MESA DE DIÁLOGO SESIÓN DE CLAUSURA LA SEGURIDAD DE LAS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS Agustín Alonso Experto Independiente Miembro de la Mesa 1. OBJETIVO El uso de la energía nuclear para cubrir la demanda energética depende de la consideración pública y, por tanto, política de las características propias de dicha energía. La energía nuclear se caracteriza, en especial, por sus implicaciones éticas relacionadas con la seguridad, lo que engendra el rechazo del público. Los propios miembros de la Mesa de diálogo han expresado con frecuencia esta preocupación y han afirmado que la tecnología nuclear no es segura y se debe prescindir de ella. En esta memoria se pretende demostrar que la seguridad de las centrales nucleares españolas es similar a la de otras centrales nucleares que se explotan y aceptan en otros países industrializados, que el nivel de seguridad puede ser aceptado y que no existen razones objetivas para prescindir por razones de seguridad de los beneficios que se derivan de la energía nuclear. 2. LOS METODOS SEGUIDOS EN ESPAÑA PARA APRECIAR LA SEGURIDAD DE LAS CENTRALES NUCLEARES Existen dos métodos para apreciar la seguridad de una central nuclear: la llamada aproximación determinista y la más reciente metodología probabilista. La temprana introducción en España de la energía nuclear, en un ambiente de optimismo y sin experiencia suficiente, aconsejó la introducción de un método previo, basado en la definición de central de referencia. 2.1 El concepto de central de referencia Todas las centrales nucleares españolas tienen una central de referencia que se identifica formalmente en la autorización de construcción. La central elegida como referencia había de ser similar a la solicitada, y tenía que haber sido analizada y aceptada con anterioridad por el organismo de seguridad en el país de origen del proyecto, en nuestro caso EE.UU., Francia y Alemania. La aplicación del concepto requería además establecer un acuerdo de colaboración entre la antigua Junta de Energia Nuclear, en aquel momento responsable de realizar el análisis de la seguridad de las propuestas, y el organismo regulador del país de origen del proyecto. El procedimiento tuvo en España un desarrollo notable. Se tuvo en cuenta que las características propias del emplazamiento repercutían sobre la seguridad, por lo que se amplió el concepto a central de referencia en un emplazamiento equivalente, no siempre fácil de encontrar, aunque siempre posible de extrapolar. Más tarde, se creó el concepto de sistema de referencia para contemplar las mejoras que se estaban introduciendo en los diseños del momento. Durante la construcción de las centrales y,

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sobre todo en los primeros años de la explotación, los problemas que se presentaban en el país de origen de los proyectos eran transmitidos a la Junta de Energía Nuclear a fines de conocimiento y prevención; cuando tales problemas se presentaban en las centrales nucleares nacionales siempre se encontraba un problema de referencia en la otra parte del que se tomaban las bases de la solución. El sistema basado en la referencia supuso una garantía para la seguridad de las centrales nucleares españolas. Su valor fue apreciado y posteriormente adoptado por el Organismo Internacional de Energía Atómica, OIEA, que lo recomendaba a otros países importadores cualificados. Una aplicación muy satisfactoria y valiosa del concepto fue la aplicación del llamado Systematic Evaluation Programme, SEP, a las centrales nucleares de José Cabrera y Santa María de Garoña. A mediados de los años 70, la NRC proclamó que todas las centrales nucleares en explotación tenían que realizar una evaluación detallada y sistemática de la aplicabilidad de los nuevos requisitos de seguridad que habían aparecido desde su diseño. Ambas centrales fueron sometidas a tal evaluación, de donde surgieron modificaciones sustantivas de coste muy elevado y larga duración. Este concepto se ha mantenido en la actualidad; uno de los requisitos de las autorizaciones de explotación es precisamente la evaluación y aplicabilidad de cualquier nuevo requisito que emane del organismo regulador del país de origen del proyecto. 2.2 La aproximación determinista La aproximación determinista a la seguridad nuclear se basa en un conjunto, que ha de ser satisfactorio y completo, de reglamentos, instrucciones, códigos industriales, normas y guías de seguridad que han de satisfacer los distintos aspectos del proyecto. Tales documentos se han de basar en conocimientos sólidos. Cuando tales conocimientos son inciertos se utilizan amplios márgenes de seguridad. Se define un conjunto de accidentes previsibles, del que destaca el accidente máximo previsible, y se verifica que el diseño de la central será capaz de hacer frente a tales accidentes sin riesgo indebido para la salud y seguridad de los trabajadores y para el público. La aproximación determinista está bien descrita en el documento INSAG-10 del Grupo Internacional sobre Seguridad Nuclear, ya presentado a la Mesa. Recibe también el nombre de seguridad a ultranza o defensa con profundidad. Los objetivos residen en: prevenir los accidentes, controlar su evolución en el caso de que se produzcan y mitigar sus consecuencias. Para ello se han establecido cinco niveles de defensa, técnicos y administrativos, sobre las sólidas bases que proporcionan los reglamentos, instrucciones, códigos, normas y guías. La aproximación determinista seguirá siendo válida para los nuevos reactores. Cuando se introdujeron en España las centrales nucleares de la primera generación sólo se disponía de la Ley 25/64 sobre Energía Nuclear; en aquella época muy pocos países disponían de conjuntos reglamentarios satisfactorios y completos y el OIEA comenzaba la redacción de las Guías de Seguridad del proyecto NUSS (Nuclear Safety Standards). Por ello, en las autorizaciones de construcción y explotación de las centrales nucleares de la primera generación se hizo constar que el titular había de seguir, por el orden que se indica, los requisitos nacionales, los internacionales y los del país de origen del proyecto. En la práctica estos últimos eran los preponderantes.

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La aplicación de la aproximación determinista a las centrales José Cabrera y Santa María de Garoña sirvió para redactar y promulgar en 1972 el Reglamento sobre Instalaciones nucleares y radiactivas, que constituyó la base para las autorizaciones previas y de construcción de las centrales nucleares de la segunda y tercera generación. Al mismo tiempo se publicaron las primeras Guías de Seguridad. En 1980 se promulga la ley 15/80 sobre creación del Consejo de Seguridad Nuclear y se redacta su Estatuto. En 1999 se revisa el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas y en 2001 se transpone la Directiva 96/29/EURATOM y se modifica el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra radiaciones ionizantes. En 1999, a través de la ley 14/99, se habilita al Consejo para elaborar y aprobar las Instrucciones, Circulares y Guías de carácter técnico relacionadas con la seguridad nuclear y la protección contra las radiaciones ionizantes. En la actualidad, se puede concluir que el ordenamiento jurídico nuclear es bastante satisfactorio en lo que respecta al ordenamiento legal, pero lejos de ser satisfactorio y completo en lo que se refiere a los documentos técnicos de segundo nivel, circunstancia que es suplida por la normativa del país de origen del proyecto. La bondad de la aproximación determinista puede ser cuantificada mediante métodos actuariales. En los países que pertenecen a la Agencia de energía Nuclear de la OECD existen en explotación 294 reactores nucleares de agua a presión o de agua en ebullición diseñados por empresas de los EE.UU., Francia y Alemania, cuyas características y niveles de seguridad son muy homogéneos. El tiempo acumulado de explotación de estos reactores es cercano a diez mil reactor-año. Hasta ahora, en esa población de reactores se ha producido un solo accidente con deterioro del núcleo, el accidente de TMI-2, aunque sin consecuencias radiológicas exteriores. Se concluye, por tanto, que hasta el presente la frecuencia de tales accidentes ha sido de uno por cada diez mil reactor-año de operación acumulada, lo que supone una contribución individual de 3,40E-07 por reactor y año (1/294x10000). Las ocho centrales en explotación que funcionan en España suponen un riesgo total de 2,72E-06 por año (3,40E-07x8); si su vida fuese de 60 años, el riesgo total sería de 1,63E-04 (2,72E-06x60) menos de dos accidentes en diez mil años. Se estima que este valor puede ser aceptado por la sociedad. Por otro lado, el riesgo de accidentes con liberación de productos radiactivos es, al menos, 10 veces inferior, lo que también puede ser aceptado por la sociedad. Se hace observar que, a causa del escaso número de sucesos accidentales que han ocurrido, los valores obtenidos tienen intervalos de confianza comparables con los propios valores, que son por ello sólo testimoniales e indicativos. 2.3 La metodología probabilista La metodología probabilista fue formalmente introducida en 1975 a través del llamado Reactor Safety Study realizado a iniciativa de la Autoridad Reguladora de los EE.UU. Este estudio sirve para estimar el riesgo asociado a las centrales nucleares y poderlo comparar con el riesgo de otras actividades industriales y fenómenos naturales. Se estudiaron dos centrales representativas con reactores de agua a presión y de agua en ebullición respectivamente, supuestamente localizadas en un emplazamiento que incluía las características más salientes de los 69 emplazamientos nucleares del país en aquel momento. El estudio fue repetido en Alemania para el caso de una central con reactor de

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agua a presión. En ambos casos se demostró que el riesgo nuclear era órdenes de magnitud inferior al de otras industrias y fenómenos naturales. Desde entonces, se ha desarrollado y perfeccionado de forma sustancial la metodología y se ha aplicado en los distintos países a todas y cada una de las centrales nucleares con reactor de agua a presión y de agua en ebullición. La metodología consiste en definir los sucesos iniciadores posibles, tanto internos como externos, y todos los escenarios accidentales que pudiesen resultar de tales iniciadores. Se determina la frecuencia esperada de cada uno de dichos escenarios a partir de la frecuencia esperada del suceso iniciador, supuesta conocida, y las probabilidades de cada uno de los escenarios accidentales a partir de las probabilidades de fallo de los equipos asociados y de los errores humanos, también supuestamente conocidos. De esta forma se infiere la frecuencia esperada de los escenarios accidentales que suponen el deterioro del núcleo del reactor con la posibilidad de que se puedan liberar productos radiactivos al exterior. Este análisis se conoce por Nivel 1 de los estudios probabilistas de seguridad. Seguidamente se analizan los fenómenos asociados a cada uno de los escenarios accidentales que dan lugar al deterioro del núcleo con el fin de estimar la tasa de liberación y la liberación total de cada uno de los elementos radiactivos contenidos en el núcleo del reactor; se analiza la eficacia de las trampas y dispositivos de que dispone el reactor para retener dichos productos, así como el mantenimiento o no de la integridad del recinto de contención. Con estos estudios se analiza el llamado término fuente que incluye la tasa de liberación y la liberación total, así como las correspondientes características físicas y químicas, de los elementos radiactivos que salen al exterior. Este análisis se conoce como Nivel II de los estudios probabilistas de seguridad. En esta fase se estima también la llamada frecuencia esperada de una liberación temprana significativa. Este valor se obtiene de la frecuencia esperada de los escenarios con deterioro del núcleo y de la probabilidad de que falle también el recinto de contención y se liberen, en menos de 12 horas, el 3% o más del contenido de productos radiactivos volátiles originalmente contenidos en el núcleo. Los primeros estudios probabilistas incluían un tercer estudio: la cuantificación de las consecuencias de las liberaciones de radiactividad incluyendo daños nucleares inmediatos, daños nucleares diferidos, daños genéticos y daños económicos. Se establecía seguidamente una relación entre la frecuencia esperada de la liberación de productos radiactivos al exterior y cada una de las consecuencias derivadas. Las distribuciones obtenidas se manipulaban para obtener la función complementaria de la función de distribución entre frecuencias esperadas y daños. Tal función es una medida cuantitativa del riesgo. Tales análisis recibían el nombre de Nivel 3 de de los estudios probabilistas de seguridad. Se comprende que estos últimos estudios dependen del emplazamiento y de sus características y menos de la propia tecnología. Por ello los estudios probabilistas suelen terminar en el Nivel 2 y este es el caso de los estudios españoles. Siguiendo el interés internacional sobre los análisis probabilistas de seguridad, en 1986 el Consejo de Seguridad Nuclear estableció el llamado Programa integrado de realización y utilización de los análisis probabilistas de seguridad, que fue reeditado y ampliado en 1998. El programa pretendía que todas las centrales nucleares españolas realizasen estudios probabilistas de seguridad de forma sucesiva y con

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amplitud creciente, comenzando por estudios de Nivel 1 con el reactor a potencia y considerando sólo iniciadores internos. Posteriormente se añadieron estudios con el reactor apagado y considerando otros iniciadores; terminada esta fase se solicitaron estudios de Nivel II, que ya han sido completados. Cada central recibía, en su momento, una carta del Consejo, junto con el alcance y los criterios a seguir en el estudio. La realización de los estudios de forma secuencial y con requisitos crecientes hizo óptima la participación nacional y permitió la introducción de las mejoras que se estaban produciendo en la metodología. Se decidió también que los estudios realizados por los titulares fuesen evaluados de forma continua e interactiva por los expertos del Consejo de Seguridad Nuclear. La experiencia española en la realización y evaluación de los estudios probabilistas de seguridad de hasta nivel II ha sido considerada satisfactoria por el Comité de Actividades Reguladoras de la NEA/OECD y otras instituciones internacionales. Ha permitido introducir modificaciones, tanto técnicas como administrativas, que han supuesto mejoras significativas en la seguridad de las centrales y están siendo utilizadas para hacer óptimos los programa de mantenimiento, inspección y garantía de la calidad, entre otros aspectos. Los resultados de estos estudios se resumen en la tabla 1 donde se incluye la frecuencia esperada de deterioro del núcleo por iniciadores internos, FEDN, deducidos de los estudios de Nivel I y la frecuencia esperada de emisiones radiactivas tempranas y significativas, FETS, deducidos de los estudios de Nivel II. Los estudios realizados contemplan otros casos, tales como la frecuencia de deterioro del núcleo por incendios e inundaciones internas, que se pueden encontrar en los documentos públicos del Consejo y que se consideran menos significativas para el objetivo de esta nota.

Tabla 1 Frecuencias esperadas, por reactor y año, de las secuencias accidentales con daño al núcleo, FEDN, y frecuencias esperadas con liberación temprana y significativa de productos radiactivos, FETS, que se han obtenido en los estudios probabilistas de seguridad de las centrales nucleares españolas Central

Potencia (Mwt) 1381

Año de Operation 1971

FEDN (a-1) 1,89E-06

FETS (a-1) 5,26E-7

Almaraz 1&2

2739

5,12E-06

3.76E-7

Ascó 1&2

2941

2,92E-05

6.40E-7

Cofrentes

3237

1982 1984 1985 1986 1985

1,27E-06

7.04E-9

Vandellós 2

2941

1988

3,51E-05

3.96E-7

Trillo

3010

1988

3.86E-06

1.72E-7

Garoña

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Se observa que los valores obtenidos para la frecuencia esperada de daño al núcleo están comprendidos entre 3,51E-05 año-1 y 1,87E-06 año-1, por debajo del valor 1,00E04 año-1, equivalente a un caso por cada diez mil años de operación, recomendado en INSAG-3 y en INSAG-8 para las centrales de las primeras generaciones. Mientras que el valor de la frecuencia esperada de una liberación temprana y significativa de productos radiactivos esta comprendida entre 5,26E-07 año-1 y 7,04E-09 año-1, por debajo del valor 1,00E-05 año-1, equivalente a un caso cada cien mil años de operación, recomendado por INSAG-3 e INSAG-8 para las centrales de las primeras generaciones. En el cálculo de la frecuencia esperada de deterioro del núcleo es preciso incluir los datos de fiabilidad de los componentes, que son distribuciones estadísticas obtenidas de la observación, así como los datos, menos fiables, de la fiabilidad humana. De modo que los resultados son también distribuciones estadísticas que pueden ser caracterizadas por su valor medio, que es el utilizado en la tabla. Así mismo, en el cálculo de la frecuencia esperada de emisiones tempranas y significativas es preciso analizar fenómenos complicados mediante modelos matemáticos que incluyen parámetros inciertos. También es preciso utilizar modelos estadísticos para incorporar el comportamiento de la instalación, lo que exige el análisis de incertidumbres, lo que conduce a distribuciones estadísticas caracterizadas también en la tabla por los correspondientes valores medios. Es preciso hacer observar que el valor de estos estudios reside principalmente, más que en los valores obtenidos, en la posibilidad que ofrece la metodología para descubrir deficiencias y vulnerabilidades en el diseño y explotación de las centrales e identificar los mejores medios para corregirlas. Aparte de ello, los resultados obtenidos son inferiores a los recomendados por INSAG y se encuentran dentro del rango de los valores obtenidos en otros países. Se concluye, por tanto, que el parque nuclear español cumple los requisitos de seguridad aceptados internacionalmente y que el nivel de seguridad de las centrales nucleares es comparable al de las centrales de otros países industrilizados. Se ha de observar además que los estudios anteriores representan una situación determinada, que se puede deteriorar con el tiempo, ya sea por envejecimiento o por descuido. El envejecimiento está controlado por el programa de mantenimiento y los componentes se sustituyen en el momento adecuado de forma que los sistemas estén siempre como nuevos. La instalación de monitores de riesgo, ya utilizado en algunas centrales, permite tener bajo control la central en este aspecto. Para ello, los propietarios han de aceptar el concepto de cultura de la seguridad y el Consejo de Seguridad Nuclear vigilar su cumplimiento. En INSAG-5 se considera el impacto sobre la seguridad global del potencial aumento del parque nuclear mundial. Se mantiene que la frecuencia esperada de secuencias accidentales con daño al núcleo no debe ser superior, en todo el mundo, a una vez por siglo, mientras que la frecuencia esperada de emisiones tempranas y significativas no debe ser superior a una vez por milenio. Este requisito supone que el nivel de seguridad

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de las centrales nuevas debe mejorar en al menos un factor diez. Es decir, la frecuencia esperada de deterioro del núcleo de cada central no ha de ser superior a una vez en cien mil años y la frecuencia esperada de un escape radiactivo temprano y significativo no debe ser superior a una vez en un millón de años. Desde el punto de vista técnico es posible conseguir tales valores y justificarlos mediante análisis probabilistas de seguridad. No deberían existir inconvenientes en aceptar estos valores. 3. EL MANTENIMIENTO Y MEJORA DE LA SEGURIDAD Existen tres procedimientos básicos para mantener y mejorar la seguridad de las centrales nucleares, todos los cuales se practican en España: (1) el análisis de la experiencia de explotación; (2) la participación en la investigación sobre la seguridad nuclear, y (3) la adherencia a un régimen global de la seguridad. 3.1 La experiencia de explotación. El tiempo acumulado de explotación de las centrales nucleares españolas asciende a 247 años, aproximadamente el 2% del tiempo acumulado por las centrales del parque mundial. Durante el tiempo acumulado no han faltado incidentes de mayor o menor gravedad, siempre sin escape de radiactividad al exterior. Destacan el incendio de 1989 en las turbinas de la central nuclear de Vandellós I, clasificado posteriormente en el nivel 3 en La Escala Internacional de Sucesos Nucleares, INES, del OIEA, y más recientemente, en 2004, la rotura de una tubería del agua de servicios esenciales de Vandellós II, clasificado en el nivel 2 de la mencionada escala. En la tabla 3 se incluye una lista de los sucesos que se han clasificado desde 1991 en el nivel 1 o superior en la escala INES. La Escala Internacional de Sucesos Nucleares fue introducida en 1990 conjuntamente por el OIEA y la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, quien, a su vez la tomó, con modificaciones, de la práctica francesa. El Consejo de Seguridad Nuclear la introdujo ese mismo año y comenzó a funcionar en 1991. El principal propósito de La Escala es “facilitar la comunicación y el entendimiento entre la comunidad nuclear, los medios de información y el público sobre la importancia para la seguridad de los sucesos ocurridos en las instalaciones nucleares”. La escala incluye siete niveles de importancia creciente. Las centrales en explotación del parque nuclear español sólo han experimentado sucesos de categoría 1 y 2, como se indica en la tabla 2. La experiencia española representada en la tabla 2 es comparable o mejor que la experimentada en otros países. Además, cada suceso se analiza con profundidad para determinar sus causas originarias, identificar las lecciones aprendidas, tomar medidas técnicas y administrativas para impedir su recurrencia y verificar que las otras centrales del parque están adecuadamente protegidas en circunstancias similares. De acuerdo con el manual de la Escala un suceso de nivel 1 es una anomalía que rebasa el régimen autorizado, sin disminución apreciable en la funcionalidad de los sistemas de seguridad. Puede deberse a fallos de equipo, error humano o procedimientos inadecuados. Algunos ejemplos son: incumplimientos de las especificaciones técnicas, incidentes sin consecuencias directas para la seguridad pero que revelan fallos de la organización o la cultura de la seguridad, defectos menores en el equipo por encima de lo esperado en el programa de vigilancia, entre otros. La Escala INES incluye un

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Manual muy detallado para ayudar a determinar el nivel que debe ser adjudicado a cada proceso. Este Manual es revisado periódicamente para incluir la creciente experiencia que suministrar los distintos países y analizar tendencias. El sistema goza de un gran prestigio internacional. Tabla 2. Calificación en la escala INES de los sucesos ocurridos en las centrales nucleares Central

Nivel

Año

Descripción

Garoña

1

1991

1

1997

1

2004

1

2005

Fallos múltiples en el cierre de las válvulas de aislamiento del vapor principal Incumplimiento de una especificación técnica de funcionamiento aplicable a válvula de seguridad Falta de control de materiales metálicos contaminados sin daños radiológicos Ausencia de válvulas anti-retorno en el sistema de ventilación del edificio del reactor Elección inadecuada de una penetración eléctrica para los termopares del pozo seco

Almaraz 1

1 1 1

2005 1990 2004

Almaraz 2

1

1991

1

1997

1

1999

1

2004

1

1990

1

1993

1

1996

Ascó 2

1

1996

Cofrentes

1

1990

1

1993

1

1998

Vandellós 2

1 1 2

1991 1991 2004

Trillo 1

1 2

1991 1992

1 1 1 1

1992 1992 1994 1994

1 1

1995 1995

1 1

1999 2001

Ascó 1

Pérdida de la refrigeración del núcleo durante 46 minutos en parada Calibración deficiente del sistema de medida del nivel de agua en los generadores de vapor Fugas en la piscina de desactivación del combustible gastado por perforación del revestimiento Tiempo de inserción de las barras de control por debajo de especificaciones Deficiencias de diseño en el tanque de agua de compensación del sistema de refrigeración de componentes Calibración deficiente del sistema de medida del nivel de agua en los generadores de vapor Parada de urgencia por caída de barra de control y fallo al arranque del turboalternador Arranque del reactor incumpliendo especificaciones relativas a la inspección de tubos del generador de vapor Degradación del sistema de refrigeración de servicios esenciales por modificación deficiente Degradación del sistema de refrigeración de servicios esenciales por modificación deficiente Caída de un elemento combustible irradiado durante su transporte Fuga de agua radiactiva en caseta de un monitor de exteriores Parada de urgencia por pérdida de vacío en el condensador con fallo en la señal de aislamiento del vapor principal Parada de urgencia por pérdida de vacío en el condensador con fallo de la señal de cierre a las válvulas de aislamiento del vapor Fuga no identificada superior a especificaciones Inconsistencias en el punto de tarado de baja presión en el presionador Rotura de una boca de hombre en un subsistema del sistema de refrigeración de servicios esenciales Fuga limitada en tubería conectada al presionador Cruce de conexiones en el sistema de protección del reactor con incumplimiento de especificaciones técnicas Inoperabilidad del sistema de refrigeración de componentes Caudal inferior al de diseño en el sistema de agua de refrigeración esencial Excesiva caída de tensión en sistemas de emergencia de corriente continua Existencia de huecos pasamuros sin sellar en los sumideros del sistema de extracción del calor residual Deficiencias de diseño en el sistema de evacuación de calor residual Posibilidad de bajo caudal de alimentación de emergencia a los generadores de vapor por mal ajuste electrónico en secuencias determinadas Pérdida de la integridad del anillo de la contención Despresurización de una junta inflable en la compuerta de separación entre la piscina de desactivación y la cavidad de recarga

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Un suceso de nivel 2 es un incidente con fallo significativo de los dispositivos de seguridad de modo que subsistan medios de protección para hacer frente a fallos adicionales. En realidad son anomalías de nivel 1 que revelan deficiencias significativas adicionales de la organización o de la cultura de la seguridad. Por ejemplo, el suceso de nivel 2 ocurrido en Trillo en 1992 fue primero clasificado en el nivel 1 y posteriormente reclasificado en el nivel 2 al considerar el Consejo de Seguridad Nuclear que hubo además incumplimiento de especificaciones técnicas de funcionamiento. Las anomalías encontradas en Vandellós 2 fueron también calificadas en principio por el Consejo de Seguridad Nuclear en el nivel 1, pero al analizar el suceso con detenimiento se observaron serias deficiencias en la organización y en la cultura de seguridad que se practicaba, lo que elevó el incidente al nivel 2. En este nivel también se incluyen sucesos que tengan consecuencias radiológicas menores en el interior de la central. Tras los sucesos detectados durante 1994 y 1995 en la central nuclear de Trillo, el responsable de la central tomó la iniciativa de revisar, de forma sistemática y exhaustiva, el diseño de todos los sistemas de seguridad de la central, que documentó en el llamado programa AEOS. El Consejo de Seguridad Nuclear aceptó la iniciativa y estableció un programa de seguimiento y control. El programa se llevó a cabo durante la segunda mitad de la década de los años 90 con notables mejoras técnicas y administrativas en la seguridad de la central. 3.2 La investigación sobre la seguridad nuclear La investigación relacionada con la explotación segura de las centrales nucleares es una fuente de conocimientos a la que no se debe renunciar. Existen dos tipos de investigación sobre seguridad nuclear: (1) la que pretende desarrollar procedimientos y equipos para mejorar la seguridad, normalmente subvencionada por la industria, y (2) la que trata de verificar la idoneidad de los desarrollos industriales, por lo general bajo el patrocinio de los organismos reguladores. En ambos casos la investigación se lleva a cabo a través de proyectos internacionales, a veces coordinados, en especial cuando el tema a investigar tiene un interés genérico. El Consejo de Seguridad Nuclear participa en la mayor parte de los programas de investigación internacionales que se realizan bajo el patrocinio de la Agencia de Energía Nuclear de la OECD, pero también tiene programas de investigación propios y desde 1996 mantiene un Plan Coordinado de Investigación con el Sector Eléctrico Nacional. Por su lado, los explotadores de centrales nucleares participan en proyectos de investigación liderados por el Electric Power Research Institute, EPRI, de los EE.UU. y algunas compañías propietarias de centrales participan también en los Programas Marco de Investigación patrocinados por EURATOM. Sin embargo, la participación nacional en programas de investigación sobre seguridad nuclear no incluye ahora un sistema de participación organizada de los centros de investigación nacionales, ni de los institutos y departamentos universitarios, a diferencia de lo que se hizo en el pasado con los programas LOFT/España o con los programas LACE y ACE dirigidos por EPRI, entre otros.

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3.3 La creación de un régimen global de seguridad Para satisfacer mejor sus responsabilidades, los organismos de seguridad se apoyan en las instituciones internacionales, en especial la Agencia de Energía Nuclear de la OECD y el OIEA. También se han creado asociaciones tales como INRA, International Nuclear Regulators Association y WENRA, Western European Nuclear Regulators Association. Sin embargo, el régimen de seguridad es esencialmente nacional y muy diverso. El accidente de 1979 en la central nuclear TMI-2 demostró la importancia global de la seguridad nuclear en el desarrollo y uso de esta fuente de energía. Por ello existe un interés decidido en el establecimiento de un régimen global de seguridad, patrocinado por el OIEA, que garantice un elevado nivel común de seguridad en todos los países que exploten centrales nucleares. El régimen global de seguridad incrementaría la colaboración internacional en aspectos tales como el intercambio de experiencia operativa, la realización conjunta de programas de investigación, la armonización de los requisitos de seguridad, el establecimiento de una cultura de la seguridad, el reforzamiento de la Convención sobre Seguridad Nuclear y la aprobación multinacional de los nuevos diseños. 4. CONCLUSIONES. De lo antes expuesto se concluye: (1) La seguridad de cada una de las centrales nucleares españolas tiene un nivel comparable a la seguridad de la central de referencia que se definió en la autorización de construcción. (2) Las centrales nucleares españolas se han diseñado, construido y se explotan con los criterios deterministas usados en los países origen de cada proyecto. (3) Cada una de las centrales nucleares españolas ha sido objeto de un estudio probabilista de seguridad de nivel 1 y de nivel 2 con resultados comparables o mejores a los obtenidos para otras centrales en países industrializados. (4) La Escala INES revela que la experiencia operativa de las centrales nucleares españolas es comparable o mejor que la experiencia operativa de otras centrales en países industrializados. (5) Las instituciones españolas participan en los programas de investigación más relevantes que sobre seguridad nuclear se llevan a cabo en la Agencia de Energía Nuclear de la OECD y en EPRI y, en menor grado, los que se realizan bajo el patrocinio de los Programas de EURATOM. Sin embargo, el mantenimiento y mejora de la seguridad de las centrales nucleares requiere el compromiso decidido de los explotadores para adoptar e incluir el concepto de cultura de la seguridad en cada una de las centrales; el incremento significativo del conjunto normativo por parte del Consejo de seguridad Nuclear de acuerdo con las recomendaciones internacionales, y el establecimiento de planes coordinados de investigación en materia de seguridad nuclear basados en los programas internacionales y con participación coordinada de las instituciones nacionales relevantes. Madrid, a 17 de mayo de 2006

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