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

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

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

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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.

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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, NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 5

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.

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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 8 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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”.

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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

NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 11

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 13

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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: 14 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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 actuación con la base 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 realizar análisis de riesgo adicionales

Considerar para evaluar objetivos o realizar análisis de 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 realizar análisis de riesgo adicionales

Considerar para evaluar objetivos o realizar análisis de riesgo adicionales

Considerar su uso para mejorar elementos y reforzar comportamiento

No se precisa actuación con la base 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

Considerar la necesidad de informar sobre las condiciones para evaluarlo como una condición degradada o de no conformidad

Considerar una investigación formal y/ o planificar una acción para desarrollar una acción que prevenga el suceso

Considerar para evaluar objetivos o realizar análisis de riesgo adicionales

No se precisa actuación con la base 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

Considerar la necesidad de informar sobre las condiciones para evaluarlo como una condición degradada o de no conformidad

Considerar una investigación formal y/ o planificar una acción para desarrollar 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 actuación con la base documentada

El control está establecido en el diseño actual pero le falta redundancia o los mecanismos de mantenimiento preventivo adecuados

El control se basa en dispositivos de aviso o de seguridad no controlados/evaluados regularmente

El control se basa en 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

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. 16 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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. NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 17

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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 18 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 19

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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

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www.reunionanualsne.es

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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

22 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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: NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 23

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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.

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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

26 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

• 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. 28 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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.

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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.

30 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. 32 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

• 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.

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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 34 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 35

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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 36 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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.

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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.

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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, NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 39

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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 40 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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.

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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.

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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

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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.

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. 46 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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. NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 47

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013) 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. 48 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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.

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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 50 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 53

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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 54 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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. NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 55

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. 56 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

• 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). Detalle de la modernización 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

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. Detalle de la modernización 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. 58 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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. Detalle de la modernización 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 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 59

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO: 25 AÑOS DE OPERACIÓN (1988-2013)

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. 60 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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 SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA 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

NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 10

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

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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”.

NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 65

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 Factor de carga o utilización % Factor de operación % Paradas automáticas no programadas Paradas automáticas programadas Paradas no programadas 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 Factor de carga o utilización % Factor de operación % Paradas automáticas no programadas Paradas automáticas programadas Paradas no programadas 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 Factor de carga o utilización % Factor de operación % Paradas automáticas no programadas Paradas automáticas programadas Paradas no programadas Paradas programadas 66 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

698.930 671.301 703,57 94,50 97,72 1 0 0 0

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

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 Factor de carga o utilización % Factor de operación % Paradas automáticas no programadas Paradas automáticas programadas Paradas no programadas 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 Factor de carga o utilización % Factor de operación % Paradas automáticas no programadas Paradas automáticas programadas Paradas no programadas 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 Factor de carga o utilización % Factor de operación % Paradas automáticas no programadas Paradas automáticas programadas Paradas no programadas 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.

NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 67

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 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013 69

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 72 NUCLEAR ESPAÑA julio-agosto 2013

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 29 AREVA 45 CEGELEC 4ªC CENTRALES NUCLEARES ALMARAZ-TRILLO 9 EMPRESARIOS AGRUPADOS 33 ENSA 4 GRUPO DOMINGUIS 25 MONCASA 41 MONLAIN 21 RINGO VÁLVULAS 49 SGS 3ªC TECNATOM 2ªC WESTINGHOUSE