19 de octubre de 2020-. En el 31 aniversario del accidente en la Central Nuclear de Vandellós I (en Tarragona), cuyas consecuencias sigue pagando la ciudadanía y que pudo ser toda una catástrofe, la organización medioambiental Greenpeace ha conocido a través de la asesoría jurídica de la asociación Sociedad Humana, que en la tercera declaración pericial en el proceso contra su central nuclear vecina, Vandellós II, realizada por el exdirector de seguridad nuclear del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), se deduce que Vandellós II estuvo funcionando con al menos dos fugas en la barrera de presión durante 17 días en 2018. Sin embargo, las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) indican que no puede haber ninguna fuga.
“El Consejo de Seguridad Nuclear hace las normas, las ejecuta y las evalúa, por lo tanto nunca nadie podrá exigirle verdaderas responsabilidades, ya que el mismo que elabora el examen, lo hace y lo corrige; es imposible que nunca suspenda”, ha declarado Raquel Montón, responsable de la campaña nuclear de Greenpeace.
En abril de 2018, la asociación Sociedad Humana interpuso una denuncia por los indicios de negligencia e imprudencia grave ante esta fuga de la barrera de presión sin que el operador llevara la central a parada, tal y como indica la normativa técnica, solicitando diligencias de instrucción a la Fiscalía que fueron admitidas a trámite, así como prueba pericial para acreditar la realidad de los hechos objeto de denuncia.
La central recibió la renovación de la autorización de explotación el pasado 23 de julio, con la que superará su vida de diseño (1), sin haber realizado ninguna evaluación de impacto ambiental de carácter transfronterizo, sin un proceso de participación pública y en mitad de un proceso jurídico derivado de la denuncia interpuesta por Sociedad Humana por negligencia e imprudencia grave.
Desde el mes de febrero del año 2018 la central nuclear de Vandellós II ha registrado una serie de incidentes (2) que han obligado a pararla en cinco ocasiones, sin considerar la parada por recarga que fue mucho más prolongada de lo habitual, y que ahora se repite.
El accidente de Vandellòs I
La noche del 19 de octubre de 1989 la planta atómica de Vandellós I sufrió un incendio provocado por un fallo mecánico en el generador que ocasionó varias explosiones. La planta, operada en aquel entonces por la compañía Hispano-Francesa de Energía Nuclear S.A. (Hifrensa), y que llevaba 17 años en funcionamiento tuvo que cesar su actividad y el 31 de julio de 1990 cerró definitivamente. En la actualidad está a cargo de la empresa pública Enresa y se encuentra en su nivel 3 de desmantelamiento del cajón del reactor. La última fase de clausura de la central será ejecutada en torno al año 2028.
“Tres décadas después del accidente, Vandellós I sigue necesitando financiación, gestión y seguridad. Esta es la realidad de la energía nuclear, con o sin accidentes, es muy cara e imprevisible”, ha apuntado Montón, quien ha recordado que “los beneficios de las centrales nucleares se los llevan las empresas, pero sus errores los paga la ciudadanía”.
El año pasado, con motivo del 30 aniversario, el CSN celebró una jornada sobre las lecciones aprendidas (3). En esta Julio Pérez Sánz, decano de la Escala Superior del Cuerpo Técnico del CSN, explicó que “Gracias a la intervención heroica de los trabajadores la situación se pudo recuperar” y que “Vandellós no atendió los avisos del Comité de Empresa (cinco años y cinco meses antes del incendio), y gastó varios años con técnicas dilatorias para no llevar a cabo las 5 modificaciones implantadas en la central de referencia, ni lo solicitado por el CSN”, y que “el CSN permitió dichas dilaciones y no tomó cartas en el asunto”.
Notas para el editor:
1 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.
2 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).
- 30 de mayo de 2019. El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) reclasifica como nivel 1 (anomalía) en la Escala INES el suceso que fue notificado el 6 de abril de 2019.
- 27 de agosto de 2019. Vandellós II vuelve a tener que parar el reactor debido a la pérdida de una línea eléctrica de 400 kV, motivada por las condiciones meteorológicas existentes en la zona de la central. El 30 de agosto de 2019. Durante las maniobras realizadas tras sincronizar la central a la red eléctrica, la temperatura media en los lazos del sistema de refrigerante del reactor alcanzó un valor inferior al establecido en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF), y tras normalizar los parámetros de la planta, en un plazo inferior a 15 minutos, el titular ha continuado con las maniobras del programa de subida de carga.
- 12 de junio de 2020. Notifican que el 6 de junio se detectó una disminución del valor de presión en el presionador, que durante un minuto y medio descendió por debajo del nivel mínimo establecido en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF). Este descenso se produjo durante las pruebas que se estabanrealizando con el fin de comprobar el estado de la válvula de alivio del presionador -que forma parte del sistema de control de presión del reactor-. El dispositivo de aislamiento de la mencionada válvula de alivio se había dejado cerrada tras detectarse un ligero incremento de temperatura en su descarga (que se efectúa a través de la válvula de alivio).
- 10 de agosto de 2020. El viernes 7 de agosto, identifican que algunos elementos tiene una resistencia al fuego inferior al valor requerido, debido al material utilizado.
- 2 de septiembre de 2020. Se realiza una parada no programada con el fin de llevar a cabo una intervención en una de las líneas del sistema de agua de refrigeración de las bobinas del estator del generador principal, para corregir una fuga detectada.
3 Jornada institucional en el CSN sobre las lecciones aprendidas tras el accidente en la central nuclear Vandellós. Julio Pérez: presentación y vídeo.
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