STRESS TESTS EN LAS CENTRALES NUCLEARES

Transcripción

1 Energía nuclear, electricidad para todos STRESS TESTS EN LAS CENTRALES NUCLEARES (Con la información disponible hasta el 31 de octubre de 2011)

2 SECUENCIA DE ACONTECIMIENTOS El día 11 de marzo de 2011 tiene lugar en Japón un terremoto de grado 9 en la escala Richter y un tsunami posterior que afecta a la central nuclear de Fukushima-Daiichi, afectando gravemente a su seguridad. El día 14 de marzo, la UE anuncia la realización de pruebas de estrés en los 143 reactores en operación en 14 de los 27 estados miembros, tras los acontecimientos de Fukushima. El día 23 de marzo, WENRA (Western European Nuclear Regulators Association) anuncia una primera propuesta sobre las pruebas de estrés. El día 25 de mayo, la UE y ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group) anuncian oficialmente los criterios y los procedimientos mediante los que se realizarán las pruebas de estrés. Pág. 01

3 QUÉ SON LAS PRUEBAS DE ESTRÉS? Las pruebas de estrés planteadas en la Unión Europea tienen la misión de comprobar los márgenes existentes en las centrales nucleares para sucesos extraordinarios como los acontecidos en Fukushima-Daiichi. El Consejo Europeo del 24 de marzo decidió someter a las centrales nucleares europeas a una revaluación complementaria de los márgenes de seguridad con la finalidad de constatar su capacidad para soportar situaciones que fueran más alládesusbasesdediseñoeidentificarmedidasderefuerzodelaseguridad. El 25 de mayo se ha acordado en la Unión Europea que estas pruebas de estrés se van a centrar en la comprobación de los márgenes ante desastres naturales, en la formación y cualificación de los técnicos para las actuaciones en situaciones extremas y en aspectos más técnicos. Pág. 02

4 ALCANCE TÉCNICO DE LAS PRUEBAS DE ESTRÉS El alcance técnico se ha definido teniendo en cuenta los problemas que se han puesto de relieve por los acontecimientos ocurridos en Fukushima, y que han incluido la combinación de sucesos iniciadores y de fallos múltiples. Sucesos iniciadores creíbles en el emplazamiento: Terremotos. Inundaciones. Otras condiciones externas extremas, dependiendo de las características del emplazamiento. Pérdida consiguiente de funciones de seguridad: Pérdida prolongada del suministro eléctrico. Pérdida prolongada del sumidero final principal de calor. La combinación de ambas. Pág. 03

5 ALCANCE TÉCNICO DE LAS PRUEBAS DE ESTRÉS Gestión del accidente: Medios para proteger y gestionar la pérdida de refrigeración del núcleo. Medios para proteger y gestionar la pérdida de refrigeración de las piscinas de almacenamiento de combustible gastado. Medios para proteger y gestionar la pérdida de la integridad de la contención. Pág. 04

6 ALCANCE TÉCNICO DE LAS PRUEBAS DE ESTRÉS Los sucesos iniciadores considerados no se limitan a terremotos y tsunamis tal y como han ocurrido en Fukushima: el análisis de inundaciones se incluirá, independientemente del origen de éstas: rotura de presas aguas arriba También se tendrán en cuenta las posibles condiciones meteorológicas adversas. La evaluación de las consecuencias de la pérdida de funciones de seguridad también puede ser relevante si la situación es provocada, de modo indirecto, por otros sucesos iniciadores: por ejemplo, grandes perturbaciones de la red eléctrica, incendios forestales, grandes explosiones en el exterior del emplazamiento La revisión de la gestión de accidentes severos también podrá incluir los apoyos externos previstos para el mantenimiento de las funciones de seguridad de la planta. Pág. 05

7 FASES EN LA REALIZACIÓN DE LAS PRUEBAS DE ESTRÉS Desde el día 1 de junio de 2011, las centrales nucleares han sido sometidas a una revaluación que se lleva a cabo en tres fases: Primera fase: Evaluación previa de los titulares de las centrales, que responderá a los criterios de las pruebas de resistencia, e implicará la remisión de documentos asociados y planes de actuaciones. Segunda fase: Los organismos reguladores elaborarán informes de evaluación nacional a partir de los informes de cada instalación. Tercera fase: Equipos de expertos de varios países revisarán los informes nacionales, pudiendo, en caso necesario, realizar inspecciones sobre el terreno. Pág. 06

8 PROCESO DE LOS TITULARES DE LAS CENTRALES NUCLEARES Los titulares de las centrales tienen la responsabilidad primera de la seguridad de sus instalaciones, por lo que son quienes deban realizar estas revaluaciones. Posteriormente serán los organismos reguladores quienes, de modo completamente independiente, procedan a su revisión. El marco temporal para la realización de los análisis de los titulares es el siguiente: Dispondrán hasta el 15 de agosto de 2011 para la elaboración de un informe preliminar de los análisis en curso ( Progress Report ), el cual deberán enviar a su organismo regulador nacional junto con la correspondiente documentación asociada. Dispondrán hasta el 31 de octubre para completar sus análisis y enviar los resultados y la documentación asociada a su organismo regulador nacional. Pág. 07

9 PROCESO DE LOS ORGANISMOS REGULADORES NACIONALES El organismo nacional iniciará el proceso después del 1 de junio enviando los requisitos para las licencias: Informede los operadores de las centrales Informe preliminar Informe final 15 de agosto 31 de octubre Informe nacional 15 de septiembre 31 de diciembre La Comisión Europea, con la colaboración de ENSREG, presentará un informe de progreso al Consejo de la UE en la reunión programada el 9 de diciembre de 2011 y un informe definitivo al Consejo de la UE para la reunión que se celebrará en junio de Pág. 08

10 PROCESO DE LOS ORGANISMOS REGULADORES NACIONALES Recientemente, siete países limítrofes con la UE se han sumado a la realización de las pruebas de estrás a sus centrales nucleares: Armenia Bielorrusia Croacia Rusia Suiza Turquía Ucrania Pág. 09

11 ACTUACIONES EN ESPAÑA El 25 de mayo, coincidiendo con la aprobación por parte de ENSREG del alcance y la metodología de las pruebas, el CSN aprobó y remitió a los titulares una Instrucción Técnica Complementaria (ITC), requiriendo la realización de las pruebas de resistencia y la inclusión en el informe de resultados de una propuesta detallada de las medidas de mejora y de su correspondiente programación. Adicionalmente, el CSN emitió una ITC similar al titular de José Cabrera, central en desmantelamiento y con un almacenamiento temporal de combustible gastado. Finalmente, y aunque fuera del marco fijado a nivel europeo, el CSN emitió al titular de la fábrica de combustible nuclear de Juzbado otra ITC requiriendo la realización de pruebas específicas adaptadas a su diseño. Pág. 10

12 PROCESO SEGUIDO POR LOS TITULARES DE LAS CENTRALES ESPAÑOLAS Los informes que los titulares de las centrales nucleares entregaron al CSN el 15 de agosto se refieren a los escenarios siguientes: Sucesos de origen externo: terremotos, inundaciones y otros sucesos naturales. Sucesos de pérdida de las funciones de seguridad, por pérdida de los diferentes escalones de suministro de energía eléctrica, incluyendo los generadores diesel y las baterías, y del sumidero final de calor. Gestión de accidentes severos en el núcleo del reactor y de los accidentes con pérdida de inventario y/o refrigeración en las piscinas de combustible gastado, así como de las situaciones de emergencia asociadas. Para otros tipos de almacenamiento de combustible gastado en el emplazamiento, se ha analizado su resistencia frente a sucesos externos y pérdida de funciones de seguridad. Pág. 11

13 EVALUACIÓN DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR La evaluación del CSN de la documentación presentada se ha realizado siguiendo una guía específica y se ha centrado en los siguientes aspectos: Verificar que los análisis de los titulares son completos y se ajustan al alcance requerido, e identificar las posibles carencias. Comprobar que los análisis se han efectuado de forma coherente y sistemática, identificando y priorizando las necesidades de mejora. Evaluar las hipótesis y los métodos de análisis utilizados en los informes, comprobando que se ajustan al alcance y contenido de lo requerido. Confirmar que, para todos los aspectos analizados, los informes han estudiado las posibles situaciones límite. Para esta comprobación se han considerado aplicables aquellas situaciones que, aunque tengan una probabilidad de ocurrencia muy baja, no se pueden considerar imposibles. Verificar que los informes analizan la conveniencia o necesidad de un refuerzo de las capacidades existentes y comprobar que se aporta una justificación razonada de las conclusiones. Evaluar la viabilidad y fiabilidad de las acciones de recuperación y mitigación en caso de accidente. Pág. 12

14 CONCLUSIONES PRELIMINARES Las principales conclusiones preliminares son las siguientes: El terremoto máximo contemplado en la base de diseño de cada instalación se ha revisado con los datos de los sismos ocurridos desde la fecha de corte del diseño original hasta mayo de 2011 y se ha comprobado que sigue siendo válido el valor adoptado por cada central. Los titulares están revisando los análisis de márgenes sísmicos, por encima de la base de diseño de los equipos, para asegurar y mantener la parada de la central. El terremoto de referencia utilizado corresponde a una aceleración horizontal máxima del terreno de 0.3g, valor entre 1.5 y 3 veces mayor que la del terremoto base de diseño. Para alcanzar este objetivo, se deberán reforzar las estructuras y componentes que presentan un margen menor. Asimismo, se deberán llevar a cabo análisis adicionales de márgenes sísmicos para otros componentes necesarios para la gestión de accidentes severos y considerar los resultados en los informes finales que se deberán enviar al CSN. Pág. 13

15 CONCLUSIONES PRELIMINARES Todas las centrales han comprobado la adecuación de la base de diseño frente a inundaciones externas. VandellósII es la única central cuyo emplazamiento está en la costa, si bien se encuentra situada en una cota superior a los 20 metros sobre el nivel del mar. Se concluye que los niveles de inundación adoptados como base de diseño siguen siendo válidos. Se están analizado los márgenes de seguridad frente a sucesos que pudieran dar lugar a niveles de inundación por encima de las bases de diseño. Los sucesos más críticos corresponden a una rotura de presas aguas arriba. En todos los casos los titulares indican que han comprobado que las presas resisten terremotos superiores a los adoptados como base de diseño sísmico. El CSN revisará detalladamente estos análisis. Los titulares están realizando estudios específicos para cuantificar los márgenes sísmicos disponibles en cada una de las presas y han realizado análisis de rotura de las mismas por causa sísmica. Se concluye que los niveles de inundación que se alcanzarían en la central quedarían por debajo de la cota de explanación en la que está la central. Pág. 14

16 CONCLUSIONES PRELIMINARES La pérdida total de larga duración de alimentación eléctrica de corriente alterna (interna y externa) es el escenario más limitativo de los correspondientes a la pérdida de funciones de seguridad. Se proponen diversas medidas para reforzar la capacidad de respuesta de las plantas frente a dicho escenario. El CSN considera adecuado el planteamiento presentado. Los titulares disponen de estrategias para hacer frente a los accidentes severos en el reactor y en el edificio de contención, y para la gestión de las emergencias asociadas. Dichas estrategias están contenidas en manuales de gestión o guías de gestión de accidentes severos y en los planes de emergencia interiores, que previamente han sido evaluados por el CSN. No obstante, a raíz del suceso de Fukushima, se revisarán y reforzarán las medidas ante accidentes severos, así como los recursos humanos y materiales necesarios para la adecuada gestión de emergencias. Una propuesta significativa es la creación de un centro de apoyo común para todas las centrales, que dispondrá de medios humanos y materiales con capacidad de intervención en cualquiera de las centrales en un plazo máximo de 24 horas. Pág. 15

17 CONCLUSIONES PRELIMINARES Asimismo, tras los análisis realizados, los titulares identifican en sus informes un conjunto de mejoras que el CSN considera positivas para mejorar el mantenimiento de las funciones de la refrigeración del núcleo y de la integridad de la contención en situaciones de accidentes severos, que deberán describirse en detalle en el informe final, indicando su plan de implantación. En cuanto a los sistemas de refrigeración de la piscina de combustible gastado y las estrategias existentes para hacer frente a una pérdida de dicha refrigeración, así como los aspectos relativos a la pérdida de blindaje radiológico que supondría un descenso del nivel de agua en las piscinas, se proponen mejoras. La información deberá completarse en el informe final de los titulares a entregar antes del 31 de octubre. Pág. 16

18 Pág. 17 CONCLUSIONES PRELIMINARES Estas conclusiones muestran las condiciones de seguridad en las que operan las centrales nucleares españolas, la solidez de sus diseños y sus márgenes de seguridad. La obtención de los resultados satisfactorios en este ejercicio ha sido posible gracias a: El acierto en la selección y caracterización de los emplazamientos donde se construyeron las centrales nucleares que se basaron en unas bases de diseño que siguen siendo plenamente válidas. La evaluación y mejora continuada de la seguridad que se realiza en las centrales nucleares desde el origen de los proyectos, que ha implicado sucesivas y significativas mejoras en equipamientos, procedimientos y gestión de la seguridad en nuestras instalaciones. La disponibilidad y profesionalidad de un equipo de trabajo que sin escatimar esfuerzos y recursos ha realizado estos análisis con rigor y diligencia.