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SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

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LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SECTOR NUCLEAR

Eduardo LASSO

DE LA VEGA Director general de Centrales Nucleares Almaraz-Trillo, A.I.E.

CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO

Aquilino RODRÍGUEZ

Director de la central nuclear de Trillo

25 años de operación(1988-2013)

NÚMERO 342. JULIO-AGOSTO 2013

Edita SENDA EDITORIAL, S.A.

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COMITÉ TÉCNICO 39 REUNIÓN ANUALPresidenta: 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

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

ENTIDAD DE UT I L IDAD PÚBL ICA

Nuclear EspañaLA RE VISTA DE LOS PROFESIONALES

DEL SEC TOR NUCLEAR

SUMARIO

2 EDITORIAL

3 INTRODUCCIÓN Eduardo LASSO DE LA VEGA. Director general de CENTRALES NUCLEARES ALMARAZ-TRILLO, A.I.E.

5 ENTREVISTA 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

42 RENOVACIÓN DE LA AUTORIZACIÓN DE EXPLOTACIÓN

46 FACTORES HUMANOS

50 ACTUALIZACIÓN TECNOLÓGICA

60 GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE

67 SECCIONES FIJAS

EDITORIALDos años después del terremoto de

Fukushima la sociedad tiene ma-yor conocimiento sobre la tecno-

logía 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 nuclea-res. La necesidad de contar con la ener-gía nuclear en aquellos países con planes energéticos que precisan garantizar el su-ministro estable de electricidad es un he-cho que nadie pone en duda. Sin embar-go, 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 ma-nifestaciones en contra de la energía nu-clear se han producido en todo el mundo, incluso en aquellos países que no cuentan con centrales nucleares. Dos años des-pués 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 Espa-ña, 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 distin-tas cuestiones, lleva retraso en el asunto nuclear y no es posible comparar la posi-ción de los europeos antes y después de Fukushima. Según una encuesta reali-zada por Ipsos Mori a nivel mundial, la energía nuclear es la tecnología menos

popular para la producción de electrici-dad con un 45 % de defensores, y por de-bajo 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 mani-fiesto 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 fun-cionando, los resultados de las últimas encuestas realizadas indican una tenden-cia positiva, destacando Reino Unido y Estados Unidos. En ambos países se han realizado campañas intensivas de infor-mación sobre la energía nuclear con el ob-jetivo, en ambos casos, de que la energía nuclear debe incrementar su aportación en el sistema eléctrico. Hay dos excepcio-nes 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 compli-caciones 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 negati-vamente al nivel de aceptación pública de la energía nuclear.

Lógicamente, tras Fukushima, la socie-dad 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 confian-za, 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 con-creto, el cambio climático supuso en los primeros años de la década de 2000 un im-portante argumento a favor de la nuclear. Posteriormente, la garantía de suministro y la no dependencia de recursos naturales pasaron a ser los argumentos protagonis-tas. Hoy, el aspecto primordial a favor de la energía nuclear podría ser, la competi-tividad 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 (ju-nio 2013), el apoyo a la producción de elec-tricidad 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 dis-tintas fases en lo que a la comunicación se refiere. En la actualidad, además del nivel de seguridad excelente y el funcionamien-to impecable de nuestras instalaciones, se buscan otros argumentos en favor de esta fuente de energía, que se pongan a dispo-sición del público en general a través de una buena comunicación. Todos los es-fuerzos están encaminados hacia una ma-yor transparencia y uso de las nuevas tec-nologías 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 Estraté-gico de la SNE contempla esta directriz de potenciar la Comunicación como he-rramienta fundamental, identificando ac-tuaciones en este ámbito con la máxima prioridad.

Opinión pública y percepción sOcial de la energía nuclear

Junta Directiva ■

Quiero aprovechar la oportuni-dad que me brinda la revista de la So-ciedad 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 cons-trucción de una central nuclear con la tecnología puntera aportada por Siemens. Desde el inicio de su explo-tación, ahora hace 25 años, sus resul-tados han sido de referencia entre las centrales de su diseño. Y en ello ha ju-gado 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 profe-sionales de un alto nivel técnico, pre-ocupados por su formación continua, y con unos valores compartidos, en los que se ha basado una fuerte cultu-ra de seguridad.

A principios de 2000 la central nu-clear 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 me-jora, pues posibilitaría potenciar el intercambio de conocimientos y ex-periencias entre las dos centrales, de tecnología diferente, pero con dificul-tades y retos comunes. A partir de ese momento ambas organizaciones han aportado lo mejor de ellas, para for-mar una cultura en la que se han inte-grado 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 robus-tez para hacer frente a los sucesos postulados en sus bases de diseño, disponiendo de márgenes para afron-

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tar con garantía sucesos extremos más allá de esas bases. Las mejoras que se han planificado van a posibili-tar un aumento de los márgenes ante ese tipo de sucesos extremos.

Junto a ello, el interés por la me-jora de su equipo humano lo lleva a abrirse al exterior, buscando las me-jores prácticas a nivel internacional, mediante el contacto continuo con organizaciones sectoriales (WANO, INPO), que se concretan en misiones técnicas, visitas de intercambio, pre-sencia 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.

Central nuClear de trillo:25 años de operación (1988-2013)

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 jefa-tura 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.

eduardo lasso

de la Vega Director general de Centrales

Nucleares Almaraz-Trillo, A.I.E.

Aquilino RodríguezDirector de la central nuclear de Trillo

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 responsa-ble 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, ocupacio-nes que desempeñó hasta noviembre de 2002. En diciembre de ese año asumió la dirección de Central Nu-clear de Trillo.

El año 1988 fue clave para la industria nuclear española. En marzo se puso en marcha la central catalana Vande-llós II, y en junio lo hizo la alcarreña Trillo, de tecnología alemana, única en España. Su director, Aquilino Rodríguez co-noce 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 des-tacados de estas bodas de plata, y analizamos los retos del futuro.

Los retos mÁs importantesLa central nuclear de Trillo alcanza, en 2013, los 25 años de operación. Re-cuerda su actual director que “tra-bajando 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 res-to de plantas. Además, a lo largo de los años percibía que Trillo era una central que funcionaba de una mane-ra 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 cen-tral sufrió una avería significativa en

el estator del alternador”. Especial re-levancia tuvo el transporte del estator, que supuso un hito histórico, “tanto por el peso del convoy, que alcan-zaba las 700 toneladas, como por la duración del recorrido, Valencia-Ma-drid- 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 rá-pidamente de lo previsto, al disponer Siemens en su fábrica de otro alterna-dor de la misma potencia”.

También supuso un reto la cons-trucción del Almacén Temporal Indi-vidual. La central de Trillo, como sus hermanas alemanas, tiene una pisci-

ENTREVISTA


na de combustible gastado de dimen-siones 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 con-tar 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 pro-yecto se hizo realidad en el año 2002,

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 ■

permitiendo mantener la capacidad de almacenamiento del combustible gastado y, por tanto, la operación de la central.

La inversión permanenteLas centrales nucleares dedican un presupuesto muy relevante a la actua-lización y modernización constante de sus equipos. En ese sentido, re-cuerda 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 dise-ño significativas, como la mejora de la alimentación eléctrica exterior, o la instalación de recombinadores pasi-vos 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 re-carga y parte en operación, a lo largo de varios años. Además, se ha moder-nizado 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 moderniza-ción del sistema de protección y control de turbina y alternador, que se hará en la recarga del próximo año. Ahora esta-mos trabajando en el diseño y compro-bación 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 centra-les, como en su política de seguridad y protección radiológica”, reconoce Rodríguez.

Además, considera que este princi-pio requiere la existencia de una Cul-tura 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 re-velado muy claro que en la plantilla de Trillo estamos comprometidos con la seguridad, a la que damos prioridad sobre otros factores como la producti-vidad, la disponibilidad o el cumpli-miento de programas”.

Las pruebas de resistenciaLas 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 re-sultados de estas pruebas han sido buenos para nuestra planta. De hecho, no esperábamos hallazgos significa-tivos ni detectar necesidades de me-jora 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 con-servadoras. 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 Aqui-lino Rodríguez que, “de forma pro-activa, Trillo ha identificado y com-prometido una serie de mejoras. El programa establecido para su im-plantación, entre 2012 y 2016, tiene en cuenta la priorización de acciones en función de su impacto en la segu-ridad, incluyendo las modificaciones de diseño, así como los procedimien-tos y entrenamiento necesarios”. Co-mo 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 ac-tuaciones de refuerzo de la insta-lación, encaminadas a aumentar la robustez de las instalaciones y equi-pos”. 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 siste-ma de purga y aporte del primario y de un sistema de venteo filtrado de la contención, y mejoras en la instru-mentación de contención.

Como segundo punto está la do-tación de medios portátiles para emergencia. “En esta área se incluyen nuevos equipos para hacer frente a situaciones de pérdida de funciones

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ENTREVISTA

de seguridad”. Las más significativas son: equipo mecánico, equipo eléctri-co, instrumentación y control portátil, iluminación y comunicación, medios de protección contra incendios y me-dios de protección radiológica.

También destacan las nuevas in-fraestructuras en la central. “Se han establecido nuevas ubicaciones de apoyo, o alternativas en caso de pér-dida, para la gestión de las situacio-nes de emergencia, como el Centro Alternativo de Gestión de Emergen-cias, un área segura de almacena-miento de equipos y el acondiciona-miento de zona para helipuerto”.

Una cuarta área de actuación es el apoyo exterior, “que incluye el esta-blecimiento de acuerdos para reci-bir 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 mitiga-ción. “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, miti-guen las consecuencias de ese daño. Para todas ellas se ha considerado que dichas actuaciones estén procedi-mentadas, 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 his-toria. En este periodo, ha habido ne-cesidades 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 nuclea-res. 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 per-files profesionales que se integran en nuestra organización, y los amplios pla-zos necesarios para el relevo de nuestro técnicos, al objeto de asegurar el man-tenimiento del know how de la explota-ción de nuestras plantas”.

Trillo dispone de márgenes suficientes para afrontar con garantía sucesos extremos más allá de las bases de diseño. ■


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.

Para Aquilino Rodríguez, el trabajo en una central nuclear es, de alguna manera vocacional. “Buscamos pro-fesionales que tengan la visión de tra-bajar 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 co-mo es el caso de CNAT, garantiza la estabilidad profesional. “Trabajar en una planta nuclear como Trillo supo-ne formar parte de un gran proyecto que permite un alto desarrollo profe-sional, una constante actualización de conocimientos y una especialización en tecnologías punteras, lo que per-mite facilitar la estabilidad profesio-nal de las personas que se incorporan a nuestra plantilla”, asegura.

reLaciones con eL entornoUna 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 orga-nizaciones que mejor opinión tienen de nosotros –y creo que ocurre con todas

las centrales nucleares– son las más cercanas. Además, tenemos comunión de intereses a la hora de potenciar el empleo local, dando oportunidades profesionales a las personas del entor-no. 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 diá-logo siempre abierta con sus alcaldes, ofreciéndoles información detallada de los resultados operativos y de los planes y proyectos a futuro de la insta-lación. Además, se interesa por las ne-cesidades concretas de cada municipio, para apoyarles en la materialización de los proyectos e iniciativas que puedan mejorar la calidad de vida y el desarro-llo económico y social de la comarca”.

“En este sentido, venimos colabo-rando desde hace años con la Man-comunidad de Municipios de Ribera del Tajo, tanto en la mejora y man-tenimiento de infraestructuras mu-nicipales como en la conservación y difusión del patrimonio natural. Tam-bién fomentamos y participamos en proyectos educativos, y apoyamos di-versas iniciativas como concursos de fotografía y pintura, encuentros cul-

turales o campeonatos deportivos”, señala Rodríguez.

Especial relevancia tiene el compro-miso de Trillo con la sostenibilidad del entorno más cercano. “Damos mucha importancia a todas aquellas activi-dades encaminadas al desarrollo cul-tural y mantenimiento de tradiciones, evitando así su desaparición”.

Un punto de referencia es el Cen-tro de Información, inaugurado en 1981, antes de la puesta en marcha de la planta. Para el director, es im-portante el hecho de que “los grupos de opinión que visitan la planta, es-pecialmente 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 In-formación a más de 333.000 personas”.

eL sector nucLearPara Aquilino Rodríguez, es un ho-nor 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 cen-tral de Trillo ha alcanzado los 200 mil millones de kWh de producción bru-ta, 8 mil millones de kWh producidos año tras año, Estas cifras revelan un funcionamiento muy estable, afor-tunadamente 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 Fukus-hima ha supuesto un revés para el renacimiento nuclear en el mundo, pero también indica que “en la actual situación de crisis, la industria nu-clear se está revelando como un ele-mento 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 funcionamien-to por su historia, su trayectoria y sus objetivos. Ha sido un ejemplo de or-ganización unida con el fin de explo-tar la central de una forma segura, y con vocación de funcionamiento más allá de la vida de diseño”.

Trabajar en una planta nuclear como Trillo supone formar parte de un gran proyecto que permite un alto desarrollo profesional ■


ENTREVISTA


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

IntroduccIónEl nacimiento y desarrollo del proceso cono-cido como Experiencia Operativa en las cen-trales 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, adecuada-mente desde el inicio de la explotación de las primeras instalaciones nucleares después de la Segunda Guerra Mundial. El suceso produ-jo un enorme impacto en la opinión pública norteamericana y del resto del mundo pues puso en cuestión aspectos relacionados, en-

SOPORTE TÉCNICO DE LA EXPLOTACIÓN

Personal de la unidad de Análisis y Evaluación junto con personal colaborador de empresas contratistas

El ProcEso dE ExPEriEnciA oPErAtivA En c. n. trillo. 25 Años dE imPlAntAción, mEjorA y consolidAción dE unA idEA

babilidad de ocurrencia y las conse-cuencias 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 cen-tral nuclear de Fukushima como con-secuencia 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 re-cibido 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 simula-dores de alcance total; 2o) Chernóbil (Ucrania), en 1986, con la asunción de que el análisis de los sucesos y los errores individuales no era entendi-ble 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 Se-guridad o mantenimiento de una equi-distancia razonable entre producción y riesgo; y 4o) Fukushima (Japón), en 2011, que ha supuesto un replantea-miento de las bases de diseño de las instalaciones nucleares.

Programa de exPerIencIa oPeratIva de central nuclear de trIlloLa central nuclear de Trillo se conec-ta a la red en mayo de 1988, con un Programa de Experiencia Operativa

tre otros, con la formación que esta-ba recibiendo el personal de sala de control y el análisis en profundidad que se estaba realizando tanto de los sucesos propios, como de otras insta-laciones de la industria.

Hubo una investigación en profun-didad de dicho accidente cuyas con-clusiones fueron dirigidas por una comisión conocida como Comision Ke-meny que en sus conclusiones, entre otras muchas, decía lo siguiente:

“Debe haber una recolección siste-mática, revisión y análisis de la Ex-periencia Operativa de las centrales nucleares asociados a una red de co-municaciones internacional para fa-cilitar la velocidad de intercambio de información a las partes interesadas”.

Dicha sentencia constituye la idea embrionaria que llevó al sector nu-clear 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 ex-periencia 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 consecuen-cias de los sucesos”

La Experiencia Operativa nace por tanto con la idea de ser un proceso que analice los sucesos internos des-de una perspectiva no ya, únicamen-te, técnica como se venía haciendo hasta la fecha sino, adicionalmente, volcada en una explicación del com-portamiento 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 pre-decir 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 Progra-ma de Acciones Correctivas o Sistema de Evaluación y Acciones.

El accidente de la central nuclear de Chernóbil (Ucrania) en 1986, conso-lidó, entre otros, estos principios de trabajo ante la evidencia de que sería fundamental un análisis en profundi-dad de los diferentes sucesos internos de cada instalación y de aquellos su-cesos externos (resto de la industria) más relevantes y/o representativos. Como consecuencia de dicho acciden-te nace WANO (World Asociation of Nuclear Operators) con la idea de incre-mentar el intercambio de información entre las diferentes centrales nuclea-res en el mundo para:

“Maximizar la seguridad y fiabili-dad de las plantas nucleares de todo el mundo trabajando todos juntos pa-ra evaluar, comparar (nuevo concepto: benchmarking) y mejora la gestión a través del apoyo mutuo, el intercam-bio de información y la emulación de las buenas practicas. El uso eficaz de la experiencia operativa, tanto in-terna como externa, para identificar puntos débiles fundamentales para, a continuación, determinar las acciones correctoras apropiadas, particulares de cada central que minimicen la pro-



central nuclear de trIllo: 25 aÑoS de oPeracIón (1988-2013)

cuya base metodológica está basada en la metodología HPES Human Perfor-mance Enhancement System (Sistema de mejora del comportamiento humano), de INPO. Es, o intenta ser, un sistema capaz de evaluar y mejorar el compor-tamiento humano del personal impli-cado en la ocurrencia de anomalías del día a día de la planta, detectando las causas de los sucesos y proponien-do acciones cuya implantación sirvie-ra para disminuir la probabilidad de ocurrencia de nuevos sucesos de ca-racterísticas 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 pro-puesta de acciones mitigadoras para disminuir la probabilidad de ocurren-cia o recurrencia y consecuencias de los mismos errores y/o sucesos en la propia instalación.

Inicialmente se crea una organiza-ción en planta que evalúa los sucesos internos, es decir la Experiencia Opera-tiva Interna y en las oficinas centrales de la compañía, en Madrid, se desa-rrolla 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 especia-lizado 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 aná-lisis y evaluación a un departamento/sección de planta o de la ingeniería de apoyo (Madrid) el cual, una vez, reali-zado el análisis devolvía las conclusio-nes a la organización que centralizaba y distribuía la información generada y proponía las acciones mitigadoras.

A partir de 1994 se unifica en Tri-llo-Planta ambos procesos de Expe-riencia 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 eva-luación y eliminación de las interfases que la intervención de demasiadas or-ganizaciones 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 aban-donan los análisis multidisciplinares de sucesos externos que obligaban a la primera línea de Operación, Mante-nimiento e Ingeniería a desviar recur-

sos de su primera prioridad de operar, mantener y mejorar la planta de forma eficaz y segura, hacia tareas de análi-sis de sucesos que requerían una tran-quilidad 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 cometi-dos 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 modifica-ciones de diseño para intentar una dis-minución gradual y razonable de las tasas de errores cometidos en el des-empeño de las funciones del día a día.

Se parte, en este momento, de una premisa esencial directriz de toda eva-luación, y no es otra que la presun-ción 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 me-jorando, 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 comer-cial y de manera análoga al resto de las centrales nucleares españolas, el Consejo de Seguridad Nuclear realiza

un seguimiento del Programa de Ex-periencia Operativa de cada instala-ción, solicitando de manera adicional siempre que le parezca requerible, la evaluación de algún suceso que con-sidere de interés y aplicabilidad a las centrales nucleares españolas.

eStructura del Programa de exPerIencIa oPeratIvaEstá compuesto por los siguientes in-formes/sucesos:

experiencia operativa InternaInformes de Suceso Not i f icable (ISN) (*), Condiciones Anómalas (CA) y cualquier otro incidente que, a cri-terio del proceso de Experiencia Ope-rativa/Sistema de Evaluación de Ac-ciones (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 lla-madas “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 den-tro del proceso de Experiencia Operativa.

D) No conformidad que representa muy poca o ninguna significación de riesgo para la seguridad y fiabi-lidad 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 com-portamiento técnico y humano tanto individual, como de dirección y de equipos fuera destacable y requiriera un análisis de causa raíz específico.


Abril 2011

Licenciamiento de CNA divulga con CI-SL-001807 la IN 2011-11 sobre el proceso de dedicación

CSN/AIN/TRI/11/755Acta de Inspección del CSN

sobre Modificaciones de Diseño

Sustitución decondensadores electrolíticos

en tarjetas de equiposrelacionados con la

seguridad

Experiencia Operativa la analizó (EO-EAW-2951) en su

reunión de cribado de marzo 2011(ART-00721)

Se identifican condensadoressin proceso de dedicación enequipos relacionados con la

seguridad

Identifican la ausencia de unprocedimiento formalizado dededicación de componentes Lanzamiento y gestión de nota

de encargo

Almacenaje en secciónindependiente de almacén

2ª CR 0207

Procedimientos

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Sustitución de materialno autorizada

Repuestos sin codificar

Traceado de la instalación al no seguir proceso de vales

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Julio 2011AI Nº 12

Figura 1.

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Familiaridad y atención a la tarea

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Reglas: Cruzar un paso de peatones

Habilidades: Peinarse

Reglas E1/103

Habilidades E1/104

Nota: existen otros procesos, p.e. la Regla de Mantenimiento, encargados de evaluar sucesos de su alcance.

Sucesos de otras centrales nucleares españolasInformes de Suceso Notificable de las centrales nucleares de Almaraz, As-có, Cofrentes, Garoña y Vandellós II. (También José Cabrera y Vandellós I, en el pasado).

experiencia operativa externaCirculares sobre experiencias opera-tivas 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 ex-periencia operativa SOER e informes de sucesos significativos (SER) de WANO, informes de INPO (Sucesos IER–INPO Event Report - niveles 1, 2 ,3 y 4), infor-mes del IRS (NEA/OIEA), informes del entorno alemán conocidos como EAW

Figura 2.

% de error

Años de experiencia

“Teoría de la Bañera”

Modo

conocimientos

Modo reglas

Modo

habilidades

Figura 3.



de la VGB (Grupo de Propietarios de centrales nucleares de diseño Areva), informes de suministradores/fabri-cantes, Information Notice de la NRC (Nuclear Regulatory Commission).

Por último, cualquier otro suceso cuya evaluación sea requerida de ma-nera específica por el CSN.

metodología de evaluacIón de SuceSoS

La metodología HPES más utilizada en la evaluación de sucesos internos en las centrales nucleares españolas tiene las siguientes etapas:a) Recopilación adecuada de toda la

documentación asociada al suceso (procedimientos, manuales, bases de diseño de los sistemas, alarmas, etc.)

b) Diseño y desarrollo de entrevis-tas con el personal implicado que consolide y delimite los hallazgos documentales y las condiciones de contorno del suceso.

c) Análisis del suceso en base al aná-lisis de una serie de herramientas:

barreras, cambios, factores causa-les, etc., necesario para determinar las causas raíz del suceso.

d) Realización de un informe que ana-lice en detalle la secuencia crono-lógica de hechos, barreras rotas, acciones inadecuadas, causas raíz y acciones propuestas para evitar/disminuir la probabilidad de recu-rrencia del suceso.

Para todo ello es condición im-prescindible tener como evaluadores, personal con experiencia en las dife-rentes áreas o procesos más impor-tantes de la planta: Operación, Man-tenimiento e Ingeniería. El evaluador de Experiencia Operativa en central nuclear de Trillo tiene, por tanto, un perfil amplio y experiencia contras-tada, debiendo ser capaz de evaluar

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La Dirección tiene menosinformación del personal

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Source: Reason,Managing the Risks of Organizational Accidents, pp127-129

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Figura 5.

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Figura 6.

DEFENSA EN PROFUNDIDAD

Amenazaspara la planta

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COMUNICACIÓNVERBAL

FACTORESAMBIENTALES

PLAN DETRABAJO

COMUNICACIÓNESCRITA

ORGANIZ. DE TRABAJOMÉTODOS DE SUPERVISIÓN

Debemos corregir continuamentelas barreras que se van

deteriorando. Tenemos pocoseventos, de ahí la importancia de

los casi-incidentes.

PRÁCTICASTRABAJO

ENTRENAMIENTO

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MÉTODOS DEDIRECCIÓN

DISEÑO

Figura 7

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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 ár-boles te hagan perder esa perspectiva.

FundamentoS báSIcoS del Programa de exPerIencIa oPeratIvaEn la labor de evaluación de sucesos internos se incorporan una serie de conceptos que se enumeran breve-mente:– Acción inadecuada: comportamien-

to observable dictaminado como in-correcto que genera un error y pro-voca 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 progre-sión 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 su-ceso en los momentos iniciales de la evaluación.

– Causa directa: factor iniciador del suceso que define “qué ha ocurri-do”.

– Causa raíz: factor cuya corrección o funcionamiento adecuado habría evitado o parado el suceso; define “por qué ha ocurrido”. Hay tres ti-pos o grandes bloques de causas raíz: humanas (individuales), de dirección (organizativas) y de equi-pos.

– Error activo/latente: acción o com-portamiento 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 fugasdel sistema de refrigeracióndel reactor

Obstrucción de los filtros delmonitor de radiación

Ensuciamiento de losenfriadores de aire de lacontención

Figura 10.

Figura 11.

Figura 12.

Figura 13.

ocultas por no producir un efecto inmediato visualizable (Figura 12).

– Suceso recurrente: suceso que ha ocurrido anteriormente, o que des-pués de una evaluación se determi-na que tiene causas raíces similares a aquella identificadas como contri-buyentes en un suceso anterior, el cual ya tiene acciones correctivas implantadas.

– Suceso repetitivo: suceso que ha ocurrido anteriormente, o que des-pués de una evaluación se determi-na que tiene causas raíces similares a aquella identificadas como contri-buyentes 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 prin-cipales que forman un bucle cerra-do (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: (Fi-

gura 2) los seres humanos actúan en base a una mezcla de tres ca-racterísticas innatas y adquiridas conocidas como: modo conoci-miento, modo reglas y modo habi-lidades las cuales son interpreta-bles 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 pro-clive al error que al inicio de su carrera por causas radicalmente diferentes. Este concepto es cono-cido como la teoría de la bañera (ver figura 3).

b) Necesidad de mejora del com-portamiento humano individual y organizativo: en todo análisis global del comportamiento huma-no individual y organizativo hay que intentar detectar la progre-sión cronológica de tres concep-tos que, si no se paran, progresan hasta que provocan un suceso, y que son los siguientes: inicial-mente el problema es siempre un problema de gestión de unos re-cursos que, si no se manejan de manera adecuada, crean un pro-blema programático en los proce-sos definidos (prácticas de trabajo, procedimientos, etc.) los cuales, si no son adecuados para frenar la desviación, crean un problema de funcionamiento humano y organi-zativo que desemboca, finalmente, en un suceso (Figura 4).

c) Mitigación del ciclo de culpabi-lidad: se basa en la asunción de que reprender al ser humano por sus errores tiene un efecto de co-rrección mínimo y sólo sirve para entrar en un bucle de disminución de la confianza que deteriora la comunicación vertical e incremen-ta la debilitación de las barreras existentes para frenar los sucesos. Las metodologías utilizadas se ba-san en ser no punitivas (Figura 5).

d) Balance prevención/producción: tiene que haber un equilibrio ra-zonable entre márgenes ajusta-dos y relajados en exceso; entre producción segura y bancarrota económica por exceso desmesu-

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 per-manente, pues tienden a degra-darse paulatinamente. Ejemplos de barreras o proceso serían: los procedimientos, formación, prác-ticas de trabajo, políticas de direc-ción, etc. (Figura 7).

f) Pirámide de severidad: existe una estructura piramidal en la proporción entre accidentes im-portantes, sucesos significativos,

sucesos menores y errores sin consecuencias. El esfuerzo de análisis de los sucesos debe ser directamente proporcional a su impacto (Figura 8).Un prog rama de Exper iencia

Operativa sólido está estructurado para intentar “detectar” este tipo de información de precursores y refor-zar las barreras existentes o definir nuevas para disminuir la probabi-lidad de ocurrencia de los sucesos y sus consecuencias.

Adicionalmente, en la evaluación de sucesos externos se trabaja con los siguientes conceptos adiciona-les:– 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 14.

Figura 15.



res similitudes de diseño, transi-torio descrito, prácticas de trabajo y/o comportamiento humano si-milar.

– Vulnerabilidad/análisis de ries-gos: 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 de-tectado. (Figura 9).

– Relación con el programa de ges-tión de vida de la central: las eva-luaciones definen si el suceso eva-luado está relacionado con algún componente o sistema de la planta sujeto a una posible prolongación de su tiempo esperado de funcio-namiento.

HItoS máS ImPortanteS IncorPoradoS al ProceSo deSde 1989– Análisis de eficacia de las ac-

ciones: 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 eva-luar si las mismas son suficientes para mitigar la probabilidad de ocurrencia de un suceso o hay que definir nuevas acciones adi-cionales.

– Oportunidad perdida y lección aprendida: el trabajo y esfuerzo invertido en la evaluación de un suceso son completamente inútiles si el proceso de Experiencia Ope-rativa no es capaz de transmitir o la planta de aceptar y aprender de ello de aquellos aspectos impor-tantes o debilidades detectadas (Figuras 10 y 11).

– Libro de recarga de Experiencia Operativa. Todos los años, y pre-viamente a cada recarga, se dis-tribuye al staff de planta las eva-luaciones más relevantes del año anterior clasificadas en función de la actividad a la que más pueden ayudar y, a lo largo de todo el ci-clo de operación, se distribuye en forma resumida y didáctica bre-ves resúmenes de las evaluaciones más relevantes realizadas.

– Se ha lanzado el concepto de ob-servatorios de experiencia ope-rativa para apoyar a cada sección en la búsqueda de información, resolución de acciones, etc.

– Se aporta información de evalua-ciones realizadas que puedan ser de ayuda a otros procesos de la central: reuniones preparatorias

de trabajos, programas semanales de planificación del mantenimien-to, regla de mantenimiento, etc.

– Se ha creado una interfase de apo-yo a formación en la preparación de las imparticiones que los ins-tructores realizan de los sucesos de experiencia operativa.

– Potenciación del análisis de los documentos Significant Operating Experience Reports SOER, de WA-NO. Se han revisado y actuali-zado todas las evaluaciones de dichos documentos básicos en el programa de evaluación de Ex-periencia Operativa Externa, im-plantando un programa de revi-sión y actualización continua de los mismos.

– Se ha implantado la matriz de ries-gos 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 mane-ra permanente y cuantitativa, las acciones adoptadas para mitigar la recurrencia de sucesos.

– Se ha lanzado el concepto de recu-rrencia/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 ho-mólogos), technical support missions (misiones de soporte técnico), ben-chmarking (comparación de prác-ticas) y GSAI (Grupo Sectorial de Análisis de Incidentes entre las centrales nucleares españolas, rea-lizados a centrales nucleares en todo el mundo.

– Se han implantado las reuniones de cribado de sucesos con el obje-tivo detectar en la nube de suce-sos que se reciben todos los días procedentes de la industria, aque-llos sucesos de los que potencial-mente 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 suce-sos y realización de entrevistas y recolección de datos mediante la asistencia o recepción de cursos encaminados a mejorar las técni-cas de análisis, interpretación y puesta en práctica de la metodo-logía, comunicación en general: asertividad, empatía, técnicas de

redacción y presentación de in-formes.

– Desde la implantación en el sector del proceso conocido como Facto-res Humanos se ha creado una in-terfase 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 rele-vantes o de primer nivel (HPES), antes mencionados.Con este bagaje técnico y metodo-lógico, 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 des-de 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 de-creciente pues, excluidos los pri-meros años en los que se notifica-ban todas las inoperabilidades, a partir de 1993 se puede observar una disminución importante en el número de dichos sucesos. (Fi-gura 15).

– No se puede cuantificar el be-neficio en la mejora de estos re-sultados y la influencia y efec-tos del programa de Experiencia Operativa por sí solo, pero sí se puede afirmar sin temor a equi-vocarse que dicho proceso, junto con otros muchos de característi-ca transversal, que la Asociación Centrales Nucleares Almaraz-Trillo viene mejorando desde el accidente de TMI como: manteni-miento predictivo, inspección en servicio, autoevaluación, obser-vaciones en campo, evaluaciones externas, formación, cultura de seguridad y tantos otros, han ju-gado 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 cono-cido como Experiencia Operativa, en una instalación nuclear:

“La inspiración y el conocimien-to, conceptos que algunos definen como suerte existen, pero tienen que encontrarte trabajando.”


PrEvEnción dE riEsgos lAborAlEs

Personal de la unidad de Prevención de riesgos laborales junto con personal colaborador de empresas

contratistas

IntroduccIón y antecedenteS

La seguridad y la salud de todos los trabajadores han sido el punto de par-tida desde el que se desarrollan todos los trabajos y actividades de la central nuclear de Trillo.

Los programas y actividades reali-zadas durante estos 25 años de fun-cionamiento, han fomentado una par-ticipación activa de los trabajadores; contribuyendo así al alcance de los estándares requeridos y garantizando la integración de la prevención en to-dos los niveles de la organización.

Dado que la central nuclear de Tri-llo 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 integran-tes se dedican de forma exclusiva a la prevención de riesgos laborales, con-templando las especialidades de:•Seguridadeneltrabajo.•HigieneIndustrial.•ErgonomíayPsicologíaAplicada.•VigilanciadelaSalud.

FormacIón

En una actividad como la de una cen-tral nuclear, la formación de los traba-jadores adquiere un papel fundamen-tal en el conjunto de las herramientas preventivas utilizadas.

Debido a las características intrín-secas de la central nuclear de Trillo, no sólo se deben considerar los ries-gos en condiciones de funcionamien-to 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 pla-nificación y ejecución de las acciones informativas en materia de preven-ción, para cuya definición se tiene en

cuenta, entre otros criterios, el análi-sis de los riesgos laborales previstos en función de las actividades a desa-rrollar.

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 me-jora cuyos resultados satisfactorios



fueron constatados en el follow – up posterior.

camPaÑaS e InIcIatIvaS llevadaS a cabo

En los últimos años se han realizado campañas informativas y de menta-lización a través de los canales de co-municación establecidos para este fin.

Se han trasladado mensajes de uso de equipos de protección individual, información sobre accidentes e inci-dentes, instrucciones de prevención de riesgos laborales, recordatorios so-bre acciones y medidas preventivas y evolución de accidentes laborales, entre otros.

Además, se han desarrollado di-versas iniciativas encaminadas a pro-mover un mayor cuidado de la salud de los trabajadores, como son las si-guientes:•Campañasparaelcontroly lapre-

vención de enfermedades crónicas: diabetes, hipertensión arterial, etc.

•Campañadevacunación contra lagripe común, tétanos y alergia.

•Prevención de riesgos biológicos:campaña dirigida a los empleados

expuestos a riesgo biológico según su evaluación de riesgos, de pre-vención de hepatitis y tétanos.

•Campañaanualdereconocimientosginecológicos para las trabajadoras.

reduccIón de la SInIeStralIdad laboral

Para el logro de los avances produ-cidos en la reducción de la siniestra-lidad laboral y en la construcción de una verdadera cultura de prevención de riesgos laborales, ha sido necesa-rio 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 in-tegrales 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 reali-dad que ha precisado el desarrollo de una correcta coordinación de activi-dades empresariales.

IFG / IFB PLANTILLA 1997-201225

1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

IFG Plantilla IFB Plantilla

2010 2011 2012

20

15

10

5

0

7,946,01

3,91

11,54

9,67

5,66 3,9

8,19

2,04 1,98 2,031,95 0,00

0,00

0,000,00

4,032,03

2,032,043,9

9,44

20,7820,5

7,947,82 10,24

19,35

1,98

7,82

2,02

0,00

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 inter-vienen en las tareas y la duración de las mismas.

La eficacia y operatividad de la coor-dinación de actividades empresariales que se desarrolla en la central, ha sido posible gracias a la actuación coordi-nada de los diferentes intervinientes (Servicio de Prevención de CNAT, téc-nicos de prevención de empresas con-tratistas, personal de coordinación de actividades empresariales, etc.).

deSaFíoS Para el Futuro

Continuar con la integración de la prevención de riesgos dentro del Sis-tema de Gestión de la empresa en todas sus áreas, así como mantener y si es posible mejorar los índices de frecuencia general conseguidos es-tos últimos años de explotación de la central como figura en el gráfico superior.

TE ESPERAMOS

www.reunionanualsne.es



Uno de los principios de actuación del personal de operación, de acuerdo a lo recogido en docu-

mentos de los organismos internaciona-les 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 por-qué de sus acciones y la respuesta espe-rada de los equipos.

Es por ello que la formación que reci-ban los integrantes del turno de operación es un pilar fundamental en el funciona-miento correcto de una central nuclear.

Fomentar un entorno de aprendizaje dentro del turno, evaluar periódicamen-te el conocimiento de los miembros de cada equipo y asegurar que sea el jefe

OPERACIÓN

De izquierda a derecha: Belarmino Huergo, Joaquín Fernández (Jefe Departamento) y

Francisco Villanueva

Formación De Licencias / instrucción is11

que debe de incluir este entrena-miento viene reflejado también en la instrucción IS-11 y debe de comprender actividades que de-sarrollen las habilidades opera-tivas combinadas con secuencias de accidentes y fallo.

El tiempo medio que se progra-ma al personal de preparación de licencia en simulador es de 110 días.

– Entrenamiento en planta. Los aspi-rantes a licencia necesitan cono-cer la planta en la que van a desa-rrollar su labor de operación. Es por ello que dentro del programa de preparación se diseñan prác-ticas 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 conoci-miento de los sistemas, se rea-liza un primer entrenamiento en planta junto a los auxiliares de Operación donde se identi-fican los distintos componen-tes de la planta, se realizan las rondas por planta, se observa colocación de descargos y ma-niobras 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,

de turno el que se responsabilice de la formación y cualificación de cada miembro de su turno son actuacio-nes 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 Ins-talaciones 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 centra-les 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 pro-cedimientos de operación y las ac-tividades de los operadores con li-cencia. Asimismo permite realizar la supervisión de las alteraciones del núcleo y del movimiento del combustible.

•Licencia de Operador: la cual ca-pacita bajo la inmediata dirección de un supervisor la operación des-de 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:•Formacióndenuevaslicencias.• Formaciónyentrenamiento conti-

nuo del personal con licencia.

FORmACIÓN DE NUEvAS LICENCIAS

•Proceso de selección. Los aspiran-tes a obtención de nueva licencia de acuerdo a los requisitos exigi-dos por el Reglamento de Insta-laciones Nucleares y Radiactivas, RINR, son titulados universitarios de grado medio o titulación equi-valente. 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 aspi-rantes se someten a un proceso de formación exhaustivo que contem-pla tres bloques:

– Parte teórica. El programa elabora-do desarrolla los contenidos bá-sicos de acuerdo con los criterios que se establecen en la instruc-ción IS-11. Estos programas debe de incluir formación sobre funda-mentos 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 ope-ración de la central, protección radiológica, normativa y docu-mentos de explotación.

En aquellos casos que la licen-cia conlleve la capacitación para la supervisión de alteraciones del núcleo y movimiento de combus-tible, será necesario incluir en el programa la formación necesaria para que dichas actividades tam-bién sean realizadas en condi-ciones seguras y con márgenes adecuados.

El tiempo estimado para la realización de esta fase de la for-mación inicial es de aproximada-mente de 27 meses.

– Entrenamiento en simulador de al-cance total. Dentro del programa de preparación de las licencias se contempla una fase de entre-namiento en el simulador. Este entrenamiento garantiza que se adquiere suficiente capacidad pa-ra operar, controlar y dirigir a las personas que aspiran, bien a la licencia de operador o de super-visor. Los contenidos mínimos




siendo directamente vigilado y tutelado siempre por una persona en posesión de la li-cencia a la que aspira y bajo la responsabilidad de un super-visor.

El tiempo empleado en la reali-zación de esta parte del entre-namiento es de aproximada-mente cinco meses.

•Examen de aptitud. El examen para obtener una licencia de supervisor u operador estará formado por un conjunto de pruebas de carácter teórico-práctico, realizadas por el CSN. Este examen constará de tres partes independientes:a) Examen escrito, con el objeti-

vo de comprobar el adecuado nivel de conocimientos del aspirante a licencia. Consta de una selección representa-tiva de preguntas sobre co-nocimientos, capacidades y habilidades necesarios para el desempeño de las funcio-nes 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 di-chas actividades, tanto indi-vidualmente 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, especial-mente la sala de control, la documentación y procedi-mientos, y las prácticas ope-rativas.

Una vez que el aspirante posee licencia otorgada por el CSN, pa-ra el caso de licencia de operador es necesario programar un perio-do de doblaje en sala de control superior a 42 días, donde un ope-rador con experiencia superior a dos años tutela al nuevo operador en las actividades diarias.Por todo ello, el t iempo que transcurre desde el inicio de la formación hasta que el aspirante a operador comienza su opera-

ción solo en el panel es de 36 me-ses aproximadamente.

FORmACIÓN y ENTRENAmIENTO CONTINUO DEL PERSONAL CON LICENCIA

El titular de una licencia de super-visor o licencia de operador deberá seguir un programa de formación y entrenamiento continuo, con la finalidad de asegurar que mantiene un adecuado nivel de conocimien-tos, capacidades y habilidades para desempeñar satisfactoriamente sus funciones.

El diseño del mencionado progra-ma tiene en cuenta el conjunto de conocimientos, habilidades y acti-tudes necesarias para desempeñar las funciones del puesto de traba-jo, así como también contempla los criterios establecidos por el CSN. Asimismo se define también el iti-nerario 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 mí-

nimo que debe de figurar en los distintos programas se encuentra definido en la instrucción de segu-ridad IS- 11, debiendo de contener aspectos relacionados con la teoría y principios de operación, sistemas de control y protección, procedi-mientos de operación normal y de emergencia, Especificaciones técni-cas de funcionamiento y temas de protección radiológica. Así mismo será impartida una actualización operacional repartida de modo re-gular y continuo, mediante la im-partición 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 alcan-zado los objetivos de aprendizaje y si ha alcanzado la cualificación necesaria para desarrol lar las competencias del trabajo para el que está siendo entrenado.Esta parte teórica para cada tur-no se distribuye en su calendario actualmente a lo largo de cinco semanas.

•Ent renamiento en simulador. El programa de reentrenamien-to 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 reco-gidos 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 sesio-nes que se realizan el último día de cada módulo de formación. A dichas sesiones asiste perso-nal de la línea de operación (jefe de Operación o responsable de Turnos) y un instructor evalua-dor independiente al instructor que ha realizado la impartición de las distintas sesiones duran-te 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 poste-rior al resto del turno.

El entrenamiento en simulador programado se realiza durante dos semanas al año para cada tur-no, distribuidas antes y después de cada Recarga de combustible. Previo a la impartición de cada

módulo de formación son anali-zadas por la línea conjuntamente con los instructores encargados de impartir las distintas materias con el objeto de comprobar si el enfo-que dado es el adecuado, asimismo se comprueban el contenido de las pruebas escritas.

Así mismo, en todas las activi-dades formativas que realiza el personal de operación con licencia tanto en aula como en simulador, se tiene en cuenta las distintas opi-niones y sugerencias aportadas por dicho personal. Para ello se reali-za como cierre a cada módulo de formación un Observatorio donde asiste personal de Formación, re-presentantes de la licencias y de la línea de Operación. En dicho observatorio se analiza el resulta-do de cada módulo y se identifican aquellos aspectos que no han podi-do ser cubiertos.

Como conclusión podemos de-cir que impartir una buena for-mación 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.



La protección radiológica ha sido uno de los pilares fundamenta-les sobre los que se ha cimenta-

do 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 aho-ra cumplimos.

En el proyecto de la central ya se cui-dó la disposición de equipos y blinda-jes, calidad y fiabilidad de componentes y selección de materiales, y al iniciarse la operación se adoptaron procedimien-tos y se dispuso de personal cualifica-do y resto de medios materiales para asegurar la protección radiológica del personal que realiza trabajos en la cen-tral (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

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y MEDIOAMBIENTE

Personal del Departamento de Protección Radiológica y Medio Ambiente

•Modificacioneseneltratamientodelos residuos, instalando una planta de secado de lodos y concentrados de evaporador, y en el acondicio-namiento de bultos, para reducir la generación de residuos de baja y media actividad.

•Potenciaciónde la reutilización yla segregación radiológica de ma-teriales y el lavado y reutilización del vestuario, para reducir la gene-ración de residuos de baja y media actividad.

• Implantacióndeprocedimientosdedesclasificación 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 delcircuito primario para reducir la generación de productos de activa-ción, con la consiguiente reducción de dosis ocupacional, vertido de efluentes y generación de residuos.

PrincipiodeOptimización, además,lógicamente, del de Limitación de la Dosis de radiación.Portanto,elsistemadeprotección

radiológica de Central Nuclear de Trillo se implementa mediante la disposición de:•Elequipohumanopreparadopara

los distintos aspectos de la protec-ción radiológica: operacional, dosi-metría, efluentesydosis alpúbli-co, gestión de residuos radiactivos, vigilancia ambiental, etc.

•Ladocumentaciónque soporta laforma de trabajar: elManual deProtecciónRadiológica, elProgra-madeOptimizacióndeDosis, elProgramadeGestióndeResiduosRadiactivos y del CombustibleGastadoyelManualdeCálculodeDosisalExterior(yelProgramadeVigilanciaRadiológicaAmbientalincluido el él), así como todos losprocedimientos que desarrollan estos documentos.

•Losmediosmaterialesnecesarios:equipos de medida de radiaciones ionizantesydosimetría, señaliza-ción, bases de datos y aplicaciones informáticas,etc.Losámbitosde trabajodelDepar-

tamento de ProtecciónRadiológicahan sido variados, tendentes en todo caso a la optimización de la dosis ocupacional y de la dosis al público. Entredichos ámbitos cabemencio-nar los siguientes:•Presentación e impulso de mo-

dificaciones de diseño y cambios operativos, de carácter general oespecíficode la actividaddepro-tección radiológica, con el objeto de reducir la dosis ocupacional, la dosis al público por efluentes y la cantidad de residuos generados.

•Optimizacióndedosis ocupacio-nal debida a trabajos de implanta-ción de modificaciones de diseño en la planta.

•Colaboración en la planificaciónde tareas especiales, realizadas co-mo consecuencia de incidencias operativas, tendente a la optimiza-ción la dosis ocupacional debida a dichos trabajos.

•Aplicacióndenuevaspolíticasdecarácter general y cambios orga-nizativos habidos en el seno de la central y adaptación a las noveda-des legales que se han ido suce-diéndose 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.

•Porúltimo, el ámbito generaldeldía adía constituidopor los tra-bajos rutinarios que se realizan de

forma permanente y, especialmente, los trabajosespecíficosquese reali-zan de forma programada durante losperíodosdeparadadelacentralpara mantenimiento y recarga de combustible, teniendo siempre en cuenta que la aportación fundamen-tal (del orden del 85-90 % del total) a las dosis ocupacionales anuales se produce durante la recarga.Acontinuaciónsepresentandefor-

ma resumida los principales trabajos llevados a cabo en los últimos años dentro de losmencionados ámbitosde actuación:Enelámbitodeloscambiosrealiza-

dos en la central para reducir la dosis ocupacional y al público y la genera-ción de residuos cabe mencionar los siguientes trabajos:•Modificaciones en los flujosde en-

trada al sistema de tratamiento de efluentes para reducir la generación de residuos de baja y media activi-dad.

NUCLEAR ESPAÑA mayo 2013 27

Recogida de aguas superiores de manantiales.



•Estudiodeidentificacióndepuntoscalientes de zona controlada e im-plantación de un sistema de señali-zación y vigilancia de dichos puntos identificados, para reducir la dosis ocupacional.

• Implantacióndeunprogramadevi-gilancia de puntos de acumulación de productos de activación, para re-ducir la dosis ocupacional.

•Modificacióndel sistemade iden-tificación de los puntos de acceso a zonas de distinta clasificación radio-lógica, introduciendo códigos de co-lores, y del sistema de impedimento físicoazonasdeaccesoprohibido.

• Establecimiento y señalizacióndezonas de espera previa a la reali-zaciónde trabajos, enáreasdebajonivel de radiación.

•Modificacionesenlacentralyenlosprocedimientos para la prevención de la ocurrencia de potenciales in-cidentes de liberación inadvertida de material radiactivo, reduciendo los riesgos de potenciales dosis al público.

• Instalación se sistemas de con-trol radiológicode vehículosparala prevención de la ocurrencia de potenciales salidas inadvertidas de material radiactivo, reduciendo los riesgos de potenciales dosis al públi-co.

•Realizacióndelacaracterizaciónra-diológica del emplazamiento y es-tablecimiento de un programa de vigilancia radiológica del empla-zamiento, para asegurar la inexis-tencia de potenciales incidentes de liberación inadvertida de material radiactivo.

•Modificaciónde los criterios paraestablecer el individuo crítico delpúblicopara el cálculodedosis alexterior por efluentes gaseosos, aña-diendoconservadurismoal cálculode dosis al público.

•Modificación,atendiendoalaReco-mendación 2004/2/Euratom, de los criterios de determinación de la ac-tividad de los efluentes radiactivos, añadiendoconservadurismoal cál-culo de dosis al público.

• Instalación de equipos demedi-da que permiten distinguir la ac-tividad de H-3 y C-14 emitida en los efluentes gaseosos en forma de sustancias químicas inorgánicas yorgánicas.

•Modificacionesenlosprocedimien-tos de realización de diversas acti-vidades 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.

Enelámbitode laoptimizacióndedosis en la implantación de modifi-caciones en la planta y en los trabajos realizados como consecuencia de in-cidentes operativos cabe mencionar los siguientes trabajos para los que se realizaronestudiosALARAespecífi-cos para la reducción de la dosis ocu-pacional:• Sustitucióndel aislamiento térmico

tipo Minileit para evitar una poten-cial taponamiento del sumidero de contención que pudiera impedir la recirculación de agua de refrigera-ción en caso de accidente.

•Llenadoymanipulacióndeloscon-tendores de combustible gastado con destinoalAlmacénTemporalIndivi-dual del que dispone la central, para reducir la dosis ocupacional, de tipo fundamentalmente neutrónico.

•Cambio de las válvulas de aisla-miento del sistema de refrigeración de emergencia y evacuación del ca-lor residual.

•Cambiodelamáquinademanejodeelementos combustibles.

•Localización, evaluacióndelorigeny corrección de filtraciones en la ca-vidad del reactor.

• Inspeccionesy reparaciones en lasbombas principales de refrigeración.

•Extracciónysustituciónde labarrade control bloqueada.

•Limpiezadeóxidode lapiscinadecombustible gastado.

• ImplantacióndelamodificacióndelBleed and Feet del circuito primario.Enelámbitodelaaplicacióndenue-

vaspolíticas, cambiosorganizativosynovedades normativas cabe mencionar los siguientes trabajos e hitos relevan-tes:•Modificación demanuales y pro-

cedimientos como consecuencia de cambios en la normativa, entre los que cabe mencionar los habidos en elReglamentodeProtecciónSanita-ria contraRadiaciones Ionizantesyenloreferentealaclase7delADR,lapublicaciónde InstruccionesdeSeguridaddelCSNrelacionadas,di-recta o indirectamente, con la pro-tección radiológica, la publicación de laRecomendación2004/2/Euratom,etc.

•PotenciacióndelProgramaALARAydelComitéALARA,segregándoledelComitédeSeguridadNucleardelacentralydotándoledeunconteni-do propio.

•Unificación de la explotación conla central nuclear deAlmaraz enuna única organización, Centrales NuclearesAlmaraz-Trillo,aplicandoplanesypolíticas comoelProyectoCNAT-5Estrellas,de integracióndela organización, que ha permitido

sinergias en todos los ámbitos, in-cluida la protección radiológica.

•Potenciacióndelaformaciónydelaconsideración de los factores huma-nos 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 másrelevantes:•Dosis ocupacional anual media2002-2012: 347.5mSv·p, frente a va-loresanivelinternacionaldepaísesdelaNEA-OCDEde752mSv·p (cen-tralesPWR),857mSv·p (centrales de todas las tecnologías) y 700mSv·p y588mSv·p (centrales gemelas de Gösgen-1 yNeckar-1, respectiva-mente).

•Dosisanuala losmiembrosdelpú-blicomedia2002-2012:3.05μSv,fren-te a los 100μSv establecidos comorestricción operacional de dosis.

•Dosisambientalanualenelentornovigiladodelacentral:0.75mSv,fren-te a, por ejemplo, 1.7mSvmedidoenMadridpor laReddeVigilanciaAmbientaldelCSN.Lógicamente, pese a los elevados ni-

veles de protección alcanzados, existen posibilidades de mejora en distintos ámbitosde laprotección radiológica,en los que actualmente se concentran los trabajos de la organización de CN Almaraz-Trillo, engeneral ydePro-tecciónRadiológicadeCentralNuclearde Trillo, en particular. Entre las pers-pectivas de futuro a nivel de actuación para la mejora de la protección radio-lógica de la instalación cabe mencio-nar las siguientes:•Llevar a cabo las actuacionespro-

gramadas para reducir el riesgo de dosis al público en caso ocurrencia deaccidentesseveros,másalládelasbases de diseño de la central.

•Continuarcon lapotenciaciónde laformación y capacitación del perso-nal, incrementando el uso de ma-quetas para el entrenamiento del personal que realice trabajos rele-vantes en términos de dosis.

• Fomentar la incorporacióndenue-vas tecnologías en los trabajos demantenimiento y de control radio-lógico de los mismos: uso de autó-matas, vigilancia de trabajos y con-troldedosis remoto, teledosimetríade los trabajadores y telerradiome-tríadelaplanta,etc.

•Continuar incidiendo en la reduc-ción,más alládel estricto cumpli-mientodeloslímitesyrestriccionesoperacionales, de las dosis al públi-co como consecuencia de los efluen-tes de la central.



Al igual que todas las centrales nucleares, y como consecuen-cia 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 elemen-tos combustibles del núcleo, mante-niendo la capacidad adicional de po-der albergar el núcleo completo (177 elementos combustibles).

A diferencia de las centrales de tec-nología norteamericana, en las que las piscinas están situadas en un edi-ficio exterior y anexo al del reactor, la de Trillo, de tecnología alemana y similar a las instaladas en Suiza, Ho-landa y Alemania, tiene esta piscina de almacenamiento intermedio en el interior del edificio del reactor.

MANTENIMIENTO

De izquierda a derecha: Ramón Núñez, Alberto Porras, Javier Vallejo (Jefe Departamento), Jorge Gómez

y José Ma Artal

AlMAceNAMieNto teMPoRAl iNDiViDuAlizADo (Ati)

El almacén está dotado, para el ma-nejo de los contenedores, de un puen-te grúa de 135 Tm de capacidad que barre la nave en toda su longitud y es-tá 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 auto-rización para la construcción del al-macén; una vez construido éste y re-cibidos 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 alma-cenados en Almacén Intermedio de Combustible Gastado, 22 contenedo-res con 462 elementos combustibles en su interior.

Con carácter general, las activida-des de carga de contenedores y pos-terior almacenamiento se planifican después la recarga de combustible, en los meses de julio y agosto proce-diendo a la carga de dos contenedores que equivalen aproximadamente a la cantidad de elementos de combus-tible nuevos que se introducen en el reactor. Esta planificación hace que siempre se disponga en la piscina de combustible de la adecuada disponi-bilidad de almacenamiento para con-tinuar con la explotación de la central.

El proceso de carga de contenedo-res es una actividad multidisciplinar en la que participan las siguientes organizaciones de CNAT con las si-guientes responsabilidades:

Ingeniería de Reactor y Resultados:•Definir los elementos combustiblesque se carguen en cadaDPTy sudistribución en el mismo.

•Controlar la carga de elementoscombustibles midiendo su grado de quemado y verificar su posición en elDPT.

•Controlar (con organismos exter-nos), el precintado de los contene-dores durante el almacenamiento temporal.

Protección radiológica:•Medidas de radiación y contami-

nación según los procedimientos aplicables y entrega de la documen-tación generada a Ingeniería de Re-actor y Resultados para su inclu-siónenelDossierdelContenedor.

Operación:•Movimiento segurode los elemen-

tos combustibles y control de la presión entre tapas de los contene-dores almacenados, según elMa-

Con objeto de ampliar la capaci-dad de almacenamiento, en los años 90 se realizó un reracking, pero aun así, para poder continuar con la acti-vidad normal fue necesario cambiar la técnica de almacenamiento para disponer de un almacenamiento adi-cional al que permitía la piscina de combustible e iniciar un proceso que permitiera, por un lado almacenar los elementos de combustible gasta-dos en unos contenedores metálicos fuera de la piscina de combustible y, posteriormente, depositar éstos en un almacén exterior hasta su retira-da definitiva de la central.

Los elementos de combustible al-macenados en la piscina pueden ser almacenados en estos contenedores cuando cumplen una serie de condi-ciones relativas al enriquecimiento inicial, grado de quemado y tiem-po de enfriamiento desde su última descarga del reactor.

En resumen, la estrategia de alma-cenamiento de combustible gastado pasa por disponer de un contenedor y un almacén para ubicar los men-cionados contenedores.Elcontenedormetálico(DPT),res-

ponde al doble propósito de:•Almacenarensecoelementoscom-

bustibles en una atmósfera inerte (helio).

•Podersertransportadocomobultotipo B (U) según la normativa del OIEA.y es capaz de contener 21 ele-

mentos combustibles del tipo KWU 16x16-20 con las características si-guientes:• Enriquecimientomáximoinicial4%.•Quemado máximo de 40.000MWD/TU con un tiempomíni-mo de enfriamiento después de la descarga del reactor de cinco años o bien 45.000MWD/TU con untiempo mínimo de enfriamiento después de la descarga del reactor de seis años.ElcontenedorDPThasidodiseñado

de acuerdo con criterios estructurales, térmicos, de blindaje, confinamiento y criticidad que cumplen con los requisi-tos aplicables de la normativa española y de los organismos internacionales, a fin de garantizar el cumplimiento de las siguientes funciones:•Mantenerlacapacidadestructural

y de estanqueidad del contenedor (Sistema de Confinamiento).

•Evitar tasasdedosis superiores alos límites permitidos (Sistema de Blindaje).

•Mantenerlasubcriticidaddelcom-bustible gastado que contiene.

•Mantener las temperaturas pordebajo de los límites permitidos,

mediante el uso de medios pasivos (sistema de Evacuación de Calor).

•Operabilidaddelcontenedor.Las características físicas más im-

portantesdelcontenedorDPTson:•Diámetroexterno(máx.):2400mm•Alturatotal(máx.):5500mm• Pesodelcontenedorcargadoyconli-

mitadores de impacto (máx.): 113,1 Tm.El contenedor está construido con

los siguientes materiales:•Acero inoxidablepara envolventes

externos e internos, anillos forjados superior e inferior y tapas interna y externa.

•Plomoparablindajegamma.•Aceroinoxidableyaluminioparael

bastidor.•Aceroinoxidableyboraloaluminio

borado para los tubos de alojamien-to del combustible, y NS4FR para blindaje neutrónico.El Almacén de Contenedores de

Combustible Gastado (ZY4) es una nave en superficie de planta rectangular, cu-yas 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 blin-daje 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 pa-ra la recepción y descarga de los con-tenedores 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:•ÁreadeCargayDescarga,dondese

reciben los contenedores y se des-cargan del vehículo de transporte.

•Área deMantenimiento, previstapara estacionar los contenedores que necesitan pequeñas operacio-nes de mantenimiento.

•ÁreadeControlyAccesodeperso-nal que incluye la sala de control y cuadros eléctricos, sala de instru-mentación, vestuarios, aseos, pues-todeProtecciónRadiológica (PR),sala de descontaminación y pasillos de circulación y acceso a las áreas de almacenamiento y de carga y descarga.

•Recintodeldepósitoderecogidadedrenajes con su bomba asociada.

•Almacénde equipoauxiliar,útilesy herramientas.

NUCLEAR ESPAÑA mayo 2013 31



nual de Operación y los procedi-mientos aplicables.

Mantenimiento:•Realizar las tareas de inspección

inicial, manejo y traslado de conte-nedores, de acuerdo a los procedi-mientos aplicables.

Garantía de Calidad:•Conformar losprocedimientos es-

pecíficos de las distintas organiza-ciones.

•Observa la sistemática y los crite-rios que aparecen en estos procedi-mientos. 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, don-de las actividades más relevantes son las siguientes:•Descargade contenedores del ve-

hículo de transporte y su traslado desde el Almacén Temporal hasta elÁreadeMantenimiento yDes-contaminación del edificio de iden-tificación y selección de elementos combustibles a cargar en el conte-nedor.

•Trasladodel contenedoralPozodeCofres.

•Trasladode los elementos combus-tibles desde la piscina de combus-tible gastado a la posición predeter-minada del bastidor del contenedor situadoenelPozodeCofres.

•Trasladodel contenedor a la zonade mantenimiento y descontamina-ción del edificio de contención.

•Montajedelastapasdelasdiversaspenetraciones de los contenedores y medida de las fugas que se puedan producir a través de los anillos de cierre de las diferentes penetracio-nes.

•Drenaje de la cavidad interna delos contenedores y llenado con he-lio del espacio entre tapas. Esta es la actividad que puede considerar-se más crítica del proceso pues el tiempo que transcurra desde la fi-nalización 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 Especifica-ciones de Funcionamiento.

•Medidadelatasadedosis.•Montaje y verificacióndel funcio-

namiento del transductor de pre-sión del contenedor.

•EnsayoTérmicoFuncional.•Verificaciónde labondaddelblin-

daje.Durante los once años en los cua-

les se han realizado procesos de car-ga 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 expe-riencia operativa que ha llevado a una disminución de las dosis efectivas recibidas y una optimización de los tiempos de carga.

Figura 1.



OfICINA DE ADmISIÓN DE EmPRESAS DE SERvICIOSEl 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 explota-ción de la planta como en periodo de recarga de combustible. Este sistema es común para todos los centros de CNAT.

A comienzos del año 2010, se aprobó por parte del Comité de Di-rección de CNAT, la puesta en mar-cha del proyecto de implantación de la Oficina de Admisión (OAES). El objetivo prioritario de este proyecto era y es la ordenación del proce-so administrativo de admisión de

RECURSOS HUMANOS / RELACIONES INSTITUCIONALES

De izquierda a derecha: Marta Vidal, Juan Carlos Pastor, Juan Carlos Fernández (Jefe Recursos Humanos y

Relaciones Institucionales) y Arturo Atance

ha descuidado a los colectivos vin-culados al sector y desde el primer momento se abrieron sus puertas a delegaciones nacionales e interna-cionales relacionadas con la energía nuclear. También se ha tenido muy en cuenta a los medios de comuni-cación, grandes altavoces de nues-tra 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 acer-ca de este tipo de energía.

En definitiva, a lo largo de estas tres décadas se ha procurado trans-mitir a los visitantes los beneficios de la energía nuclear, así como su in-tegración con el entorno y el respeto por el medioambiente, objetivos que se han alcanzado sobradamente des-de su creación. Más de 330.000 perso-nas 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 RENOvACIÓNAunque 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 evolu-ción de la tecnología, hace dos años los responsables de la central nuclear

personal perteneciente a empresas que prestan sus servicios en nues-tras instalaciones, garantizando, en consecuencia, la seguridad de la in-formación acorde a lo previsto legal-mente y con especial relevancia de la Ley Orgánica de Protección de Datos así como el control de la cualifica-ción del personal contratista.

En ese mismo año 2010, y con mo-tivo de la recarga, comienza la anda-dura 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 in-corporación y, como tal, responsable de la eficacia del mismo. Esta coor-dinación la tiene asignada el jefe de Recursos Humanos de planta; in-tegran OAES los distintos departa-mentos 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 agili-zación de la incorporación del perso-nal de empresas contratistas, OAES cuenta con una aplicación informá-tica desarrollada internamente. Esto ha permitido, y sigue permitiendo, la posibilidad de incorporar tanto al proceso en sí mismo, como a la he-rramienta informática utilizada, las distintas observaciones, aportacio-nes y/o sugerencias facilitadas tanto, por el personal interno encargado de gestionar el proceso, como de las realizadas por el personal de las dis-tintas empresas contratistas.

Esta colaboración ha redundado por una parte, en una disminución del tiempo necesario para la de in-corporación de personal de empre-sas de servicios y, por otra, sigue dando sus frutos dentro de la mejora continua; próximamente se incorpo-rará un nueva funcionalidad para la gestión de la documentación a través de una extranet a la que podrán ac-ceder 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 SECTORLa energía nuclear continúa siendo una gran desconocida en España. Una gran parte de la población li-mita 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 Zo-rita. 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 transpa-rencia sobre la actividad empresarial y energética de la nueva empresa que se había instalado allí. De hecho, en todas las etapas de este veterano cen-tro se ha proporcionado siempre un lugar muy destacado a los pueblos de la comarca. Conscientes del des-conocimiento 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 cole-gios, institutos y universidades. Los encargados de estrenar las instala-ciones fueron los alumnos del colegio San José de Madrid. Además, no se




planificaron una profunda reestruc-turación de estas instalaciones. Tras implantar un proyecto innovador y vanguardista en el que se han incor-porado las últimas tendencias, desde el pasado verano el centro se presenta con aires renovados y renovadores. Estamos ante un auténtico museo au-diovisual 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 que-da 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 perso-nas 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, dis-puestos a aclarar conceptos y a con-testar las preguntas que surjan. Todos los elementos expositivos se exhiben al público mediante llamativos pa-neles, infografías en 3D, maquetas y vitrinas que permiten al visitante una aproximación muy real al fenómeno nuclear.

INTERACTUANDO CON EL ENTORNODesde sus inicios, el centro ha man-tenido una especial simbiosis con la comarca y las gentes donde se asien-ta la central nuclear de Trillo. No en vano, uno de los objetivos que ha primado en estas tres décadas ha sido atender la elevada deman-da de información de sus vecinos. Como prueba de la total integra-ción de la planta nuclear en el en-torno 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, Ci-fuentes, Durón, Henche, Mantiel, Pareja, Solanillos del Extremo y Tri-llo. El importante número de visi-tantes que cada año acude al Centro de Información de Trillo ha provo-cado un significativo aumento de la actividad en la zona. Aprovechar las sinergias y combinar el paso por

las instalaciones con la visita a otros puntos de interés de la comarca es una prueba más de una relación completamente asentada.

En definitiva, estamos ante una instalación en el que se comparten conocimientos y se generan nuevas ilusiones. No es osado asegurar que el visitante sale con una visión bastante precisa del funcionamiento de una central nuclear y de todo el proceso de generación de energía. Todo de una forma didáctica, sencilla y diver-tida para llevarnos a una conclusión: que la central es segura y que es per-fectamente compatible con el medio-ambiente, respetuosa con el medio natural. Además, servirá de acicate y de estímulo para conocer más y me-jor 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 Ma-rañón 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 situa-ción 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 magnífi-co 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 gran-des responsables de este cambio. Sin embargo, no hay que dejar en se-gundo plano el trabajo que vienen haciendo las gentes de esta tierra pa-ra 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 permiti-rán que baje el telón.

Desde hace más 25 años, la cen-tral nuclear de Trillo está unida de forma inseparable a esta comarca y mantiene un leal compromiso con todas las poblaciones de su entorno.



Toda actividad industrial interac-ciona en mayor o menor medida con el medioambiente circun-

dante. 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 re-vestir distintas naturalezas. Puede hablarse de consumo de recursos no renovables, de ocupación y transfor-mación del suelo, de deforestación, de alteración estética de los paisajes, de aporte de contaminantes a las aguas o a la atmósfera, pérdida de biodiver-sidad y de muchos otros efectos, que constituyen un amplio espectro de potenciales consecuencias negativas secundarias, asociadas a las activida-des realizadas.

Francisco Yagüe (Jefe de Medioambiente de Almaraz-Trillo)

MEDIOAMBIENTEGESTIÓN AMBIENTAL EN LA CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO

susceptibles de interacción ambien-tal. La puntuación es adimensional e independiente de la naturaleza del impacto, posibilitando la integración del saldo total del conjunto de la ins-talación.

Una vez realizada la identificación de las actividades con interacción am-biental, el siguiente paso es la deter-minación de la legislación y requisi-tos legales concretos aplicables. CN Trillo mantiene un contrato con una empresa especializada externa que actualiza mensualmente la normativa exigible. Este actualización se com-plementa con un análisis de detalle de aplicabilidad a la planta, realiza-do internamente, a partir del cual, se ponen en marcha los mecanismos de cumplimiento en los niveles organi-zativos que corresponda en cada caso, con el apoyo del Sistema de Evalua-ción y Acciones.

En paralelo, se aprueban y siguen periódicamente objetivos de mejora, con la finalidad de reducir el impacto ambiental más allá del mero cumpli-miento legal.

Los impactos ambientales significa-tivos originados en la central se agru-pan 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 in-cidencia de las anteriores categorías:

Una de las actuaciones más relevan-tes, finalizada recientemente, ha sido la optimización del sistema de pre-tratamiento del agua de aportación a la central, mediante la introducción,

Actualmente, una gran parte de estas influencias negativas se pre-vienen en una etapa previa a la construcción de las instalaciones industriales, mediante los mecanis-mos 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 ca-so de considerarse viables, se desa-rrollen en la forma ambientalmente más aceptable.

Por otro lado, respecto a actividades en ejecución, hay establecido un pode-roso marco normativo en todo el con-junto de la Unión Europea, que limita prácticamente todos los distintos im-pactos ambientales posibles asociados a las establecimientos productivos.

No obstante lo anterior y a pesar de la intensa regulación, hay mar-gen para, y debe buscarse sin duda, una mejora voluntaria adicional, que minimice todavía más y en la máxi-ma potencialidad alcanzable, la inte-racción negativa con el entorno.

En ese contexto de fuerte regula-ción normativa y de acogimiento a un marco voluntario de mejora am-biental, se desarrolla la gestión de esta materia en la central de Trillo.

La gestión ambiental de una or-ganización no es otra cosa que el tratamiento dado por ésta a su in-fluencia 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 con-ceptos introducidos en el párrafo anterior: aseguramiento del cumpli-miento normativo y mejora continua voluntaria del impacto ambiental.

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 Am-biental, se identifican y cuantifican las actividades particulares suscepti-bles de producir interacciones con el medioambiente. Se dispone de una metodología, que se aplica periódica-mente —con frecuencia anual—, de forma que tanto la identificación co-mo la cuantificación se mantienen ac-tualizadas en el tiempo. La metodolo-gía utilizada es la denominada UMAS o Ecopuntos, que basada en los prin-cipios del Análisis de Ciclo de Vida, asigna puntuaciones de detrimento ambiental a los distintos elementos


Río Tajo en las inmediaciones de la descarga de agua de CN Trillo.

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 reper-cusión ambiental.

IV. Controlar y reducir tanto como sea razonablemente posible los verti-dos y residuos convencionales y nucleares.

V. Motivar, informar y capacitar al personal en el respeto al medio am-biente, estimulando el desarrollo de una cultura ambiental y difun-diendo la Política Ambiental dentro y fuera de la Organización.

VI. Implantar y mantener actualizado un Sistema de Gestión Ambiental Normalizado.



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 agrí-cola, mezclada, ya fuera de la insta-lación, por el correspondiente gestor, con otros residuos que complementan el aporte de materia orgánica y nu-trientes. Con esta actuación se ha con-seguido una reducción muy impor-tante de la componente fisicoquímica del vertido.

En relación a los riesgos derivados de sustancias, en años anteriores se ha potenciado la seguridad de los al-macenamientos químicos existentes, utilizados en los acondicionamientos de los diversos sistemas de la cen-tral, así como a la clausura del anti-guo 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 ver-tedero y parte de la instalación de tra-tamiento de fangos descrita, en parti-cular la sala de filtros prensa.

Otro apartado relevante de la ges-tión ambiental, es lo que en el len-guaje de la norma internacional ISO-14.001 se denomina el Control Operacional, es decir las actuacio-nes prácticas en campo, sobre equi-pos, instalaciones, materiales y otros. En ellas, allí donde éstas tienen re-levancia en la incidencia ambiental, se dispone de metodologías y proce-dimientos 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, rea-lizándose anualmente un simulacro de incidente.

Las competencias en mater ia medioambiental están ampliamente

distribuidas en todo el conjunto de la organización de la central, al tratar-se de un área altamente transversal, siendo el director de la misma el res-ponsable de la implantación del sis-tema. Inmediatamente debajo de éste, la Unidad de Protección Radiológica y Medio Ambiente asume la mayor par-te de las funciones de coordinación, disponiendo de un área específica de medioambiente dentro de su organi-grama. Considerando, no obstante, la fuerte transversalidad indicada, se ha establecido un comité específico, con participación de todos los res-ponsables 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 Alma-raz-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 di-rectores de la misma, se ha constitui-do el Comité de Medio Ambiente de Primer Nivel, con encuentros igual-mente bianuales, encargado de tomar las decisiones relevantes y realizar la revisión anual del sistema de gestión ambiental.

CATEGORIAS DE IMPACTO SIGNIFICATIVAS EN CN TRILLO

• Consumo de recursos (agua).• Generación de residuos radiac-

tivos.• Generación de residuos peli-

grosos.• Calidad de las aguas (efluentes

fisicoquímicos).• Riesgo por almacenamiento de

sustancias.

Obras en antiguo vertedero RU.

Tratamiento de fangos de la clarificadora. Sala de filtros prensa.



Gerardo Ruiz (Jefe Seguridad y Licencia de Almaraz-Trillo)

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.

normas entre las que figuraban:•49GuíasReguladorasde laNRCy

normas IEEE.• 9CartasGenéricasoBTPdelaNRC.• 9GuíasRSK.• 45NormasKTA.La RSK (Reaktor-Sicherheitskom-

mission, Comisión de Seguridad deReactores) es, en la actualidad, unorganismo asesor en materia deseguridad nuclear del MinisteriodeMedioAmbiente (BMU) alemánque es el responsable último de laautorización de la operación de lascentrales alemanas. Anteriormen-te lo fue delMinisterio del Interior(BMI).LasguíasRSKsonunprimerdesarrollo de losCriterios de Segu-ridad del BMI (criterios básicos dediseño de centrales equiparables alos Criterios Generales de DiseñodelApéndiceAdel 10CFR50 de EEUU).LaKTA(Kerntechnischer Ausschuss,

Comisión deNormas de SeguridadNuclear)esunacomisióncreadaporelMinisterio del Interior (BMI) ale-mán con lamisiónde elaborar nor-mas nucleares, siendo estas las quedesarrollan en detalle criterios dediseñoy operaciónde las centrales,incluyendopruebasymantenimien-to. Este alcance inicial fue analizado

porCNTrilloqueemitióuninforme“pre-NAC” en julio de 2012 con unanálisis de aplicabilidadpreliminaryunaevaluacióngeneraldelasnor-masque,trasreunionesexplicativasconelCSNalolargodeseptiembrey octubre de 2012 culminó con laemisión endiciembre de 2012 de laInstrucción Técnica Complementa-ria con el alcance definitivo de lanormativaaanalizar,resultandountotalde 22, coneldesglose siguien-te:•9GuíasReguladorasde laNRCy

normas IEEE.•3CartasGenéricasyBTPdelaNRC.• 1GuíaRSK.• 9NormasKTA.Para estasnormas (algunadeellas

conalcanceparcial) el análisis siguelos siguientes pasos:• Identificaciónyanálisisderequisi-

tos.• Identificacióndedesviacionesentreestos requisitos y la situación enCNTrillo.

• Justificación, si es posible, de lasdesviaciones.

•Definiciónde accionespara elimi-nar o disminuir las desviaciones,siconelloseconsideraquesecon-

ANTECEDENTESTrassucesivasrenovacionesdelPer-miso de Explotación Provisional,CentralNucleardeTrilloobtuvo suprimeraAutorización de Explota-ción,porunperiodode 10 años, el16denoviembrede2004.Enestaau-torización,deacuerdo conelRegla-mentode InstalacionesNuclearesyRadiactivas (RINR), se fijan las con-dicionesyrequisitosparaconseguirsurenovación.Así,conunmínimodeunañode

antelacióna su fechadeexpiración,esto es nomás tardedel 16de no-viembrede2013,debepresentarselasolicituddedicharenovaciónacom-pañadade:(a) Lasúltimasrevisionesdelosdo-

cumentos oficiales de explota-ción.

(b) UnaRevisiónPeriódicadelaSe-guridad(RPS)delacentral.

(c) UnarevisióndelAnálisisProba-bilistadeSeguridad (APS)de lacentral.

(d) Un análisis del envejecimientoexperimentado por los compo-nentes,sistemasyestructurasdeseguridaddelacentral.

(e) Un análisis de la experienciaacumulada de explotación du-ranteelperíododevigenciadelaautorización.

La RPS tiene el objetivo gene-ral de complementar la evaluacióncontinua de la seguridad nucleary proporcionar una visión globale integradora de los diferentes as-pectos de la seguridadnuclear, demanera que se puedan identificartendencias, comprobar la adecua-ción de la sistemática empleadaen la realización de los análisis eidentificar la posible existencia deefectosacumulativosquepudieranafectar negativamente. Tambiéntiene como objetivos comprobar lasistemática de control de la confi-guración,analizar lasituaciónres-pectodelanormativayfrentealosavances tecnológicos, valorar losprogramasdemejorade la seguri-dadencursoyestablecernuevossisonnecesarios.El alcance de laRPS viene esta-

blecidoen laGuíadeSeguridaddelCSNGS-1.10ycomprende:•Experienciaoperativa.•Comportamientodelosequipos.•Modificacionesdediseño.•Controldelaconfiguración.•Nuevanormativa.• Sistemadegestión•Programasdemejoradelaseguri-dad.

Dentrodelosanálisisdenuevanor-mativa, figura la denominadaNor-mativa deAplicaciónCondicionada(NAC) en la que se incluye diversanormativa que no es “aplicable pordefinición”,nicuyoanálisisdeaplica-bilidaddebe realizarsebajounprin-cipiodecontinuidad.Losparámetrosbásicosdeaplicabilidadnocoinciden,engeneral, con losde la central;porloque su eventual aplicación, total oparcial,estácondicionadaaunaselec-ciónprevia y estudiode lasmejorasen la seguridadquepodría conllevarsuaplicación.

DESARROLLOLas actividades asociadas a la RPSde CN Trillo se iniciaron en 2012,con la preparación y presentaciónal CSN de un plan de proyecto enel que se establecen los alcances yresponsables de los distintos apar-tados; involucrando prácticamentea toda la organizaciónde la central.También se fijó el periodoobjetoderevisión entre el 1 de enerode 2002yel31dediciembrede2012.Elplandeproyectoha sido aceptadopor elCSNyestáenlaactualidadenperio-dodeejecución,ultimandocadaárearesponsable los informes parcialesdecadaunodelospuntos,queseránintegrados por elDepartamento deSeguridad y Licencia, como coordi-nador del proyecto, en un informefinal.Como ya se ha indicado, en cada

unade las áreas, se realiza una va-loración de la evolución global delos procesos y procedimientos afec-tados, identificando las modifica-ciones realizadas, sus objetivos, lasaccionesderivadas, su implantación,lasmejoras obtenidasy lasdeficien-ciasdetectadas en su sistemáticadeimplantación, así como los futurosplanesdemejorade losmismosqueredunden en aumentar la seguridaddelacentral.Elprocesode seleccióndenormas

aconsiderarenelanálisisdelaNAChasidoalgodiferentealdelrestodecentrales españolas que hanpasadoya por él, dada la singularidad deCNTrilloencuantoaserunacentraldediseñoalemán.Así,mientrasqueparaelrestodecentralesúnicamentese consideró normativa del país deorigendeldiseño, esto esnormativade EstadosUnidos, para CN Trilloseconsideró,ademásdeladeorigenalemán, también lade origennorte-americano.Así,enabrilde2012,elCSNrealizó

unaprimeradefinicióndel alcanceaconsiderar,incluyendountotalde112




sigueunamejora significativadeseguridad.Agrupadaspor su temática, estas

22normassonlassiguientes:

Normativa mecánica•Relacionadaconelaislamientotér-mico, se analizará el cumplimien-to con la curvade composicióndelosaislamientos(CL-F) incluidaenla Figura 1 de la RG 1.36 REV. 0(02/1973).“Nonmetallic thermal insu-lation for austenitic stainless steel.”

•Relacionadaconeldiseñodesopor-tes,seanalizaránlaslimitacionesaASMEIIINFestablecidasenlaRG1.124REV.2(02/2007).“Service lim-its and loading combinations for Class 1 Linear-type supports.”

•Secompletarán losanálisisyarea-lizadossobrelaresistenciaalvacíoen algunos de los tanques de lacentraldeacuerdoconlaGL80-21“Vacuum condition resulting in dam-age to chemical volume control system holdup tanks”

•Relacionada con el diseño sís-mico, se analizará laKTA 2201.1(NOV/2011): “Design of nuclear power plants against seismic events (principles)”

Normativa eléctrica y de Instrumentación y Control

•Enrelacióncon lacompatibilidadelectromagnética, se analizaránlasdiferenciasentrelanormativaalemana incluida en las Bases deLicencia (RSK 352, KTA 3503 y3505)ylasposicionesreguladorasde la RG 1.180. REV.1:Guidelines for evaluating electromagnetic and radio-frequency interference in safe-ty-related i&c systems.

•En cuanto a suministro y distri-bución eléctrica se analizarán laIEEESTD765-2006:Preferred pow-er supply for npps y la KTA 3705(2006) Switchgear transformers and distribution networks for the electri-cal power supply of the safety system in npps.

•Relacionadaconeldiseñodelsis-temadeproteccióndelreactor,seanalizará laKTA 3501 (1985):Re-actor protection system and monitor-ing equipment of the safety system, cuyaediciónde1977yafiguraenlasBasesdeLicenciadelacentral.

•En cuanto a instrumentación ycontrol se analizarán las prue-baseinspeccionesprescritasenlaKTA 3506 (1984)Tests and inspec-tions of the instrumentation and con-

trol equipment of the safety system of npps.

•Se ha incluido por er ror, yaque se descartó por el CSN enla fase “pre-NAC” la KTA 1508(NOV/2006) “Instrumentation for determining the dispersion of radio-active substances in the atmosphere”, por lo que se reiterará el análisispreviorealizado.

•Se analizarán los requisitos decualificaciónambientaldelaKTA3706 “Ensuring the loss-of-coolant-accident resistance of electrotechnical components and of components in the instrumentation and controls of operating nuclear power plants”.ED.2000-06

•Relacionado con actuadores seanalizará laKTA3504(2006)elec-trical drive mecanisms of the safety system in npps.

Ventilación

•Enrelaciónconlaspruebasde lossistemasde ventilación y filtradose analizarán laKTA3601 (2005):Ventilation systems in nuclear power plants, laRG1.52Revisión 3:“De-sign, inspection and testing criteria for air filtration and adsorption units of post-accident engineered-safety-fea-ture atmosphere cleanup systems in light-water-cooled nuclear power plants” y la RG 1.140 Revisión 2:“Design inspection and testing cri-teria for air filtration and adsorption units of normal atmosphere cleanup systems in light-water-cooled nuclear power plants”

•Se analizará laminimización delautilizaciónde lapurgade con-tención y el cumplimiento de lascompuertasde aislamientode lossistemasdepurgade alta capaci-dadutilizadosa“presiónreducidadelprimario”conloindicadoenlaBTP 6-4“Containment purging dur-ing normal plant operations”.

Calidad

•En relación con la calidad de losAPSseanalizará laRG1.200 (Rev.2)“An approach for determining the technical adequacy of probabilistic risk assessment results for risk-informed activities”.

•En relación con la calidaddel ga-soilsedebeclarificarelprocesodehomologacióndelossuministrado-resdelgasoilyrealizarunanálisiscomparativodenormasy requisi-tosdelgasoilconloindicadoenlaGL80-02“Quality assurance require-

ments regarding diesel generator fuel oil”.

Civil

•Seanalizaráelcumplimientodelatorremeteorológica con laRG1.23(REV. 1Marzo/2007)“Meteorologi-cal monitoring programs for nuclear power plants”.

•Seanalizaráel impactode laspre-cipitaciones locales en las cargassobre las terrazas y la capacidaddedrenaje con los criterios indica-dos en laGL 89-22 (OCT/ 1989):“Potential for increased roof loads and plant area f lood runoff depth at licensed npp due to recent change in pmp criteria developed by the national weather service”

Otras

•Se analizarán criterios de facto-reshumanos a tener en cuenta enelManual deAccidentes SeveroscontempladosenlaKTA-1203:“Re-quirements for the accident manage-ment manual” (11 /2009).

•Se analizará la composición delturnodeoperación según laRSK-417-06/09“Requisitos aplicables a la determinación del número mínimo de personas por turno en centrales nucle-ares para garantizar un control seguro de la operación” (2009).Adicionalmente, se establece en la

ITCanalizarlaaplicabilidaddeotras22normas cuando seabordenmodi-ficacionesdediseño que tenganunclaro nexo con el contenido de lasmismas.Porúltimo,delanálisis“pre-NAC”

seconstatóquelacentralyacumplíaconlorequeridoen14delasnormasanalizadasporloqueseincorporarándirectamentea lasBasesdeLicenciadelacentral.

CONCLUSIONESElprocesode renovaciónde lasAu-torizacióndeExplotaciónno es fácily está requiriendode una esfuerzonotabledegranpartedelaorganiza-cióny empresasdeapoyode la cen-tral;peroesunesfuerzoquetienesurecompensa,másalláde laobviadepermitirelfuncionamientodelacen-tralporunperiododeotros10años;yeseldeavalarelsistemadegestióndelacentralduranteelperíodoante-rior,basesobrelaquesegarantizaráque ese funcionamiento lo será encondiciones óptimas de seguridad,reforzado con la implantaciónde lasmejorasque resultende todoelpro-cesodeRPSyNAC.



INTRODUCCIÓN A LOS fACTORES hUmANOSHasta 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. Desgracia-damente, 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 hom-bre-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 adecuada-mente su tarea.

A raíz de nuevos incidentes se ve que las per-sonas 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. Co-mienza 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 reali-dad y decide cuándo y cómo debe actuar. Por ello, cada persona interpreta la realidad según sus cono-cimientos y su forma de pensar, y actúa de acuerdo a esa interpretación y a su experiencia previa.

FACTORES HUMANOS

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 influ-

yen sobre la persona, y que en función de su capacidad y disposi-ción, generan diferentes percepciones y actuaciones. Pero las per-sonas 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 tec-nológicamente muy avanzada y con un grado de automatización muy elevado. En ocasiones esto ha podido llevar a pensar que

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 inspeccio-nado 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 Tri-llo en aspectos de comportamiento humano y se tenían programas de me-jora, la organización específica de fac-tores humanos en CN Trillo comienza con la introducción en el año 2000 de la figura del coordinador de OyFH pa-ra Almaraz y Trillo, de forma similar a lo que se hace en el resto de centra-les 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. Ade-más, 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 di-rección, que se reúne anualmente con el fin de establecer las estrategias, revi-sar 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 pri-mera vez los especialistas de facto-res 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

las personas no eran tan importantes a la hora de operar la central, pero na-da 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 cen-tral, 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 co-nocimientos 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 conside-ración de la importancia del rendimien-to 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 ela-boración del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) contribuye a ver el im-pacto de las personas en la seguridad y la conveniencia de mejorar la fiabilidad de la actuación humana.

Ya en el siglo XXI, comienza la in-tegración de todos los aspectos de factores humanos en las principales actividades que se llevan a cabo en la central, bien sean de operación, man-tenimiento, ingeniería, etc., y se da el salto a los factores organizativos, que consideran el impacto que la propia organización tiene sobre el comporta-miento humano.

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.

El programa de organización y facto-res humanos aparece formalmente en CN Trillo en el año 2001, de forma coor-dinada con el resto de centrales nuclea-res españolas en cuanto a estructura y contenido, lo que permite un intercam-bio 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 ac-tuación 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 lí-neas de actuación:•Aprendizaje y gestióndel conoci-

miento.•Actuaciónhumana.•Culturadeseguridad.•Eficaciaorganizativa.•Estadode laplantay controlde la

configuración.•Gestióndetrabajaosytareas.•ProgramadeOyFH.•Prevenciónderiesgoslaborales.•Condiciónyrendimientodeequipos.


Sala de Control de CN Trillo.

Dirección /Organización

HOMBRE MÁQUINAINTERFASE

HOMBRE / MÁQUINA

Requisitos deCalidad

Cualificación

Capacidad

Disposición

Indicaciones

Avisos

Instruccionesde operación

Elementosde manejo

IProceso detrabajo

55 000 301Ergonomía

Diseño yConstrucción

Requisitos deSalud Laboral

Reconoce

Piensa

Actúa

Figura 1.



de los departamentos de Soporte Técni-co 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 espe-cialistas de factores humanos que den respuesta a la creciente demanda de tra-bajos 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 estable-ciendo como respuesta a las evaluacio-nes externas que se realizan.

Por último, señalar que con idea de coordinar actividades y aprovechar sinergias, se crea enCNAT elGrupode 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 es-tablecer 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 hu-manos, y en concreto a la actuación humana, viene representada en la introducción de los simuladores de campo. Estos simuladores tratan de re-presentar el entorno y las condiciones habituales de trabajo, para poder en-trenar aquellas habilidades y técnicas de prevención del error que hoy en día se consideran requisitos imprescindi-bles para la consecución de un trabajo seguro.

Estos simuladores constan de una serie de maquetas de equipos relevan-tes de la central, que permiten practi-car su montaje/desmontaje, así como de un lazo hidráulico que simula un sistema de la central, que incluye di-

versos equipos mecánicos, eléctricos y de instrumentación. Se incorporan también simulación de condiciones de trabajo co-mo ruido, radiación, espacios confinados, etc, así como malfunciones, para obser-var la respuesta de los equipos de trabajo.

CN Trillo está construyendo actual-mente este simulador de campo, que se espera que esté operativo ya en el año 2013, en su emplazamiento.

CULTURA DE SEgURIDAD

No podíamos terminar sin citar expre-samente uno de los aspectos que deter-minan 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 orga-nizativa es la cultura de seguridad, que representa el comportamiento organiza-tivo 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 ope-ración segura y fiable de cualquier insta-lación nuclear sin una adecuada cultura organizativa que priorice la seguridad.

La cultura de seguridad se evalúa perió-dicamente, tanto externa como internamen-te, 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 eva-luación externa tuvo lugar a finales del año 2011, y existe un programa de mejo-ra de cultura de seguridad, coordinado por la sección de Factores Humanos, que se mantiene actualizado continuamente con la inclusión de nuevas acciones deri-vadas de las evaluaciones realizadas. El seguimiento de las actuaciones de mejora y de la evolución del plan se hace a través delGrupoCoordinadordeCulturadeSeguridad de la central, liderado por el director de la planta y que cuenta con el apoyo de los jefes de departamento y dis-tintos miembros de las diferentes unida-des organizativas presentes en la central.

CONCLUSIONES

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 ac-tividades que se desarrollan en la central nuclear de Trillo, habiéndose integrado ya como un aspecto más a considerar duran-te su realización.

La consideración de un área específica de Factores Humanos dentro de la estruc-tura organizativa ha supuesto un gran empuje a la hora de su implantación y nor-malización, favoreciendo además la apari-ción de especialistas en esta disciplina que den apoyo a la organización.

Simulador de campo.

Evaluación de laCultura de Seguridad

(externa-interna)

Seguimiento yverificación de la

eficacia de las acciones

Ejecución de lasacciones de mejora

Establecimiento deun Plan de Mejora de Cultura de Seguridad

Figura 1.



ACTUALIZACIÓN TECNOLÓGICA

Departamento de Ingeniería y Proyectos Especiales de Almaraz-Trillo

Personal del Departamento de Ingeniería de Planta junto con personal colaborador

de empresas contratistas

Las mejoras tecnológicas y cam-bios de diseño que se han im-plantado en Central Nuclear de

Trillo en los últimos años, han sur-gido del objetivo permanente por mantener la central en óptimas con-diciones de seguridad y fiabilidad así como el cumplimiento riguroso de nuevos requisitos regulatorios y

la sustitución de equipos que ha brin-dado 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 plas-madas en planes operativos que se han desarrollado con cumplimiento

en calidad, plazo y coste en la mayo-ría de las ocasiones.

La actualización del diseño, incre-mentando la fiabilidad de los sis-temas, estructuras y componentes, adaptándolos progresivamente a los nuevos requisitos de seguridad, pre-tende facilitar la gestión de los ac-tivos a largo plazo, garantizando la

tratamiento y disminución de la capa-cidad de respuesta ante riadas.

Simultáneamente, la evolución legis-lativa planteó el cumplimiento de nue-vos requisitos medioambientales en la Revisión del Condicionado de Vertido de la central acometida por la Con-federación 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 desarro-lló el diseño del Proyecto de Actua-lización Tecnológica de la planta de pretratamiento de agua de CN Trillo entre el 2008 y 2009, siendo implan-tado 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 rea-lizada en colaboración con la empre-sa 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 trata-miento del fango procedente de los decantadores en lugar de su evacua-ción al vertido de la planta. Con la actualización se ha implementado en el diseño la filosofía medioambiental de “vertido cero” tanto para minimi-zar 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 nueva-mente al ciclo del pretratamiento

Mejora y ampliación de la planta de pretratamiento de aguaLa primera etapa de implantación del proyecto acometió la construcción de la cuarta línea de coagulación-flo-culación-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 rendi-miento del proceso, la conducción del agua clarificada por canales abiertos en acero inoxidable, paquetes lamela-res de poliestireno rígido atóxico pro-

operación segura, fiable y económica de la central.

En este artículo se pretende apor-tar una visión de algunos cambios llevados a cabo en los últimos años, dentro de la actualización tecnológi-ca emprendida.

PLANTA DE PRETRATAMIENTO DE AgUAIntroducciónLa 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 acondi-cionamiento de su calidad en cuanto a contenido de sólidos y material orgánica, a través de un proceso físi-co-químico que permite separar los sólidos en suspensión del agua de entrada con la ayuda de aditivos quí-micos, obteniéndose por una parte fangos y, por otra parte, agua clari-ficada 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 desmi-neralización, 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 fil-trables y requieren largos tiempos de sedimentación, formen partículas de mayor tamaño mediante un proceso químico de desestabilización de la carga iónica superficial de estas par-tículas por adición de sales metálicas que favorecen su separación (coagu-lación) y, la posterior formación de agregados denominados flóculos de mayor tamaño al inicial, utilizando polímeros de alto peso molecular de-nominados 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 basa-do en la ley de Stokes en decantado-res donde se facilita la separación con estructuras lamelares de alta superfi-cie específica y el tiempo de residen-cia suficiente.

AntecedentesLas instalaciones de pretratamiento de agua existentes previamente a la implantación del Proyecto de Actua-lización 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-cá-mara de floculación-decantadores estático lamelares rectangulares de dimensiones 10x40x4,5 mts, que per-mitían un equirreparto y pretrata-miento de caudal máximo de consu-mo previsto de la central de 1,5 m3/s. La planta estaba dotada de instala-ciones de almacenamiento y dosifica-ción de reactivos (hipoclorito sódico al 15 % como biocida, policloruro en base aluminio como coagulante y una poliacrilamida aniónica como flocu-lante). Los sólidos sedimentados se acumulaban como fango en el fondo de los decantadores y, se evacuaban por la fuerza impulsora de la grave-dad a través de las válvulas de purga localizadas en la parte inferior de di-chos decantadores, incorporándose a la red general de vertidos de la cen-tral para su evacuación al Río Tajo.

Origen del proyecto de actualización tecnológicaDespués de 25 años de funcionamien-to 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 dismi-nuir 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 caracte-rísticas del diseño de la evacuación de los fangos de los decantadores que originaba acumulaciones excesivas de fango y el empeoramiento de la cali-dad 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 reacti-vos. 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 conside-rada 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 esta-cional puntas de valores de sólidos en suspensión de hasta 1000 mg/l. Para paliar esta situación se acometían fre-cuentes limpiezas, con la consiguiente indisponibilidad de las líneas de pre-




visto de carbón-black para protección de rayos UV y un barredor hidráulico para la evacuación mecánica del fango del fondo del decantador. Posterior-mente, se acometió de forma secuen-cial, la modificación de las tres líneas de pretratamiento existentes finalizan-do su puesta en servicio en septiembre del 2012, con idéntico diseño al imple-mentado en la cuarta línea.

Las cuatro líneas de pretratamiento funcionan en número variable según la demanda, pero siempre con equi-rreparto de caudales, manteniéndose el criterio de diseño de caudal máxi-mo 1,5 m3/s. Así mismo, durante la fa-se de proyecto básico se desarrollaron estudios del rendimiento de los pro-cesos de coagulación-floculación-de-cantación con el objeto de comprobar su eficacia mediante la realización de ensayos jar-test en laboratorio que sir-vieron para determinar la idoneidad de los aditivos químicos empleados y las dosis más adecuadas para un

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 apor-te y, así mejorar el rendimiento del proceso de coagulación-floculación, disminuyendo el consumo de reacti-vos y la concentración del aluminio soluble residual en el agua clarifica-da. Se ha implantado un nuevo edi-ficio de Almacenamiento de Ácido Sulfúrico (ZG4), con dos depósitos de almacenamiento de doble pared con 18,4 m3 de capacidad unitaria, incluyendo equipos de dosificación y zona de descarga de camiones, si-guiendo los criterios establecidos en el Reglamento de Almacenamiento de

Productos Químicos Corrosivos (ITC- MIE-APQ-006).

Indicar, que se aprovechó la im-plantación del proyecto como oportu-nidad 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 fangosLa nueva planta de tratamiento y re-cuperación de los fangos ha requeri-do la sustitución de los colectores de evacuación de fango de los decanta-dores, construcción de estaciones de bombeo y un espesador por grave-dad circular de 1.319 m3 de capaci-dad, 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 im-plantar la tecnología de filtros prensa para la etapa final de deshidratación,

procediéndose a montar dos filtros prensa automá-ticos con traslado superior de placas, equipados cada uno con 70 placas e inclu-yendo doble alimentación y sistema de soplado de co-lector con agua y aire. Se obtienen así lodos deshi-dratados con una sequedad mínima del 30 % desde la puesta en servicio de la instalación en marzo de 2012, lo que los hace aptos para su posterior gestión tanto con fines agrícolas como por tratamiento por valorización en vertedero controlado. Para la instala-ción de los filtros prensa, así como equipos de bom-

Vista decantador línea de pretratamiento 4.Vista de línea de pretratamiento 1 en 2012.

Esquema de proceso del proyecto de actualización tecnológica de pretratamiento.

AGUAAPORTADA

A LA CENTRAL

CÁMARADE MEZCLAS

FLOCULACIÓN 1ª

LÍNEAS 1, 2, 3 y 4

FLOCULACIÓN 2ª

LÍNEAS 1, 2, 3 y 4

DECANTADORESTÁTICO

LÍNEAS 1, 2, 3 y 4

AGUACLARIFICADA

PARA USOEN LA CENTRAL

ESPESADORPOR GRAVEDAD

FILTROS PRENSADE PLACAS

FANGOSDESHIDRATADOS

PARA GESTIÓN

AGUA PROCEDENTE DEESCURRIDOS FILTRO PRENSA

AGUA SOBRENADANTEPROCEDENTE DEL ESPESADOR

ADICIÓN DECOAGULANTE,HIPOCLORITGO SÓDICOY ÁCIDO SULFÚRICO

ADICIÓN DEFLOCULANTE

FANGOS PROCEDENTESDEL ESPESADOR

FANGOS PROCEDENTESDE DECANTACIÓN


beo de fangos y de aditivos quími-cos adyuvantes del proceso de des-hidratación, 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 ope-rado desde pantalla táctil.

Migración de la plataforma de control y sistemas soporte auxiliaresPara la integración de los nuevos equipos en la central ha sido ne-cesario acometer la disposición de equipamientos e instalaciones so-porte adicionales, incluyendo un edificio de control con un centro de transformación de 630 KVA, cabi-nas de 10 KV para la integración en el anillo de distribución eléctrica de la central, además de un nuevo centro de control de motores, ar-marios de control e instalaciones de generación y suministro de aire comprimido. Incluido en el alcance del proyecto es de destacar la mi-gración a la plataforma de control de la planta de pretratamiento si-guiendo el Plan de Modernización de los Sistemas de Control de CN Trillo al sistema Teleperm T-2000 de Siemens y la plataforma de supervi-sión 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.

ConclusionesEl proyecto de actualización tecnoló-gica ha supuesto 26 meses de activi-dades de obra civil, montaje mecáni-co, eléctrico y de instrumentación de más de 500 componentes, siendo 150 accionamientos motorizados, tendido de unos 20.000 m. de cable y la do-tación de nuevas estructuras civiles. Con su implantación, CN Trillo está preparada para hacer frente a posi-bles 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, estableciéndo-se como parámetro de diseño de la planta puntas de carga de sólidos de 100 mg/l en el agua de aporte conti-nuas durante 72 horas, ya habiéndose comprobado la idoneidad de su fun-cionamiento con situación de riadas con valores de turbidez superiores a 200 mg/l durante 100 horas, además de la capacidad de tratar altos volú-menes de fango que minimicen el im-pacto ambiental de la central según las exigencias medioambientales actuales.

NUEvAS TAPAS PARA LOS hUECOS DE LA CAvIDAD REACTOREn la recarga de 2007, se inició la sus-titución de las tapas de cierre de los huecos de la cavidad del reactor, fru-to de la experiencia operativa interna y buscando la mejora de la fiabilidad de la planta.

En el inicio del proyecto se esta-blecieron tres objetivos claros para el nuevo diseño:•Garantizar la estanqueidadde las

tapas, evitando con ello pérdidas de agua y filtraciones de la cavidad. Dicha estanqueidad debe poder ve-rificarse in situ en cada tapa antes de la inundación de la cavidad.

• Incorporarun sistemade recogiday canalización de las hipotéticas fu-gas de las tapas, paralelo al sistema PS (control de fugas de piscina y ca-vidad) 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.

Lodo deshidratado obtenido en los filtros prensa.

Vistas generales planta pretratamiento.

Tapas instaladas en la cavidad del reactor.



•Facilitaryacortarlastareasdeins-talación / 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), man-tener el nivel de agua requerido como protección radiológica durante la des-carga/carga del núcleo e impedir la contaminación o daños a otros equi-pos y/o estructuras de seguridad.

Tras la evaluación de varias alter-nativas, y teniendo en cuenta tanto los criterios de diseño como la com-plejidad de su instalación y el impac-to que pudiera tener en la recarga, la solución finalmente elegida fue la presentada por ENSA, cuyas princi-pales características son:•Tapadesmontable,rigidizadayque

distribuye uniformemente los es-fuerzos de cierre a toda la superfi-cie de la tapa gracias a los seis me-canismos de cierre independientes

en cada tapa, haciendo que las superficies en contacto sean plano inclinado contra rodadura, minimizando ro-zamientos y disminuyendo la fuerza necesaria de cie-rre y, con ello, el riesgo de posteriores deformación del

marco de sellado.•Tapa conmecanizado interior del

perfil de planitud del marco de ca-da tapa.

•Doble junta hueca de EPDM conuna dureza de 50A y fuerza/rigidez línea < 5,37 N/mm.

•Tapaselectropulidasque favorecenla descontaminación.

•Tapasconsistemaquepermiteveri-ficar estanqueidad (prueba de vacío entre juntas) tras su instalación.

•Recubrimientode loshuecosde lacavidad con chapa de acero inoxi-dable 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 especi-ficación 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 fabri-cación de las tapas se llevó a cabo un programa exigente de pruebas fun-cionales en fábrica en una maqueta en las que se reprodujeron las condi-ciones de contorno y accidente (pre-sión y temperatura) para las que están especificadas dichas tapas y con una reproducción de los marcos imperfec-tos de la propia planta.

La experiencia de estas pruebas permitió corregir imprevistos del di-seño 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 ins-talación de la modificación de diseño (sustitución de las ocho tapas, recu-brimiento de seis de los ocho huecos -se exceptuó el de los paneles de co-nexión por su complejidad- e instala-ción del sistema alternativo de recogi-da 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 colgan-tes en la cavidad para los trabajos de revestimiento de los huecos, la mo-dificación 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, fabri-cación y pruebas, y consolidar poco a poco en planta los cambios ejecu-tados.

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 co-ordinación, 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 existi-do en todo momento entre él y todas las secciones implicadas, en especial, ingeniería de planta, validación y mantenimiento.

Sustitución tapa panel de alivio PQ99G002.

Andamio colgante cavidad recubrimiento huecos.

ANTES DESPUÉS


NUEvOS AISLAMIENTOS DEL PRIMARIO: fIAbILIDAD y vERSATILIDAD EN RECARgADentro del plan de actualización tec-nológica 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 (motori-zadas) fabricadas por SEMPELL y TH11/21/31S002 (manuales) fabrica-das por WWP, primer aislamiento del primario con el sistema TH (refrige-ración de emergencia y evacuación residual) de la rama fría y caliente.

Las modificaciones consistieron básicamente en suprimir los encla-vamientos laterales, y dotar a las vál-vulas de un enclavamiento central en el husillo. Adicionalmente se sustitu-yeron los actuadores eléctricos de las válvulas motorizadas.

La finalidad de este proyecto fue el aumentar la fiabilidad y las prestacio-nes de estas válvulas, de acuerdo al último estado de la técnica y subsa-nando las deficiencias detectadas en su funcionamiento.

Las funciones principales de estas válvulas son las siguientes:•Retención, que enmodo de ope-

ración 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.

•Aperturaycierreenmododeeva-cuación de calor residual durante el arranque y la parada de la plan-ta. Durante la parada deberá abrir contra una diferencia de presión de hasta 35 bares.

•Aislamientohacia el primario (es-tanqueidad del obturador en contra-flujo desde TH) contra mínimo 2,5 bares de presión durante el periodo en el que la planta está la parada. Hasta el momento, estas funcio-

nes se llevaban a cabo mediante un actuador eléctrico (en el caso de las válvulas motorizas) así como con los dispositivos de enclavamiento latera-les manuales.

El reacondicionamiento de las vál-vulas de aislamiento del primario con el nuevodiseñode FANP-SEMPELLde enclavamiento central ofrece las siguientes mejoras:

A) Desde el punto de vista estruc-tural:

•Sesuprimenlosenclavamientosla-terales por un bloqueo central, con lo que se reducen los puntos de po-sible fuga de 3 a 1 por válvula.

•Secentralizaladireccióndelafuer-za de bloqueo y se aplica de una

forma dosificada, con lo que se me-jora la estanqueidad del obturador y se evita la sobrecarga de los com-ponentes internos.

•Presenta un obturador basculan-te, es decir, su unión con el husi-llo permite movilidad en todas las direcciones. Con ello se garantiza una estanqueidad óptima del obtu-rador ante desviaciones angulares del asiento del cuerpo de la válvula, tanto en operación a potencia como en la acción de aislamiento median-te el bloqueo central.

•Asegura integridad estructural yfuncionalidad completa de la válvu-la, tras fallo de desconexión a rotor bloqueado del actuador, no siendo necesario ninguna verificación ni control dimensional inmediatamen-te después. De acuerdo a la guía de cálculo de válvulas motorizadas de seguridad de la VGB.

•Permiteuntensionadosegurodelatapa de la carcasa por medio de un dispositivo hidráulico especial.

•Sesustituyenlosactuadoreseléctri-cos de las válvulas de aislamiento de la rama caliente por otros con mayor capacidad de par de aper-tura, asegurando así la función de aislamiento y reapertura de las vál-vulas.

B) Desde el punto de vista de pro-ceso:

•La funciónde aislamiento esposi-ble frente a sobrepresiones de has-ta 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 man-tenimiento a cero lazo, el cual es requerido en las centrales alema-nas, durante la operación de re-frigeración de la piscina de com-bustible.

–Facilitalarecuperacióndelasbom-bas de evacuación de calor resi-dual (RHR), permitiendo pruebas funcionales, con el reactor des-presurizado, de las bombas, de las válvulas de retención y de las válvulas de segundo aislamiento.

– Permite el llenado y purga de ai-re de la tubería de alimentación en dirección al circuito prima-rio, mientras éste está sin presión, una vez se han realizado los tra-bajos de mantenimiento.

C) Desde el punto de vista de opera-ción y mantenimiento:

•Se reducen y facilitan tantoman-tenimiento correctivo como el pre-ventivo.

•Sereduceladosisrecibidaaldismi-nuir los tiempos de intervención de

mantenimiento y el número de in-tervenciones debidas a correctivos de los enclavamientos laterales.

•Posibilita unamayor flexibilidaden la programación de los trabajos de mantenimiento de las válvulas de segundo aislamiento, lo que co-bra mayor importancia después de las restricciones derivadas de los resultados del APS en parada.

•Asegurael cierredelprimariopa-ra reparaciones del segundo aisla-miento sin necesidad de bajar ni-vel.Las modificaciones se realizaron

en los internos de las válvulas, man-teniéndose los cuerpos originales de las mismas. Adicionalmente con la modificación de diseño se elimina-ron interferencias de montaje de es-tas 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 modi-ficación se realizaron, de forma satis-factoria, durante la recarga R421 del año 2009 modificándose en paralelo las dos válvulas de cada redundancia (manual y motorizada), redundan-cia tras redundancia, y completán-dose con un completo programa de pruebas de componentes y pruebas funcionales, que junto con las reali-zadas en fábrica, verificaron con con-diciones de diseño que se cumplían todas y cada una de las funciones de seguridad requeridas a estos equipos (conjunto válvula y actuador).

TH Aislamientos manuales 014 S002.



PLAN DE INSTRUMENTACIÓN DE LA CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO

IntroducciónCentral Nuclear de Trillo definió hace 10 años un conjunto muy ambicioso de modificaciones a largo plazo sobre sus sistemas de control, instrumen-tación e información de proceso, con el fin de prevenir su obsolescencia y mejorar su facilidad de mantenimien-to y operación mediante la introduc-ción de tecnología digital. El plan, desarrollado de forma consistente con el realizado para Central Nuclear de Almaraz, involucra a muchos depar-tamentos 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 sis-temas y de los ejemplos de moderni-zaciones previas realizados en otras plantas. El objetivo es el de mantener en un adecuado estado del arte de la instrumentación y control para ase-gurar 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 necesitar-se cambios en esta área. En deter-minados casos se debe apostar por la sustitución de tarjetas similares a las antiguas retrasando así la nece-sidad de hacer un cambio de tecno-logía.

•Distribuirloscambiosalolargodeltiempo para laminar su impacto económico y posibilitar su integra-ción con el resto de proyectos de modernización realizados en CN Trillo.

• Incluir en cadaparadade recargalos cambios que puedan ser asumi-dos sin incrementar el tiempo de recarga.

•Aprovechar la experiencia de loscambios ya realizados por otras centrales de la misma tecnología que CN Trillo.

•Se asume que la sala de controlde CN Trillo tendrá una interfase hombre máquina hibrida debien-do convivir la tecnología analógica que la conformaba al principio del plan con la incorporación de nue-vos sistemas. Estos nuevos sistemas se han integrado con visón global minimizando el número de inter-fases diferentes con el objetivo de facilitar la operación de la central.

•Se selecciona una plataforma decontrol de no seguridad instalada en otras centrales que tenga el sec-tor nuclear como objetivo claro. La plataforma seleccionada ha sido la plataforma SPPA-T2000 de Siemens (antiguamente conocido como Tele-perm XP). En fases posteriores del plan se elegirá una plataforma de seguridad para los sistemas de pro-tección, con el objetivo de mantener y potenciar los requisitos de defen-sa en profundidad y diversidad con los que está diseñada la instrumen-tación y control de CN Trillo.

•Alavistadelosresultadosdeotrasempresas, se evita una adjudicación completa del plan, debiéndose de adjudicar por separado los distin-tos sistemas, buscando eso sí una maximización del valor añadido obtenido por los diferentes partici-pantes en la modernización.

•Loscambiosse implementaránconanterioridad en el simulador de al-cance 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 dife-rentes perfiles de personal relacio-nados con los sistemas de instru-mentación y control.Los sistemas más importantes que

se han modernizado hasta la fecha son:•SistemadeTelemandoparalaCap-

tación de Agua.•Ordenadordeneumobolasycálcu-

los nucleares.•OrdenadordeProceso.• InterfaseHombre-Máquina(IHM).•Máquinaderecarga.•Nuevopretratamientodeagua.• Sistema demonitorización de vi-

braciones del primario (se pretende realizar en la parada para recarga de mayo de 2014).

• Sistemade controlyproteccióndeturbina y bypass, incluyendo el siste-ma 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 rea-lizado un análisis con Areva de los diferentes sistemas que constituyen la I&CdeCNTrillo,suubicaciónactualen las diferentes redundancias y la posible ubicación una vez moderniza-dos, en base a las referencias existen-tes 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 visua-lización y control OM690, diseñado de forma exclusiva para centrales nu-cleares. Esta plataforma es la misma que se está utilizando en las nuevas plantas desarrolladas por Areva.

La instalación de una única plata-forma de control y supervisión per-mite optimizar:•Las tareasdelpersonaldeMante-

nimiento/Operación (así como sus necesidades de formación).

•Elnúmeroderepuestosespecíficos.•Lagestióndelmantenimientoafu-

turo.

Detalle de la modernización del ordenador de procesoEl ordenador de CN Trillo, a dife-rencia del de otras centrales enfo-cados a la supervisión de señales de planta, está muy ligado a la ins-trumentación y control de planta, constituyendo una extensión del sis-tema de alarmas del panel princi-pal, 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 mo-dernización sea más compleja que el de otras plantas.LaFigura1presentaelaspectodel

sistema de adquisición de datos y pro-cesado de los equipos modernizados.

El ordenador de CN Trillo, a di-ferencia del de otras centrales enfo-cados a la supervisión de señales de planta, está muy ligado a la instru-mentación y control de planta, cons-tituyendo una extensión del sistema de alarmas del panel principal, pre-sentando detalles del estado de los equipos de automatización incorpo-rados 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 incorporaciónde tendencias en

tiempo real y mejora sustancial del sistema de archivos.

•Exportacióndedatoshistóricosdeforma unidireccional a la red de gestión (permitiéndose un aisla-miento del sistema).

•Posibilidadde trabajo con las alar-mas en impresoras virtuales.


•Automatización de lamedida depruebas de los temporizados del sistema de protección del reactor equipados con módulo de pruebas.

• Incorporación de un sistema deapoyo para el seguimiento del posi-ble incumplimiento de los objetivos de protección reflejados en Manual de Operación 3/0/2.LaFigura 2presenta el aspectode

una de las pantallas del sistema de apoyo al seguimiento de los objetivos de protección.

Interfase hombre Maquina (IhM) de la sala de controlDentro del plan se han evaluado las ne-cesidades 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.LaFigura3presentaelaspectodel

sistema de adquisición de datos y pro-cesado de los equipos modernizados.

La ubicación de monitores en los puestos de trabajo se ha realizado considerando tener una sala de tecno-logía híbrida en la que se aprovechen las ventajas del empleo de sistemas digitales con un mando adicional des-de panel a los equipos más impor-tantes (manteniendo las ventajas del diseño original).

Detalle de la modernización de la máquina de recargaLa modernización persiguió el cum-plimiento de la última normativa ale-

mana para la realización de pruebas, incrementando además en gran ma-nera las características de la máquina (KTA 3902 y 3903 6/99).

La modernización incluye compo-nentesmecánicos,eléctricosydeI&C:Nuevo freno de seguridad, mejoras en los engranajes, nuevos motores, actuadores, sensores de posición re-dundante,medidade carga, I&Cdeseguridad-protección completa, I&Coperacional 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.

Laprotecciónde lamáquina (I&Cde seguridad-protección) incluye un sistema SIL3 de fallo seguro.

La actualización, que es el último estándar de Areva para PWR, ha se-guido el mismo proceso de desarrollo utilizado en las modernizaciones rea-lizadas con anterioridad en plantas alemanas.LaFigura 4 resumeel aspectodel

sistema de operación de la nueva má-quina de recarga de CN Trillo.

Personal del TÜV con experiencia en modernizaciones previas en Ale-mania ha participado en el proyecto desempeñando el papel de exper-to independiente requerido por la regulación KTA. Ha aprobado las especificaciones de diseño, la docu-

Figura 1: Cabinas del sistema moder-nizado.

Figura 2: Ejemplo de pantalla de seguimiento de los objetivos de protección.

Figura 3: Aspecto de la IHM de la sala de control de CN Trillo tras el cambio del ordenador.



mentación de fabricación, los procedimientos de pruebas y la ejecución de los mismos.

Siguiendo la experien-cia alemana y la regula-ción española, la máquina de recarga de CN Trillo se ha categorizado como un sistema importante para la seguridad (en la categoría de relevante pa-ra 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 mo-nitorización de vibracio-nes del primario. El sistema, instala-do por Areva y TSI (referentes ambas en la monitorización de vibraciones), incrementa la capacidad actual de análisis, permitiendo una monitoriza-ción on line.

La modernización actualizará las actuales cabinas de acondicionamien-to de señal y de evaluación. Se man-tienen las medias existentes de: ruido neutrónico, desplazamiento vertical de la vasija y sus componentes inter-nos, desplazamiento relativo en las tuberías de refrigerante primario y en las bombas principales de refrige-ración y fluctuaciones de presión del refrigerante primario.

Incorpora un sistema de alerta tem-prana basado en análisis en el do-minio de frecuencia y fijaciones de montaje rápido para sensores de des-plazamiento.

Detalle de la modernización del control y protección de turbina y bypass

En la actualidad se está desarrollando la modernización de los sistemas elec-trohidráulicos de control y protección de turbina y del bypass de turbina, in-tegrándolos en la plataforma de con-trol ya elegida para CN Trillo el siste-ma SPPAT2000-OM690, que incorpora en este caso actuación segura ante fallos. El sistema modernizado tendrá una configuración redundante, que elimina la existencia de disparos oca-sionados por fallos simples.

El sistema incorpora además un sistema diverso en la protección de sobrevelocidad de la turbina.

Se incorporan sistemas de protec-ción certificados como SIL3. La asig-nación 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 protec-ción que deban satisfacer un requi-sito de seguridad SIL1 o mayor se registran y procesan a prueba de fallos.

El alcance del proyecto, que contem-pla la renovación de los instrumentos y equipos de automatización es:•Regulaciónyproteccióndelaturbi-

na.•Regulaciónyprotecciónde bypass.•Regulacióndevaporde cierresde

la turbina.•Aparatode controlde temperatura

en las paredes.•Automatismodepruebadelaturbi-

na.•Sistemahidráulicopara el alcance

de suministro, incluye reguladores de presión redundantes para la re-gulación del bypass y válvulas mag-néticas para el disparo del bypass y para la activación de las válvulas de inyección de agua.

Detalle de la modernización de actuadores h&bLa modernización de los actuadores H&Bque se está lanzando en la ac-tualidad, es el sistema de seguridad que se ha elegido para modernizar

en primera opción. Este cambio permite tener ex-periencia en el cambio de sistemas de seguridad.

El plan contempla la ob-tención de repuestos para los actuadores actuales, la modernización de ejemplos clave y la obtención de re-puestos 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 deH&Bsonlamejoropciónpara la modernización.

También se moderniza-rán actuadores de no segu-ridad.

ConclusionesEl 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 ins-trumentación y control de la central para asegurar su operación a largo plazo.

El objetivo del plan es el facilitar los cambios, permitiendo una ade-cuada distribución de los mismos en el tiempo, involucrando a muchos departamentos de Almaraz-Trillo.

La situación de las centrales ale-manas, dificulta las referencias para CN Trillo, pero la elección de solu-ciones 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 pa-ra los próximos pasos.

Parte importante del trabajo del plan consistirá en encontrar una ade-cuada combinación de moderniza-ciones completas y modernizaciones de tarjetas electrónicas.

CN Trillo como miembro de la aso-ciación de operadores VGB, dispone de un análisis actualizado de las ta-sas de fallos de tarjetas electrónicas de los sistemas actuales (existiendo laboratorios de reparación vincula-dos a la VGB).

Para finalizar, es importante seña-lar que CN Trillo posee desde 2010, un plan de ciberseguridad que tiene entre sus objetivos el de mantener un adecuado aislamiento y una adecua-da diversidad y diseño en profundi-dad de la instrumentación y control de la planta.

Figura 4: Sistema de Operación de la nueva máquina de recarga de CN Trillo.


Se presenta a continuación de for-ma resumida, la gestión y la ex-periencia de operación del com-

bustible 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 opera-ción en España.

El NSSS es de diseño y tecnología KWU que empezó siendo el suminis-trador del combustible de Trillo (pri-mer núcleo y tres primeras recargas), pasando en los años 90 a Siemens y actualmente a Areva.

Las centrales de esta tecnología pre-sentan 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 pis-

cina situados dentro de contención.– Vigilancia permanente de la distri-

bución de potencia con detectores fijos dentro del núcleo. (Figura 1).

– Sistema de limitación que está situa-do entre el sistema de control y el de protección realizando actuacio-

GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE

De izquierda a derecha: Manuel Novo (Jefe Departamento), Jorge Benavides, Alberto Ortego y

Juan Carlos Martínez-Murillo

nes automáticas independientes del operador.

– Límites y condiciones de licencia específicos y en algunos casos dife-rentes de los utilizados en centrales de tecnología americana.

– Aprobación por la autoridad de licen-cia de la documentación de fabrica-ción para cada una de las recarga.Además CN Trillo presenta la par-

ticularidad de, al ser una central de tres lazos, utilizar combustible 16x16,



DISEÑO mECáNICO DE LOS EC y ExPERIENCIA EN OPERACIÓNEn el primer núcleo y las dos prime-ras recargas, los EC venían equipados con todas las rejillas (8) de inconel sin aletas mezcladoras y Zry-4 como ma-terial de vaina.

Al objeto de reducir las dosis por contaminación de cobalto y mejorar la corrosión del refrigerante, se intro-dujeron a partir de la tercera recarga, rejillas intermedias (6) de Zircaloy y vainas de Zry-4 con bajo estaño. Así mismo las rejillas intermedias lleva-ban aletas mezcladoras para mejorar el margen al DNB.

A partir de la sexta recarga se es-tandariza el diseño introduciendo la estructura FOCUS y las vainas Dú-plex. 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 compor-tamiento frente a la corrosión del re-frigerante. Además la licencia de este tipo de vaina es relativamente senci-lla 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 compor-tamiento con márgenes satisfactorios en operación.

Con respecto a la estructura ha-ce 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 introduc-ción, que ha supuesto la actuación

más corto que el empleado en las centrales KWU de su generación.

En cuanto a la operación en las centrales alemanas, se utiliza de for-ma rutinaria gadolinio como veneno consumible en las pastillas de UO2, combustible de óxidos mixtos con uranio y plutonio (MOX), boro enri-quecido 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 actuali-dad en CN Trillo.

En cuanto a la segunda parte del ciclo, CN Trillo presentaba también diferencias significativas con las cen-trales alemanas ya que éstas, hasta finales de los 90, enviaban el com-bustible a reprocesar y, por tanto, no necesitaban ampliar la capacidad de almacenamiento del combusti-ble gastado en el emplazamiento. Hay que destacar además que ya en-tonces, en Alemania, se disponía de dos almacenes centralizados para el combustible (Ahaus y Gorleben).

POLíTICA DE gESTIÓN y DISEÑO DE CICLOSDesde 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 comen-zó 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.

El primer núcleo de CN Trillo fue el único en el que ha sido necesario uti-lizar venenos consumibles en forma de arañas de borosilicato, tecnología que era entonces la habitual de KWU, aunque ya estaba comenzando el em-pleo 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 quema-do de descarga. Desde 2004 se utili-zan lotes de recarga de 40 EC y 4,20 % de enriquecimiento.

En los primeros ciclos de CN Tri-llo se utilizaron esquemas de recarga tradicionales, cargando los elementos frescos en la periferia del núcleo.(Fi-gura 2).

Desde muy pronto para optimizar la utilización del combustible y redu-cir la irradiación de la vasija, se co-menzó la transición a núcleos de bajas fugas, estando en la actualidad con diseños de bajas fugas totales y prác-ticamente 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 enriqueci-mientos del 4.45 % manteniéndose en ciclos de 12 meses.

La reactividad de los elementos 16x16 de diseño KWU con enriqueci-mientos superiores al 4,5 %, hace ne-cesario 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.

PONMLKJHGFEDCBA

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15

Sonda de neumobolas

Detector Incore

Figura 1.

Figura 2. Figura 3.


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 reduc-ción de los niveles de ruido.

En cuanto a la fabricación, sola-mente 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 fábri-ca, el suministro pasó a Lingen (Ale-mania). Desde la integración en Are-va se ha cualificado la fabricación en la planta francesa de Romans, aun-que 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 inci-dentes 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 hi-druración 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 ca-ja, disponiéndose del equipo necesa-rio en la piscina desde el comienzo de la operación de la central.

ALmACENAmIENTO DE COmbUSTIbLE EN LA CENTRALDebido a la pequeña dimensión de la piscina por estar dentro de conten-

ción, al no reprocesado y a no dis-poner 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 quema-do de los EC, como el resto de las centrales españolas.

En el año 2001 entró en operación el almacén en seco, con contenedo-res de doble propósito (DPT) y capa-cidad de almacenamiento de 21 ele-mentos sin fugas y sin aditamentos del núcleo.

Los primeros contenedores fueron licenciados por Enresa para quema-dos 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 enfria-miento.

Con estas dos licencias se han car-gado 22 contenedores y un total de 462 EC (Figura 4).

En la actualidad Enresa está en pro-ceso de ampliar la licencia del conte-nedor hasta quemados de 49 Mwd/kgU para lo que es necesario aumen-tar el tiempo de enfriamiento mínimo de los elementos hasta nueve años y modificar el proceso de secado du-rante la carga de los contenedores.

La experiencia de carga y operación de estos contenedores ha sido satis-factoria sin incidencias importantes y tiempos de carga de unas tres sema-nas por contenedor, lo que al necesi-tar dos contenedores por ciclo hace que sea muy importante la planifica-ción de dicha actividad en contención para evitar interferencias con otros trabajos.

Figura 4.

CONVOCATORIAS 2013Congresos, Cursos y Reuniones

8-12 SEPTIEmbREBrUSELaS, BéLGICa

ICEM 2013 “ASME 15th IntErnAtIonAl ConfErEnCE on EnvIronMEntAl rEMEdIAtIon And rAdIoACtIvE WAStE MAnAgEMEnt”ASMEInfo: http://asmeconferences.org/ICEM2013

15-19 SEPTIEmbRECharLOTTE, CarOLINa DEL

NOrTE, EEUU

2013 lWr fuEl PErforMAnCE MEEtIng / toP fuElANS (American Nuclear Society)Info: http://lwrfuel.ans.org/

25 – 27 SEPTIEmbRErEUS, TarraGONa, ESPaÑa

39ª rEunIÓn AnuAl dE lA SnESOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLAInfo: www.reunionanualsne.es

17-21 NOVIEmbREMaDrID, ESPaÑa

nEStEt 2013 “nuClEAr EduCAtIon And trAInIng”European Nuclear Society (ENS)Info: www.nestet2013.org

Programa SOCIAL

Miércoles 25 de septiembre

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.

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

Viernes 27 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.

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

Miércoles 25 de septiembre

Jueves 26 de septiembre

Viernes 27 de septiembre

VISITAS PARA ACOMPAÑANTES

Mediterráneo

Reus (1)

Reus (2)

15:30 h. Salida en autocar de fi raReus, sede de la Reunión. Visita al barrio marítimo de El Serrallo, dentro del Puerto de Tarragona el más importante de España en tráfi co 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.

17:45 h. Regreso a los hoteles.

09:30 h. 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 edifi cios 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.11:30 h. Descanso y cata de aceites.13:30 h. Visita del Gaudí Centre. Centro de interpretación dedicado a la fi gura y obra del genial Antonio Gaudí, nacido en Reus. 14:45 h. Almuerzo en terraza del Gaudí Centre.16:45 h. Tiempo libre para compras. Reus es conocida como una ciudad de compras con una bien ganada fama de buen comercio.18:00 h. Regreso a los hoteles.

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

09:00 h. 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.

10:45 h. 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 moder-

nismo, que marcó el inicio de la brillante etapa modernista que vivió la ciudad de Reus. 12:00 h. Conferencia de WiN-España.13:15 h. Regreso a fi raReus. Para asistir a la sesión y el cóctel de clausura.

MEDIO ASUNTO RESUMEN

1 de julio

La nucLear de Garoña inicia La cuenta atrás para su cierre

sin embargo, el Ministerio está analizando la situación en rela-ción 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.

3 de julioLos 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, Maria-no 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.

3 de julio 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 nu-clenor, sólo en compras de todo tipo de productos, impuestos y nóminas», explicaban fuentes sindicales.

4 de julio 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.

5 de julioendesa 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 eléc-trica que está abordando el Gobierno.

8 de julioGrupos 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 «opaci-dad» en el proceso.

8 de juliosoria adMite La posibLe reapertura de Garoña en Meses

el proceso se supedita a cumplir requisitos de seguridad y eco-nómicos.

9 de juliojapón vueLve La vista de nuevo hacia La enerGía nucLear

dos años y medio después del accidente cuatro compañías eléc-tricas solicitan la reapertura de 10 reactores atómicos. deberán superar las normas establecidas tras el desastre de la planta de Fukushima.

10 de julio orden iet/1302/2013, de 5 de juLiodeclara el cese definitivo de la explotación de la central nu-clear de santa María de Garoña: http://www.boe.es/boe/dias/2013/07/10/pdfs/boe-a-2013-7558.pdf

10 de julio Masao yoshida, ‘héroe de FukushiMa’

el director de la central recibió el príncipe de asturias. tras co-nocerse 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.

11 de julioeL 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 in-cluye 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.

12 de julio 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.

13 de julioLa reForMa enerGética arranca con una subida de La Luz deL 3,2% en aGosto

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.

14 de julio eL sector eLéctrico, en pie de Guerra

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 compa-ñías de unesa a una drástica reducción del empleo y a replan-tearse sus inversiones en españa».

LO NUCLEAR EN LOS MEDIOS

el correo

Prensa Nacional

Prensa Nacional

Prensa Nacional

Prensa Nacional

BOE


15 de julioconFusión en Garoña

La central nuclear de Garoña se ha cerrado administrativamen-te. 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, moti-vada por la mala gestión política del caso.

17 de julioeL conGreso aprueba La Ley eLéctrica de Las isLas con Los votos deL pp

La ley, que endesa –que explota estos sistemas– considera dis-criminatoria, supone, entre otras medidas, la cesión de las nue-vas plantas de bombeo al operador del sistema, ree, y las re-gasificadoras a enagás. La norma fija también la obligación de que los proyectos de extracción de hidrocarburos no convencio-nales con “fracking” estén sometidos a evaluación de impacto ambiental.

17 de julioLa reForMa entrará en viGor de Manera oFiciaL eL 19 de juLio

La esperada reforma energética del Gobierno del partido popu-lar entrará oficialmente en vigor el próximo viernes 19 de julio, cuando el pleno del congreso tenga que aprobar y convalidar el texto definitivo, cumpliendo así los plazos establecidos por el ejecutivo.

17 de julionucLenor se prepara para soLicitar una autorización por diez años

nuclenor se mantiene a la espera de que se den nuevas «condi-ciones» en el marco regulatorio nuclear para solicitar la renova-ción de su autorización de explotación.

18 de julioeL 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 ór-gano 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.

19 de julio nucLenor ve “previsibLe” La reapertura de La centraL de Garoña

nuclenor “está aplicando” la orden Ministerial sobre el cese de la planta, pero “mantiene la central en óptimas condiciones de seguridad para, si las condiciones de explotación cambian, soli-citar el reinicio de la actividad”. así lo confirmaron a efe fuen-tes de esta empresa.

21 de juliocuenta atrás para eL nuevo reGuLador único

en apenas tres meses echará a andar la nueva comisión nacio-nal de Mercados y competencia (cnMc), el supraente que asu-mirá 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.

23 de julioLas eLéctricas perderán 4.000 MiLLones por La reForMa

el ministro de industria sigue defendiendo su reforma eléctrica como única vía para evitar “la quiebra” del sistema. para el pre-sidente de unesa, el reparto de los recortes entre consumidores, estado y empresas ha sido “desequilibrado” y sin “equidad”.

25 de julio china construye eL 40% de Los reactores nucLeares deL Mundo

“el gigante asiático es de enorme interés para las empresas es-pañolas de ingeniería y servicios”, según el Foro nuclear. asia es la región del mundo con más centrales atómicas en construc-ción, a la que sigue europa.

25 de julio Las eLéctricas cLaMan contra La reForMa enerGética

el presidente de iberdrola se une a Gas natural y acusa al Go-bierno de hacer un “reparto no equitativo” y anuncia acciones jurídicas si no cambia las medidas.

25 de julio 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) ne-cesario 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 electri-cidad 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 po-tencia instalada en españa.

Prensa Nacional

Prensa Nacional

Prensa Nacional

HOY

MEDIO ASUNTO RESUMEN

Junio Acumulado Acumulado1.066 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 133.381 3.560.670 200.738.936Producción neta MWh 122.153 3.337.231 187.949.741Horas acoplado h 184 3.447,7 192.835Factor de carga o utilización % 17,38 76,91 85,86Factor de operación % 25,56 79,38 87,63 Paradas automáticas no programadas 0 0 11Paradas automáticas programadas 0 0 18Paradas no programadas 0 0 29Paradas programadas 0 1 32

Junio Acumulado Acumulado466 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 0 0 133.335.074Producción neta MWh 0 0 126.976.805Horas acoplado h 0 0 302.218,01Factor de carga o utilización % 0 0 77,74Factor de operación % 0 0 81,44Paradas automáticas no programadas 0 0 150Paradas automáticas programadas 0 0 9Paradas no programadas 0 0 62Paradas programadas 0 0 59

Junio Acumulado Acumulado1.092 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 784.416 4.694.035 224.797.617Producción neta MWh 754.459 4.512.952 216.467.617Horas acoplado h 720 4.343 225.561,53Factor de carga o utilización % 99,77 98,98 86,87Factor de operación % 100 100 89,14 Paradas automáticas no programadas 0 0 96Paradas automáticas programadas 0 0 7Paradas no programadas 0 0 11Paradas programadas 0 0 32

Ascó I Junio Acumulado Acumulado1.032,5 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 748.570 4.524.460 212.782.642Producción neta MWh 720.196 4.350.981 204.020.483Horas acoplado h 720 4.343 225.098,28Factor de carga o utilización % 100,70 100,90 82,85Factor de operación % 100 100 85,93Paradas automáticas no programadas 0 0 92Paradas automáticas programadas 0 0 5Paradas no programadas 0 0 19Paradas programadas 0 0 27

Ascó II Junio Acumulado Acumulado1.027,2 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 698.930 3.069.990 205.660.980Producción neta MWh 671.301 2.934.014 197.422.069Horas acoplado h 703,57 3.081,90 216.009,23Factor de carga o utilización % 94,50 68,82 86,28Factor de operación % 97,72 70,96 89 Paradas automáticas no programadas 1 2 60Paradas automáticas programadas 0 0 4Paradas no programadas 0 0 12Paradas programadas 0 1 28

TRILLO IUFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,

HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%

NUCLENOR (ENDESA G. 50%, IBERDROLA G. 50%)Sta. Mª DE GAROÑA

ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%

Junio Acumulado Acumulado1.087,14 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 774.190 4.682.373 190.960.039Producción neta MWh 743.569,20 4.499.216,20 182.539.416,48Horas acoplado h 720 4.343 188.738,14Factor de carga o utilización % 98,91 99,18 81,40Factor de operación % 100 100 84,26 Paradas automáticas no programadas 0 0 47Paradas automáticas programadas 0 0 0Paradas no programadas 0 0 25Paradas programadas 0 0 26

VANDELLÓS II

ASCÓ ENDESA G. 100%

ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%

Almaraz I Junio Acumulado Acumulado1.035,27 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 747.803 3.445.386 221.453.912Producción neta MWh 720.246 3.324.984 212.828.769Horas acoplado h 720 3.464,5 242.745Factor de carga o utilización % 98,97 75,60 81,71Factor de operación % 100 79,77 86,09Paradas automáticas no programadas 0 3 92Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 1 19Paradas programadas 0 0 39

Almaraz II Junio Acumulado Acumulado1.045 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 629.986 4.201.404 217.582.823Producción neta MWh 605.399 4.048.761 209.822.526Horas acoplado h 629,5 4.059 233.853,5Factor de carga o utilización % 83,77 92,62 86,69Factor de operación % 87,43 93,46 89,73Paradas automáticas no programadas 0 1 70Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 0 22Paradas programadas 0 0 32

ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%

ENDESA G. 36%,IBERDROLA G. 53%, UFG 11%ALMARAZ

Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX COFRENTES IBERDROLA G. 100%

CENTRALES NUCLEARESESPAÑOLAS

DATOS


- 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.

Secciones FIJASNOTICIAS 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 participa-ción del sector ya que asis-tieron aproximadamente 60 personas, tuvo lugar la Jor-nada Técnica que, como en los últimos años, viene or-ganizando la Comisión Téc-nica de la SNE. La Jorna-da tuvo lugar en la Sala de Conferencias de la Escuela Técnica Superior de Inge-niería (ICAI), de la Univer-sidad Pontificia de Comillas (UPC), en esta ocasión con el tema de referencia “Pro-gramas de Protección con-tra Incendios. La Instruc-ción de Seguridad IS-30, Revisión 1”.

La apertura de la jornada fue llevada a cabo por Fran-cisco López, Presidente de la SNE, Yolanda Moratilla, Directora de la Cátedra Ra-fael Mariño de Nuevas Tec-nologías Energéticas, José A. Carretero, de Empresa-rios Agrupados que actuó como Coordinador y Juan Bros, Presidente de la Co-misión Técnica de la SNE. En ella se subrayó la actua-lidad y relevancia del tema escogido para la Jornada así como al alto nivel de las ponencias y ponentes esco-gidos acordes con el gran interés suscitado, puesto

de manifiesto en la alta par-ticipación.

La parte de la Jornada desarrollada por la maña-na, se inició con la presen-tación de Javier Cueto, de Empresarios Agrupados, que comenzó con una ex-plicación sobre los moti-vos y criterios asociados a la IS-30 e introdujo el Mé-todo Prestacional. A conti-nuación Fernando Bueno, describió la evolución his-tórica de la normativa y su aplicación a CN Trillo, an-tes de analizar el impacto de la IS-30 Rev. 0 en di-cha central. La siguiente ponente del primer grupo, Raquel Velasco tras una in-troducción a las bases de licencia de CN Vandellós II, desglosó las aproxima-ciones que se plantean en esta planta a los requisitos de la IS-30 Rev.1, revisan-do las cuestiones de mayor impacto.

Con las preguntas reali-zadas tras esta ponencia el Coordinador dio por fi-nalizado el primer grupo de ponencias de la mañana, momento establecido para hacer un receso y tomar un café, que como el almuerzo, ofrecía Empresarios Agru-pados, en las instalaciones de la Universidad; circuns-tancia que fue aprovechada por muchos de los asisten-tes para visitar la magnífi-ca capilla de que dispone la Universidad.

Ya de retor-no en la Sa-la de Confe-rencias, José Ramón Soler comenzó su exposición re-sumiendo el PCI de CN Co-frentes para, una vez des-crita la situa-ción actual, analizar las soluciones a la nueva revisión de la norma, describiendo los aspectos más relevantes relaciona-dos con el diseño del sub-sistema sísmico de PCI.

Cerrando las ponencias de la mañana, Isaac Fuente y Francisco Salguero descri-bieron, a partir de las bases de licencia de CN Almaraz cómo la nueva norma cons-tituye una alternativa para llegar a una regulación de PCI más estable, permitien-do una mayor flexibilidad para la justificación de te-mas futuros que se pudie-ran 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 desa-rrollo del tema en las po-nencias presentadas. Tras el Coloquio llegó el momen-to de reponer fuerzas en el

almuerzo celebrado también en el recinto universitario.

Ya en la sesión de la tar-de Julián Peco, del Consejo de Seguridad Nuclear, realizó una exposición explicativa en la que, tras una breve revisión histórica, subrayó la dificul-tad asociada a una reglamen-tación posterior al diseño de las Plantas y justificó la con-veniencia de esta Revisión 1 en un plazo relativamente corto tras la publicación de la Revisión 0. A continuación realizó un análisis compara-tivo 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 po-nencia sobre las normas de referencia, criterios de fallo y la certificación mediante en-sayos de laboratorio.

Las Jornadas fueron clau-suradas por el Coordinador agradeciendo a los ponentes el alto nivel de sus ponen-cias y a los presentes la gran asistencia y participación.


68 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013

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 Téc-nica de la SNE, han acordado conceder las becas contempladas en la convoca-toria, 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 Edu-

cación 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

Noticias de 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 servi-cios de ionización industrial por medio del uso de un acelera-dor de electrones.

La visita, organizada conjuntamente por WiN y el Colegio Oficial de Físicos, contó con una nutrida presencia de miem-bros 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 ioniza-ción 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 ama-bilidad 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.

EL CLúSTER DE LA INDUSTRIA NUCLEAR DE CANTABRIA, CRECE Y ABRE NUEVAS OPORTUNIDADESLas instituciones y las em-presas que lo conforman han mantenido un nuevo encuentro informativo para valorar las siguientes accio-nes a desarrollar

El clúster nuclear cánta-bro, impulsado por el Go-bierno regional, ha crecido,

desde su formación en abril de este año, incorporan-do siete nuevas empresas: Inesco Ingenieros, Thunder, Empiric Technologies, Ber-kell, Gamesa Electric, New-tecsol y Atos Worldgrid.

Para dar la bienvenida a las nuevas incorporacio-nes y diseñar los siguien-tes pasos a seguir, el clus-ter ha mantenido un nuevo encuentro, que ha contado tanto con representantes de

las empresas promotoras: Equipos Nucleares (ENSA), Enwesa, Leading Enter-prises, CIC, Norca Itertek, Universidad de Cantabria (UC) y Centro Tecnológico de Componentes (CTC), co-mo de las siete nuevas in-corporaciones.

Durante la reunión, promo-vida por el Gobierno, se han repasado las acciones lleva-das a cabo hasta la fecha, y se ha reafirmado el efecto

tractor de ENSA en la agru-pación y la existencia de ca-pacidades industriales y tec-nológicas en Cantabria, para poder abordar individualmen-te o en cooperación los retos del sector, centrados en los tres grandes proyectos mun-diales que están en marcha y que son el ATC (Almacén Temporal Centralizado) de Cuenca, ITER (Reactor Ter-monuclear Experimental In-ternacional, en Francia) y las


• 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 re-actores nucleares en opera-ción en 31 países. La pro-ducción de electricidad de origen nuclear en 2012 fue de 2.353 TWh, lo que repre-senta el 14% de la electri-cidad total consumida en el planeta. Estamos asistiendo a un cambio en los funda-mentos del sistema energé-tico global a 2035, siendo uno de los aspectos signifi-cativos un replanteamiento de la opción nuclear en algu-nos países y señales de una mayor importancia de las po-líticas de eficiencia energé-tica.

Fuente: Foro Nuclear

cos y técnicos en el ámbito de la fusión nuclear y supo-ne una excelente oportuni-dad para anunciar los últi-mos avances en este campo, discutir temas claves y esta-blecer sinergias para resolver los problemas científico-tec-nológicos para el desarrollo de la fusión como una fuente de energía de futuro, segura y sostenible.

El congreso que está orga-nizado conjuntamente por el Instituto de Investigación y Energía de Cataluña (IREC) y el Centro de Investigacio-nes Energéticas, Medioam-bientales y Tecnológicas (CIEMAT), con la colabora-ción de ACCIO, el Centro pa-ra el Desarrollo Tecnológico Industrial (CDTI), la Univer-sidad Politécnica de Catalu-ña (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 de-batirán sobre los dispositivos de fusión de corto plazo y, por otro, estudiarán las dis-tintas tecnologías de reacto-res a largo plazo.

Durante las jornadas, ade-más, se revisará el estado de distintos proyectos inter-nacionales relacionados con esta materia como el proyec-to ITER, uno de los mayores experimentos científicos que pretende demostrar la viabi-lidad científica de la fusión nuclear, así como desarrollar las tecnologías necesarias para que esta energía se con-vierta en una de las fuentes energéticas del futuro.

Otros aspectos que se tra-tarán durante el simposio son las hojas de ruta y objeti-vos de los principales progra-mas de investigación y de-sarrollo en fusión nuclear a nivel mundial. Paralelamente al congreso también se or-ganizará una exhibición y un jornada industrial en la que investigadores y científicos podrán interactuar con dis-tintas 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 Gene-ral del Laboratorio Nacional de Fusión Euratom-CIEMAT, el Dr. Joaquin Sánchez, el Director General de la Or-ganización Internacional de ITER, el Prof. Osamu Moto-jima, el representante de IS-NFT 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 resul-tados del sector nuclear es-pañol. Las centrales nuclea-res han encabezado, un año más, la producción eléctri-ca 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 ante-rior.Los indicadores de funciona-miento globales de las cen-trales nucleares españolas han sido los siguientes:

Noticias del MUNDO

inversiones consecuencia del efecto Post-Fukushima.

El consejero de Innova-ción, Industria, Turismo y Co-mercio, 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 confor-man ser más competitivas y poder acceder a las licitacio-nes de contratos, que se va-yan produciendo a través de uniones temporales de em-presas”.

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 espe-cializada, basada en el know how, tanto de las empresas, como de la UC y los centros tecnológicos.

El clúster está comenzan-do a tener un impacto fa-vorable entre los agentes y medios especializados en España, por ser una iniciati-va pionera, lo que lo ha con-vertido en un referente a la altura del de la región de La Borgoña, en Francia, lidera-do 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 tec-nólogos de todo el mundo

El 11º Simposio Interna-cional de Tecnología de Fu-sión Nuclear (ISFNT), que se celebrará del 16 al 20 de septiembre en el Palau de Congressos de Barcelona, re-unirá a más de 500 científi-cos y tecnólogos de todo el mundo. Se trata del congre-so más importante en esta materia a nivel mundial.

El ISFNT tiene como obje-tivo promover el intercambio de información entre científi-

EL DOE TIENE PREVISTO APORTAR 3,5 MILLONES DE DóLARES USA A PROYECTOS AVANZADOS DE REACTORES NUCLEARESGeneral Atomics, GE Hita-chi, Gen4 Energy y Westin-ghouse recibirán 2,68 mi-llones de euros para cuatro proyectos que “van más allá del diseño tradicional de agua ligera”, según ha co-municado el Departamento de Energía (DOE) de EEUU.

Las ayudas financieras, que se ofrecerán con un 20% de los costes compar-tidos a nivel privado, forman

parte del plan del presiden-te Barack Obama, anuncia-do 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 proyec-tos responderán a los “im-portantes retos técnicos” del diseño, construcción y ope-ración de la próxima genera-ción de reactores nucleares.

Los cuatro proyectos se-leccionados para recibir los fondos son los siguientes:• General Atomics (Cali-

fornia): investigación del

carburo de silicio, que se puede emplear para el en-vainado de barras de com-bustible.

• GE Hitachi Nuclear Ener-gy (Carolina del Norte): materiales de aislamiento de alta temperatura para el diseño y fabricación de bombas electromagnéticas para los reactores refrigera-dos por metal líquido.

• Gen4 Energy (Colorado): I+D en diseños de circula-ción natural para reactores nucleares avanzados en los que se emplea un refrige-rante de plomo-bismuto.

• Westinghouse Electric Company (Pensilvania): análisis de la termohidráu-lica del sodio para apoyar el diseño de reactores nu-cleares avanzados, espe-cialmente los diseños con refrigeración con sodio.Según el ministro de

Energía Ernest Moniz, la in-vestigación pública-privada de los reactores nucleares avanzados permitirá impul-sar el liderazgo americano en la próxima generación de tecnologías de energía nu-clear y hacer que la energía nuclear baja en carbono lle-gue a ser “un contribuidor importante” a la economía estadounidense.

LA NRC PUBLICA SU INFORME ANUAL AL CONGRESO SOBRE LAS INSPECCIONES DE SEGURIDAD NUCLEAREn 2012, la Comisión de Re-gulación Nuclear (NRC) de EEUU realizó 173 inspeccio-nes 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 cua-les fueron de muy baja im-portancia 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 compa-ración, se llevaron a cabo 217 inspecciones de segu-ridad (193 de base y 24 de FOF) en el 2011, dando co-

mo resultado 151 hallazgos, 140 de los cuales fueron de muy baja importancia para la seguridad y 11 de una im-portancia para la seguridad mayor que muy baja.

Cuando se identifica un hallazgo durante una inspec-ción de seguridad, la NRC se asegura de que se corrija in-mediatamente el problema o que se tomen “medidas compensatorias”. Sin em-bargo, se consideran sensi-bles los detalles de los ha-llazgos de seguridad, por lo tanto no se hacen públicos.

En las inspecciones de se-guridad de base, los traba-jos se centran en la autori-zación de acceso, el control de acceso, los sistemas de protección física, el control y contabilidad de materia-les (MC&A) y la respues-ta a sucesos contingentes. En las inspecciones FOF, se usa una fuerza adversa-ria 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 “siste-mas y componentes signifi-cativos”.

Se hicieron públicos los hallazgos en una versión no clasificada del informe anual de la NRC al Congreso es-tadounidense, en el cual se detalla el programa de ins-pecciones de seguridad del año anterior. Se exige el in-forme bajo la Ley de Política Energética estadounidense de 2005.

En el documento, se infor-ma sobre el programa de ins-pecciones de seguridad de la NRC, incluyendo los simula-cros FOF, para las centra-les 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 tec-nologías de seguridad. Si un titular determina que el equi-po adversario no se ha en-contrado con el retraso de-seado durante el simulacro

de ataque, puede añadir ba-rreras de retraso adicionales tales como vallas o cerradu-ras en puertas o verjas, dice el informe.

Por último, los titulares de licencia pueden emplear personal de seguridad adi-cional 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 es-fuerzos de la NRC para ga-rantizar la protección de la infraestructura nuclear del país contra los ataques te-rroristas.

LA CENTRAL INDIA DE KUDANKULAM-1 ALCANZA LA PRIMERA CRITICIDADPoco antes de la mediano-che del día 13 de julio, se alcanzó la primera criticidad en la primera unidad de la central nuclear de Kudanku-lam 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 in-formado que se inició la “primera aproximación a la criticidad” alrededor de la medianoche del día 11 de julio, tras el cumplimien-to de todos los requisitos y la recepción de la autoriza-ción 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 cons-truidas con cooperación téc-nica de Rusia.

Según el AERB, la próxima etapa consistirá en la sincro-nización de la unidad 1 de Kudankulam con la red del sur con unos 400 MW de potencia, lo que está previs-to para dentro de 30 a 45 días.

Tras el cumplimiento de los requisitos de procedi-miento y reguladores, se au-mentará después la potencia

al máximo en varios pasos, dice el AERB.

Según el OIEA, hay 20 unidades nucleares en ope-ración 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 bru-tos, dice NPCIL.

TEPCO POSPONE SU SOLICITUD MIENTRAS CUATRO EMPRESAS ELéCTRICAS PRESENTAN SOLICITUDES DE INSPECCIóN DE SEGURIDADCuatro empresas eléctricas en Japón han solicitado la inspección de 10 reactores nucleares en cinco centra-les, de acuerdo con los nue-vos requisitos de seguridad que han entrado en vigor el día 8 de julio, sin em-bargo Tokyo Electric Power Company (TEPCO) ha pos-puesto su solicitud para el rearranque de la central de Kashiwazaki Kariwa, ha in-formado 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 ope-ración de 10 unidades nu-cleares.

Sin embargo, TEPCO ha anunciado que aplazará su solicitud para las unidades 6 y 7 de la central de Kashi-wazaki Kariwa.

Los reactores para los que se han presentado solicitudes de inspección son los de las unidades 1, 2 y 3 de la cen-tral de Tomari, las unidades 3 y 4 de la central de Takaha-ma, 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 uni-dades 6 y 7 de Kashiwaza-ki Kariwa ha sido pospuesta tras una visita del presiden-te de TEPCO, Naomi Hirose, a la ciudad de Kashiwazaki y


SECCIONES FIJAS


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 go-bernador de la prefectura de Niigata donde está situa-da la central de Kashiwa-zaki Kariwa, ha dicho que TEPCO tendría que haber consultado con los munici-pios locales antes de anun-ciar su intención de solicitar el rearranque de los dos re-actores.

El Sr. Izumida ha dicho que, antes del rearranque de los reactores en la cen-tral de Kashiwazaki Kariwa, TEPCO deberá “terminar de investigar el accidente nu-clear en la central de Fukus-hima-Daiichi, así como re-sumir los resultados de la investigación”.

Las unidades 6 y 7 de Kashiwazaki Kariwa son re-actores avanzados de agua en ebullición de 1,315 me-gavatios (MW) cada uno que entraron en operación co-mercial en 1996 y 1997, respectivamente.

El 2 de julio de 2013, TEPCO anunció que tenía la intención de solicitar una inspección de la central nu-clear de Kashiwazaki Kariwa tan pronto entraban en vigor los nuevos requisitos de se-guridad.

EN EL REINO UNIDO HAY INCENTIVOS PREVISTOS PARA LAS COMUNIDADES qUE ACOGEN A CENTRALES NUCLEARESLas comunidades próximas a los ocho emplazamientos previstos para nuevas cen-trales nucleares en Inglate-rra 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 centra-les, ha anunciado el gobier-no.

Según el Departamento de Energía y Cambio Climá-tico (DECC), el valor de la

propuesta podría ascender a 128 millones de libras es-terlinas para la zona alrede-dor de los reactores geme-los que EDF Energy tiene previsto construir en Hinkley Point en Somerset.

Los fondos, que proce-derán de un impuesto so-bre actividades económicas en el Reino Unido, estarán adaptados a las localidades específicas y serán gestio-nados a nivel local para que aporten un “beneficio a lar-go plazo”, dice un comuni-cado.

Las autoridades locales que acogen a nuevas cen-trales nucleares se benefi-ciarán en hasta los primeros 10 años de operación me-diante la retención de una parte del “aumento signi-ficativo” que surgirá de los ingresos por los impuestos.

Para tener en cuenta la escala y vida de las cen-trales nucleares, las comu-nidades locales recibirán financiación adicional del gobierno central durante otros 30 años.

La retención del impues-to sobre actividades econó-micas solo es aplicable en Inglaterra, por lo tanto el DECC ha indicado que estu-diará con el gobierno galés un “paquete de beneficios para la comunidad”, equi-valente al ofrecido en In-glaterra, para la comunidad próxima a la nueva central nuclear propuesta en el em-plazamiento de Wylfa.

Según Michael Fallon, mi-nistro de Empresa y Ener-gía, la nueva construcción nuclear tendrá “un papel clave” en la estrategia ener-gética del Reino Unido. Di-ce: “Es totalmente impres-cindible que reconozcamos las contribuciones de aque-llas comunidades que aco-gen 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 em-plazamientos son: Hinkley Point, Sizewell, Wylfa, Ol-dbury, Sellafield, Bradwell, Heysham y Hartlepool.

Durante las dos próximas décadas, se prevé una inver-sión total de 930 mil millo-nes de libras en la construc-ción de nuevos reactores, así como un gasto total de 250 mil millones de libras en la clausura de aquellos que se vayan desconectan-do 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 indus-trial 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 oportuni-dades.

La estrategia aborda el mercado nuclear en su con-junto: nueva construcción, gestión de residuos y clau-sura, servicios del ciclo de combustible, operaciones y mantenimiento.

EDF Energy tiene previs-tos dos reactores nucleares nuevos en el emplazamiento de Hinkley Point y ha enta-blado conversaciones con el gobierno referente a un pre-cio contractual de la electri-cidad que producirá la cen-tral.

ALEMANIA EMPIEZA A BUSCAR UN EMPLAZAMIENTO PARA UN REPOSITORIO DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD El parlamento alemán ha aprobado una ley que supo-ne el inicio del procedimien-to 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 Bun-desrat, el órgano de repre-sentación de los 16 estados federados de Alemania a ni-vel nacional.

De acuerdo con la ley, se crea una comisión de 33 miembros para desa-rrollar los “principios bá-sicos” 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 máxi-ma transparencia, sus reu-niones estarán abiertas al público.

La comisión recomendará al Bundestag las posibles ubicaciones para un nue-vo emplazamiento de alma-cenamiento definitivo para residuos radiactivos de al-ta 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 operado-res y autoridades de regu-lación, se establecerá el próximo año un nuevo órga-no regulador: la Oficina Fe-deral para la Eliminación de Residuos Nucleares.

El gobierno de Alema-nia ha decidido cerrar las 17 unidades nucleares del país para el año 2022. De esas unidades, ocho per-manecen 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 comer-cial.

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

nuclear españa - sne · yor transparencia y uso de las nuevas tec-nologías en las políticas de...

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