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Experiencias y perspectivas C.N. Trillo

10-MARZO- 2015- 1 - 1


ÍNDICE1. OBJETIVOS Y RESULTADOS 2014

2. POTENCIA ELÉCTRICA 2014

3. SUCESOS NOTIFICABLES

4. EXPOSICIÓN COLECTIVA ANUAL

5. ACCIDENTABILIDAD 2014

6. 26ª RECARGA DE COMBUSTIBLE 2014

DATOS GENERALES

OBJETIVOS DE RECARGA

TRABAJOS PRINCIPALES

7. CARGA DE CONTENEDORES EN 2014

8. RENOVACIÓN DE LA AUTORIZACIÓN DE EXPLOTACIÓN

HITOS

RESULTADOS

9. CURSO PARA MEJORAR LA CAPACITACIÓN DE LA UME FRENTE A SITUACIONESDE EMERGENCIA

10. VALIDACIÓN CENTRO DE APOYO EN EMERGENCIAS (CAE)

11. RECARGA 2015 EN C.N. TRILLO

1

OBJETIVO RESULTADO

Energía Neta 7800 GWh 7785 GWh

Factor de carga 89,32 % 88,97 %

Parada para recarga 672 h 859 h

Indisponibilidad no programada ≤ 0,97 % 2,13 %

Paradas automáticas reactor ≤ 0,87 0

Paradas no programadas 0 0

Dosis colectiva ≤ 320 mSvxp 297,26 mSvxp

Accidentabilidad ≤ 1,95 2,57

Sucesos notificables ≤ 3 4


OBJETIVOS Y RESULTADOS 2014

2


3

0

5000

10000

15000

20000

25000

30000

ene feb mar abr may jun jul ago sep oct nov dic

MWh

Potencia eléctrica diaria AÑO 2014

Recarga 26

Prueba de válvulas de turbina Prueba de válvulas de turbina Prueba de válvulas de turbina

Ene Feb Mar Abr May Jun Jul Ago Sep Oct Nov Dic

Energía Bruta (Gwh) 786,306 709,726 785,032 760,160 561,465 53,683 779,784 781,785 757,908 786,546 759,965 785,546

Acumulado (Gwh) 786,306 1496,032 2281,064 3041,224 3602,689 3656,372 4436,156 5217,941 5975,848 6762,395 7522,360 8307,906


4

Referencia Fecha DescripciónISN-T-14/001 19/05/2014 Un trabajador de central nuclear de Trillo sufre una indisposición coronaria. Acude al

Servicio Médico de la instalación por su propio pie, donde es atendido. Activado elservicio del 112 es trasladado en helicóptero al hospital de referencia de Guadalajara.

ISN-T-14/002 04/08/2014 En el marco de la experiencia operativa, se analizo cómo están contempladas pordiseño las conexiones de sistemas de seguridad categoría sísmica I con otrossistemas. Durante dicho análisis se detectan abiertas las válvulas de raíz deinstrumentos locales, que comunican el sistema con unos racks, no cualificadossísmicamente, utilizados para el control de la tasa de corrosión del sistema de aguade refrigeración esencial.

ISN-T-14/003 4/11/2014 Se ha detectado un error en la calibración de los instrumentos de nivel de losdepósitos de agua borada y de los acumuladores del sistema de refrigeración deemergencia y evacuación de calor residual, debido a una corrección inadecuada delvalor de densidad, por ácido bórico que supone una desviación desfavorable conrespecto a lo requerido en las Especificaciones de Funcionamiento. Analizado elimpacto que pudiera haber tenido dicho error en el pasado, no se ha encontradoningún caso de incumplimiento de las Especificaciones de Funcionamiento.

ISN-T-14/004 26/11/2014 Se ha detectado que el procedimiento de vigilancia "Prueba funcional de la estaciónde alivio de vapor principal" que sirve para comprobar la apertura/cierre de lasválvulas de aislamiento de las válvulas de alivio de vapor principal no contempla,dentro de los criterios de aceptación de seguridad el tiempo mínimo de actuación parala apertura, que sí aparece requerido en la C.L.O. En el citado procedimiento deprueba, si se considera, dentro de la evaluación operativa, un tiempo mínimo deapertura como criterio funcional.

SUCESOS NOTIFICABLES


5

273,80

213,62

272,44249,40

209,36

238,47

428,78

299,44

381,93

776,85

338,20

265,27

362,22

224,11

297,26

0

200

400

600

800

1000

2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014

mSv

x p

AÑOS

EXPOSICIÓN COLECTIVA ANUAL


8,19

2,041,98 2,03

1,95

0 0

2,02

0

1,94

5,864,24

3,75

10,68

4,18

0

2,091,16

3,01

0

1,850,96

6,21

2,93

6,56

2,63

0,82 1,38 1,43

2,68

0

1,882,57

0

2

4

6

8

10

12

2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014

INDICES DE FRECUENCIA CON BAJA

C. TRILLO CONTRATISTAS C. TRILLO + CONTRATISTAS

ACCIDENTABILIDAD 2014

INDICE FRECUENCIA CON BAJA (IFB) 2004-2014

2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014

C. TRILLO 8,19 2,04 1,98 2,03 1,95 0,00 0 2,02 0 1,94 5,86

CONTRATISTAS 4,24 3,75 10,68 4,18 0 2,09 1,16 3,01 0 1,85 0,96

C.TRILLO + CONTRATISTAS

6,21 2,93 6,56 2,63 0,82 1,38 1,43 2,68 0 1,88 2,57

6


26ª RECARGA DE COMBUSTIBLE 2014DATOS GENERALES

7

• La duración de la recarga ha sido desde el 23 de mayo al 28

de junio de 2014.

• Más de 3000 órdenes de trabajo, de mantenimiento

preventivo, correctivo, inspecciones y mejoras en la planta.

• 45 empresas colaboradoras, la mayoría del área de influencia

de la central.

• El próximo ciclo de operación será de 11 meses, estando la

27ª recarga de combustible prevista para abril 2015.


26ª RECARGA DE COMBUSTIBLE 2014OBJETIVOS DE RECARGA

8

1 – Seguridad Nuclear Previsto RealNº funciones críticas de seguridad encategoría ROJO

0 0

Nº funciones críticas de seguridad encategoría AMARILLO

2 0

2 – CalidadDisparos o reducciones de potencia acausa de la recarga en los DOS MESESposteriores

0 0

3 – Prevención de riegosAccidentes CON baja ≤ 2 1

4 – Datos Radiológicos

Dosis colectiva < 300 mSv x p 284,7 mSv x p

Dosis máxima individual < 4,5 mSv 2,5 mSv

Contaminación interna 0 0


26ª RECARGA DE COMBUSTIBLE 2014TRABAJOS PRINCIPALES

9

• Inspección de elementos combustibles y barrasde control.

• Revisión chavetas y chaveteros en eje y camisade cojinete inferior. Bombas Principales 1, 2 y 3.

• Inspección cojinete inferior y superior bombaprincipal 3.

• Revisión sellos de las tres bombas principales.

• Revisiones requeridas a componentes incluidosen los Manuales de Bombas y Válvulas.

• Revisión de válvulas piloto del lazo 10 de vaporprincipal.

• En generadores de vapor, por el lado secundariose realiza la limpieza de lodos e inspecciónvisual de la placa tubular en los tresgeneradores; y por el lado primario se realiza lainspección por CI en el 100% de tubos delgenerador nº 3.


10

•Durante el año 2014 se han cargado 5 contenedores DPT de las siguientes características:• 105 E.E.C.C. (21x5) de 48 MW/dTmU y enriquecimiento inicial 3,9%U235.

• Ocupación actual del almacén de combustible gastado es de 28 contenedores

de un total de 80 posiciones.

• En el año 2015 está prevista la carga de 2 contenedores.


11

15/11/2013. Solicitud de renovación de la AEX:

• Revisión Periódica de Seguridad (RPS).

• Normativa de Aplicación Condicionada (NAC).

28/04/2014. Petición de información (PIA) por el CSN sobre NAC y

RPS.

30/05/2104. Respuesta a la Petición de Información (PIA).

17 y 21/07/2104. Reuniones técnicas CSN-CNT.

31/07/2104. Emisión de cartas de compromisos.

11/11/2104. Publicación en BOE de OM de 3/11 con la nueva AEX,efectiva desde 17/11 por 10 años.

26/11/2014. Recepción de las ITCs de la nueva AEX.


12

Nuevo período de operación hasta 2024. Renovación posterior

según legislación vigente (no se limita a 10 años el siguiente

período de AEX).

Sin MDs significativas salvo las que puedan derivarse de requisitosde pruebas o análisis en curso.

Aumento de pruebas por normas de ventilación (RG1.52, RG1.140,KTA3601): compuertas, unidades de filtración, conductos,serpentines.

Cumplimiento de KTA3706: Plan de cualificación para I&Cespecificada según KTA3502 y KTA3505.

No uso de la purga de alta capacidad con temperaturas del primariosuperiores a 93ºC.

Cumplimiento con KTA3506: Aumento de pruebas en sistemas deI&C (lógica de coincidencias).

KTA3702: Justificación de cables de media tensión y alarmas detensión degradada.

Revisión de informes NAC y RPS.


13

CURSO PARA MEJORAR LA CAPACITACIÓN DE LA UME FRENTE ASITUACIONES DE EMERGENCIA

Entre los días 3 y el 7 de noviembre de 2014 tuvo lugaren C.N. Trillo un curso sobre situaciones de emergenciaen centrales nucleares en el que han participado más decincuenta miembros de la Unidad Militar de Emergencias(UME).

Su objetivo es mejorar la formación ycapacitación de la UME, ante una situaciónde emergencia de gravedad extrema, en laque pudiera ser ordenada su intervenciónpara actuaciones de apoyo en el interior de lacentral.

El curso ha contado con contenidos teóricos y prácticos. La realización de los ejerciciosfue presenciada “in situ” por técnicos de la Subdirección de Emergencias.


14

Las pruebas de validación del CAE tuvieron lugar losdías 5 y 6 de Mayo, realizándose un ejercicio lo máscercano a la realidad y garantizando en todomomento la seguridad de la planta.

Adicionalmente, una bomba del CAE fue trasladada ala Central por la UME en el interior de un helicópteroChinook para comprobar la eficacia de un posibletransporte de equipos por vía aérea ante laimposibilidad de realizarlo por vía terrestre.

Con ello se verificó que el CAE, tras su activación, puedetrasladar a CN Trillo todos los equipos portátilesrequeridos en caso de emergencia e incorporar alpersonal de la Unidad de Intervención en un plazo detiempo inferior a 24 horas.

VALIDACIÓN DEL CENTRO DE APOYO EN EMERGENCIAS (CAE)

29‐04 30‐04 01‐05 02‐05 03‐05 04‐05 05‐05 06‐05 07‐05 08‐05 09‐05 10‐05 11‐05 12‐05 13‐05 14‐05 15‐05 16‐05 17‐05 18‐05 19‐05 20‐05 21‐05 22‐05 23‐05 24‐05 25‐05 26‐05 27‐05 28‐05 29‐05 30‐05 31‐05 01‐06

‐1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33

Desacoplamiento [23:00]

Trabajos de mantenimiento con cavidad vacia

Acoplamiento [23:00]

Cierre VPR

Mont. losas cavidad

Arranque

Mont. internos superiores

Inspec. EE.CC./BB.CC./Restrictores de flujo y Reorganiz. Accesorios/Pr. Muelles

Apertura VPR

Trabajos en red. 4/8

Revisiones en Turbogrupo/MD-3096: Moderniz. Sist. Control y protec. Turbina-by pass



Calentamiento Pzr/Venteos

Carga del núcleo

Preparativos carga del núcleo/Pr. inyección

Fase Parada/Pr. Periódicas


Modo 3

Descarga del núcleo

Parada virador Turbina en virador

Desmont. internos superiores

Inoperabilidad Captación

RECARGA 2015 C.N. TRILLO

15


MEJORAS EN LA GESTIÓN ALARA

Sociedad Nuclear Española, 10 de marzo de 2015

C.N. TRILLO

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MEJORAS EN LA GESTION ALARA EN C.N. TRILLOMEJORAS EN LA GESTION ALARA EN C.N. TRILLO

Resultados de dosis colectiva de CN Trillo buenos durante sus años de funcionamiento.

• De manera continuada dentro del primer cuartil de WANO.

1. ANTECEDENTES (1/2)

Término fuente en el circuito primario entre los mejores de las centrales de su generación y tecnología:

• Química del primario y pocos defectos de combustible (últimos en 2009 y 2011, una varillaen cada caso)

Desde el año 2006 las dosis colectivas en recargas iniciaron una tendencia ascendente:

• Implantación de modificaciones de diseño.

• Actividades especiales:

Rotura internos bomba de refrigerante primario (2006) Avería en barra de control y química del primario en la parada (2008) Revisión de los 20 años (2009) Aumento de niveles radiológicos en la cavidad del reactor (desde 2009)

• Incremento de requisitos de supervisión en los trabajos.

• Mayor duración de las recargas.

- 2 -


1. ANTECEDENTES (2/2)

Periodo Valor medio dosis recarga (mSv-p)

2001-2005 212,112

2006-2012 376,651

2013-2014 228,08

Esto requirió incrementar el nivel de atención a los programas de reducción de dosis, con el doble objetivo de:

Optimizar las dosis en los nuevos procesos y situaciones.

Revisar programas implantados y con los que nos encontrábamos confortables.

0

10

20

30

40

50

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0

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600

700

800

Días

mSv‐p

DOSIS COLECTIVA OFICIAL RECARGA (mSv‐p) DosisDuracion

- 3 -

Rotura de los internos en una bomba principal de refrigerante primario: Al retirar los internos del circuito primario quedan en la carcasa de la bomba la caja del impulsor y la tobera de aspiración (2006).

2. HECHOS SIGNIFICATIVOS 2006-2012) (1/5)


- 4 -



Parada de la central por avería en una barra de control (2008)Avería de una barra de control dos meses y medio antes de la parada para la recarga: Parada de la central para realizar pruebas que permitan identificar posibles causas y alcance de

la avería. Parada atípica: Plataformas de espera más largas y a mayor temperatura respecto de las

paradas normales.

La central no vuelve a arrancar y se adelanta la recarga diseñándose un nuevo núcleo. - 5 -



Incremento significativo de los niveles de radiación y contaminación durante la inspección por corrientes inducidas en los generadores de vapor (2008).

Consecuencias: Ensuciamiento anormal de sondas de inspección por

arrastre de partículas. Mayores dosis en la inspección.

Se proponen modificaciones del equipo de inspección que se desarrollaron por Tecnatom y las CCNN: Eficacia demostrada en inspecciones posteriores en CN

Trillo y en el resto de la CCNN.

Parada atípica desde el punto de vista químico: Movilización de productos de corrosión. Deposición en ciertos puntos del sistema primario y auxiliares.

- 6 -



Caracterización de la contribución de los distintos radionúclidos a la tasa de dosis superficial del sistema primario (Proyecto conjunto realizado con Comisariado de Energía Atómico Francés (CEA) y EDF, a propuesta del CSN)

AÑO 2009

Contribución a la dosis en el sistema primario: Co-60: Entre el 80 y 90 % Co-58 < 10% Sb-124 aprox. 10%

Defecto de combustible

Inyección de ioduro amónico (INH3) para reducir la actividad del iodo y su impacto en las dosis de recarga. Medida también aplicada en la recarga de 2011.

Incremento de los niveles de radiación en el interior de la cavidad del reactor

Movilización y deposición en 2008 de productos de corrosión, con incremento de la proporción de Zr-95 y Nb-95 en la cavidad, se manifestó con mayor significación en 2009 debido al mayor alcance de la recarga (53 días).

- 7 -



Campaña de filtración y limpieza de los depósitos de agua borada.

Disminución del micraje de los filtros mecánicos del sistema de purificación del primario y del sistema de purificación de la piscina de elementos combustibles gastados.

Intensificación del control radiológico de líneas de drenaje del primario y sistemas auxiliares.

Parada de la última bomba principal correspondiente al generador de vapor que vaya a inspeccionarse para disminuir la presencia de productos de corrosión.

Aumento del tiempo de purificación de cavidad y piscina durante la recarga mediante optimización de los tiempos de los descargos.

Ampliación de estudio para investigación de las causas a AREVA.

De los estudios realizados en la recarga del año 2009 se establecieron acciones para futuras recargas:

- 8 -

3. ÚLTIMOS AÑOS: 2013-2014 (1/5)

IMPLANTACIÓN DE ACCIONES PARA DISMINUIR EL TÉRMINO FUENTE

Cambio en la secuencia de parada (2013)

Se amplía el tiempo de purificación durante la parada en 16 horas adicionales estableciéndose una plataforma con el sistema primario a 90ºC.

OBJETIVO: Reducir el inventario de productos de corrosión presentes en el primario

Reprogramación de la realización de pruebas periódicas de componentes de los sistemas de control de volumen y borado adicional para no interrumpir la purificación.


- 9 -

3. ÚLTIMOS AÑOS: 2013-2014 (2/5)


Introducción, antes de la parada, de resinas adicionales al filtro de lecho mixto principal del sistema de purificación del circuito primario.

OBJETIVO: Incrementar la capacidad de eliminación de antimonio.

Filtrado del agua de la cavidad del reactor mediante un equipo sumergible

OBJETIVO: Disminuir los niveles radiológicos en la cavidad y mantener los depósitos de agua borada con niveles bajos de actividad.

El cambio de resinas del filtro en la recarga evita su redilución.

Filtración del refrigerante contenido en cavidad/piscina.

Posibilidad de aspiración localizada: limpieza y rescate de objetos.

Posibilidad de filtración de la superficie del agua mediante «skimmer».

- 10 -

3. ÚLTIMOS AÑOS: 2013-2014 (3/5)


Descontaminación del fondo de la cavidad mediante un robot subacuático

OBJETIVO: Reducir las tasas de dosis en la cavidad del reactor.

En la recarga de 2014 se le ha dotado también de la capacidad de limpiar las paredes de la cavidad

Utilizado por primera vez en 2013.Especialmente importante en la limpieza del recorrido que ha realizado el combustible en la carga/descarga del reactor.

El robot se conecta al equipo de filtración de la cavidad para retener las partículas aspiradas.

- 11 -

3. ÚLTIMOS AÑOS: 2013-2014 (4/5)


Limpieza subacuática de la brida de la vasija del reactor

OBJETIVO: Reducir las dosis y el riesgo de los trabajadores en la limpieza de la brida de la vasija del reactor.

Utilización de un robot para la limpieza de la brida del reactor abandonando la práctica de limpieza manual.

En la recarga de 2015 esta previsto que el dispositivo pueda ser conectado al sistema de filtrado de la cavidad.

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3. ÚLTIMOS AÑOS: 2013-2014 (5/5)


Inyección de agua oxigenada durante la fase de purificación en la parada de la central (2014)

OBJETIVO: Potenciar durante la fase de purificación del circuito primario, la solubilización y posterior eliminación de productos de corrosión activados.

La actividad retenida en la plataforma de purificación en 2014 ha sido aproximadamente 6 veces superior a la retenida durante la misma plataforma en 2013.

La actividad total retenida supera las cantidades obtenidas en 2011, 2012 y 2013 El valor de Co-60 retenido ha sido el mayor desde el año 1994.

Incremento la actividad retenida de Zr-95 y Nb-95 en la recarga de 2014 respecto de la retenida en 2012 y 2013.

Actividad Retenida (Curios)

Zr‐95 Nb‐95

REC‐2012 1,69 1,7

REC‐2013 1,85 1,92

REC‐2014 5,11 4,2

ACTIVIDAD RETENIDA POR ISOTOPO (Curios)

PARADA Co-58 Co-60 Sb-122 Sb-124 SUMAREC-2013 19,6 6,7 16,1 13,3 55,7REC-2014 17,42 8,63 49,68 32,57 108,30

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4. OTRAS MEJORAS DEL PROGRAMA ALARA (1/2)


Refuerzo de la utilización del aula-taller en los cursos relacionados con la protección radiológica.

Mejoras en las prácticas de trabajo a través de la formación:

Incremento de la participación de la línea de protección radiológica en el diseño de los cursosde formación: Observatorios de formación: necesidades. Sesiones piloto de todos los cursos.

- 14 -

4. OTRAS MEJORAS DEL PROGRAMA ALARA (2/2)


Programa de protección radiológica remota para trabajos radiológicamente relevantes (cavidad, inspección de bombas principales, etc.)

Utilización de equipos de teledosimetría y teleradiometría. Cámaras de TV y equipos de comunicación inalámbrica para supervisión de trabajos

significativos.

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5. RESULTADOS

Las dosis colectivas de las recargas de 2013 y 2014 se aproximan al valor medio histórico de C.N.Trillo.

El termino fuente del circuito primario en C.N. Trillo se mantiene en valores entre los mejores de centrales de su generación y tecnología.

Las acciones emprendidas para el control de los niveles radiológicos en el interior de la cavidad han sido efectivas.


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