CSN - Consejo de Seguridad Nuclear

La central nuclear de Cofrentes está situada en el término municipal de Cofrentes (Valencia), en la cola del embalse de Embarcaderos, en el margen derecho del río Júcar. Funciona mediante un sistema nuclear de producción de vapor formado por un reactor de agua ligera en ebullición, del tipo BWR-6 y recinto de contención tipo MARK 3, suministrado por la empresa norteamericana General Electric Company de EEUU.

Características

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Hechos destacables

La última parada para recarga se inició el día 29 de abril de 2007 (recarga número 16) con una duración final de 91 días. En esta parada, además de las actividades normales de recarga, se ejecutaron los trabajos necesarios para implantar la modificación de diseño de cambio de las líneas de inserción y extracción del sistema hidráulico de accionamiento de las barras de control (CRDH). La modificación incluyó todo un conjunto de trabajos de mantenimiento y sustitución de cables de instrumentación nuclear necesarios para poder efectuar el cambio de líneas del sistema hidráulico.

El origen de esta modificación se encuentra en la parada de la recarga en el año 2005 en la que se detectaron en el pedestal de la vasija del reactor pequeñas fugas, que tras inspección con video- endoscopia, se determinó que procedían de 7 líneas de inserción y 1 de extracción de los mecanismos de accionamiento hidráulico de las barras de control (CRDH), todas ellas estaban situadas en el cuadrante 2 de la penetración al pozo seco, por lo que la central procedió, durante dicha parada, a la sustitución de todas las tuberías del cuadrante 2, el afectado. Del análisis de causa raíz, así como de la experiencia operativa en centrales BWR similares, se concluyó que los defectos encontrados en los tubos se debían a un proceso de degradación localizado de corrosión bajo tensión en presencia de contaminantes (cloro) que parecía afectar de forma generalizada a todos los tubos, en los cuatro cuadrantes, con diversos grados de daño. Las inspecciones visuales realizadas en las tuberías situadas en los otros cuadrantes detectaron una capa de polvo sobre los tubos y concentraciones de cloruro similares a las encontradas sobre los tubos del cuadrante 2, por lo que, se podía suponer que el fenómeno degradatorio podía estar iniciado o incipiente en algunos tubos situados en los cuadrantes 1, 3, y 4. Por otra parte, se constató la imposibilidad de detectar los defectos antes de que fueran pasantes. En consecuencia, la central decidió la sustitución de todas las líneas en la recarga que se iba a llevar a cabo en el año 2007. Una vez tomada la decisión, y dado que la sustitución de estas tuberías conllevaba trabajos inevitables y subsidiarios de retirada de cables de instrumentación y soportes, se aprovechó la intervención para realizar un gran número de modificaciones y mejoras en la zona afectada con diversas modificaciones de diseño sobre cables de instrumentación del núcleo. La ejecución de estos trabajos junto con la necesidad de desmontaje por segunda vez de todos los CRDH, para realizar un nuevo mecanizado y soldadura de los mismos, requirió la permanencia de personal durante muchas horas en la zona del pedestal, debajo de la vasija y en el pozo seco, en ubicaciones donde las tasas de dosis son elevadas. El conjunto de estos trabajos, junto con las tareas directamente asociadas a su implantación supusieron, finalmente una dosis colectiva del orden de 4,2 Sv.persona.
A lo largo del año 2008 el Consejo de Seguridad Nuclear ha informado favorablemente: dos propuestas de modificación de las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento Mejoradas, una para adecuarlas a la Instrucción del Consejo IS-10 sobre criterios de notificación de las centrales nucleares y la segunda, la modificación de la frecuencia de prueba de los recombinadotes de hidrógeno a 24 meses para adaptarla a las recargas; una propuesta de cambio al Plan de Emergencia Interior para eliminar el requisito de simulacros fuera de horarios de oficinas y una modificación de diseño que permite incrementar el quemado máximo de la pastilla del elemento combustible SVEA-96 Optima 2, desde su valor de 70 MWd/kgU hasta 71,5 MWd/kgU, ya que la duración de los ciclos ha pasado de 18 a 24 meses. Asimismo ha apreciado favorablemente una modificación relacionada con la protección física de la instalación.

Por último, el Consejo de Seguridad Nuclear en el año 2008 ha informado favorablemente la propuesta de modificación de diseño para realizar un cambio en los bastidores de almacenamiento de combustible gastado de la piscina este con objeto de incrementar su capacidad de almacenamiento, el cambio ha supuesto la aprobación de  modificaciones en diversos documentos oficiales de explotación (Especificaciones Técnicas de Funcionamiento Mejoradas e Informe Final de Seguridad y otros documentos de la central). La solicitud estaba motivada por la necesidad de aumento de la capacidad de almacenamiento de combustible gastado. Hasta el momento la capacidad de almacenamiento era de 4.186 posiciones de elementos de combustible, Tras la recarga 16 (año 2007), la ocupación de las piscinas era de 3.216 posiciones. Considerando recargas típicas de 256 elementos combustibles y teniendo en cuenta que en todo momento se debe contar con una reserva de 624 posiciones para la descarga completa de un núcleo, se concluía que la operación de la central sólo sería posible hasta abril de 2011, en ese momento se dispondría de la reserva de posiciones para un núcleo completo pero no se podrían irradiar más elementos. Por este motivo se hizo necesario aumentar la capacidad de almacenamiento de combustible gastado en la central. De las posibles soluciones el titular ha optado por la sustitución de bastidores de la piscina de almacenamiento de combustible gastado de la piscina este por otros nuevos de mayor capacidad (re-racking). La solución elegida es similar a la que se llevó a cabo en la piscina de almacenamiento de combustible oeste, autorizada por resolución de la Dirección General de la Energía de 7 de agosto de 1997 y similar, asimismo, a otras autorizadas en otras centrales nucleares españolas.
Los datos relacionados con el funcionamiento de la central, actualizados permanentemente, pueden consultarse en la página de estados operativos de esta web, donde se muestran las incidencias de las centrales españolas, y en www.csn.es/w3sisc/ donde se muestra la valoración de su funcionamiento realizada por el CSN en el marco del programa "Sistema Integrado de Supervisión de Centrales" (SISC).

Sucesos notificables

Todos los sucesos ocurridos desde 2005, han sido clasificados en la Escala Internacional de Sucesos Nucleares (INES) como Nivel 0 o por debajo de la Escala.

Los sucesos notificados pueden consultarse en su sección correspondiente.