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SOBRE EL ESTADO DE LAS
CENTRALES NUCLEARES
EN CATALUÑA
INFORME 2. MAYO 2013
ANÁLISIS DE LOS PROBLEMAS ACUMULADOS
EN EL PERIODO
OCTUBRE 2005 - DICIEMBRE 2012
Y DE LOS RIESGOS EXISTENTES
SUMARIO.
1. - PRESENTACIÓN
2. - ANÁLISIS GENERAL DE LOS DATOS.
2.1. - ANÁLISIS CONJUNTO DEL FUNCIONAMIENTO DE LAS NUCLEARES EN CATALUÑA
2.2. - REVISIÓN DE PROBLEMAS Y PRIMERAS CONSECUENCIAS.
3. - FUNCIONAMIENTO DE CADA REACTOR EN CATALUÑA.
3.1. - REACTOR NUCLEAR ASCO I.
3.2. - REACTOR NUCLEAR ASCO II.
3.3. - REACTOR NUCLEAR DE VANDELLÓS II.
4. - CRITERIOS PARA VALORAR EL SIGNIFICADO DE LOS DATOS.
5. - CONCLUSIONES DEL ANÁLISIS.
6. - REFERENCIAS.
2
1.- PRESENTACIÓN
En agosto de 2012, con el informe "SOBRE EL ESTADO DE LAS CENTRALES NUCLEARES EN
CATALUÑA. PRIMER SEMESTRE DEL AÑO 2012 ", presentábamos una primera visión de
conjunto sobre el estado de la energía nuclear.
Partiendo de las breves notas informativas (?) del Consejo de Seguridad Nuclear (en adelante
CSN), y del informe anual de este organismo en el Congreso y el Senado. El informe abordaba
una perspectiva temporal de los reactores Ascó I, Ascó II y Vandellós II, lo que permitía una
visión más ajustada de la realidad nuclear, y justificaba con datos la demanda de cierre de las
centrales.
Pero una vez conseguida esta perspectiva, se abrían una serie de interrogantes.
Una parte de los interrogantes provenían de la "forma" del documento. Si queríamos romper
aún más el muro de desinformación que crea el lenguaje aparentemente técnico y riguroso del
CSN, había que mejorar la presentación. Como describía la página 5 del Informe de 2012, la
combinación de fragmentación, confusión y ocultación de datos por parte del CSN impedía
saber qué pasaba realmente. Ello nos obligaba a buscar un sistema de presentación que fuera
más allá de un documento escrito, un sistema que permitiera captar y entender lo que
significaba el peligro nuclear de manera más intuitiva y directa.
Otra parte de los interrogantes se relacionaba con la evolución del seguimiento en el futuro, lo
que significaba vincular los contenidos de los sucesivos informes potenciando una visión global,
y procurando evitar un modelo repetitivo.
En este nuevo informe se ponen las bases para una información sistemática. Hemos recogido
los datos disponibles desde 2006 hasta 2012, los hemos ordenado y hemos dado un formato
nuevo. El documento se complementa con un despliegue gráfico en internet que ofrece
información adicional. Creemos que este recurso mejora el conocimiento, y la difusión, de los
peligros inmediatos que representa la energía nuclear en Cataluña, y más allá de Cataluña.
Al igual que el anterior, este es un informe divulgativo. Las personas que lo hemos redactado
consideramos las nucleares uno de los peligros más graves que amenazan la salud de las
personas y los ecosistemas. Para demostrar esta afirmación bastaría el recuerdo de Chernóbil,
Fukushima, y los miles de accidentes que han dispersado, y continúan dispersando, radiación
por el mundo, bastaría con repetir que los residuos radiactivos que producen las nucleares son
muy peligrosos y un material con el que no se sabe qué hacer; pero el silencio y la
manipulación que envuelve todo lo relacionado con el tema nuclear nos obliga a más, a poner al
alcance de la sociedad una información de proximidad rigurosa, sistemática, ordenada y con
criterio, y darle un tratamiento que permita que sea entendida por cualquier persona con un
nivel formativo básico.
Con lo que nos enfrentamos al problema del lenguaje. En el informe del 2012 1, se demostraba
que con las notas informativas y comunicados del CSN siempre se desconocerá el estado de los
reactores y de los mecanismos afectados.
Por eso deseamos que la combinación de lectura y visión gráfica de internet, ayude a
formarse un criterio propio sobre la Cataluña nuclear; y que la información anime a cada
persona a aportar lo que pueda para avanzar hacia el cierre de las centrales nucleares. Este es
el paso final ineludible, pero la difusión de información ya justifica el trabajo de redactarlo.
Cataluña, a 16 de mayo de 2013.
1
Ver SOBRE EL ESTADO DE LAS CENTRALS NUCLEARS EN CATALUÑA. PRIMER SEMESTRE DEL AÑO 2012, páginas 4 y
5, disponible en http://www.tanquemlesnuclears.org/nuccivil/nuccivilcat/nuclearescataluna082012.pdf
3
2.- ANÁLISIS GENERAL DE LOS DATOS.
Para tener una visión rigurosa del estado de cualquier mecanismo (desde un electrodoméstico a
un coche) hay que analizar su funcionamiento desde el comienzo. En el caso de las centrales
nucleares de Cataluña ello es difícil: su concepción y planificación se remonta a la última época
del régimen del general Franco, pero la concreción corresponde a los años de la llamada
transición: Ascó I fue autorizada a operar el 22 de julio de 1982; Ascó II, el 22 de abril de
1985, y Vandellós II, el 4 de diciembre de 1987. Resulta difícil, pues, hacer un seguimiento
histórico.
Además, en una primera etapa todos los reactores nucleares pasan por un periodo de paradas
frecuentes, hasta que los complejos mecanismos se ajustan. En algunos casos las centrales no
llegan a superar esta primera etapa y quedan definitivamente abandonadas, a pesar del gasto
económico descomunal que supone su construcción2. Desgraciadamente, esto no ocurrió con
Ascó y Vandellós.
Para iniciar este apartado, un recuerdo: en Cataluña funcionó un cuarto reactor nuclear,
Vandellós I, que comenzó en 1972 y se tuvo que cerrar tras el accidente del 19 de octubre de
1989. El sarcófago con los escombros radiactivos continúa, y continuará por tiempo indefinido,
en la costa de Tarragona, como testigo mudo de lo que el futuro nos reserva, en el mejor de los
casos. A la hora de valorar los datos del estado de los reactores que aún funcionan no está de
más recordar lo cerca que se estuvo de la catástrofe.
2.1.- ANÁLISIS CONJUNTO DEL FUNCIONAMIENTO DE LAS NUCLEARES EN CATALUÑA.
En el período que va desde el 30 de septiembre de 2005 hasta el 31 de diciembre de 2012, los
datos existentes al CSN contabilizan un total de 217 incidencias de funcionamiento (que a
partir de ahora serán calificadas con la denominación más exacta de problemas de
funcionamiento) de Ascó I, Ascó II y Vandellós II. En este documento se han suprimido
aquellos problemas que no tenían relación directa con el funcionamiento de los reactores (por
ejemplo: las bajadas de potencia debidas a la acumulación de algas en el canal de agua del
río), con lo que nos centraremos en los 18 problemas considerados comunes a los dos reactores
de Ascó, los 54 problemas específicos de Ascó I, los 69 específicos de Ascó II, y los 62 más de
Vandellós II. Un total de 203 problemas. El CUADRO 1 y el GRÁFICO 1 muestran el detalle
por año.
La información del CSN se clasificó en tres grupos: según el lugar donde se producía el
problema, según el mecanismo o proceso afectado, y según la causa que se
determinaba. Esto permitió una aproximación al estado de cada una de las partes de los tres
reactores, mostrando datos del proceso de degradación y de sus causas. El CUADRO 3 explica
el significado de las denominaciones de cada uno de los apartados del informe.
Es importante recordar que las limitaciones de esta clasificación, y del posterior análisis, se
originan en las carencias informativas del propio CSN, en su sistema de notas estereotipadas,
en la fragmentación de la información que ofrece, y en la deliberada utilización de un lenguaje
opaco, que parece más pensado para desanimar a quien quiera informarse que para informar.
Consideremos, por ejemplo, la caracterización de problemas reflejada en el CUADRO 1.
Los datos recogidos en el CUADRO1 varían en función de si las llamadas "incidencias comunes"
(problemas comunes) de Ascó I y II se contabilizan por separado en cada reactor. Sumándolos,
la cifra de problemas llega a 221, en vez de los 203 que surgen de los datos del CSN en bruto:
Ascó I tendría, entonces, 72 problemas de funcionamiento, Ascó II habría tenido 87, y se
añadirían los 62 de Vandellós II. Este resultado, más ajustado a la realidad, se refleja en el
CUADRO 2.
2
El caso más extraordinario es el del reactor nuclear “reproductor” SuperFènix, en Francia, abandonado por averias i
problemes a los pocos meses de iniciar el funcionamiento, después de un gasto de varis miles de millones de dólares en
construirlo. Ver http://en.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix
4
Podríamos haber generalizado este enfoque, pero, aunque sea más riguroso, seguirlo nos
obligaba a situarnos al margen de la información del CSN, abriendo una posible vía de
controversia. Por lo tanto, y para mantener la referencia a los datos, hemos optado por abordar
el análisis general con la información oficial del CSN, y desarrollar el análisis de Ascó I y Ascó II
agregando los datos de los problemas comunes a los propias de cada reactor.
CUADRO 1: PROBLEMAS NUCLEARES EN CATALUÑA POR AÑO Y CENTRAL SEGÚN DATOS DEL CSN
REACTOR
2005
2006
COMUNES DE ASCÓ I i
0
3
II
ASCÓ I
0
4
ASCÓ II
1
7
VANDELLÓS II
2
12
TOTAL
3
26
Font: datos del CSN. Elaboración propia.
2007
2008
2009
2010
2011
2012
TOTAL
1
1
2
12
16
13
42
11
14
6
32
9
9
8
28
3
3
5
18
4
10
6
23
10
7
7
27
4
5
8
22
54
69
62
203
CUADRO 2: PROBLEMAS NUCLEARES EN CATALUÑA (9/2005 - 31/12/2012) POR AÑO Y REACTOR
REACTOR
ASCÓ I
2005
0
2006
7
2007
13
2008
12
2009
11
2010
7
2011
13
2012
9
TOTAL
72
ASCÓ II
1
10
17
15
11
13
10
10
87
VANDELLÓS II
2
12
13
6
8
6
7
8
62
TOTAL
3
29
43
Font: datos del CSN. Elaboración propia.
33
30
26
30
27
221
GRÁFICO 1. REPRESENTACIÓN DE LOS PROBLEMAS POR AÑO Y CENTRAL SEGÚN LA DISTRIBUCIÓN DEL
CSN.
Font: datos del CSN. Elaboración propia.
El CUADRO 3 detalla la distribución de datos del análisis en lugares, mecanismos y causas,
y los criterios que se han seguido para cuantificarlas.
5
CUADRO 3: CONTENIDO DEL ANÁLISIS SEGÚN LUGAR, MECANISMO Y CAUSA LOS
PROBLEMAS
Según el LUGAR o UBICACIÓN del problema, y teniendo en cuenta que un problema puede
afectar a más de un edificio, la distribución tiene 9 categorías:
- La denominación Edificio auxiliar indica que el problema se produce en el edificio auxiliar de
la central. Se trata de un edificio importante, donde se ubican los mecanismos de evacuación
de calor (que son claves para la seguridad del reactor), y la alimentación de las barras de
control (los mecanismos que pueden detener o iniciar la reacción nuclear).
- La denominación Edificio de combustible indica que el problema se da en el lugar donde se
guarda el combustible radiactivo, tanto el que no se ha colocado todavía como el que se ha
gastado, con los mecanismos para manejarlo.
- La denominación Edificio de contención significa que los problemas se dan en el núcleo de
la central, allí están el reactor nuclear, los generadores, el presionador y las unidades de
refrigeración.
- Edificio de control es el edificio donde se mantiene el control de la central nuclear. Dentro
del edificio de control destaca la Sala de control, los problemas que afectan a esta parte de la
instalación son bastante importantes para que se hayan consignados bajo su propia
denominación.
- El Edificio diésel es el lugar en donde están los generadores diésel de emergencia y los
equipos filtrado y lubricación.
- El Edificio penetración turbina es la sección que actúa de transición entre la parte más
radiactiva de la central y el edificio donde están las turbinas que generan la electricidad.
- Y el Edificio de salvaguarda, es una instalación, ligeramente separada de los edificios
principales, donde están los sistemas "redundantes", aquellos pensados para funcionar si los
sistemas principales fallan: sistemas de inyección de agua con boro al reactor, o sistemas de
refrigeración de emergencia.
- Finalmente, hemos creado la denominación Sin determinar lugar concreto, como
indicación de que en la información dada por el CSN no se menciona el lugar en donde se ha
dado el problema.
Aquí se puede ver la distribución de edificios de Ascó.
Aquí se puede ver la distribución de Vandellós II
Según el MECANISMO o PROCESO afectado, se consideran 17 tipos. También hay que
considerar que un problema puede afectar a más de un mecanismo.
- Alternador: mecanismo que transforma el funcionamiento de las turbinas en energía
eléctrica.
- Barras alimentación: sistemas de suministro eléctrico.
- Bombas: existen en varias partes de la central. Cuando tienen problemas, se informa de su
ubicación si se dan datos.
- Conductos eléctricos: en muchas informaciones del CSN aparecen como "trenes de cables",
conductos donde se instala el cableado.
- Circuito primario: circuito cerrado de agua que pasa a través del núcleo del reactor.
- Detector de gases tóxicos: mecanismo para detectar gases, instalado en varias partes de
la central.
- Detectores de radiación: mecanismos para detectar varios tipos de partículas emitidas por
desintegraciones nucleares.
- Equipo de seguridad: puede referirse a varios mecanismos, pero habitualmente se refiere a
mecanismos de inyección de agua en circuitos al presionador.
- Estructura edificio: hace referencia a problemas denominados así (sin más aclaraciones) en
la información del CSN.
- Generador diésel: para suministrar electricidad a los sistemas de la central en caso de
pérdida de suministro eléctrico exterior.
- Generadores de vapor: el mecanismo que traspasa el cloro del agua del circuito primario, a
otro circuito en que el agua se transforma en vapor, para hacer funcionar las turbinas.
6
(Continuación CUADRO 3)
- Ordenador: denominación genérica que incluye procesos informáticos de seguimiento de
mecanismos, como el control de las barras, o medidas, como los límites de temperatura, etc.
- Presionador: se trata de una pieza esencial encargada de mantener el agua del circuito
primario (altamente radiactiva) en estado líquido a pesar de las altas temperaturas del núcleo.
- Sistemas de refrigeración: varios tipos de mecanismos encargados de mantener la
temperatura dentro unos niveles que se pueden controlar.
- Sellado: se refiere a los materiales con los que se impide la comunicación entre varias
secciones al margen de los elementos que las atraviesan (por ejemplo, cables).
- Sin identificar mecanismo: problemas en que se informa sin indicar qué mecanismo
concreto resulta afectado.
- Válvulas: una central PWR tiene instaladas unas 10.000 válvulas de todo tipo que controlan
muchos mecanismos. Se calcula que un 15% de ellas están relacionadas con la seguridad, el
resto son los mecanismos de funcionamiento o de servicios auxiliares.
Según la CAUSA del problema se contemplan 10 variables. Lógicamente hay problemas que
pueden tener más de una causa.
- Alarma real de radiación: indica la presencia de elementos radiactivos sin control en un
lugar determinado.
- Parada no programada: parada de la central por problemas de cualquier tipo.
- Deficiencias en métodos de diseño: denominación que el CSN da a problemas de diverso
tipo sin aclarar su alcance ni significado.
- Deficiencias de montaje: denominación de problemas relacionados generalmente con el
funcionamiento de válvulas.
- Error en actuación: intervención incorrecta por parte de una persona que afecta a un
mecanismo ante una situación.
- Fallo en mecanismo: avería de un mecanismo ante una situación.
- Falso arranque: problema causado por arranque automático de mecanismos sin causa
justificada.
- Falsa señal de alarma: problema causado por alarma que se dispara sin causa justificada.
- Incendio: fuego, habitualmente de origen eléctrico.
- Incumplimiento ETF: problema provocado por un incumplimiento de las Especificaciones
Técnicas de Funcionamiento por parte de la dirección de la central.
Fuente del cuadro: clasificación de datos a partir de diversas informaciones de CSN y Foro Nuclear. Elaboración propia.
2.2.- REVISIÓN DE PROBLEMAS Y PRIMERAS CONSECUENCIAS.
En el CUADRO 4 se encuentra la síntesis de la cuantificación y clasificación de los problemas.
La clasificación por fecha se detallaba en los cuadros 1 y 2; el CUADRO 4 presenta los
problemas siguiendo un orden alfabético de ubicaciones, mecanismos y causas. Conviene fijarse
en las cifras más elevadas y determinar el alcance en mecanismos, causas o ubicaciones; ello
llevaría a unas primeras conclusiones, pero hemos hecho un análisis de cada grupo para poder
afinar las mismas.
En la presentación en la web se puede ver la distribución temporal de los problemas para
cada uno de los reactores.
7
CUADRO 4. PROBLEMAS NUCLEARES EN CATALUÑA (9/2005 - 31/12/2012) SEGÚN UBICACIÓN,
MECANISMO AFECTADO Y CAUSAS
UBICACIÓN
ASCÓ I y II
ASCÓ I
ASCÓ II
VANDELLÓS II
Edificio auxiliar
1
3
2
2
8
Edificio de combustible
2
13
5
3
23
Edificio de contención
5
13
17
15
50
Edificio de control
1
2
4
5
12
Edificio diésel
3
2
5
3
13
Edificio penetración turbina
0
0
0
2
2
Edificio salvaguarda
0
1
2
0
3
Específicamente en la Sala de control
2
13
25
9
49
45
Sin determinar lugar concreto
TOTAL
6
7
11
21
20
54
71
60
Alternador
0
1
0
0
1
Barres alimentación
0
1
0
0
1
Bombas
Circuito primario
0
0
1
2
3
5
3
1
7
8
Conductos eléctricos
2
2
1
3
8
Detector de gases tóxicos
1
3
17
7
28
Detectores de radiación
1
25
16
8
50
Equipo de seguridad
1
1
0
3
5
Estructura edificio
1
2
2
0
5
Generador diésel
2
2
5
3
12
Generadores de vapor
0
0
2
3
5
Ordenador
0
2
0
0
2
Presionador
1
0
1
0
2
Sellado
0
1
1
8
10
Sin identificar mecanismo
4
4
9
9
26
Sistemas de refrigeración
0
2
3
3
8
27
TOTAL
MECANISMO O PROCESO
Válvulas
5
4
7
11
18
53
72
62
Alarma real de radiación
0
11
3
1
15
Aturada no programada
0
1
3
6
10
Deficiencias en métodos de diseño
1
1
1
5
8
Deficiencias de montaje
0
1
1
0
2
Error en actuación
3
6
7
13
29
Fallida en mecanismo
4
11
17
12
44
Falso arranque
Falsa señal de alerta
Incendio
2
2
9
11
4
32
5
12
20
57
0
1
0
0
1
18
TOTAL
CAUSA
Incumplimiento ETF
TOTAL
Font: datos del CSN. Elaboración propia
7
2
1
8
19
54
69
62
Respecto a las ubicaciones, el CUADRO 5 y el GRÁFICO 2 las ordena por frecuencia, según
el porcentaje global, y apunta también las frecuencias de ubicación a cada reactor.
8
CUADRO 5: DETALLE DE LOS PROBLEMAS NUCLEARES EN CATALUÑA (9/2005 - 31/12/2012) SEGÚN
UBICACIÓN GENERAL Y PARA CADA REACTOR CONCRETO.
UBICACIÓN
Edificio de contención
ASCÓ I
y II
%
ASCÓ
I
%
ASCÓ
II
%
VANDELLÓS
II
%
TOTAL
%TOTAL
5
25,0
13 24,1
17
23,9
15
25,0
50
24,4
Sala de control
Sin determinar lugar concreto
Edificio de combustible
2
10,0
13 24,1
25
35,2
9
15,0
49
23,9
6
30,0
7 13,0
11
15,5
21
35,0
45
22,0
2
10,0
13 24,1
5
7,0
3
5,0
23
11,2
Edificio diésel
3
15,0
2
3,7
5
7,0
3
5,0
13
6,3
Edificio de control
1
5,0
2
3,7
4
5,6
5
8,3
12
5,9
Edificio auxiliar
Edificio salvaguarda
Edificio penetración
turbina
1
5,0
3
5,6
2
2,8
2
3,3
8
3,9
0
0,0
1
1,9
2
2,8
0
0,0
3
1,5
0
0
0
0,0
0
0,0
2
3,3
2
1,0
TOTAL
20
54
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia
71
60
205
GRÁFICO 2. REPRESENTACIÓN DE LOS PROBLEMAS POR UBICACIÓN
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia
Durante los más de siete años de cobertura del análisis, el CSN informa de 205 problemas en
distintas ubicaciones de los tres reactores nucleares de Cataluña. Destaca, en primer lugar, el
elevado número (45 problemas, un 22% del total) que el CSN presenta, sin referirse a
una ubicación concreta.
Esto podría significar que, o bien el problema afecta a varias partes del reactor, o bien que
afecta al conjunto, pero tanto en un caso como en otro creemos que la información debería
constar.
Lo peor sería que esta carencia de datos de ubicación fuera el resultado de un desinterés en
facilitar información. Entonces estaríamos ante un asunto muy grave por dos motivos: primero,
9
porque si la falta de concreción proviene del propio CSN, contradice el principio de
rigor en la información que debería ser la razón de ser de cualquier organismo
regulador; pero si, como segunda hipótesis, resulta que son los propietarios del reactor
los que no facilitan la información, se trata de una falta de respeto a la sociedad que
no debería ser tolerada por el organismo regulador, ya que afecta a una de las funciones
básicas del CSN.
En segundo lugar, llama la atención que la zona más afectada por los problemas sea la
más sensible e importante del reactor: el edificio de control, con un 29,8% del total si se
suman los de la Sala de Control y el conjunto del edificio. Esta característica se mantiene
constante para los tres reactores.
En tercer lugar, es importante que la siguiente estructura más afectada por problemas
sea el edificio de contención, es decir, el núcleo más importante de las centrales, donde se
encuentran el reactor nuclear, los generadores, el presionador y las unidades de refrigeración.
También esta característica se mantiene constante para los tres reactores.
Finalmente, la tercera zona más afectada por problemas es el edificio de combustible,
aunque en una magnitud inferior a las dos anteriores. Se trata del lugar donde se guarda el
combustible radiactivo, y una fuente potencial de contaminación grave, como puso de
manifiesto la fuga de partículas radiactivas de Ascó I durante finales de 2007 e inicios de 2008,
y todo el conjunto de negligencias y manipulaciones que la acompañaron.
La primera conclusión que podemos obtener del análisis de ubicaciones es que las estructuras
que podemos considerar más degradadas por acumulación de los problemas de
funcionamiento son justamente las más complejas, delicadas y peligrosas de las
centrales: el edificio de control, la edificio de contención y del edificio de combustible,
lo que significa que continuar entregando permisos de funcionamiento regularmente, como si
los reactores estuvieran en buenas condiciones es una irresponsabilidad que nos puede costar
muy cara en cualquier momento.
Visto esto, un elemental principio de precaución aconsejaría cerrar las nucleares con urgencia,
pero, en estos momentos, la central nuclear de Ascó tiene permiso para funcionar hasta el 28
de julio de 2021, y Vandellós II hasta el 22 de junio de 2020.
Los mecanismos o procesos afectados por un determinado problema son también parte
importante para determinar el estado de los reactores. El CUADRO 6 ordena los tipos por
frecuencia.
Como en el caso anterior, resulta chocante que un 12,7% de los problemas no tengan un
mecanismo concreto con el que se puedan relacionar. Si esta situación ya era anormal
referida a las ubicaciones, en el caso de los mecanismos resulta surrealista; y es un ejemplo de
los motivos para mantener a la sociedad en la mayor ignorancia.
En el CUADRO 6 y el GRÁFICO 3 destacan el porcentaje de problemas que se dan en
detectores de radiación o de gases tóxicos (78, un 38% en conjunto). Este problema,
vinculado a las falsas señales que se analizarán en el siguiente bloque, es preocupante en un
doble sentido: por lo que supone de mal funcionamiento por defecto (lo que serían lecturas
erróneas o detectores que fallan) y por exceso (falsas lecturas de alerta en situaciones en que
no hay peligro). Ambos casos implican falsa percepción de la seguridad.
El tercer bloque de problemas, los relacionados con las válvulas, merece una reflexión propia.
El hecho de que sólo se hayan constatado 27 problemas en un periodo superior a 7 años, puede
parecer un dato tranquilizador, teniendo en cuenta los miles de válvulas de un reactor nuclear,
pero hay que considerar que la importancia de una válvula está en relación directa con el lugar
donde funciona, por lo que será en el contraste con las ubicaciones, en el detalle de
problemas, y en el despliegue gráfico de cada reactor donde se podrá tener una idea
de la importancia de cada problema concreto que afecta a las válvulas. Lógicamente,
10
las válvulas relacionadas con el edificio de contención o el edificio de control tienen más
importancia por los mecanismos a los que afectan.
CUADRO 6. DETALLE DE LOS PROBLEMAS NUCLEARES EN CATALUÑA (9/2005 - 31/12/2012) SEGÚN
MECANISMO AFECTADO.
MECANISMO O
PROCESO
Detectores de radiación
Detector de gases
tóxicos
Válvulas
Sin identificar mecanismo
ASCÓ
I i II
%
ASCÓ
I
%
ASCÓ
II
%
VANDELLÓS
II
1
5,6
25
47,2
16
22,2
8
12,9
50
24,4
1
5
5,6
27,8
3
4
5,7
7,5
17
7
23,6
9,7
7
11
11,3
17,7
28
27
13,7
13,2
% TOTAL %TOTAL
4
22,2
4
7,5
9
12,5
9
14,5
26
12,7
Generador diésel
2
11,1
2
3,8
5
6,9
3
4,8
12
5,9
Sellado
0
0,0
1
1,9
1
1,4
8
12,9
10
4,9
Circuito primario
0
0,0
2
3,8
5
6,9
1
1,6
8
3,9
Conductos eléctricos
Sistemas de refrigeración
2
11,1
2
3,8
1
1,4
3
4,8
8
3,9
0
0,0
2
3,8
3
4,2
3
4,8
8
3,9
Bombas
0
0,0
1
1,9
3
4,2
3
4,8
7
3,4
Equipo de seguridad
1
5,6
1
1,9
0
0,0
3
4,8
5
2,4
Estructura edificio
Generadores de vapor
1
5,6
2
3,8
2
2,8
0
0,0
5
2,4
0
0,0
0
0,0
2
2,8
3
4,8
5
2,4
Ordenador
0
0,0
2
3,8
0
0,0
0
0,0
2
1,0
Presionador
1
5,6
0
0,0
1
1,4
0
0,0
2
1,0
Alternador
0
0,0
1
1,9
0
0,0
0
0,0
1
0,5
Barres alimentación
0
0,0
1
1,9
0
0,0
0
0,0
1
0,5
TOTAL
18
53
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia
72
62
205
GRÁFICO 3. REPRESENTACIÓN DE LOS PROBLEMAS POR MECANISMO AFECTADO
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia
11
Hay un grupo de mecanismos en los que la frecuencia de problemas tiene un valor que supera
los datos cuantitativos. Son los que afectan al circuito primario, a los sistemas de
refrigeración, los generadores de vapor, y el presionador; elementos, todos ellos,
situados en el edificio de contención. Aunque estos problemas representan un porcentaje
reducido (un 11,2% del total), afectan a componentes muy complejos y de difícil
sustitución, que funcionan en condiciones límites de presión y temperatura y que,
como en el caso de los sistemas de refrigeración, son vitales para la seguridad.
Si el análisis de las ubicaciones de los problemas nos permitía una aproximación al estado de
cada central, y el análisis de los mecanismos o sistemas afectados nos daba una idea concreta
de su situación tecnológica, el análisis de las causas de los problemas (CUADRO 7 y
GRÁFICO 4) nos permite hacernos una idea más exacta de los fallos, y tener una
visión general de la cultura de seguridad existente, ya que se pueden agrupar las causas
en tres bloques.
CUADRO 7. DETALLE DE LOS PROBLEMAS NUCLEARES EN CATALUÑA (9/2005 - 31/12/2012) SEGÚN LAS
CAUSAS
CAUSA
Falsa señal de
alerta
Fallo en mecanismo
ASCÓ
I i II
%
ASCÓ
I
%
ASCÓ
II
%
VANDELLÓS
II
2
10,5
11
20,4
32
46,4
12 19,4
57
27,9
%
TOTAL %TOTAL
4
21,1
11
20,4
17
24,6
12 19,4
44
21,6
Error en actuación
3
15,8
6
11,1
7
10,1
13 21,0
29
14,2
Falso arranque
Incumplimiento
ETF
Alarma real de radiación
Parada no programada
2
10,5
9
16,7
4
5,8
5
8,1
20
9,8
7
36,8
2
3,7
1
1,4
8 12,9
18
8,8
0
0,0
11
20,4
3
4,3
1
1,6
15
7,4
0
0,0
1
1,9
3
4,3
6
9,7
10
4,9
1
5,3
1
1,9
1
1,4
5
8,1
8
3,9
0
0,0
1
1,9
1
1,4
0
0,0
2
1,0
0
0,0
1
1,9
0
0,0
0
0,0
1
0,5
Deficiencias en
métodos de diseño
Deficiencias de
montaje
Incendio
TOTAL
19
54
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia
69
62
204
El primer grupo corresponde a lo que se podrían considerar los 77 problemas causados por
activaciones "falsas", un 37,7% del total si consideramos conjuntamente las falsas
alarmas y los falsos arranques. La primera causa tiene una clara correspondencia con los
mecanismos de detección que aparecían en el CUADRO 6, y que se disparaban sin motivo,
pero en conjunto tienen que ver con los automatismos necesarios en la puesta en marcha de
mecanismos.
Si complementamos este dato con las veces que un mecanismo debe funcionar y no
funciona (44 problemas, un 21,6% de conjunto), llegamos a un impresionante 59,3%
del total de problemas (121 de los consignados) causados por mecanismos que, o
bien no funcionan cuando deberían, o bien funcionan cuando no tocaba; como el
objetivo de este trabajo es dar una visión en perspectiva del estado de degradación de los
reactores nucleares, habrá que llegar a la conclusión de que se trata de un nivel de fallos muy
elevado, especialmente si lo contrastamos con los datos del CUADRO 5.
El segundo grupo corresponde a las causas que se podría considerar "estructurales".
12
Es sorprendente encontrar que un 4,9% de la causa de los problemas se adjudica a
deficiencias de montaje o de diseño, y más en centrales que llevan funcionando más de 25
años, y en las que se supone que ha habido tiempo de encontrar y solucionar estos aspectos. Si
a esto añadimos que la causa de un 8,8% de los problemas es el incumplimiento de
las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF), un aspecto que cualquier
persona consideraría elemental en unos mecanismos de la peligrosidad de los
reactores nucleares, la sensación que queda es que la cultura de la seguridad tiene
importantes carencias, bien sea por falta de voluntad de abordar problemas estructurales, bien
sea por dejadez en el funcionamiento cotidiano.
GRÁFICO 4 REPRESENTACIÓN DE LOS PROBLEMAS POR CAUSA
Fuente: datos del CSN. elaboración propia
El tercer grupo de causas, más heterogéneo, incluye aspectos de tanta importancia como las
alarmas reales de fuga radiactiva, especialmente en Ascó I por el episodio ya mencionado
de las partículas, los errores, mayoritariamente humanos, curiosamente importantes en el caso
de Vandellós II y, sobre todo, la máxima expresión del fallo nuclear: las paradas no
programadas, aquello que un reactor nuclear, del que se hace propaganda diciendo que está
diseñado para funcionar ininterrumpidamente durante todo el año, no le debería pasar casi
nunca , pero que le ha pasado 1 vez a Ascó I, 3 veces en Ascó II, y 6 veces en Vandellós II, en
el período analizado.
La aproximación en detalle del estado de cada central, que se hace en forma de listado, y de
manera gráfica, a través de las proyecciones en la página web referidas a cada reactor, permite
hacerse una idea del estado exacto de cada reactor nuclear y cruzar los datos de los tres
cuadros para tener una visión de conjunto.
13
3. - FUNCIONAMIENTO DE CADA REACTOR DE CATALUÑA
Como ya hemos comentado, para realizar este apartado se han añadido los datos de los
problemas comunes de los reactores de Ascó al detalle de los problemas de los reactores Ascó I
y II, con lo que se da una visión más rigurosa del estado en que encuentran.
3.1. - REACTOR NUCLEAR ASCO I
Para valorar los 72 problemas de Ascó I, se ha hecho una selección de las fechas relacionadas
con la fuga radiactiva de noviembre 2007 a abril 2008, ya que si consideráramos el cúmulo de
irregularidades, negligencias, vulneración de las normativas e incumplimientos que se dieron en
ese período, el número de problemas habría aumentado en varias decenas, por lo tanto hemos
optado por limitarnos a las siete referencias consignadas en el informe oficial del CSN sobre la
fuga. Los datos ahorran cualquier comentario.
El CUADRO 8 agrupa los datos de Ascó I según las ubicaciones de los problemas.
El total de problemas de la sala y el edificio de control es de 18 que, sumados a los 18 del
edificio de contención, indican que casi la mitad de los problemas del reactor se han
dado en las partes más delicadas de la central. Si, además, consideramos los 13
problemas de los que no se determina la ubicación, hay 6 que pueden estar relacionados con el
reactor, y 1 que puede estar relacionado con los mecanismos de control, tenemos que las dos
estructuras principales de la central llegan a acumular casi el 60% de los problemas.
Este dato demuestra que Ascó I es un reactor gravemente degradado.
Mención especial merecen los 15 problemas del edificio de combustible, 6 de ellos relacionados
con la fuga radiactiva ya mencionada. Además, uno de los problemas clasificados como "sin
ubicación concreta" se puede considerar, según la referencia informativa del 25 de marzo de
2008, como un intento de ocultar la existencia de la ya mencionada fuga radiactiva, que fue un
problema continuado durante 128 días, y que se alargó más allá de su notificación y
reconocimiento oficial, el 4 de abril de 2008.
CUADRO 8. PROBLEMAS DE ASCÓ I POR UBICACIÓN.
UBICACIÓN
PROBLEMAS
%
Edificio de contención
18
24,3
Sala de control
15
20,3
Edificio de combustible
15
20,3
Sin determinar lugar concreto
13
17,6
Edificio diésel
5
6,8
Edificio auxiliar
4
5,4
Edificio de control
3
4,1
Edificio salvaguarda
1
1,4
Edificio penetración turbina
0
0,0
TOTAL
74 100,0
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia. La diferencia de 2 problemas en relación con la información del CUADRO 2
es porque la información del CSN relativa al problema del 5 de junio de 2008 se consigna como que afecta a tres
edificios.
Los datos del CUADRO 9 muestran los mecanismos que originan los problemas o son afectados
por ellos. Los más repetidos son los detectores de radiación, que detectan problemas de
radiación alta en 11 ocasiones, y que en otras 13 tienen errores o fallos. Del detalle de los
informes hay que destacar que, de los 9 problemas causados por válvulas, en 4 casos no se
indica el lugar, y en otros 4 afectan a válvulas del edificio de contención.
14
CUADRO 9. PROBLEMAS DE ASCÓ I POR MECANISMO O PROCESO AFECTADO.
MECANISMO O PROCESO
PROBLEMAS
%
26
36,6
Válvulas
9
12,7
Sin identificar mecanismo
8
11,3
Detector de gases tóxicos
4
5,6
Generador diésel
4
5,6
Conductos eléctricos
4
5,6
Estructura edificio
3
4,2
Circuito primario
2
2,8
Sistemas de refrigeración
2
2,8
Equipo de seguridad
2
2,8
Ordenador
2
2,8
Sellado
1
1,4
Bombas
1
1,4
Presionador
1
1,4
Alternador
1
1,4
Barres alimentación
1
1,4
Generadores de vapor
0
0,0
71
100,0
Detectores de radiación
TOTAL
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia.
Finalmente, el CUADRO 10 nos muestra las causas más frecuentes de los problemas.
Las 39 causas más frecuentes (contando con fallos, falsas señales de alerta y falsos
arranques), causas que representan más del 53% del total, se pueden considerar globalmente
como averías. Otro caso bien distinto es el de las 11 alarmas reales de radiación, que
indican que el funcionamiento correcto del mecanismo ha detectado un peligro sobre el que
habría información más detallada, información que, por supuesto, no se da.
CUADRO 10. PROBLEMAS DE ASCÓ I POR CAUSA.
PROBLEMAS
%
Fallo en mecanismo
CAUSA
15
20,5
Falsa señal de alerta
13
17,8
Falso arranque
11
15,1
Alarma real de radiación
11
15,1
Error en actuación
9
12,3
Incumplimiento ETF
9
12,3
Deficiencias en métodos de diseño
2
2,7
Aturada no programada
1
1,4
Deficiencias de montaje
1
1,4
Incendio
1
1,4
TOTAL
73
100,0
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia. La diferencia de 1 problema en relación con la información del CUADRO 8 es
debida a que la información del CSN sobre el problema del 5 de junio de 2008 señala dos causas sin hacer distinciones.
Los 9 errores que aparecen en el CUADRO 11, considerados como errores humanos, son
parte inevitable del funcionamiento de cualquier mecanismo complejo. Es la insistencia
exagerada de la industria nuclear en los elevados parámetros de seguridad la que los hace
objeto de atención. Pero lo que más llama la atención son los 9 incumplimientos de las
15
Especificaciones Técnicas de Funcionamiento ya que, conjuntamente con las 2 causas
calificadas por el CSN como deficiencias de métodos de diseño o la que aparece calificada
como deficiencia de montaje, muestran una realidad sorprendente ya que contradicen el
discurso del rigor y la seguridad extremas de la industria nuclear, son responsabilidad directa
de la dirección y de la compañía propietaria del reactor, y deberían ser objeto automático e
inmediato de sanción. Algo que no parece ser el caso.
La relación cronológica de los problemas comunes de ASCÓ I y II, así como su
distribución por las diferentes instalaciones, se puede consultar en este enlace.
También la relación cronológica de los problemas específicos de ASCÓ I, y su
distribución por el reactor, se puede ver en este otro en lace.
3.2.- REACTOR NUCLEAR ASCÓ II
A la hora de valorar los problemas de Ascó II hay que hacer notar que el este reactor supera en
15 la cantidad de problemas de Ascó I, aunque la fuga radiactiva del reactor I generó mucho
ruido informativo, es un hecho que Ascó II también tiene graves problemas.
El CUADRO 11 indica las ubicaciones de 91 problemas. Es importante remarcar que el 59,4%
de los mismos afectan a los dos edificios claves: el edificio de control y el edificio de
contención. También que en el edificio de contención aparecen referencias tan preocupantes
como la mención a un "incremento de una fuga radiactiva no identificada en el circuito
primario" (el 30 de mayo de 2006), que hay 7 problemas relacionados con válvulas de esta
estructura, y 3 más relacionados con una parte clave como es el presionador. En el edificio de
control, 29 de los 32 problemas son causados por falsas alarmas de los detectores de radiación
o de gases.
CUADRO 11. PROBLEMAS DE ASCO II POR UBICACIÓN.
UBICACIÓN
PROBLEMAS
%
Sala de control
27
29,7
Edificio de contención
22
24,2
Sin determinar lugar concreto
17
18,7
Edificio diésel
8
8,8
Edificio de combustible
7
7,7
Edificio de control
5
5,5
Edificio auxiliar
3
3,3
Edificio salvaguarda
2
2,2
Edificio penetración turbina
0
0,0
91
100,0
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia. La diferencia de 4 problemas en relación con la información del CUADRO 12
es debida a que la información del CSN sobre los problemas del 5 de junio de 2008 y el 26 de mayo de 2010 señala
tres ubicaciones diferentes.
Un detalle curioso es que el desplazamiento de una puerta de 1.400 kg de peso sobre las
piscinas de almacenamiento de combustible radiactivo, el 21 de enero de 2011, se repitió en los
dos reactores.
Finalmente consignar que 7 de los 8 problemas del edificio diésel corresponden a arranques
no previstos (o "espontáneos") de los generadores, sin que la información indique la causa de
este comportamiento. Y que hay 17 problemas que se consignan sin determinar el lugar
concreto donde se producen.
En el CUADRO 12 se han detallado 90 problemas que afectan a varios mecanismos. Destaca la
gran cantidad de los relacionados con falsas alarmas (la totalidad de los 35 que afectan a los
16
detectores de gases y radiación), y los arranques erróneos de los generadores diésel.
CUADRO 12. PROBLEMAS DE ASCÓ II POR MECANISMO O PROCESO AFECTADO.
MECANISMO O PROCESO
PROBLEMAS
%
Detector de gases tóxicos
18
20,0
Detectores de radiación
17
18,9
Sin identificar mecanismo
13
14,4
Válvulas
12
13,3
Generador diésel
7
7,8
Circuito primario
5
5,6
Conductos eléctricos
3
3,3
Sistemas de refrigeración
3
3,3
Bombas
3
3,3
Estructura edificio
3
3,3
Generadores de vapor
2
2,2
Presionador
2
2,2
Sellado
1
1,1
Equipo de seguridad
1
1,1
Ordenador
0
0,0
Alternador
0
0,0
Barres alimentación
0
0,0
90
100,0
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia. La diferencia de 3 problemas en relación con la información del CUADRO 2
es debida a que la información del CSN sobre los problemas del 28/12/2011, el 05/01/2012 y el 18/01/2012 señalan
dos mecanismos afectados en cada uno.
La ausencia de comunicación sobre problemas estructurales es muy inquietante. El 10
de octubre de 2005 se detectan dos áreas de contaminación radiactiva fija en un lugar del
reactor que no se comunica, el 4 de mayo de 2006, se detectan deficiencias de diseño sin
especificar el lugar donde se producen. A esto sigue, el 20 de febrero de 2009, una relación de
cinco tipos de anomalías que afectan al edificio de control.
De ninguna de estas informaciones se da información posterior, con los lógicos interrogantes
sobre la ubicación exacta de cada problema y la aplicación, o no, de medidas correctoras.
En el CUADRO 13 se relacionan 88 causas de problemas. Como ya pasó en Ascó I, las falsas
señales de alerta y los arranques en falso representan un 45,4% del total. Destaca que 8
de los 21 fallos de mecanismos se den en el edificio de contención, y también que en 6
problemas más no se den datos ni sobre el mecanismo exacto afectado, ni sobre el lugar donde
se produce.
CUADRO 13. PROBLEMAS DE ASCÓ II POR CAUSA.
CAUSA
PROBLEMAS
%
Falsa señal de alerta
34
38,6
Fallo en mecanismo
Error en actuación
21
10
23,9
11,4
Incumplimiento ETF
8
9,1
Falso arranque
6
6,8
Alarma real de radiación
3
3,4
Aturada no programada
3
3,4
Deficiencias en métodos de diseño
2
2,3
Deficiencias de montaje
1
1,1
Incendio
0
0,0
88
100,0
TOTAL
17
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia. La diferencia de 1 problema en relación con la información del CUADRO 2 es
debida a que la información del CSN sobre el problema del 5 de junio de 2008 señala dos causas sin hacer distinciones
en detalle.
Es importante destacar que 4 de los incumplimientos de las ETF, afectan a válvulas, y que
tan sólo en uno de los cuatro casos se indica el lugar donde se encontraba la válvula: en el
edificio de contención.
Finalmente, hacer constar que Ascó II el reactor tiene tres paradas automáticas: el 30 de
marzo y el 30 de octubre de 2006, y el 25 de noviembre de 2007.
La relación cronológica de los problemas de ASCÓ II, y su distribución por el reactor,
se puede consultar en este enlace.
3.3.- REACTOR NUCLEAR DE VANDELLÓS II
Aunque el número de problemas del reactor Vandellós II es inferior al de los dos de Ascó, se
trata de problemas con implicaciones importantes, como podremos ver a continuación.
Para valorar la situación hay que recordar que durante el verano de 2004 Vandellós II
protagonizó un grave episodio de corrosión del sistema de aguas esenciales, que puso
al descubierto una degradación en profundidad del sistema de refrigeración y un
largo historial de incumplimientos, pactos y complicidades de la dirección y los
propietarios de la central con el CSN, incluyendo una autorización de conexión a la
red en una grave situación de inseguridad.
Esta situación, que tiene muchas similitudes con el que se pondría en evidencia 4 años más
tarde con el episodio de la fuga de partículas de Ascó I, se alargó durante todo el 2005, lo que
fue destacado en el curso de una sesión especial de la Comisión de Industria y Energía del
Congreso, y que dieron origen a un informe especial de la Agencia de Energía Nuclear de la
OCDE, en marzo de 2006.
El cruce de acusaciones entre responsables políticos de varios partidos, cargos institucionales
de la Generalitat, representantes del CSN, Ministerio de Industria, ENDESA e Iberdrola,
tuvieron al reactor en el punto de mira de los medios de comunicación a lo largo de 2004, 2005
y parte de 2006, lo que dio lugar a una política de prudencia y control informativo posterior.
Esta política, y los escándalos relacionados con Ascó, hacen que a partir del año 2008 todo el
alboroto relacionado con la corrosión quede definitivamente atrás.
El CUADRO 14 muestra los problemas por ubicación. Aparece un fenómeno que no se da en los
reactores de Ascó: La mayoría de problemas, 21 que representan el 35% del total, son aquellos
en los que no se indica el lugar donde se han producido. Que esto ocurra después de lo
que significaron los años que van del 2004 al 2006 para Vandellós II, es una muestra de la falta
de rigor con el que se ha controlado desde siempre el funcionamiento de las nucleares.
CUADRO 14. PROBLEMAS DE VANDELLÓS II POR UBICACIÓN.
UBICACIÓN
PROBLEMAS
%
Sin determinar lugar concreto
21
35,0
Edificio de contención
15
25,0
Sala de control
9
15,0
Edificio de control
5
8,3
Edificio de combustible
3
5,0
Edificio diésel
3
5,0
Edificio auxiliar
2
3,3
Edificio penetración turbina
2
3,3
Edificio salvaguarda
0
0,0
60
100,0
18
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia. La diferencia de 2 problemas con la información del CUADRO 2 es debida a
que los problemas del 5 de octubre de 2005, y del 25 de junio de 2008 afectaron a dos edificios que no son objeto de
seguimiento de este análisis: los edificios de componentes y de turbinas, respectivamente.
En 29 de los problemas identificados, un 48,3% del total, aparecen las dos áreas sensibles a las
que venimos haciendo referencia: el edificio de control y el edificio de contención.
El CUADRO 15 muestra los problemas según el mecanismo afectado.
Destaca que de los 11 problemas relacionados con las válvulas, 6 no tienen ubicación definida,
y 2 afectan a mecanismos del edificio de contención.
Durante el año 2006 el reactor registra el récord de 4 paradas no programadas; en ninguna
de ellas se identificó el mecanismo exacto que las había provocado. De hecho, del total de 9
problemas en los que no se identifica el mecanismo, 3 implican la parada automática del
reactor; y en 5 problemas más tampoco se identifica el lugar del reactor donde se produce el
problema.
La combinación de fallos, en los que no se identifica ni el lugar ni el mecanismo,
supone 5 casos, con la paradoja de que uno afecta a un incumplimiento de las ETF; lo
que significa que la sociedad queda informada de que se incumplen especificaciones
de funcionamiento, pero ignora el lugar y el mecanismo que las incumple.
Las dos paradas no programadas del 2011 tienen que ver con problemas de refrigeración.
Otro aspecto en el que Vandellós contrasta con los reactores de Ascó es en la frecuencia de
aparición de problemas relacionados con el sellado de edificios.
CUADRO 15. PROBLEMAS DE VANDELLÓS II PARA MECANISMO O PROCESO AFECTADO.
MECANISMO O PROCESO
Válvulas
PROBLEMAS
%
11
17,7
Sin identificar mecanismo
9
14,5
Detectores de radiación
8
12,9
Sellado
8
12,9
Detector de gases tóxicos
7
11,3
Generador diésel
3
4,8
Conductos eléctricos
3
4,8
Sistemas de refrigeración
3
4,8
Bombas
3
4,8
Equipo de seguridad
3
4,8
Generadores de vapor
3
4,8
Circuito primario
1
1,6
Estructura edificio
0
0,0
Presionador
Ordenador
0
0
0,0
0,0
Alternador
0
0,0
Barres alimentación
0
0,0
TOTAL
62
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia.
100,0
Finalmente, el CUADRO 16 recoge los problemas en función de la causa explicada, destacan
los errores de actuación; las otras causas siguen lo que es la tónica general de los tres
reactores: falsas alarmas, mecanismos que fallan y el incumplimiento de las
Especificaciones Técnicas de funcionamiento.
19
CUADRO 16. PROBLEMAS DE VANDELLÓS II POR CAUSA.
CAUSA
PROBLEMAS
%
Error en actuación
13
21,0
Falsa señal de alerta
Fallida en mecanismo
12
12
19,4
19,4
Incumplimiento ETF
8
12,9
Aturada no programada
6
9,7
Falsa arrancada
5
8,1
Deficiencias en métodos de diseño
5
8,1
Alarma real de radiación
1
1,6
Deficiencias de montaje
0
0,0
Incendio
0
0,0
62
100,0
Fuente: datos del CSN. Elaboración propia.
En este enlace se muestra la relación de los problemas de VANDELLÓS II, y su
distribución por el reactor.
4. - CRITERIOS PARA VALORAR EL SIGNIFICADO DE LOS DATOS
La mejor forma de valorar el significado de los datos que hemos ido presentando en este
informe es hacer una analogía entre los problemas de las nucleares y los de cualquier
máquina de uso cotidiano. Pensemos en el ejemplo más sencillo: un automóvil. Imaginemos
que este hipotético automóvil acumula 87, 72 o 62 averías en 7 años, que ha tenido que ir al
taller un promedio de una vez al mes; que muchas de estas averías se repiten continuamente,
que cada cierto tiempo hay que reparar el sistema de frenos, o que cada quince días tiene
problemas de carburación que obligan a costosas reparaciones, o que sus circuitos eléctricos
exigen puestas a punto continuadas... ¿Consideraríamos que este automóvil es seguro? ¿Que
podemos planificar con él un largo viaje? ¿Que podemos contar con él durante décadas?
¿Declararíamos que cada reparación lo deja "como si fuera nuevo", o lo dejaríamos aparcado
como paso previo para llevarlo al desguace?
El mismo razonamiento lo podríamos aplicar a un frigorífico o a una cocina, incluso se podría
aplicar a estructuras más complejas como una industria, o a una central energética que no
fuera nuclear. Y es el hecho de que estos razonamientos tan elementales y lógicos no
se puedan aplicar a una máquina infinitamente más compleja y peligrosa, como es
una central nuclear, lo que nos ilustra sobre la irracionalidad implícita en esta
tecnología. Una irracionalidad de lo más curiosa, ya que se disfraza con un discurso de
pretendido rigor científico.
Haciendo un esfuerzo para escapar a la realidad, los portavoces de la industria nuclear se
esfuerzan en hacernos creer que unos mecanismos muy peligrosos que fallan de forma
reiterada, son una tecnología "fiable", exenta de riesgos, a la que debemos encomendar una
parte importante del suministro actual y futuro de energía eléctrica.
Podemos llevar la analogía que hemos iniciado a su conclusión lógica: así como el
funcionamiento de un automóvil o un electrodoméstico implica una degradación de los
componentes, como resultado de fenómenos físicos controlables: la fricción, la combustión, el
paso continuado de la corriente eléctrica por su interior, etc.3 Una central nuclear que, además,
3
El fenómeno conocido como “obsolescencia programada” es el resultado de aplicar el conocimiento científico de
desgaste de materiales a la calidad de la producción, para provocar un incremento del consumo de aparatos a causa de
20
está sometida a la acción de fuerzas de las que aún no se conocen por completo las
consecuencias a largo plazo y que, como tales, son incontroladas, sufre un proceso de
degradación aún más imprevisible: las altísimas temperaturas, el bombardeo de partículas
subatómicas y la radiación electromagnética hacen que los materiales sufran cambios que no
estaban previstos.
La prueba de todo ello la tenemos en los continuados desmentidos de las previsiones de tiempo
de duración que se habían adjudicado a materiales de todo tipo relacionados con el ciclo
nuclear, desde partes del núcleo de los reactores, hasta componentes del circuito primario y
contenedores de residuos radiactivos4.
Y, además, a todo esto hay que añadir el descubrimiento de nuevos procesos de degradación
que habían pasado desapercibidos. La aplicación de tecnologías de exploración nuevas y más
rigurosas está dando sorpresas. El caso de la vasija del reactor de la central nuclear belga de
Doel, un caso que tiene implicaciones de alcance mundial, marca un antes y un después en el
concepto de la "cultura de seguridad nuclear". Y por mucho que los llamados "organismos
reguladores" se esfuercen en mantener el control de la información, las dudas aconsejan, una
vez más, la elemental aplicación del llamado "principio de precaución" 5.
Por tanto, cuando detallamos los mecanismos y las partes de las centrales nucleares afectadas
por averías, o que presentan una degradación evidente, degradación que se comprueba en la
reiteración de lo que eufemísticamente denominan "incidencias", hay que tener muy presente la
analogía entre un vehículo, o un electrodoméstico, y un reactor nuclear.
5. - CONCLUSIONES DEL ANÁLISIS.
Los reactores de Cataluña han ocupado lugares destacados en el recuento de problemas de
funcionamiento de las nucleares de todo el Estado en los años que cubre este análisis. También
se han descubierto graves irregularidades, primero en Vandellós II, y después en Ascó I.
El análisis de los problemas a lo largo del tiempo pone de manifiesto 8 características comunes
a los tres reactores analizados.
- La mayoría de los problemas afectan a las dos partes más importantes de los reactores: el
edificio de contención y del edificio de control, con especial incidencia en la sala de control.
- Es muy elevada la cantidad de informaciones del CSN en que no se especifica el lugar
concreto en que el problema se produce; hay una evidente falta de información a la sociedad.
- En los tres reactores los mecanismos con más problemas son los detectores de radiación y los
de gases tóxicos, seguidos por las válvulas.
- En un elevado número de casos las informaciones del CSN no identifican el mecanismo
concreto afectado por un problema, otra evidente falta de información a la sociedad.
la avería o el fallo de los modelos en uso. Se trata de otra irracionalidad, ya que se ejercita una ignorancia deliberada
de los impactos ambientales de la producción de bienes materiales, y del carácter finito de los recursos que se utilizan,
mientras se oculta esta información a la sociedad. Todo queda subordinado al aumento insaciable de los beneficios
económicos por la vía de un consumo desaforado.
4
El caso más escandaloso es el de la previsión de integridad de los contenedores destinados al alojamiento de los
residuos radiactivos de alta actividad. Concebidos inicialmente por un período de resistencia de 241.000 años, un
estudio de la Universidad de Cambridge demostró que sufrirían una degradación acelerada que comenzaría a de 241
años, con una desintegración total los 1.400 años, que liberaría al exterior materiales radiactivos muy peligrosos. Ver
http://www.elmundo.es/elmundo/2007/01/11/ciencia/1168506879.html.
5
Sobre les implicaciones generales del caso de Doël, y su relación con Garoña, se puede consultar la información
existente en el informe http://www.tanquemlesnuclears.org/campanyes/garona/garona.html.
21
- La mayor causa de problemas es la falsa señal de alarma por contaminación radiactiva o por
gases, seguida por el fallo de funcionamiento de mecanismos.
- Destaca un porcentaje significativo de problemas que se originan en incumplimientos de las
Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF), lo cual no deja de ser sorprendente si
tenemos en cuenta que una parte importante de la retórica nuclear se basa en tópicos sobre el
"rigor "y la" seguridad ", tópicos que quedan desmentidos por este dato, y por las
irregularidades y complicidades que se ponen de manifiesto cada vez que se descubre un
problema muy grave.
- Resulta inexplicable que el incumplimiento de las ETF no lleve aparejadas fuertes sanciones
económicas a los propietarios de los reactores nucleares.
- Y resulta significativo que en centrales que llevan funcionando más de 25 años aparezcan, en
el tiempo que abarca el análisis, 11 problemas que se consideran causados por deficiencias de
diseño o de montaje. Lo que demuestra que la tecnología nuclear dista mucho de ser la
tecnología probada y seria que afirma su propaganda.
La conclusión final de este trabajo es que los tres reactores nucleares en funcionamiento en
Cataluña sufren graves problemas como resultado del paso del tiempo y de las propias
limitaciones de la tecnología nuclear. Esto indica, unido a las historias de complicidades y
negligencias que se han puesto en evidencia entre empresas, direcciones de las nucleares y
representantes del organismo regulador, que los tres reactores son un grave peligro para la
población y el medio ambiente de Cataluña y los territorios limítrofes.
Por tanto, la necesidad de un plan de cierre urgente y ordenado de los tres reactores
nucleares es una prioridad, una prioridad que es fácil de llevar a cabo teniendo en
cuenta que dicho cierre es tecnológicamente viable de manera inmediata, quedando
sólo los aspectos laborales y de gestión de los residuos pendientes de la adopción de
medidas concretas. Medidas sobre las que existen abundantes referencias en el caso
de otros reactores nucleares que han cerrado.
6. - REFERENCIAS.
Todas las referencias del presente análisis están contenidas en las notas a pie de página. Los
datos en bruto proceden de fuentes oficiales del CSN.
NOTA: Este documento ha sido redactado en base a las aportaciones de personas
voluntarias que colaboran con Tanquem Les Nuclears-100% RENOVABLES.
22
Anexo. Informació gráfica sobre los problemas de funcionamiento de las centrales
nucleares catalanas (Octubre 2005 – Diciembre 2012)
ASCÓ I
A. EDIFICIO DE CONTENCIÓN
B. EDIFICIO DE TURBINAS
C. EDIFICIO AUXILIAR
D. EDIFICIO DE CONTROL
E. EDIFICIO DE COMBUSTIBLE
F. EDIFICIO DIESEL
SIN CONCRETAR LUGAR
2006
06/05/2006. Arranque no previsto automático o manual de sistemas de seguridad.
06/05/2006. Arranque no previsto de actuación del sistema de disparo del reactor.
15/08/2006. Arranque no previsto de generador diesel a consecuencia de problemas en la red
eléctrica ( ¿rayo? ).
05/12/2006. Descubrimiento de deficiencias de montaje que podrían haber impedido el
funcionamiento de seguridad de determinadas válvulas.
2007
27/02/2007. Falsa señal de alta radiación en el edificio de combustible tren A.
07/05/2007. Aislamiento de la ventilación de la sala de control por falsa señal de alta
concentración de gases tóxicos.
11/05/2007. Falsa señal de transmisor de radiación y aislamiento de la sala de control.
17/05/2007. Falsa señal de transmisor de radiación y aislamiento de la sala de control del tren
B.
08/11/2007. Error en el acoplamiento de un elemento combustible irradiado en la piscina
después de su limpieza por ultrasonidos.
11/11/2007. Falsa señal de transmisor de radiación y aislamiento de la sala de control del tren
B.
26/11/2007. Vertido de residuos radiactivos al sistema de ventilación del edificio de
combustible.
26/11/2007. Incumplimiento de la Instrucción del CSN sobre notificación de sucesos.
27/11/2007. Dispersión de la radiación por el sistema de ventilación. Fuga de partículas
radiactivas al medio ambiente.
27/11/2007. Manipulación de los monitores de radiación para la dirección de la central para
silenciar la alarma provocada por la fuga de partículas radiactivas al medio ambiente.
03/12/2007. Arranque no prevista del transmisor de radiación y aislamiento ventilación de la
sala de control del tren A.
05/12/2007. Esconde la causa de los trabajos en el sistema de ventilación en la inspección
residente.
2008
06/01/2008. Arranque automático de filtración de emergencia de la sala de control por error
del transmisor de detección de humos .
25/03/2008. Se informa al CSN de la detección de un "punto caliente" de radiación del cual se
comunica que es eliminado posteriormente. Es un intento de ocultar la fuga radiactiva del
26/11/2007.
01/04/2008. Fallo en bombas del sistema de refrigeración de bobinas relacionadas con el
alternador principal que provoca caída de potencia.
04/04/2008. Primera emisión de una notificación de la dirección de la central sobre la fuga de
partículas del 26/11/2007 hecha a requerimiento del CSN.
09/04/2008. Falsa señal de alta radiación en el edificio de combustible tren B.
28/06/2008. Apertura de válvula de seguridad del sistema de extracción del calor residual en
funcionamiento y no cierre posterior.
04/08/2008. Error al ajuste del monitor de radiación de la edificio de contención en niveles
inferiores ( 70% de operación ).
09/08/2008. Falsa señal de radiación en el edificio de combustible.
19/09/2008. Deficiencia de sellado en zona cercana a la sala de control.
24/09/2008. Falsa señal de transmisor de radiación a los generadores de vapor. No se
descubre la causa.
13/10/2008. Fallo del ordenador que deja sin funcionamiento los trenes A y B de detección de
gases toxicos en la sala de control.
2009
10/02/2009. Falsa señal de radiación en la prueba de un transmisor de radiación.
20/02/2009. Anomalías en barreras cortafuegos de los muros del edificio de control, bajantes
pluviales, conductos de alivio de CO2, penetraciones de juntas entre edificios y juntas sísmicas
de expansión entre edificios.
06/04/2009. Falsa señal de alta radiación y aislamiento de la sala de control.
24/05/2009. Detección de desajuste del punto de apertura de dos válvulas de seguridad.
30/05/2009. Incremento del nivel de radiación en el edificio de combustible por posible
aumento de actividad en las piscinas.
03/06/2009. Incremento del nivel de radiación en el edificio de combustible por posible
aumento de actividad en las piscinas.
07/07/2009. Quiebra en transmisor de radiación y arranque de ventilación en la sala de
control.
15/07/2009. Incrementos de radiación en el edificio de contención.
06/11/2009. Durante el proceso de aumento de potencia del reactor se da la salida de la
diferencia de flujo axial ( ? ) durante unos 7 minutos.
2010
29/04/2010. Falsa señal de transmisor de alta radiación y aislamiento de la ventilación en la
sala de control.
16/08/2010. Error en el procedimiento de prueba de las bombas de carga y del sistema de
agua de servicios de salvaguarda.
17/08/2010. Arranque no previsto del generador diesel B por error humano.
04/11/2010. Apertura incorrecta de un interruptor en un centro de control de motores ,
pérdida de tensión.
2011
29/03/2011. Caída de tensión en monitores de vigilancia de atmósfera de edificio de
contención.
14/04/2011. Caída en panel eléctrico del edificio auxiliar.
28/04/2011. Vertido de 25.000 litros de agua radiactiva en el edificio de combustible .
10/05/2011. Arranque no previsto de los interruptores de parada segura en dos barras de
alimentación eléctrica.
20/05/2011. Incumplimiento ETF válvula de seguridad del presionador para puesta en marcha
de la planta.
01/06/2011. Grietas en soldadura de la línea de toma de muestras del sistema de refrigerante
del circuito primario, cuando la central iniciaba el proceso de arranque.
06/07/2011. Arranque no previsto de mecanismo sin alarma en la sala de control.
26/07/2011. Fallo en el sistema de refrigeración de la zona del reactor; datos inferiores a los
reales .
05/08/2011. Falsa señal de radiación en el edificio de contención.
15/09/2011. Soporte antisísmico mal fijado en el edificio de contención.
2012
24/02/2012. Pequeño incendio en circuito eléctrico en el edificio de control.
28/10/2012. Fallo de la computadora de la sala de control que deja sin comunicación la central
con el CSN.
08/12/2012. Incumplimiento ETF. Pérdida de alimentación eléctrica en parte del sistema de
vigilancia de radiación de partículas y gases del edificio de contención.
14/12/2012. Parada no programada del reactor durante el proceso de arranque y conexión a la
red después de la recarga de combustible, cuando estaba al 75% de potencia.
ASCÓ II
A. EDIFICIO DE CONTENCIÓN
B. EDIFICIO DE TURBINAS
C. EDIFICIO AUXILIAR
D. EDIFICIO DE CONTROL
E. EDIFICIO DE COMBUSTIBLE
F. EDIFICIO DIESEL
SIN CONCRETAR LUGAR
2005
10/10/2005. Detección de dos áreas con contaminación fija ( no se puede desprender).
2006
30/03/2006. Parada automática del reactor.
30/05/2006. Aumento de una fuga radiactiva no identificada en el circuito primario.
15/08/2006. Arranque no previsto de generador diesel a consecuencia de problemas en la red
eléctrica (¿rayo?).
26/09/2006. Salida de banda de Delta I (?).
30/09/2006. Parada no programada por sustitución de un tramo de tubería de 3/4 de pulgada
en el circuito primario.
01/10/2006. Superación de valores establecidos de emisión de actividad debida a gases nobles
en la chimenea.
05/12/2006. Descubrimiento de deficiencias de montaje que podrían haber impedido la
función de seguridad de determinadas válvulas.
2007
20/02/2007. Inserción de las barras de control. Fallo transitorio de una válvula de recirculación
de la turbobomba de agua de alimentación principal.
23/02/2007. Activación Bomba D del sistema de agua de servicio por actuación involuntaria de
uno de los operarios.
08/03/2007. Falsa señal de radiación y aislamiento de la sala de control.
12/03/2007. Falsa señal de radiación y aislamiento de la sala de control.
21/03/2007. Falsa señal de radiación y aislamiento de la sala de control.
29/04/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
15/06/2007. Fallo del presionador que funcionó dos horas por encima del nivel máximo
permitido en las especificaciones de funcionamiento.
03/07/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
30/07/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
31/08/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
14/09/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
26/09/2007. Falsa señal de radiación y aislamiento del edificio de combustible.
20/10/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
20/11/2007. Identificación de quiebra durante la comprobación en laboratorio de una tarjeta
de prueba del sistema de protección del reactor.
25/11/2007. Parada automática cuando el reactor iniciaba el funcionamiento por error.
01/12/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
2008
06/02/2008. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
14/02/2008. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
22/03/2008. Arranque no prevista de la filtración de emergencia de la sala de control por falsa
señal de gases tóxicos.
10/05/2008. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
05/06/2008. Apertura de válvula de seguridad y descarga del tanque de alivio del presionador
por superación del valor establecido en las ETF.
26/07/2008. Falsa señal de radiación y aislamiento del edificio de combustible.
05/09/2008. Falsa señal de radiación y ventilación del edificio de combustible.
19/09/2008. Deficiencia de sellado en zona cercana a la sala de control.
26/09/2008. Aislamiento de la ventilación sala de control alarma en tren B alta concentración
de gases tóxicos del aire en sala de control. Falsa señal.
05/11/2008. Error en las penetraciones del edificio de contención.
21/11/2008. Falsa señal de gases y aislamiento del edificio de contención.
26/11/2008. Falsa señal de gases y ventilación de la sala de control.
03/12/2008. Falsa señal de radiación y aislamiento del edificio de contención.
13/12/2008. Error de calibre de un caudalímetro de la línea de suministro al generador de
vapor A.
2009
20/02/2009. Anomalías en barreras cortafuegos de los muros del edificio de control, bajantes
pluviales, conductos de alivio de CO2, penetraciones de juntas entre edificios y juntas sísmicas
de expansión entre edificios.
23/02/2009. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de ventilación de la sala de control.
06/03/2009. Fallo en un sistema automático de extinción de incendios durante unas obras de
mejora.
05/04/2009. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de ventilación de la sala de control.
12/05/2009. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de ventilación de la sala de control.
06/06/2009. Arranque no previsto de generador diesel sin motivo claro.
19/06/2009. Fallo en los monitores de vigilancia de radiación del interior del edificio de
contención.
21/07/2009. Falsa señal de gases (cloro) y ventilación de la sala de control.
23/07/2009. Falsa señal de gases (cloro) y ventilación de la sala de control.
2010
02/02/2010. Arranque no previsto de generador diesel sin motivo claro durante una prueba.
22/03/2010. Fallo de funcionamiento de una bomba redundante del sistema.
14/05/2010. Parada manual por error de sistema de evacuación de calor residual.
26/05/2010. Aislamiento de la ventilación de la sala de control, del edificio de combustible y
de contención por el corte de un cable de alimentación.
28/05/2010. Fallo en el sistema de vigilancia de temperaturas de área que bloqueaba los
datos.
29/06/2010. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de ventilación de la sala de control.
16/08/2010. Error en el procedimiento de prueba de las bombas de carga en el edificio de
salvaguardias.
28/09/2010. Se superan las horas de funcionamiento del filtro de carbón activo de la unidad
de extracción de emergencia de aire del edificio de combustible del tren B.
29/10/2010. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de ventilación de la sala de control.
2011
11/11/2010. Superación del valor de densidad de uno de los vasos de una de las baterías de
alimentación de una barra eléctrica.
25/01/2011. Fallo de las válvulas de agua en las torres del sistema para bajas temperaturas.
08/03/2011. Quiebra en una unidad de refrigeración del edificio de contención.
10/05/2011. Fallo de presión del refrigerante del circuito primario por debajo de las ETF.
22/06/2011. Incumplimiento especificaciones ETF en canales de las barreras eléctricas.
10/07/2011. Falsa señal de gases tóxicos en la sala de control.
05/12/2011. Arranque no previsto de generador diesel.
28/12/2011. Con la central parada, apertura no prevista de una válvula del circuito primario
que ha llenado el presionador.
2012
05/01/2012. Retraso en calibrar válvulas del circuito primario.
18/01/2012. Cierre de una válvula de aislamiento de aportación de agua a los generadores de
vapor.
28/03/2012. Arranque no previsto de generador diesel por error humano.
10/06/2012. Falsa señal de gases tóxicos en la sala de control.
26/07/2012. Falsa señal de alarma de fuego en el edificio de control.
ASCÓ I y II
A. EDIFICIO DE CONTENCIÓN
B. EDIFICIO DE TURBINAS
C. EDIFICIO AUXILIAR
D. EDIFICIO DE CONTROL
E. EDIFICIO DE COMBUSTIBLE
F. EDIFICIO DIESEL
G. TORRE DE REFRIGERACIÓN
H. CANAL PRESA DE AGUA
I. CANAL DE DESCARGA
J. CONTROL DE ACCESO
K. UNIDAD DIESEL ALTERNATIVA
SIN CONCRETAR LUGAR
2006
19/01/2006. Quiebra de equipo de seguridad, inyección de agua de alimentación auxiliar.
04/05/2006. Detección deficiencias en métodos de diseño.
14/09/2006. Salida de banda de Delta I (?).
2007
02/05/2007. 3 falsas señales de "alta concentración de gases tóxicos del aire en sala de
control" y fallo del sistema de medida de gases tóxicos en la sala de control.
2008
05/06/2008. Falsa señal y error en el ajuste de los monitores de radiación de la sala de control,
edificio de combustible y edificio de contención.
2009
20/07/2009. Error en los valores de las válvulas de alivio del presionador del reactor.
30/09/2009. Arranque no previsto del generador diesel de emergencia.
2010
02/01/2010. Arranque no previsto y conexión automática de generador diesel.
16/06/2010. Incumplimiento Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) en el volumen
de los tanques de almacenamiento gasoil de los generadores diesel de emergencia.
03/12/2010. Incumplimiento ETF en tiempo de actuación de cierre de un grupo de válvulas.
2011
21/01/2011. Imprudencia al desplazar una compuerta de 1.400 kg por encima de las piscinas
de almacenamiento de combustible .
16/03/2011. Incumplimiento normativa ASME (ETF) en pruebas de verificación de válvulas .
19/07/2011. Quiebra activación plan de emergencia.
2012
10/03/2012. Incumplimiento ETF en los cables de un circuito en el edificio de contención.
23/04/2012. Incumplimiento ETF en válvulas de aislamiento de los generadores de vapor .
12/05/2012. Fallo en la separación de los cables en conductos eléctricos.
13/11/2012. Incumplimiento ETF clasificado como nivel 1 en la Escala Internacional de Sucesos
Nucleares (INES) : mal funcionamiento en mecanismo de seguridad del presionador del
reactor.
28/11/2012. Incumplimiento ETF en la revisión de los contactos eléctricos de las bombas del
sistema de evacuación de calor residual y de bombas de aspersión.
VANDELLÓS II
A.
B.
C.
D.
E.
F.
G.
EDIFICIO DE CONTENCIÓN
EDIFICIO DE COMBUSTIBLE
EDIFICIO AUXILIAR
EDIFICIO DE CONTROL
EDIFICIO DIESEL
EDIFICIO DE TURBINAS
EDIFICIO PENETRACIÓN DE
TURBINAS
H. EDIFICIO SALVAGUARDAS
TECNOLÓGICAS
I. CANAL DE DESCARGA
SIN CONCRETAR LUGAR
2005
05/10/2005. Error mantenimiento de bombas de drenaje del Edificio de Componentes Tren B.
Los procedimientos de vigilancia no incluyen la comprobación del funcionamiento de la
válvula.
12/10/2005. Fallo de funcionamiento de los trenes del sistema de servicios esenciales (?).
2006
15/02/2006. Parada automática del reactor.
20/03/2006. Incumplimiento ETF condición límite o requisitos de vigilancia.
29/03/2006. Detección de una señal de piezas sueltas en el generador de vapor.
22/06/2006. Fallo en instrumentación de medición de temperatura en un de los tres lazos del
circuito primario.
31/07/2006. Parada automática del reactor.
09/08/2006. Parada automática del reactor.
05/09/2006. Fallo de dos válvulas de aspiración bombas de carga desde el tanque de recarga.
25/09/2006. Incumplimiento en base de diseño: sin reservas de aceite para que los
generadores diesel pudieran funcionar más de 200 horas.
27/09/2006. Deficiencia descubierta durante vigilancia rutinaria.
29/09/2006. Deficiencia descubierta provoca reducción de potencia.
01/12/2006. Fallo en arranque automático en motobomba de agua de alimentación auxiliar
para un cable desconectado.
01/12/2006. Parada no programada para sustituir tapones de drenaje de agua procedente de
condensación de humedad en válvulas.
2007
17/03/2007. Arranque no previsto del generador diesel por pérdida de tensión en la cabina
eléctrica.
13/04/2007. Sustitución de interruptor averiado.
14/04/2007. Falsa señal de radiación y aislamiento de la sala de control.
21/04/2007. Falsa señal de radiación con problemas de ventilación de la sala de control.
24/04/2007. Incumplimiento ETF en señal de alerta de monitor de radiación.
04/05/2007. Arranque no previsto en trenes de refrigeración de agua esencial (?).
06/06/2007. Incumplimiento ETF para no tomar muestras periódicas requeridas por quiebra
del monitor de radiación del sistema de desechos de líquidos (?).
23/10/2007. Incumplimiento de ETF para arranque de la planta sin comprobar que no se había
realizado todavía la prueba funcional de turbobomba de agua de alimentación auxiliar
necesaria.
08/11/2007. Error en diseño de varias bandejas de cables en el edificio de control, cables del
sistema de refrigeración de componentes, y cables de sistemas auxiliares de generador diesel.
21/11/2007. Falsa señal de incendio y aislamiento de la sala de control.
30/11/2007. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento de la sala de control.
03/12/2007. Arranque no previsto de bomba para problema en válvula.
06/12/2007. Arranque no previsto en trenes de refrigeración de agua esencial (?).
2008
19/03/2008. Deficiencia de diseño en junta de resistencia al fuego en separación de cables en
exterior del edificio de control.
26/05/2008. Descubrimiento de una penetración sin sellado resistente al fuego en el edificio
de penetraciones de turbina.
25/06/2008. Fallo parcial de una varilla de un sensor de posición de válvula de regulación.
11/07/2008. Alarma de radiación para un litro de tierra contaminada.
29/08/2008. Error en sistema de extinción de incendios.
29/11/2008. Incumplimiento de requisito de vigilancia de estanqueidad del sellado de una
esclusa de personal del edificio de contención.
2009
21/01/2009. Fallo en válvula de aislamiento de purga de generador de vapor.
14/03/2009. Fallo de diseño de estanqueidad de agua en tres sellados del edificio de control.
02/04/2009. Colocación incorrecta de elementos combustibles en la piscina.
23/06/2009. Incumplimiento ETF en prueba de tiempo de actuación de una señal de parada
automática del reactor.
08/07/2009. Error procedimiento de vigilancia de las penetraciones eléctricas.
22/07/2009. Fallo aislamiento de efluentes.
21/11/2009. Falsa señal de radiación y aislamiento de ventilación de la sala de control.
21/12/2009. Incumplimiento ETF en prueba trimestral de estanqueidad de cierre de dos
válvulas de retención.
2010
15/01/2010. Error apertura de interruptor de corriente que deja inoperantes diversos sistemas
de la central.
20/08/2010. Incumplimiento ETF en contactos de relés auxiliares de circuitos de equipos.
17/09/2010. Arranque no previsto de generador diesel para tormentas.
14/10/2010. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento ventilación de la sala de control.
22/10/2010. Espacio sin sellado contra incendios en barrera de separación de áreas de fuego
del edificio de Refrigeración de Componentes.
02/11/2010. Falsa señal de gases tóxicos y aislamiento ventilación de la sala de control.
2011
06/02/2011. Falsa señal de radiación en el edificio de contención.
21/02/2011. Incumplimiento normativa ASME (ETF) en pruebas de verificación de válvulas.
24/03/2011. Arranque incontrolado y falso por pérdida del suministro eléctrico exterior.
06/05/2011. Parada por retraso en reparación de un controlador electrónico de la unidad de
refrigeración.
15/05/2011. Parada no programada por fallo en funcionamiento de válvula de refrigeración
del presionador.
03/08/2011. Espacio sin sellado contra incendios en barrera de separación de áreas de fuego
del edificio de control.
01/10/2011. Arranque no previsto del sistema de ventilación de emergencia del edificio de
combustible.
2012
06/02/2012. Falsa señal de un detector de radiación edificio de combustible.
22/02/2012. Descenso en el nivel de los generadores de vapor.
30/04/2012. Señal falsa en analizadores de gases tóxicos de sala de control.
24/08/2012. Penetración que separa dos áreas de fuego de diferentes cubículos del al Tren A
de seguridad, sin sellado adecuado.
04/09/2012. Arranque no previsto del sistema de aislamiento de ventilación de la Sala de
Control por falsa señal de analizadores de gases tóxicos del aire de entrada.
05/10/2012. Error sellado interior de penetraciones en edificios de la central (conductos); se
separan áreas de fuego diferentes, en el edificio de control y edificio de penetraciones de
Turbina.
04/12/2012. Fallo en válvulas de aislamiento en instrumentos de medida.
12/06/2012. Fallo en válvulas de aislamiento en instrumentos de medida de aspiración de
calor residual.
Edificio de contención Vandellós II
Otros edificios Vandellós II