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2017
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El CSN establece las condiciones a la solicitud de renovación de la autorización de explotación de Santa María de Garoña
El Pleno del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) ha acordado, por cuatro votos a favor y uno en contra, fijar los límites y condiciones relativas a la solicitud de renovación de autorización de explotación de la central nuclear Santa María de Garoña (Burgos).
Los cinco miembros del Pleno han analizado en detalle los diferentes expedientes administrativos asociados al proceso de renovación de la autorización de explotación de la central nuclear Santa María de Garoña, tal como figura en el orden de día de la sesión de hoy, como puntos para la toma de decisión.
De esta forma, el Pleno del Consejo ha revisado los informes correspondientes a la Revisión Periódica de Seguridad (RPS), que incluye desde la fecha de corte de la segunda RPS (diciembre de 2007) hasta el 31 de diciembre de 2012, las respuestas enviadas por el titular, Nuclenor, al cumplimiento de la Normativa de Aplicación Condicionada (NAC), el estado de cumplimiento de las condiciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica de las Instrucciones Técnicas Complementarias (ITC) y de las Instrucciones Técnicas aplicables y el informe presentado por Nuclenor relativo a los Documentos Oficiales de Explotación.
Las evaluaciones concluyen que las propuestas son aceptables desde el punto de vista de la seguridad y la protección radiológica, si bien es necesario que el titular lleve a cabo acciones adicionales que se identifican en unos límites y condiciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica y que se recogen en la propuesta que el CSN remitirá al Ministerio de Energía, Turismo y Agenda Digital (Minetad).
Las ocho primeras condiciones, de un total de diez, se refieren a requisitos de tipo genérico incluidos en las autorizaciones de explotación de todas las centrales nucleares:
- Identificación del titular y explotador responsable.
- Potencia máxima autorizada.
- Documentos Oficiales de Explotación.
- Informes anuales requeridos por el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR).
- Salida de bultos radiactivos fuera del emplazamiento.
- Presentación de la próxima Revisión Periódica de la Seguridad.
- Requisitos para solicitar el cese de la explotación.
- Programas de mejora.
Las dos condiciones restantes se han fijado en torno a dos momentos concretos de la instalación. De esta forma, la condición número 9 establece que:
Antes de la primera carga de combustible nuclear en el reactor el titular deberá completar las actuaciones necesarias para alcanzar el nivel de seguridad nuclear y protección radiológica previsto para dicha situación operativa, de acuerdo con las Instrucciones Técnicas Complementarias emitidas.
Además, el inicio de las operaciones de la primera carga de combustible requerirá la apreciación favorable del Consejo de Seguridad Nuclear.
Por su parte, la condición número 10 dictamina que:
Antes de que en el reactor se produzca una reacción nuclear en cadena automantenida, es decir, que el número de neutrones producidos y absorbidos en el interior del reactor sea el mismo (situación que técnicamente se denomina criticidad del reactor) el titular deberá completar las actuaciones necesarias para garantizar la explotación segura de la central, de acuerdo con las Instrucciones Técnicas Complementarias emitidas.
Instrucciones Técnicas Complementarias
A su vez, los diez límites y condiciones se complementan con quince Instrucciones Técnicas Complementarias (ITC), en las que se requiere al titular la realización de otra serie de actuaciones de vigilancia, mejora o modificaciones de diseño identificadas en el transcurso de la evaluación del CSN. Las trece primeras están asociadas a aspectos genéricos de la autorización de explotación.
La instrucción técnica complementaria 14 está directamente relacionada con la condición 9, de forma que, antes de la carga de combustible nuclear en el reactor, Nuclenor deberá cumplir, entre otros, con los siguientes apartados:
- Establecer un programa de Organización y Factores Humanos.
- Adaptación a la IS-30 (rev.2) del CSN, correspondiente a la protección contra incendios
- La implantación de las medidas post Fukushima pendientes relativas a la instalación del sistema de venteo filtrado (SVFC), la construcción del Centro Alternativo de Gestión de Emergencias (CAGE) y el montaje de los recombinadores pasivos autocatalíticos de hidrógeno (PAR).
- Prueba de validación en relación con la gestión de grandes cantidades de agua contaminada.
- Propuesta de estrategia para el almacenamiento seguro y accesible de un volumen de agua en la hipótesis de pérdida de la disponibilidad de agua del río Ebro.
- Acciones relacionadas con el cumplimiento de la IS-27 sobre criterios generales de diseño (parada remota de la central, abandono de sala de control).
- Revisión de los Documentos Oficiales de Explotación que reflejen la situación actualizada de la central.
Por otro lado, la ITC número 15 se vincula a la condición 10 por lo que antes de que el reactor alcance su criticidad (reacción nuclear en cadena automantenida), el titular deberá:
- Elaborar un plan de inspección de los accionadores de las barras de control (denominados CRD) para las dos siguientes paradas de recarga.
- Informar al CSN sobre el cumplimiento del programa de actuaciones para el restablecimiento de la capacidad técnica del personal de explotación.
- Efectuar una revisión del Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento (PIEGE) incorporando las propuestas de mejora identificadas; reevaluar los Análisis de Envejecimiento en Función del Tiempo (AEFT) relacionados con la fatiga de metales y de contención, para el periodo de operación solicitado.
- Introducir en el programa de pruebas de arranque la realización de un conjunto de pruebas suficientes para comprobar la correcta respuesta dinámica de la planta ante transitorios previstos. Este programa se presentará al CSN con una antelación mínima de nueve meses a la fecha prevista para la criticidad del reactor.
Modificaciones de diseño requeridas
De igual forma, en la sesión de hoy, los miembros del Pleno han informado favorablemente las evaluaciones realizadas sobre modificaciones de diseño de la central para las que se ha establecido un proceso de licencia específico, tal como la puesta en servicio de un nuevo Sistema de Tratamiento de Gases de Reserva (SBGTS), que fue requerida como una condición derivada del proceso de la revisión de la normativa de aplicación condicionada (NAC) en el informe que emitió el CSN en 2009 y que figura en el punto 20 de la ITC/14.01. En este expediente, el CSN ha evaluado las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento Mejoradas (ETFM) y del Estudio de Seguridad (ES) asociadas a esta modificación de diseño.
La modificación de diseño comprende cuatro fases:
a) Construcción del nuevo edificio con muros de hormigón armado de clase sísmica 1 que alberga este sistema de tratamiento de gases.
b) Montaje del sistema de reserva de tratamiento de gases, formado por dos trenes o líneas redundantes e independientes, del 100% de capacidad cada uno, compuesto de unidades extractoras e impulsoras, que filtran y descargan el aire de contención secundaria a la chimenea de descarga de gases. Los componentes mecánicos de este nuevo sistema SBGTS están clasificados como relacionados con la seguridad y clase sísmica 1. Los componentes eléctricos y de instrumentación están clasificados como clase IE.
c) Instalación del sistema de ventilación del nuevo edificio, clasificado como no relacionado con la seguridad.
d) Instalación de los servicios auxiliares
El titular no podrá llevar a cabo la carga de combustible en el reactor sin contar con la apreciación favorable del Consejo de Seguridad Nuclear y, en el caso de la modificación de diseño que implica la implementación del sistema de tratamiento de gases y del sistema de venteo filtrado de la contención, requerirán la autorización del Minetad, previo informe preceptivo y vinculante del CSN, antes de la carga de combustible.