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Aumentar tamaño del texto Disminuir tamaño del texto Partir el texto en columnas Ver como pdf 18-04-2019

Se abren diligencias penales contra la central nuclear de Vandellos II

Ecologistas en Accin


Ecologistas en Accin y Greenpeace reclaman la restitucin de los reglamentos y los protocolos de seguridad nuclear ante la situacin actual de la central nuclear de Vandellos II, en Tarragona, que ayer sufri un nuevo incidente y se encuentra en modo de espera caliente. Es la segunda vez en diez das que ocurre algo similar, ya que el pasado 6 de abril el reactor fue llevado a parada fra por problemas en la barrera de presin.

La central se encuentra actualmente en trmite de solicitar una ampliacin de licencia con la que superara su vida de diseo y en mitad de un proceso jurdico derivado de la denuncia interpuesta por Sociedad Humana por negligencia e imprudencia grave. Las organizaciones ecologistas han sabido hoy que, precisamente a raz de esta denuncia, el Juzgado de Instruccin nmero 2 de Reus ha abierto diligencias penales contra la central nuclear de Vandellos II.

Desde el mes de febrero del ao pasado la central nuclear de Vandellos II ha registrado una serie de incidentes que la han obligado a parar en cuatro ocasiones, sin considerar la parada por recarga que fue mucho ms prolongada de lo habitual.

En abril de 2018, la asociacin Sociedad Humana interpuso una denuncia por los indicios de negligencia e imprudencia grave ante esta fuga de la barrera de presin sin que el operador llevara la central a parada, tal y como indica la normativa tcnica, solicitando diligencias de instruccin a la Fiscala que fueron admitidas a trmite, as como prueba pericial para acreditar la realidad de los hechos objeto de denuncia. Segn ha informado a Greenpeace y Ecologistas en Accin la asesora jurdica de la asociacin Sociedad Humana, la declaracin pericial confirma los argumentos expuestos en la denuncia, tales como la falta de diligencia necesaria que se mantuvo a lo largo de los 17 das en los que la planta estuvo operando sin atender a lo establecido en sus especificaciones tcnicas de funcionamiento as como la no exigencia por parte del regulador al titular de una investigacin inmediata de lo que estaba ocurriendo y la consiguiente parada que deba haberse producido a continuacin.

La central nuclear Vandells II, situada en L`Hospitalet del Infant (Tarragona), fue puesta en marcha en agosto de 1987 y su actual licencia caduca el 26 de julio de 2020. El reciente acuerdo de las compaas operadoras, Endesa (72%) e Iberdrola (28%), para solicitar la renovacin por un plazo de 10 aos, hasta julio de 2030, implica que la central sobrepasara los 40 aos de vida til.

Ecologistas en Accin y Greenpeace recuerdan que los problemas derivados del paso de los aos en las centrales nucleares son muchos, entre ellos el envejecimiento fsico de los sistemas, de las estructuras y de los componentes que van en paralelo al envejecimiento tecnolgico y conceptual, ya que los reactores existentes solo permiten una implementacin limitada de las nuevas tecnologas y los conceptos de seguridad .

Adems, las organizaciones ecologistas reclaman la restitucin de los reglamentos y los protocolos de seguridad, tales como el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR) y Reglamento sobre seguridad nuclear en las instalaciones nucleares, que han sido modificados en estos ltimos aos sin motivos de mejora para la seguridad, justo cuando el Consejo de Seguridad Nuclear debe abordar esta nueva autorizacin en la que se superar la vida de diseo de Vandellos II.

Notas

Relacin 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 refrigeracin del reactor. Para descartar que corresponda con una fuga en la barrera de presin. Este goteo est muy por debajo de los lmites establecidos en las Especificaciones Tcnicas 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 detect un goteo en el cierre de uno de los termopares de la vasija del reactor. Por este motivo, el titular inici la secuencia de acciones para retornar la planta a parada fra (modo 5) y solventar el goteo, as como para estudiar las causas.

3 de junio de 2018. Incendio de duracin 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 elctrico situado en una sala contigua a uno de los generadores disel. A las 10:10 se procedi a declarar el fin de la situacin emergencia. La instalacin, en el momento de la notificacin, se encontraba en su programa de parada por recarga.

7 de julio de 2018. El 02/07/18, durante un transitorio de presin tras el arranque de una de las bombas principales del sistema de refrigerante del reactor, se produjo la apertura de la vlvula de seguridad de aspiracin (Tren A) del sistema de extraccin de calor residual. Tras realizar las comprobaciones pertinentes en la vlvula afectada, se ha medido el punto de apertura de la misma y se ha detectado un valor de presin fuera del rango admisible, incumpliendo con ello las bases de diseo del sistema. La vlvula 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 diseo. En el momento de la notificacin, la central se encontraba en el proceso de calentamiento para su posterior arranque y conexin a la red.

24 de julio de 2018. Tras finalizar las actividades de la recarga 22, en proceso de subida de potencia nuclear para alcanzar las condiciones nominales de la operacin (modo 1), detect que la instrumentacin de flujo neutrnico rango de potencia extendido del tren B mostraba, en la sala de control y en panel de parada remota, una indicacin que no era acorde con los parmetros reales en ese momento, observndose una desviacin mayor de la permitida por las Especificaciones Tcnicas de Funcionamiento (ETF). Esta instrumentacin es de naturaleza pasiva, no teniendo ninguna accin automtica de control ni ninguna funcin en operacin normal. De acuerdo a las ETF se requiere operable a partir del modo 3 dentro de la instrumentacin de vigilancia post-accidente y el sistema de parada remota. Tras declarar inoperable dicha instrumentacin y haber realizado las comprobaciones adicionales para determinar las causas, el titular de la central nuclear ha llegado a la conclusin de que este fallo tiene su origen en la modificacin de diseo implantada durante la parada de recarga en las cabinas de instrumentacin 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 duracin de la inoperabilidad de dicha instrumentacin y el tiempo mximo permitido por las ETF para estar en dicha situacin y la previsin para reestablecer el canal al estado operable, el titular ha decidido llevar a cabo las acciones necesarias para la parada de la planta, en aplicacin de las ETF.

26 de septiembre de 2018. Incumplimiento de plazos de uno de los requisitos de vigilancia establecidos en las Especificaciones Tcnicas de Funcionamiento (ETF) relacionado con la calibracin de los canales del rango potencia. Este incumplimiento se identific durante la revisin de ejecucin de procedimientos para el cierre documental de la ltima recarga efectuada. Una vez detectado, el titular procedi dentro del tiempo establecido (24 horas desde la identificacin), 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 refrigeracin 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 funcin 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 Tcnicas 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 diseo. El 19 de diciembre ,tras identificar un pequeo aumento del caudal del agua de recogida en los sumideros del edificio de contencin, procedi 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 contencin permiti ubicarla, mediante visualizacin por cmara, 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 operacin, el titular decidi 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 inspeccin realizada en la zona situada bajo el generador B, el titular confirm que el origen de la fuga se encuentra en la lnea de drenaje del generador de vapor B, concretamente en la soldadura de la vlvula de aislamiento de la lnea de drenaje, lo que constituye una fuga en la barrera de presin. Ante esta situacin, el titular, en aplicacin de lo previsto en las Especificaciones Tcnicas de Funcionamiento, ha iniciado las acciones para llevar a planta parada fra (modo 5). A travs de la inspeccin residente, el CSN ha estado y est 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 actuacin del sistema de proteccin del reactor, como consecuencia de la parada de una de las tres bombas de refrigerante. El titular est estudiando las causas por las que la mencionada bomba se ha parado. Las dos bombas restantes de refrigerante continan funcionando adecuadamente.

6 de abril de 2019. Durante una inspeccin visual tras la parada no programada del pasado jueves, ha detectado restos de boro en los tapones de las vlvulas de drenaje de los generadores de vapor B y C as como en el suelo del primero de ellos. Durante la inspeccin, se ha localizado un ligero goteo en una soldadura aguas abajo de la vlvula de drenaje del generador de vapor B, que constituye fuga de la barrera de presin, y se ha llevado la planta desde la condicin de espera caliente (reactor parado pero en condiciones de presin y temperatura nominales, modo 3) a parada fra (modo 5). Se da la circunstancia de que en diciembre de 2018 el titular identific una fuga en la soldadura aguas arriba de la vlvula de drenaje del generador de vapor B. El titular est llevando a cabo las medidas necesarias para el anlisis de las causas y la puesta en marcha de medidas correctoras.

17 de abril de 2019. Se ha producido una parada automtica del reactor debido a la actuacin del sistema de proteccin por seal de bajo nivel de agua en el generador de vapor C. Dicha seal de bajo nivel se produjo debido al aislamiento del sistema de agua de alimentacin principal durante las maniobras de arranque de la primera turbo bomba de agua de alimentacin y calentamiento de la segunda. En el momento de transferir el modo de control de agua de alimentacin del generador de vapor A, desde baja potencia a alta potencia el Sistema de Control Digital del Reactor (SCDR) interpret, debido a una maniobra errnea de los operadores, una discrepancia entre el caudal real y el caudal del instrumento, lo que provoc una seal errnea de muy alto nivel en dicho generador de vapor y la consiguiente actuacin de la seal de aislamiento del agua de alimentacin principal y el disparo de la turbina. Al producirse el aislamiento del agua de alimentacin principal el nivel de agua de los generadores de vapor empez a descender, hasta que se alcanz en el generador de vapor C (que tena el valor ms bajo de los tres) el valor de actuacin de la seal de bajo nivel del sistema de proteccin, provocando la parada automtica del reactor. En estos momentos la planta se encuentra en modo de espera caliente, reactor parado con condiciones de presin y temperatura nominales (modo 3).

Alguna de la reglamentacin modificada

Fuente: http://www.ecologistasenaccion.org/?p=118984


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