores de
agua a presión (PWR).
La solicitud para las unidades 6 y 7 de Kashiwazaki Kariwa ha sido pospuesta
tras una visita del presidente de TEPCO, Naomi Hirose,
a la ciudad de Kashiwazaki y
SECCIONES FIJAS
el pueblo de Kariwa el día 5
de julio.
El Sr. Hirose ha dicho que
le resultaría difícil presentar
una solicitud tras consultar
con los representantes del
gobierno local.
Hirohiko Izumida, el gobernador de la prefectura
de Niigata donde está situada la central de Kashiwazaki Kariwa, ha dicho que
TEPCO tendría que haber
consultado con los municipios locales antes de anunciar su intención de solicitar
el rearranque de los dos reactores.
El Sr. Izumida ha dicho
que, antes del rearranque
de los reactores en la central de Kashiwazaki Kariwa,
TEPCO deberá “terminar de
investigar el accidente nuclear en la central de Fukushima-Daiichi, así como resumir los resultados de la
investigación”.
Las unidades 6 y 7 de
Kashiwazaki Kariwa son reactores avanzados de agua
en ebullición de 1,315 megavatios (MW) cada uno que
entraron en operación comercial en 1996 y 1997,
respectivamente.
El 2 de julio de 2013,
TEPCO anunció que tenía
la intención de solicitar una
inspección de la central nuclear de Kashiwazaki Kariwa
tan pronto entraban en vigor
los nuevos requisitos de seguridad.
En el Reino Unido hay
incentivos previstos
para las comunidades
que acogen a centrales
nucleares
Las comunidades próximas
a los ocho emplazamientos
previstos para nuevas centrales nucleares en Inglaterra y Gales podrían recibir
unos beneficios valorados
en hasta 1.159 euros por
megavatio durante los 40
años siguientes a la puesta
en operación de las centrales, ha anunciado el gobierno.
Según el Departamento
de Energía y Cambio Climático (DECC), el valor de la
propuesta podría ascender
a 128 millones de libras esterlinas para la zona alrededor de los reactores gemelos que EDF Energy tiene
previsto construir en Hinkley
Point en Somerset.
Los fondos, que procederán de un impuesto sobre actividades económicas
en el Reino Unido, estarán
adaptados a las localidades
específicas y serán gestionados a nivel local para que
aporten un “beneficio a largo plazo”, dice un comunicado.
Las autoridades locales
que acogen a nuevas centrales nucleares se beneficiarán en hasta los primeros
10 años de operación mediante la retención de una
parte del “aumento significativo” que surgirá de los
ingresos por los impuestos.
Para tener en cuenta la
escala y vida de las centrales nucleares, las comunidades locales recibirán
financiación adicional del
gobierno central durante
otros 30 años.
La retención del impuesto sobre actividades económicas solo es aplicable en
Inglaterra, por lo tanto el
DECC ha indicado que estudiará con el gobierno galés
un “paquete de beneficios
para la comunidad”, equivalente al ofrecido en Inglaterra, para la comunidad
próxima a la nueva central
nuclear propuesta en el emplazamiento de Wylfa.
Según Michael Fallon, ministro de Empresa y Energía, la nueva construcción
nuclear tendrá “un papel
clave” en la estrategia energética del Reino Unido. Dice: “Es totalmente imprescindible que reconozcamos
las contribuciones de aquellas comunidades que acogen a grandes proyectos
energéticos nuevos.
En la Declaración de la
Política Nacional Nuclear
publicada en junio de 2011,
se exponen los detalles de
ocho emplazamientos en
Inglaterra y Gales que son
apropiados para nuevas cen-
trales nucleares. Estos emplazamientos son: Hinkley
Point, Sizewell, Wylfa, Oldbury, Sellafield, Bradwell,
Heysham y Hartlepool.
Durante las dos próximas
décadas, se prevé una inversión total de 930 mil millones de libras en la construcción de nuevos reactores,
así como un gasto total de
250 mil millones de libras
en la clausura de aquellos
que se vayan desconectando de la red. El programa de
nueva construcción nuclear
en el Reino Unido podría
generar por sí solo hasta
40.000 puestos de trabajo
en el sector en pleno auge,
ha indicado el gobierno.
En laa estrategia industrial nuclear anunciada en
el mes de marzo de 2013,
se expone la base para una
alianza a largo plazo entre el
gobierno y la industria para
aprovechar dichas oportunidades.
La estrategia aborda el
mercado nuclear en su conjunto: nueva construcción,
gestión de residuos y clausura, servicios del ciclo de
combustible, operaciones y
mantenimiento.
EDF Energy tiene previstos dos reactores nucleares
nuevos en el emplazamiento
de Hinkley Point y ha entablado conversaciones con el
gobierno referente a un precio contractual de la electricidad que producirá la central.
Alemania empieza a
buscar un emplazamiento
para un repositorio de
residuos de alta actividad
El parlamento alemán ha
aprobado una ley que supone el inicio del procedimiento formal para la búsqueda
de un emplazamiento para
un almacén nacional de los
residuos radiactivos de alta
actividad del país.
Tras su aprobación por el
Bundestag, la ley también
fue aprobada por el Bundesrat, el órgano de representación de los 16 estados
federados de Alemania a nivel nacional.
De acuerdo con la ley,
se crea una comisión de
33 miembros para desarrollar los “principios básicos” de la selección del
emplazamiento tales como
los requisitos de seguridad
y económicos, así como los
criterios de selección de las
formaciones rocosas.
Para garantizar la máxima transparencia, sus reuniones estarán abiertas al
público.
La comisión recomendará
al Bundestag las posibles
ubicaciones para un nuevo emplazamiento de almacenamiento definitivo para
residuos radiactivos de alta actividad, y este órgano
tomará una decisión antes
del año 2031.
Con el fin de cumplir con
las normas de la UE sobre
la separación de operadores y autoridades de regulación, se establecerá el
próximo año un nuevo órgano regulador: la Oficina Federal para la Eliminación de
Residuos Nucleares.
El gobierno de Alemania ha decidido cerrar las
17 unidades nucleares del
país para el año 2022. De
esas unidades, ocho permanecen
desconectadas
de la red tras el accidente
de Fukushima-Daiichi en
el mes de marzo de 2011,
mientras que nueve de ellas
siguen en operación comercial.
ÍNDICE DE ANUNCIANTES
29AREVA
45CEGELEC
4ªC CENTRALES NUCLEARES ALMARAZ-TRILLO
9 EMPRESARIOS AGRUPADOS
33ENSA
4 GRUPO DOMINGUIS
25MONCASA
41MONLAIN
21 RINGO VÁLVULAS
49SGS
3ªCTECNATOM
2ªCWESTINGHOUSE

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO - Sociedad Nuclear Española

Transcripción

Documentos relacionados

formación profesional grado superior imagen

Descargar - Foro Nuclear