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S’obren diligències penals contra Vandellòs II

17-04-2019

(En castellano, AQUÍ

  • El Jutjat d’Instrucció número dos de Reus ha obert diligències penals contra la central nuclear de Vandellòs II arran de la denúncia interposada per Societat Humana
  • La declaració pericial confirma els arguments exposats en la denúncia
  • Greenpeace i Ecologistes en Acció reclamen la restitució dels reglaments i els protocols de seguretat nuclear que han estat modificats en aquests últims anys sense motius de millora per a la seguretat

Greenpeace i  Ecologistes en Acció reclamen la restitució dels reglaments i els protocols de seguretat nuclear davant la situació actual de la central nuclear de Vandellòs II, a Tarragona, que avui ha patit un nou incident i es troba en mode d’espera calent. És la segona vegada en deu dies que passa una cosa semblant, ja que el passat 6 d’abril el reactor va ser dut a parada freda per problemes en la barrera de pressió.

La central es troba actualment en tràmit de sol·licitar una ampliació de llicència amb la qual superaria la seva vida de disseny i enmig d’un procés jurídic derivat de la denúncia interposada per Societat Humana per negligència i imprudència greu. Les organitzacions ecologistes  han sabut avui que, precisament arran d’aquesta denúncia, el Jutjat d’Instrucció número 2 de Reus ha obert diligències penals contra la central nuclear de Vandellòs II.

Des del mes de febrer de l’any passat la central nuclear de Vandellòs II ha registrat una sèrie d’incidents (1) que l’han obligat a parar en quatre ocasions, sense considerar la parada per recàrrega que va ser molt més perllongada del que és habitual.

A l’abril de 2018, l’associació Societat Humana va interposar una denúncia pels  indicis de negligència i imprudència greu davant aquesta fuita de la barrera de pressió sense que l’operador portés la central a parada, tal com indica la normativa tècnica, sol·licitant diligències d’instrucció a la Fiscalia que van ser admeses a tràmit, així com a prova pericial per acreditar la realitat dels fets objecte de denúncia. Segons ha informat a Greenpeace i a Ecologistes en Acció l’assessoria jurídica de l’associació Societat Humana, la declaració pericial confirma els arguments exposats en la denúncia, com ara la manca de diligència necessària que es va mantenir al llarg dels 17 dies en què la planta va estar operant sense atendre al que estableix a les seves especificacions tècniques de funcionament així com la no exigència per part del regulador al titular d’una investigació immediata del que estava passant i la consegüent parada que s’havia d’haver produït a continuació.

La central nuclear Vandellòs II, situada a L`Hospitalet de l’Infant (Tarragona), va ser posada en marxa a l’agost de 1987 i la seva actual llicència caduca el 26 de juliol de 2020. El recent acord de les companyies operadores, Endesa (72% ) i Iberdrola (28%), per sol·licitar la renovació per un termini de 10 anys, fins a juliol de 2030, implica que la central sobre passaria els 40 anys de vida útil (2).

Greenpeace i Ecologistes en Acció recorden que els problemes derivats del pas dels anys en les centrals nuclears són molts, entre ells l’envelliment físic dels sistemes, de les estructures i dels components que van en paral·lel a l’envelliment tecnològic i conceptual, ja que els reactors existents només permeten una implementació limitada de les noves tecnologies i els conceptes de seguretat (3).  

A més, l’organització ecologista reclama la restitució dels reglaments i els protocols de seguretat, com ara el Reglament d’Instal·lacions Nuclears i Radioactives (RINR) i Reglament sobre seguretat nuclear a les instal·lacions nuclears, que han estat modificats (4) en aquests darrers anys sense motius de millora per a la seguretat, just quan el Consell de seguretat Nuclear ha d’abordar aquesta nova autorització en la qual es superarà la vida de disseny (5) de Vandellòs 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

 


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