Diapositiva 1 - Sociedad Nuclear Española

Sociedad Nuclear Española
Experiencias y Perspectivas
Central Nuclear Vandellós II
2015-2016
Madrid. Febrero 2016
Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Sucesos Notificables
Notificables Vandellós II
15
11
10
9
7
2009
2010
2015
A.
Registros
0
0
B.
Salud y seguridad laboral
0
1
C.
Vertidos
0
0
D.
Especificaciones de Funcionamiento
2
10
E.
Operación
1
0
F.
Sistemas de seguridad
6
3
G.
Otras situaciones de riesgo
0
1
H.
Sucesos extremos
0
0
9
15
8
8
2011
2014
2012
2013
2014
2015
TOTALES
Los sucesos notificables son situaciones operativas que se deben comunicar al CSN
siguiendo unos protocolos (IS-10).
Un suceso notificable no tiene por qué ser un incidente operativo:
• Puede ser la actuación de un sistema de seguridad, actuación positiva como el
arranque de un generador diesel o la recirculación de la sala de control
• Alimenta una base de datos de experiencia operativa
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Sucesos Notificables
Instrucción IS-10, revisión 1, de 30 de julio de 2014, del Consejo de Seguridad
Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificación de sucesos al Consejo
por parte de las centrales nucleares.
Publicado en:
«BOE» núm. 228, de 19 de septiembre de 2014, páginas 73467 a 73484 (18 págs.)
Siempre que se identifica una deficiencia hay que valorar su potencial impacto en las Especificaciones
Técnicas de Funcionamiento (ETF’s, documento que marca la envolvente en Estructuras, Sistemas y
Componentes, así como los parámetros que permiten mantener la central en funcionamiento) y actuar
en consecuencia.
Si tiene impacto:
Declarar inoperabilidad.
Llevar a cabo las acciones recogidas en las ETF’s. (pueden incluir la parada)
Corregir y declarar Operabilidad.
Adicionalmente:
Cuando se identifica la causa de la incidencia, analizar si se ha estado, aunque de una manera no
consciente, en una situación no permitida por las ETF’s, en el caso de que existan evidencias de ello
se debe comunicar al CSN.
BENEFICIO: Incremento del nivel de análisis con el consiguiente refuerzo de la seguridad del
funcionamiento y compartir experiencia operativa, tanto con el CSN como con el resto de centrales.
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Notificables Vandellós II
2015
A. Registros
0
B. Salud y seguridad laboral
1
C. Vertidos
0
D. Especificaciones de Funcionamiento
10
E. Operación
0
F. Sistemas de seguridad
3
Actuaciones del Sistema Protección Reactor y demandas equipos de seguridad.
G. Otras situaciones de riesgo
1
Pérdida temporal de la capacidad de comunicación con la Sala de Emergencias CSN
H. Sucesos extremos
0
TOTALES
Infarto Agudo de Miocardio.
3 defectos de forma en Vigilancias, 7 análisis de situaciones no permitidas.
15
Todos clasificados como nivel 0
(Desviación) en la escala INES
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Accidentalidad. Índice de Frecuencia Con Baja en Vandellós II
* En el año 2015 se ha realizado la R20 en CNVII (el año 2014 fue un año sin recarga)
IFG.-. Nº de accidentes con baja por millón de horas
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Supervisión por el CSN (SISC)
el CSN (SISC)
NINGUN
HALLAZGO
MAYOR QUE
VERDE
INDICADORES
EN VERDE
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Producción
Parada automática Protecciones
Eléctricas
+
Alargamiento de la Parada de
Recarga
=
Objetivo 84,5 %
Acumulado Final 81,8 %
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Recarga 20

Desde el 25 de abril hasta el 7 de junio (43 días).

Renovación de las protecciones eléctricas.

Identificación y correctivo en fuga 1º - 2º.

Sustitución de la cabeza de la vasija.

Sustitución de 64 elementos combustibles.

Algunas cifras:
o
Más de 9.000 órdenes de trabajo, de mantenimiento
preventivo, correctivo, inspecciones y mejoras en la
planta.
o
1.000 profesionales adicionales, la mitad de ellos
residentes en la provincia de Tarragona.
o
65 empresas colaboradoras, la mayoría del área de
influencia de la central
o
21 millones de euros de inversión
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Recarga 20
Plan de acción asociado a las actuación de las prot. Elec. durante el ciclo 20
Viento:
Actividades de refuerzo de la red (162 km/h)
Modificaciones en los puentes flojos
Contrapesos
Alta sensibilidad del nuevo sistema:
Filtrado de las señales y temporizados.
Nueva lógica en Bucholtz y valv. sobrepresión.
Apantallamiento de cables.
Inspección de la red de tierras.
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Recarga 20
Fuga de 1º a 2º
Identificación y caracterización.
• Inspección al 100 % por CI.
• Prueba hidráulica lado secundario.
48 tubos adyacentes sin indicaciones
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Recarga 20
Fuga de 1º a 2º
Accion correctiva
• Taponado del tubo.
Degradation assesment report
• In Situ Pressure Test.
Extensión de Condición (EDC)
• Incidencia de FME.
El análisis concluye que no es necesario ampliar la inspección a los otros GGVV
Alta frecuencia
Medida de espesor
Baja frecuencia
Contacto con el tubo
Contacto cuadrifoliar
& contacto pieza
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Recarga 20
Sustitución de la cabeza de la vasija
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Recarga 20
Cumplimiento de objetivos
Objetivos de seguridad
Seguridad Nuclear
Seguridad industrial
Protección Radiológica
Objetivos de calidad
Trabajos Planificados
Trabajos imprevistos
Calidad de los trabajos
Fiabilidad de la planta 30 días posteriores
Objetivos de programa
Duración
Modificaciones de diseño
Proceso de arranque a 100 %
Presupuesto
Durante la instalación de la Tapa de la vasija
se identifica una interferencia cuya
resolución ha requerido la extensión de la
parada.
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Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Perspectivas 2016
•
•
•
•
Gestión de trabajos.
Fiabilidad de equipos.
Configuración.
Materiales y servicios.
• Plan actuación Refuerzo de la
Seguridad.
• Cumplir con el plazo de las
actuaciones.
• Liderazgo, compromiso y sentimiento
de propiedad.
• Compromiso con el plan de acciones.
• Sostenibilidad de las líneas de
actuación en nuestro Sistema de Gestión
para la mejora de nuestro
funcionamiento.
• Trabajar de una forma segura.
• Adherencia al programa.
• Defensa en profundidad de la
seguridad en parada.
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Origen del Proyecto
Análisis de la Experiencia Operativa Internacional:
•
Agrietamiento por PWSCC en Inconel 600/82/182
•
Múltiples EO, desde 1971 (GGVV) la más relevante Davis Besse en
2002
•
Otras experiencias consideradas:
•
Desgaste en Thermal Sleeves.
•
Fugas por uniones en juntas conoseal y soldaduras canopy.
La modificación, en su conjunto, tiene por objeto reducir la probabilidad de fugas
del SRR, mejorar la inspeccionabilidad y reducir la tasa de dosis a los trabajadores.
Se trata de una sustitución preventiva y supone una clara inversión de mejora de la
instalación, de sus sistemas, estructuras y componentes.
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Alcance
• Tapa de la Vasija, con nuevo anillo soporte de la ventilación y nuevo
calorifugado reflectivo
• (9) nuevos Dummy Cans, (4) tapones penetraciones reserva
• (3) Cierres Columnas de Termopares
• (48+2) Control Rod Drive Mechanisms (CRMDs)
• Nuevo Portón Sur Edificio Combustible
• Hueco Edificio de Solidificación
• Ampliación y refuerzo Estructura Acceso Esclusa Equipos Contención
Se incorporan mejoras de diseño derivadas de la experiencia
operativa internacional y que constituyen mejoras tecnológicas
probadas en otras CCNN nacionales e internacionales
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Cronología Proyecto
Lanzamiento
Fabricación
Tapa Vasija
2008
Inicio
Recualificación Fin fabricación
CRDMs
Tapa Vasija
Lanzamiento
fabr.
CRDMs
2010
2011
R17
ODM
Fin
fabr.
CRDMs
Soldeo
CRDMs
Corte CRDM
Maniobras
traslado
2015
R20
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Resumen de los Paquetes de Cambio de Diseño (PCDs)
V-30730-A
V-30730-1
Hueco edificio de
desechos sólidos
Tapa Vasija
Acceso techo
edificio desechos
sólidos
CRDMs
V-30730-2
V-30730-3
Nuevo Portón
Edificio
Combustible
Cierres Columnas
Termopares
CT V-13102101
Estructura acceso
esclusa equipos
(temporales)
Estructura acceso
esclusa equipos
Acondicionado
suelo
Dummy Cans
Apertura hueco de
paso etiquetadorecinto K-3-11
Calorifugado
reflectivo
Estudio de
Cargas Pesadas
Aprobación
cálculos elementos
izados/maniobras
Apertura hueco Edificio Solidificación
Apertura hueco Edificio Solidificación
Apertura hueco Edificio Solidificación
Apertura hueco Edificio Solidificación
Refuerzo estructura acceso equipos a contención
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Tapa de la Vasija del Reactor: fabricación ENSA
•
Principales cambios de diseño
– Materiales:
• Sustitución del Inconel 600/82/182 en penetraciones/soldaduras por
I690/52M/152M.
• Cambio de 304 a 316 en las bridas de las penetraciones
•
Forja monoblock: sin soldadura brida-casquete
•
Reducción del volumen de las soldaduras en J y brida-penetración
•
Reducción número de penetraciones (de 65 a 55): se eliminan penetraciones
para las barras de longitud parcial y la de reserva para columna de
termopares.
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Tapa de la Vasija del Reactor: fabricación ENSA
•
Penetración adicional para RVLIS (1”)
•
Penetración para TC adaptada nuevo sistema de cierre (sin sold. canopy)
•
Eliminación de los thermal sleeves y nuevo diseño embudos
•
Nuevo diseño de orejetas de elevación
•
Eliminación de las orejetas para la sujeción del anillo soporte de la ventilación
Forja “monoblock” Creusot (Francia): eliminación soldadura casquetebrida y aumento de la cota “tangent line” (reducción volumen 167 l).
La reducción del volumen contenido (centro del radio interior más
bajo) es insignificante según análisis LOCA y no-LOCA.
Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Reducción del volumen de las soldaduras en J
Se reduce la contracción debida al soldeo (tensiones residuales)
Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Eliminación de los Thermal Sleeves
Diseño Actual
Nuevo Diseño
Eliminación riesgo de desgaste, facilita la inspección en servicio, mayor
abertura del embudo, facilita la colocación de la tapa de la vasija
Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Nuevo diseño de embudo penetraciones CRDMs
Diseño Actual
Nuevo Diseño
Mejora del guíado para la inserción de ejes. Reducción del espesor, se añaden
lengüetas y ranuras y se aumenta el diámetro: constituyen en elemento débil
en caso de colisión
Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Cierres de las Columnas de Termopares (AREVA)
Compression
collar
Locking pin
C-ring
Hold down
nut
Seal Carrier:
Upper
housing
Columna
termopar
Metal ring o seal ring
Brida de la
penetración
(por ENSA)
Cierres TECSA: menor probabilidad de fuga por eliminación de juntas tipo
conoseal, se reduce el tiempo de montaje/desmontaje
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Nuevos CRDMs (JEUMONT/AREVA)
• Mismo modelo: L-106-A. Con mejoras:
• Rod Travel Housing Integrado: se elimina tapón de venteo
y la soldadura omega superior
• Cambio de 304 a 316 (barrera de presión)
• Mayor control composición química, refundido en vacío
para mejorar calidad en las soldaduras y minimizar la
activación
Montaje y Soldeo CRDMs (Fase 2): finalizada Marzo 2015
Montaje y Soldeo CRDMs (Fase 2): finalizada Marzo 2015
Montaje y Soldeo CRDMs (Fase 2): finalizada Marzo 2015
Montaje y Soldeo CRDMs (Fase 2): finalizada Marzo 2015
Montaje y Soldeo CRDMs (Fase 2): finalizada Marzo 2015
Maniobras de Entrada/Salida Tapas Vasija
Experiencias y perspectivas Central Nuclear Vandellòs II 2015-2016
Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Pruebas y puesta en servicio
• Pruebas en fábrica: ENDs y pruebas hidrostáticas: tapa y tapones,
CRDMs, Cierres TC
• Pruebas funcionales CRDMs
• Pruebas funcionales (EPF V-30730-1)
• Indicación de nivel, RVLIS, verificación rangos transmisores
• Termopares, indicación de temperatura
• CRDMs, DRPI, Sistema Control Barras
• Ausencia de Fugas (brida vasija)
• Válvulas de Venteo
• Sistema de Detección de Partes Sueltas
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Proyecto de Sustitución Tapa de Vasija del Reactor en C.N. Vandellòs II
Análisis de Experiencias Operativas
• Evaluados del orden de 60 documentos.
• Se han agrupado por áreas o componentes (más relevantes):
• Cargas pesadas (SER 04-09, SER 2006-1, SOER 2008-1, INPO 14-26)
• Diseño (SER 2009-1)
• Vasija del Reactor (OE17155 “PT White”)
• CRDMs (SER 01-10)
• Fugas por uniones canopy
• Cierres Columnas Termopares
• Thermal Sleeves (fallo inserción ejes accionamiento)
Muchas Gracias
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