Se abren diligencias penales contra la central nuclear de Vandellos II

Notas:

1. Relación de incidentes y paradas comunicadas por el Consejo de Seguridad Nuclear

• 2 de marzo de 2018. Parada no programada, para localizar el goteo de agua en la zona del lazo A del sistema de refrigeración del reactor. Para descartar que corresponda con una fuga en la barrera de presión. Este goteo está muy por debajo de los límites establecidos en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF).
• 8 de abril de 2018. En la tarde del viernes (6 de abril), durante las verificaciones previas al arranque de la central, se detectó un goteo en el cierre de uno de los termopares de la vasija del reactor. Por este motivo, el titular inició la secuencia de acciones para retornar la planta a parada fría (modo 5) y solventar el goteo, así como para estudiar las causas.
• 3 de junio de 2018. Incendio de duración superior a 10 minutos que no ha afectado a los sistemas de seguridad y que ha provocado humo sin presencia de llama. El incendio, ocasionado en un armario eléctrico situado en una sala contigua a uno de los generadores diésel. A las 10:10 se procedió a declarar el fin de la situación emergencia. La instalación, en el momento de la notificación, se encontraba en su programa de parada por recarga.
• 7 de julio de 2018. El 02/07/18, durante un transitorio de presión tras el arranque de una de las bombas principales del sistema de refrigerante del reactor, se produjo la apertura de la válvula de seguridad de aspiración (Tren A) del sistema de extracción de calor residual. Tras realizar las comprobaciones pertinentes en la válvula afectada, se ha medido el punto de apertura de la misma y se ha detectado un valor de presión fuera del rango admisible, incumpliendo con ello las bases de diseño del sistema. La válvula de seguridad ha sido sustituida por otra, a la cual se le han realizado previamente las pruebas exigidas con resultado satisfactorio. El resto de sistemas de la planta han funcionado en todo momento en la forma prevista en su diseño. En el momento de la notificación, la central se encontraba en el proceso de calentamiento para su posterior arranque y conexión a la red
• 24 de julio de 2018. Tras finalizar las actividades de la recarga 22ª, en proceso de subida de potencia nuclear para alcanzar las condiciones nominales de la operación (modo 1), detectó que la instrumentación de flujo neutrónico rango de potencia extendido del tren B mostraba, en la sala de control y en panel de parada remota, una indicación que no era acorde con los parámetros reales en ese momento, observándose una desviación mayor de la permitida por las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF). Esta instrumentación es de naturaleza pasiva, no teniendo ninguna acción automática de control ni ninguna función en operación normal. De acuerdo a las ETF se requiere operable a partir del modo 3 dentro de la instrumentación de vigilancia post-accidente y el sistema de parada remota. Tras declarar inoperable dicha instrumentación y haber realizado las comprobaciones adicionales para determinar las causas, el titular de la central nuclear ha llegado a la conclusión de que este fallo tiene su origen en la modificación de diseño implantada durante la parada de recarga en las cabinas de instrumentación del mencionado tren B y por lo tanto, este fallo estaba presente en el momento de alcanzar el modo 3, momento a partir del cual comienza el plazo que se establece en la correspondiente ETF. Una vez constatada por el titular que la duración de la inoperabilidad de dicha instrumentación y el tiempo máximo permitido por las ETF para estar en dicha situación y la previsión para reestablecer el canal al estado operable, el titular ha decidido llevar a cabo las acciones necesarias para la parada de la planta, en aplicación de las ETF.
• 26 de septiembre de 2018. Incumplimiento de plazos de uno de los requisitos de vigilancia establecidos en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) relacionado con la calibración de los canales del rango potencia. Este incumplimiento se identificó durante la revisión de ejecución de procedimientos para el cierre documental de la última recarga efectuada. Una vez detectado, el titular procedió dentro del tiempo establecido (24 horas desde la identificación), a llevar a cabo el mencionado requisito, con resultado satisfactorio.
• 19 de diciembre de 2018. El 18 de diciembre ha iniciado una parada no programada del reactor para identificar el origen de una fuga detectada en el sistema de refrigeración del mismo. El titular ha iniciado la secuencia de parada para alcanzar el modo 3 (espera caliente), de manera que se den las condiciones adecuadas para realizar las acciones necesarias que permitan identificar el origen de la fuga y, en función del mismo, determinar las acciones subsiguientes. Los valores de dicha fuga (valor medio de 19 l/h) han permanecido en todo momento en valores inferiores a los que establecen las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento para la fuga no identificada (227 l/h). Los sistemas de seguridad de la planta han funcionado en todo momento en la forma prevista en su diseño. El 19 de diciembre ,tras identificar un pequeño aumento del caudal del agua de recogida en los sumideros del edificio de contención, procedió a acceder a la zona los pasados 17 y 18 de diciembre para localizar el origen de la fuga. La entrada en el edificio de contención permitió ubicarla, mediante visualización por cámara, en una zona situada bajo el generador de vapor B, sin poder precisar el punto de origen de la misma. Teniendo en cuenta que el acceso del personal a dicha zona no es posible estando la central en operación, el titular decidió iniciar la parada de la planta y llevarla a espera caliente (modo 3) con el fin de averiguar el origen exacto de dicha fuga. Tras la inspección realizada en la zona situada bajo el generador B, el titular confirmó que el origen de la fuga se encuentra en la línea de drenaje del generador de vapor B, concretamente en la soldadura de la válvula de aislamiento de la línea de drenaje, lo que constituye una fuga en la barrera de presión. Ante esta situación, el titular, en aplicación de lo previsto en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento, ha iniciado las acciones para llevar a planta parada fría (modo 5). A través de la inspección residente, el CSN ha estado y está supervisando en todo momento las actuaciones llevadas a cabo por el titular.
• 4 de abril de 2019. Se ha producido una parada no programada del reactor debido a la actuación del sistema de protección del reactor, como consecuencia de la parada de una de las tres bombas de refrigerante. El titular está estudiando las causas por las que la mencionada bomba se ha parado. Las dos bombas restantes de refrigerante continúan funcionando adecuadamente.
• 6 de abril de 2019. Durante una inspección visual tras la parada no programada del pasado jueves, ha detectado restos de boro en los tapones de las válvulas de drenaje de los generadores de vapor B y C así como en el suelo del primero de ellos. Durante la inspección, se ha localizado un ligero goteo en una soldadura aguas abajo de la válvula de drenaje del generador de vapor B, que constituye fuga de la barrera de presión, y se ha llevado la planta desde la condición de espera caliente (reactor parado pero en condiciones de presión y temperatura nominales, modo 3) a parada fría (modo 5). Se da la circunstancia de que en diciembre de 2018 el titular identificó una fuga en la soldadura aguas arriba de la válvula de drenaje del generador de vapor B. El titular está llevando a cabo las medidas necesarias para el análisis de las causas y la puesta en marcha de medidas correctoras.
• 17 de abril de 2019. Se ha producido una parada automática del reactor debido a la actuación del sistema de protección por señal de bajo nivel de agua en el generador de vapor C. Dicha señal de bajo nivel se produjo debido al aislamiento del sistema de agua de alimentación principal durante las maniobras de arranque de la primera turbo bomba de agua de alimentación y calentamiento de la segunda. En el momento de transferir el modo de control de agua de alimentación del generador de vapor A, desde “baja potencia” a “alta potencia” el Sistema de Control Digital del Reactor (SCDR) interpretó, debido a una maniobra errónea de los operadores, una discrepancia entre el caudal real y el caudal del instrumento, lo que provocó una señal errónea de muy alto nivel en dicho generador de vapor y la consiguiente actuación de la señal de aislamiento del agua de alimentación principal y el disparo de la turbina. Al producirse el aislamiento del agua de alimentación principal el nivel de agua de los generadores de vapor empezó a descender, hasta que se alcanzó en el generador de vapor C (que tenía el valor más bajo de los tres) el valor de actuación de la señal de bajo nivel del sistema de protección, provocando la parada automática del reactor. En estos momentos la planta se encuentra en modo de espera caliente, reactor parado con condiciones de presión y temperatura nominales (modo 3).

1. La vida útil (o de servicio) es el periodo de tiempo desde su puesta en funcionamiento hasta su retirada de servicio, siempre que se mantenga su capacidad para realizar las funciones relacionadas con la seguridad o relevantes para la misma, que tenga asignadas. Fuente: Guía de Seguridad 1.10 (Rev. 1), del Consejo de Seguridad Nuclear.
2. Ampliación de la vida de las nucleares envejecidas. Resumen del informe elaborado por un equipo de expertos europeos, que analiza los riesgos técnicos de los viejos reactores nucleares. http://archivo-es.greenpeace.org/espana/Global/espana/2014/Report/nuclear/Resumen%20NER.pdf
3. Algunas de las modificaciones son:
   • La reducción del periodo para la solicitud de renovación de licencia de tres años a uno.
   • La posibilidad que se pueda revertir un cierre nuclear definitivo hacia una nueva reapertura, y se pueda hacer con carácter retroactivo, lo que vulnera el principio de seguridad jurídica contenido en el artículo 9.3 de la Constitución Española.
   • Se puede otorgar al titular la decisión sobre el plazo de renovación de la autorización de explotación, y se puede excluir de esta decisión al Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).
   • Se permite la omisión de todos los requerimientos para la seguridad nuclear descritos en el Capítulo IV del RINR.
   • La discriminación respecto a los motivos de cierre de una instalación, para poder revertir la consideración de cierre hacia una nueva apertura. Se introdujo esta modificación en el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radioactivas (RINR) y conlleva tres importantes cambios: a) Distinguir el “cese de explotación de una central nuclear por razones de seguridad” del “cese por razones ajenas a la seguridad nuclear y radiológica”; b) Permitir la posibilidad de un “cese temporal de explotación”; y c) Permitir, en dicho supuesto, que se pueda solicitar una renovación de una autorización que ya ha expirado, en lugar de una nueva autorización, reduciendo así los requisitos exigibles. [La propia vicepresidenta del Gobierno de España anunció, en rueda de prensa del 21 de febrero de 2014, que se estaba modificando la normativa vigente, “para facilitar la reapertura de Garoña]. Es importante decir que la motivación de razones económicas puede implicar razones de seguridad, ya que si el titular no dispone de los recursos económicos suficientes puede poner en riesgo la gestión del combustible gastado.
   • Se ha liberado a los operadores de cualquier responsabilidad en caso de accidente, ya en el reglamento se dice, textualmente, que “será responsabilidad indelegable del titular la autorización, o, en su caso, del que la solicite al amparo de los establecido en el RD 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el RINR”. Pero el Artículo 8 del RINR (“Responsabilidad del titular”), lo único que dice es que el titular es el único responsable de la instalación nuclear (nada del “solicitante”).
4. Vida de diseño: La vida de diseño se refiere al “Tiempo de funcionamiento supuesto en el diseño, durante el cual se espera que cumpla con su función, en los términos establecidos en sus especificaciones”. Fuente: Guía de Seguridad 1.10 (Rev. 1), del Consejo de Seguridad Nuclear. https://www.csn.es/documents/10182/896572/GS%2001-10%20Revisi%C3%B3n%201%20-%20Revisiones%20peri%C3%B3dicas%20de%20la%20seguridad%20de%20las%20centrales%20nucleares