El titular de la central nuclear Trillo presentó el 27 de marzo de 2023, ante el Ministerio para la Transición Ecológica y el Reto Demográfico (MITECO), la solicitud de renovación de la autorización de explotación de la central por un periodo de diez años, a contar una vez expirase el plazo conferido en la anterior renovación, es decir, hasta el 16 de noviembre de 2034. Como soporte de su solicitud, el titular presentó la documentación requerida en la normativa vigente y en su anterior autorización de explotación, que incluye principalmente una Revisión Periódica de Seguridad (RPS) y, adicionalmente, la documentación asociada a la denominada Operación a Largo Plazo (OLP), dado que en el nuevo periodo de explotación para el que se solicita la autorización, en mayo de 2028, se cumplirán cuarenta años de la primera conexión de la central a la red.

Asunción Barquín Dueña | Jefa de Proyecto de la central nuclear Trillo (durante la evaluación de la solicitud de renovación de autorización de explotación)

La solicitud ha sido objeto de una evaluación pormenorizada por parte del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), con objeto de establecer las condiciones para garantizar la seguridad de la central, dando lugar finalmente a un informe aprobado por el Pleno del CSN el 23 de julio de 2024. El informe fue trasladado, como es preceptivo, al MITECO, que concedió a la central nuclear Trillo la renovación de la autorización de explotación por orden ministerial del 17 de noviembre de 2024. En este artículo se resume el proceso de evaluación llevado a cabo por el CSN y las condiciones establecidas en el informe preceptivo y, por ello, en la renovación de la autorización concedida por el ministerio.

La central nuclear Trillo (CNT) está situada en el término municipal de Trillo, en la provincia de Guadalajara. Su reactor es del tipo agua ligera a presión (Presurized water reactor-PWR), diseñado por la empresa alemana Siemens AGKWU (Kraftwerk Union Atkiengessellschaft). Dispone de tres lazos de refrigeración del reactor, cada uno con un generador de vapor y un único presionador, y suministra una potencia térmica de 3010 MWt y una potencia eléctrica de 1077 MWe, utilizando combustible de uranio enriquecido con uranio-235.

La central opera en ciclos de doce meses de duración. En cada recarga se introducen en el núcleo del reactor unos cuarenta elementos de combustible nuevo (aproximadamente la cuarta parte del núcleo).

Trillo obtuvo la autorización de construcción en agosto de 1979 y la de puesta en marcha en diciembre de 1987. El 23 de mayo de 1988 se produjo la primera conexión a la red eléctrica nacional.

De acuerdo con lo establecido en el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR), las centrales españolas disponen de una autorización de explotación (AE), concedida por el ministerio competente, en la que se establecen las condiciones de operación. Las AE se conceden normalmente por diez años y se renuevan periódicamente por otro periodo de diez años también.

Desde la obtención de la primera autorización en 1988, la central ha obtenido varias renovaciones de sus permisos y autorizaciones de explotación. La AE vigente en el momento de solicitar la renovación objeto del presente artículo databa de 2014, con fecha de validez hasta el 17 de noviembre de 2024.

Desde el inicio de la explotación comercial, la central se ha ido actualizando a los estándares de seguridad de en cada momento, incorporando las mejoras requeridas por la nueva normativa, las instrucciones del CSN o las derivadas de su propia experiencia operativa o la de otras instalaciones.

Documentación

La documentación que el titular de la central debía remitir al CSN para solicitar una nueva autorización de explotación se encontraba recogida en la orden ministerial por la que se concedió la renovación de la autorización de 2014. Posteriormente, mediante sendas órdenes ministeriales, se le requirió la incorporación de la nueva sistemática para la realización de las RPS, recogida en la revisión 2 de la guía de seguridad del CSN, GS 1.10 Revisiones periódicas de la seguridad de las centrales nucleares, y el envío al CSN de documentos adicionales en el caso de que dicha renovación se solicitase por un período superior a la vida de diseño de la central (cuarenta años), es decir, que conllevase la entrada en OLP.

En este sentido, presentó la siguiente documentación como soporte de la solicitud:

1) Informe de la Revisión Periódica de Seguridad.

2) Últimas revisiones de los documentos oficiales de explotación.

3)Revisión del estudio probabilista de seguridad.

4) Informes de IPEEE sísmico.

5) Informe integral sobre el estado del envejecimiento de estructuras, sistemas y componentes (ESC) de seguridad.

6) Documentación asociada a la operación a largo plazo.

■ Plan integrado de evaluación y gestión del envejecimiento (PIEGE).

■ Estudio de impacto radiológico asociado a la operación a largo plazo (EIR).

■ Propuesta de revisión del Plan de Gestión de Residuos Radiactivos y del Combustible Gastado (PGRRCG) correspondiente a la operación a largo plazo

Evaluación del CSN

La documentación presentada fue evaluada por el CSN para la emisión de un informe, que se resume a continuación:

Revisión Periódica de la Seguridad

El Reglamento sobre Seguridad Nuclear (RSN) y la Instrucción del Consejo IS 26 sobre requisitos básicos de seguridad nuclear aplicables a las instalaciones nucleares requieren a los titulares de las instalaciones la realización de una RPS cada diez años como máximo.

El objetivo de la RPS es realizar una valoración global del comportamiento de la instalación durante el periodo analizado, mediante un análisis sistemático de todos los aspectos de seguridad nuclear y protección radiológica. La GS 1.10 Rev. 2 establece los objetivos, el alcance, el contenido, los plazos de presentación y la forma de documentar las RPS de las centrales nucleares en operación, en cumplimiento de la IS 26. Además, incluye aspectos específicos, como el envejecimiento y obsolescencia de los equipos, la posible OPL de las instalaciones más allá de la vida inicialmente prevista y las lecciones aprendidas del accidente de Fukushima.

Tal y como requiere la GS 1.10, Trillo solicitó antes de la realización de su RPS la apreciación favorable del denominado «documento base», que contiene el plan para la elaboración de la RPS que fue apreciado favorablemente por el CSN en junio de 2022.

El periodo de análisis cubierto por la RPS, según lo requerido en la G.S 1.10, se extiende desde el 1 de enero de 2013 hasta el 30 de junio de 2022. La revisión comprende la evaluación de quince factores de seguridad, cuyos resultados son valorados y priorizados desde el punto de vista de la seguridad, para identificar modificaciones o mejoras razonablemente factibles que permitan mantener o aumentar la seguridad de la central, asegurando que se mantiene en un nivel elevado hasta la siguiente RPS o hasta el final de su operación comercial.

La figura 4 recoge de forma esquemática los principales hitos de la redacción de la RPS.

Los quince factores de seguridad se pueden agrupar en los siguientes tipos:

■ Relacionados con el diseño y la operación la central.

■ Relacionados con los análisis de seguridad.

■ Relacionados con el funcionamiento y la experiencia operativa.

■ Relacionados con la organización y los factores humanos.

■ Relacionados con el impacto al medioambiente.

Como resultado de la revisión de los factores de seguridad, siguiendo la GS 1.10, se pueden identificar: 

■ Fortalezas: prácticas que han mejorado significativamente durante el periodo de la RPS y son comparables con las mejores prácticas establecidas en normas, códigos y guías actuales.

■ PDM o posibilidades de mejora: con base en la seguridad se clasifican en importancia alta, media, baja y muy baja. El titular debe establecer acciones cuya prioridad esté basada en la importancia para la seguridad de la PDM.

La central nuclear Trillo identificó en su RPS 43 fortalezas, 46 PDM y 67 acciones para su resolución, de las que destaca:

■ No se identificó ninguna PDM de importancia alta para la seguridad.

■ Alrededor del 80 % de las PDM identificadas eran de importancia baja o muy baja.

■ Las de importancia media (nueve en total) estaban asociadas en su mayor parte con el factor de seguridad 2: «condiciones actuales de las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad», es decir, relacionadas con mejoras en la condición y fiabilidad de ESC importantes para la seguridad.

■ Alrededor del 37 % de las PDM identificadas estaban relacionadas con la mejora de los procesos de planta, para incrementar su efectividad y garantizar el cumplimiento pleno de los requisitos asociados y su adaptación a las mejoras prácticas.

■ El número de PDM asociadas a aspectos de recuperación y mejora de márgenes era muy reducido.

Para la evaluación del documento de la RPS, el CSN elaboró una guía en la que se concretó la participación de diferentes áreas especialistas del órgano regulador. En ocasiones, fue necesario solicitar información adicional o mantener reuniones técnicas entre los técnicos del CSN y los representantes del titular con objeto de aclarar algunos puntos.

Como consecuencia de la evaluación del CSN, Trillo ha adquirido por escrito una serie de compromisos de actuación –además de las acciones derivadas de su propio análisis de la RPS–, relativos a los distintos factores de seguridad, que se pueden agrupar en los siguientes tipos:

■ Relacionados con el adelanto de los plazos de implantación propuestos en las acciones de la RPS.

■ Asociados a normativa o su incorporación en las bases de licencia.

■ Asociados a la revisión o elaboración de procedimientos o procesos.

■ Asociados a la elaboración/revisión de cálculos, análisis o estudios.

■ Asociados a actividades de mantenimiento o pruebas.

■ Asociados a modificaciones de diseño.

■ Documentales, principalmente asociados a aspectos a incluir en la revisión 1 de la RPS.

■ Compromisos que no encajan en ninguno de los grupos anteriores, principalmente relativos a la realización y envío de información al CSN.

Análisis del estado de envejecimiento de los componentes, sistemas y estructuras de seguridad de la central

El titular también presentó como soporte de su solicitud un informe integral sobre el estado del envejecimiento de estructuras, sistemas y componentes (ESC) de seguridad. 

El objetivo era complementar la información aportada en cuanto al estado de las ESC, incluyendo un análisis específico del envejecimiento de los componentes y de la integridad de las estructuras de los sistemas importante para la seguridad, para el próximo periodo de explotación.

Para la elaboración de este informe integrado, el titular tuvo en cuenta los resultados de una serie de programas ya existentes en la central: plan de gestión de vida, regla de mantenimiento, programa de mantenimiento de la calificación ambiental de equipos, programa de inspección en servicio, plan de fiabilidad de equipos, procesos de gestión de la obsolescencia, programa de mantenimiento preventivo y otros programas, como el de diagnosis y mantenimiento de válvulas motorizadas.

La evaluación de este análisis fue realizada por el área de Gestión del  Envejecimiento y Mantenimiento (GEMA) del CSN, que alcanzó las conclusiones siguientes:

■ Los programas y actividades existentes en CNT son suficientes y garantizan razonablemente la adecuada identificación, vigilancia y evaluación de problemas de envejecimiento.

■ Los resultados del análisis permiten concluir que las ESC analizadas presentan un buen estado.

■ No se han detectado mecanismos de envejecimiento relevantes y las desviaciones detectadas han sido abordadas por CNT para corregir la condición.

■ Se propone la actualización y envío al CSN del informe integral, con una frecuencia de tres años, recogiendo el análisis de los aspectos relevantes en el periodo anterior de tres años (tres ciclos y tres paradas para recarga).

Documentación asociada a la OLP

Los principales documentos presentados por el titular en relación con la OLP y objeto de evaluación por parte del CSN han sido los siguientes:

1. PLAN INTEGRADO DE EVALUACIÓN Y GESTIÓN DEL ENVEJECIMIENTO (PIEGE)

La Instrucción del CSN IS-22 «Requisitos de seguridad para la gestión del envejecimiento y la operación a largo plazo de centrales nucleares» requiere que, en caso de que una central solicite la OLP, es decir, más allá de la vida de diseño original de la instalación, en la primera solicitud de renovación de autorización de explotación por un periodo que supere su vida de diseño, el titular debe incluir un PIEGE, constituido por una serie de estudios de gestión del envejecimiento que permitan garantizar la funcionalidad de los elementos importantes para la seguridad en el nuevo periodo de operación. Estos son los mismos que se deben incluir en el Plan de Gestión de Vida (PGV). Por ese motivo, el PIEGE puede considerarse como una extensión del PGV en la fase de operación a largo plazo, posterior a la de diseño inicial de la central. 

La evaluación global del PIEGE fue asignada también al área GEMA, aunque varios apartados específicos fueron evaluados por el área de Ingeniería Mecánica y Estructural (IMES). La evaluación concluyó que tanto el proceso y metodología de determinación del alcance y selección de ESC como la metodología y resultados de la revisión de la gestión del envejecimiento eran aceptables.

Con respecto a los Programas de Gestión del Envejecimiento (PGE), en la fecha de la evaluación, la central nuclear Trillo disponía de 39 PGE para gestión de los efectos de envejecimiento y había emitido 94 informes de seguimiento de los programas de gestión del envejecimiento (IMPGE). Por tanto, la fase de implantación se encontraba muy avanzada, considerando la fecha de entrada en OLP. La aplicación de los PGE proporciona una seguridad razonable de que los efectos de envejecimiento están adecuadamente gestionados, de forma que los sistemas y componentes dentro del alcance cumplirán sus funciones propias. No obstante, la evaluación destacó que las actividades definidas en los PGE debían estar completadas antes del inicio de la OLP.

En relación con los Análisis de Envejecimiento en Función del Tiempo (AEFT), la central nuclear Trillo identificó 36 AEFT, de acuerdo con los criterios de la IS-22, y su resolución se consideró correcta.

Los AEFT relacionados con la fragilización neutrónica de la vasija del reactor estaban pendientes de resolución, si bien la central asumió el compromiso de presentar la resolución completa tres años antes de la entrada en OLP.

2. PROPUESTA DE REVISIÓN DEL PGRRCG

El PGRRCG tiene por objeto recoger los criterios y métodos que aseguren que la gestión de los residuos radiactivos que se generan en la instalación sea segura y optimizada, El titular presentó, junto a la solicitud de renovación, una propuesta de revisión del plan para tener en cuenta los residuos que se generarán durante la fase de OLP. 

La evaluación de este documento fue realizada por las áreas del CSN responsables de los temas relativos a los residuos, tanto de alta (ARAA) como de baja y media actividad (ARBM) y concluyeron que la última revisión del plan podía ser objeto de informe favorable por parte del CSN. Así, el CSN informó favorablemente la propuesta de cambio al PGRRCG asociado a la OLP y el MITECO, por resolución de 19 de septiembre de 2024, aprobó la propuesta.

3. EVALUACIÓN DEL ESTUDIO DEL IMPACTO RADIOLÓGICO ASOCIADO A LA OLP

Junto con la solicitud de renovación de autorización de explotación, el titular presentó el estudio de impacto radiológico asociado a la OLP de Trillo, que concreta el cálculo de las dosis radiológicas que puede recibir el individuo más expuesto, así como el conjunto de la población en el entorno de la central.

El cálculo de dosis objeto del EIR se definió con base a los siguientes ámbitos:

■ Espacial: el EIR se circunscribe al radio de 30 km en torno a la central, zona de influencia considerada en los programas de vigilancia radiológica ambiental.

■ Temporal: la proyección futura de dosis abarca el periodo de OLP, con un horizonte de operación hasta 2048.

Los análisis del titular concluyeron que los valores de dosis derivados de la emisión de efluentes radiactivos líquidos y gaseosos durante la operación normal de Trillo en el periodo del estudio son inocuos e inferiores a los límites establecidos legalmente, sin necesidad de tomar medidas adicionales durante el nuevo periodo de operación.

Las áreas de Evaluación de Impacto Radiológico (AEIR) y de Vigilancia Radiológica Ambiental (AVRA) del CSN, encargadas de la valoración, consideraron que la revisión 4 del EIR era aceptable.

Además del análisis de la documentación presentada por el titular como soporte de su solicitud, el CSN realizó una evaluación del cumplimiento de las condiciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica, y de las Instrucciones Técnicas Complementarias (ITC) asociadas a las condiciones de la anterior renovación de la autorización de explotación de 2014. También verificó el cumplimiento con las ITC post-Fukushima y con el resto de instrucciones técnicas complementarias emitidas con posterioridad a la renovación de la AE.

La evaluación concluyó que los límites y condiciones, así como las acciones requeridas en las ITC asociadas a la autorización de explotación vigente habían sido cumplidas, al no constar ningún incumplimiento de los límites y condiciones asociados a la AE o de los requisitos de las ITC emitidas por el CSN para la central durante el periodo de aplicación de la autorización de explotación.

Por último, el CSN realizó también un análisis de todas las ITC e instrucciones técnicas emitidas por el Consejo para la central nuclear Trillo, con objeto de establecer cuáles debían continuar vigentes durante el siguiente periodo de explotación que se iba a autorizar y cuáles se podían anular. El resultado de esta evaluación quedó plasmado en una nueva ITC a la central nuclear Trillo, por la que se anulan ITC e instrucciones técnicas emitidas anteriormente, las  cuales dejan de estar vigentes a partir de la emisión de la ITC.

Conclusiones finales: informe, límites y condiciones

A la vista de los informes técnicos, las conclusiones de la evaluación y el análisis y valoración final del Pleno del Consejo, el CSN acordó informar favorablemente la renovación de la autorización de explotación de la central nuclear Trillo por el periodo de diez años solicitado (17 de noviembre de 2024 hasta 16 de noviembre de 2034)1 . La propuesta del CSN sobre la nueva autorización incluye los límites y condiciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica. Concretamente, se establecen nueve condiciones, las seis primeras globales y tres específicas, relacionadas con:

■ La empresa titular, sus facultades y el marco técnico de operación de la central.

■ Los documentos oficiales de explotación y requisitos para sus modificaciones.

■ Las obligaciones de información al CSN y a la Dirección General de Planificación y Coordinación Energética del MITECO.

■ Actuaciones derivadas de la Revisión Periódica de Seguridad, el PIEGE y el resto de documentación presentada con la solicitud: se requiere el cumplimiento de todas las acciones propuestas en la RPS y de todas las acciones reflejadas en las cartas de compromisos del titular, y que cualquier cambio posterior requerirá la apreciación favorable del CSN.

■ Análisis de inundaciones internas y aspersión.

■ Gestión del envejecimiento y la operación a largo plazo.

Los límites y condiciones se complementan con una serie de ITC emitidas por el CSN asociadas a las condiciones de la nueva autorización de explotación, en las que se requiere al titular la realización de otra serie de actuaciones de vigilancia, mejoras o modificaciones identificadas en el transcurso de la evaluación del CSN. 

En total se emitieron cinco ITC asociadas a las condiciones de la autorización.

■ ITC asociada a la condición 3: incluye requisitos para modificar los DOE.

■ ITC asociada a la condición 4: especifica el contenido de los informes periódicos.

■ ITC asociada a la condición 7: relativa al cumplimiento con las acciones de la RPS y resto de compromisos del titular.

Entre las acciones incluidas en esta ITC destacan las siguientes:

– Desarrollo e implantación de planes de acción para evitar el desprendimiento de tuberculaciones, limos y otros ensuciamientos en los cambiadores de calor refrigerados por el sistema de agua de refrigeración esencial (VE).

– Analizar posibles mejoras para dotar al sistema de filtración de sala de control (UV27) de una alternativa adicional de suministro eléctrico.

– Establecer una prueba periódica de funcionamiento de las unidades enfriadoras del sistema de agua enfriada esencial (UF11/21/31/41 D501).

– Desarrollar un programa de pruebas de setenta y dos horas cada ocho años y tras cada revisión general (W6) para los generadores diésel de salvaguardia y de emergencia en cumplimiento con la KTA 3702 (2014).

– Implantar la modificación de diseño 4-MDR-04102-00/01 «Modificaciones necesarias para el cambio de ubicación y modelo de los instrumentos de temperatura GYx1/x2 T422/3/9» en los generadores diésel de salvaguardia. –Modificar el Manual de Prueba de Bombas relacionadas con la seguridad y procedimientos que lo desarrollan por comparación con las pruebas requeridas en el código ASME OM.

■ ITC asociada a la condición 8: incluye requisitos relativos a los análisis de inundaciones internas y aspersión.

■ ITC asociada a la condición 9: con acciones relacionadas con la gestión del envejecimiento y OLP. Tras analizar el informe preceptivo presentado por el CSN como resultado de su evaluación, el MITECO, por orden TED/1269/2024 de 11 de noviembre de 2024, concedió a la central nuclear Trillo la renovación de la autorización de explotación, con los límites y condiciones propuestos por el CSN.