31-12-2009

Sucesos iniciadores

Conato de fuego en el edificio de calentadores

El día 27 de octubre, con la central en proceso de arranque, apareció en la sala de control una alarma de fuego perteneciente a la zona de las bombas de drenaje de calentadores en el edificio de turbina. Se observó la presencia de humo y pequeñas llamas en el calorifugado situado en las inmediaciones de la bomba de drenaje del tren A. Se procedió a parar la bomba, dejarla sin tensión y rociar el calorifugado con agua, normalizándose la situación y desapareciendo las llamas y el humo. Los responsables de la protección contra incendios (PCI) calificaron el incidente como de conato de incendio. Su origen se debió a que el calorificado que recubre y aísla las tuberías se encontraba impregnado de grasa y al poner en servicio la bomba, (que mueve fluido a unos 200 ºC de temperatura) se fue calentando hasta arder. El titular incumplió el apartado 16.4.1 del Manual de Garantía de Calidad que dice que "Las organizaciones responsables desarrollarán e implantarán los procedimientos necesarios, de acuerdo con el alcance de sus actividades, para identificar, documentar, informar y corregir las condiciones adversas a la seguridad".

El hallazgo afecta al objetivo de limitar la frecuencia de aquellos sucesos que desafían la estabilidad de la central y demandan las funciones críticas de seguridad tanto durante la parada como en las operaciones a potencia. Afecta por tanto al pilar de seguridad de sucesos iniciadores en su atributo de protección contra factores externos, en este caso, un fuego. Para valorar la importancia del hallazgo se considera que pertenece a la categoría de prevención de incendios y controles administrativos. Lo ocurrido con la presencia de aceite en el calorifugado de la bomba supone que el sistema de protección contra incendios tiene un nivel de degradación bajo. Por ello, el hallazgo se clasifica como de muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

Autorrevelado

20-03-2010

14-10-2009

Sistemas de mitigacion

Las pruebas funcionales que se realizan a las válvulas de aislamiento de vapor principal no permiten asegurar que las mismas cumplan los criterios establecidos.

El criterio de aceptación de la prueba funcional de las válvulas de aislamiento de vapor principal es que el tiempo de cierre debe estar comprendido entre tres y cinco segundos. En el Estudio de Seguridad de la Central Nuclear Cofrentes, el efecto que tiene el cierre de las citadas válvulas con la central a plena potencia se ha analizado para un tiempo de tres segundos como mínimo. La prueba funcional de dichas válvulas se realiza con la central en parada fría (sin vapor en las tuberías), cuando se sabe que la existencia de un cierto caudal de vapor en las tuberías favorece el cierre más rápido de las válvulas. Por ello, un criterio de aceptación de la prueba con un tiempo de cierre de 3 segundos en frío no garantiza que durante la operación a plena potencia las válvulas cierren en un tiempo de 3 segundos como mínimo. Así, podría ocurrir que, con la central a plena potencia, el tiempo de cierre de las válvulas fuera menor de 3 segundos. Ello supondría que las válvulas podrían estar inoperables por no cumplir los requisitos del Estudio de Seguridad sin que fuera advertido por el personal de la central cuando ejecuta las pruebas de vigilancia. El incumplimiento consiste en que las pruebas de vigilancia de las válvulas tal y como están previstas no garantizan el cumplimiento de los criterios con los que se ha realizado el análisis de accidentes de la central.

El hallazgo afecta a la fiabilidad y disponibilidad de sistemas del pilar de seguridad de sistemas de mitigación. Teniendo en cuenta que no se tiene constancia de que se haya producido la pérdida de ningún sistema ni de su función de seguridad, el hallazgo se clasifica como de muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

31-03-2009

Sistemas de mitigacion

Fallo en el arranque del generador diesel de la división II durante la realización de una prueba mensual de vigilancia

El día 12/01/09, durante la realización de una prueba de vigilancia, se dio orden de arranque en vacío al generador diesel-II, desde el panel local, seleccionando para ello el grupo 1 de motores de arranque. A los pocos segundos apareció la alarma de fallo en el arranque, por baja presión de aire, y el personal que realizaba la prueba comprobó que el generador diesel no había arrancado. El operador auxiliar comunicó el fallo al personal de operación de la sala de control. Unos minutos más tarde, se volvió a repetir la operación sin revisar ningún componente del sistema, arrancando el generador de modo correcto. El titular consideró que no hubo fallo contabilizable en el arranque del sistema. Al no considerar el fallo, se produjo un incumplimiento del procedimiento titulado “Procedimiento administrativo para el control de pruebas válidas, fallos e inoperabilidades de los generadores diesel de emergencia”. Este procedimiento especifica que no se considerará fallo en el arranque si la prueba demuestra que el generador diesel arrancaría y funcionaría en una situación de emergencia. Para ello se debería llevar a cabo un nuevo arranque con el sistema en condiciones normales de operación y comprobar que no se produjera ningún fallo.

El titular, al repetir la secuencia de arranque del generador con el mismo grupo de motores de arranque, no demostró realmente que hubo un arranque sin fallo en condiciones normales, ya que como condiciones normales se debe entender que el generador diesel arrancaría con los dos grupos de motores de arranque y no sólo con el grupo 1. El hallazgo afecta al pilar de seguridad de sistemas de mitigación, en su atributo de comportamiento de los equipos, ya que impacta negativamente en el objetivo de "asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas". Se concluye que el incumplimiento tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

20-06-2009

27-05-2009

Integridad de barreras

Error en la tolerancia permitida en el grado de enriquecimiento del combustible considerada en los análisis de seguridad del titular

La inspección constató que la tolerancia permitida en el grado de enriquecimiento del uranio durante la fabricación de las pastillas de oxido de uranio era como mínimo de +/-0.054 %. Sin embargo, el valor de incertidumbre del porcentaje de enriquecimiento de este tipo de combustible utilizado por el titular en los análisis de seguridad frente a un accidente de criticidad es de +/-0.02%. Estos análisis se realizan para controlar la criticidad en los almacenamientos de combustible. Esta diferencia da lugar a unos análisis erróneos, ya que el titular considera en sus cálculos menos combustible del que en algún caso podría haber en los elementos combustibles aplicando la tolerancia real de la fabricación. Esto podría suponer que en algún caso se comprometiera la subcriticidad del almacenamiento. A la vista de lo anterior, el titular realizó de nuevo los cálculos de una forma conservadora con unos valores envolventes (+/-0.1) y se comprobó que el efecto de la incertidumbre o tolerancia en el enriquecimiento del combustible era pequeño, y no se sobrepasaban los límites vigentes para la constante de multiplicación neutrónica (Keff). Este error supone una situación adversa que el titular razonablemente podía haber evitado ajustando la tolerancia de los cálculos a los de la fabricación del combustible. Además, el hallazgo descrito constituye un incumplimiento del apartado 6.4.1.1 del documento de referencia EST-CONUC-015, “Evaluación del diseño nuclear del combustible” en revisión 7, de julio del 2008.

El hallazgo afecta al pilar de integridad de las barreras, en particular a la funcionalidad de la vaina del combustible. Hay que tener en cuenta que el hallazgo no afecta a la operación de la central y solo habría que considerarlo en los análisis de criticidad de los almacenamientos de combustible, tanto en el foso de combustible fresco como en las piscinas de combustible gastado. Por ello, se revisa el análisis de seguridad para operaciones en la parada ya que el control de la reactividad es una de las cinco funciones de seguridad requeridas en el documento de referencia NUMARC 96-01 aplicable a las centrales en parada. Con el presente hallazgo se podría ver cuestionada la función de control de reactividad durante el almacenamiento en piscinas, aunque con los cálculos con un valor envolvente conservador aportados por el titular, y que se consideran correctos por el CSN, se comprueba que esto no se produce, y que además el margen hasta tal situación es amplio y mayor que la sensibilidad al error cometido. Así, el hallazgo se clasifica de muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

25-09-2009

Integridad de barreras

Ausencia de un análisis del impacto de las pinturas empleadas en el edificio de combustible sobre los filtros del sistema de tratamiento de gases

La inspección observó que en la sala de control no se tenía conocimiento del posible impacto de las actividades de pintura que se estaban realizando en el edificio de combustible sobre los filtros de la purga a través del sistema de ventilación (HVAC), ni sobre los filtros del sistema de tratamiento de gases de reserva (SGTS). De acuerdo con el procedimiento de referencia PG 010, el titular, antes de usar la pintura, debería haber analizado la situación mencionada como una condición anómala, lo que hubiera supuesto el conocimiento en la sala de control de la situación de operabilidad del sistema y sus filtros en el momento de ocurrencia del incidente, o la imposibilidad de realizar movimientos de combustible en caso de no poderse garantizar la efectividad de los filtros y por tanto la operabilidad del sistema. El titular considera que la superficie pintada eran retoques en las puertas por lo que, dada esta superficie frente al volumen total del edificio de combustible, se puede considerar que el impacto de los vapores de la pintura sobre los filtros sería pequeño y existía una expectativa razonable de operabilidad. Se trata de una condición adversa a la calidad, que el titular podía haber evitado. El hallazgo descrito constituye un incumplimiento del procedimiento de referencia PG 010 titulado “Tratamiento de las condiciones anómalas de estructuras, sistemas o componentes (ESC)” al no haberse analizado el impacto de las actividades de pintura sobre la operabilidad de los sistemas afectados.

El hallazgo afecta al pilar de integridad de las barreras en el atributo de funcionalidad de la integridad de la contención. Hay que tener en cuenta que en esos momentos la central se encontraba parada para recarga, por lo que la única limitación de acuerdo a las especificaciones técnicas en vigor para ese modo de operación podría ser el movimiento de combustible que suponga alteraciones en el núcleo. Según la documentación aportada por el titular, existe una garantía razonable de operabilidad de los filtros del sistema de tratamiento de gases de reserva (SGTS), por lo que se considera operable el sistema para cumplir su función de seguridad y la importancia para la seguridad del incumplimiento es muy baja. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

CSN

30-06-2009

Integridad de barreras

Retraso en la implantación de una modificación de diseño

En el año 2005 el titular realizó una solicitud de cambio de proyecto de referencia, SCP-4340 que afectaba a las válvulas neumáticas del sistema de mezclado de la atmósfera del pozo seco del recinto de la contención. En la solicitud de cambio se concluía la necesidad de aumentar la sección del manorreductor, de aumentar la sección (diámetro) de los tubos de suministro de aire al actuador y de reducir la distancia entre los manorreductores y los actuadores de las válvulas. Todo ello se consideró necesario para mantener el valor del tiempo de apertura y cierre, de las válvulas, por debajo de los 10 segundos. También se concluyó que era imprescindible realizar esta modificación con el criterio de urgencia normal, que era de fácil implantación y que se debería realizar en la siguiente recarga. En el año 2007 hubo una parada de recarga (R-16) y a lo largo del presente ciclo 17 de operación, la central ha estado en situaciones de parada prolongada en varias ocasiones, en las que ha habido tiempo suficiente para implantar la modificación de diseño. Sin embargo, la misma no se ha realizado hasta la fecha. El titular ha incumplido el procedimiento titulado “Procedimiento General que regula la definición, priorización, planificación y desarrollo de los documentos de cambio de proyecto para la central de Cofrentes”, ya que en el mismo se establece un marco temporal en los criterios de priorización que no se ha respetado en este caso.

En abril de 2006, se produjo un fallo funcional de una válvula neumática que, según el panel de expertos del titular sobre la regla de mantenimiento, podría haberse evitado si se hubiera implantado la modificación de diseño citada. El incumplimiento afecta al pilar de integridad de las barreras, ya que se ha producido una degradación de la barrera de confinamiento de productos radiactivos en el edificio de contención. A la vista de que la importancia para la seguridad de esta degradación del recinto de contención es muy baja, el hallazgo se categoriza como verde.

CSN

21-09-2009

31-12-2009

Protección radiológica ocupacional

Acceso no autorizado de un trabajador profesionalmente expuesto a las radiaciones a una Zona de Permanencia Reglamentada

El día 14/12/09, un trabajador se encontraba dentro de la zona controlada etiquetando diversos componentes ubicados en un cubículo del edificio de Reactor. Al no localizar alguna de las válvulas que debía etiquetar, decidió seguir las indicaciones del plano del sistema y accedió, sin pedir autorización al servicio de Protección Radiológica (PR), a un cubículo de permanencia reglamentada que estaba señalizado con un trébol de color naranja. Durante su estancia en esta zona sonó la alarma del dosímetro de lectura directa (DLD) que portaba y que estaba tarado en 0,250 mSv, tras lo cual salió inmediatamente del recinto y lo notificó al servicio de PR. La dosis de radiación recibida por el trabajador, una vez corregida la dosis del DLD y añadiéndole un factor de +15%, ha sido de 0,291 mSv. El titular ha incumplido el procedimiento de referencia P-PR 2.5.06 “Clasificación de áreas y locales y su señalización”, que en el apartado 3.2.3.3 denominado como “Zona Controlada de Permanencia Reglamentada” especifica la necesidad de poseer un permiso expedido por el Servicio de PR para acceder a este tipo de zonas. Por otra parte, el procedimiento de referencia PA-PR-09 “Relevo del turno y actividades de control radiológico de planta” indica la tarea de comprobar el estado de las puertas de las zonas de permanencia reglamentada y de acceso prohibido.

El hallazgo afecta a las instalaciones de la central, a su equipamiento e instrumentación, dentro del pilar de seguridad de protección radiológica de los trabajadores. El titular realizó una estimación conservadora de la máxima dosis potencial recibida, concluyendo que el valor más conservador que hubiera podido recibir en caso de fallo del dosímetro DLD que llevaba y suponiendo que hubiese realizado todo el trabajo encomendado dentro de la zona de permanencia reglamentada, hubiera sido de 0,732 mSv. Dicha dosis es menor que la establecida para un trabajador en una exposición potencial no prevista o no planificada, que es de 1,0 mSv. Teniendo en cuenta que el hallazgo no se refiere a ningún programa ALARA, y que no ha implicado una sobreexposición ni real ni potencial de ningún trabajador, se clasifica de muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como verde.

Autorrevelado

20-03-2010

25-09-2009

Protección radiológica ocupacional

Ausencia de evaluación de seguridad del procedimiento utilizado durante la inspección de un subelemento de combustible

El procedimiento y el equipo utilizado durante la maniobra de inspección de un subelemento de combustible (de referencia PMI/34) suponen una modificación en la instalación, según la Instrucción del CSN IS-21 sobre modificaciones en centrales. El subelemento afectado por la caida durante la inspección del mismo consiste en una cuarta parte de un elemento combustible habitual. La ejecución de dicha maniobra entrañó el uso de herramientas diferentes a las utilizadas normalmente en las actividades de manejo de combustible e interaccionó directamente con una estructura relacionada con la seguridad. Asimismo, desde el punto de vista estructural, el subelemento en cuestión no correspondía al incidente analizado previamente en el Estudio de Seguridad de la central, que es la caida de un elemento de combustible completo, por lo que se modificaron las condiciones previamente analizadas en lo que se refiere a calificación sísmica, fiabilidad del equipo, etcétera, y se alteraron las hipótesis del análisis de accidentes de la central. Una evaluación de seguridad podría haber conllevado la adopción de medidas adicionales sobre la fiabilidad del equipo y la maniobra en su conjunto o bien medidas compensatorias en caso de que fueran necesarias. Se trató de una condición adversa a la calidad que el titular podia razonablemente haber evitado. El hallazgo descrito constituyó un incumplimiento del apartado 3.1.1 de la instrucción IS-21 sobre requisitos aplicables en las centrales nucleares, puesto que no se realizó la evaluación de seguridad del procedimiento citado PIM/34.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de protección radiológica ocupacional. En este caso se trata de un incumplimiento que no ha supuesto una sobre exposición real para ningún trabajador. El hallazgo podría suponer la posibilidad de recibir una dosis /contaminación imprevista e involuntaria a un trabajador o más, que podría haber sido significativa. Se puede considerar que, al caerse el subelemento, podía haberlo hecho desde una altura mayor o haber caído a la parte inferior de la piscina por el hueco existente, y provocar la rotura de una o varias varillas de combustible con la consiguiente liberación de elementos radiactivos. A su vez, dicha rotura hubiera podido implicar la exposición imprevista e involuntaria de los trabajadores presentes en la zona durante la maniobra de manejo del combustible. Se han realizado estimaciones de dosis para un término fuente calculado los casos de rotura de una varilla y de las 24 varillas que contiene el subelemento, después de transcurridos 15 días desde la parada para recarga y con el sistema de ventilación del edificio en funcionamiento. Con los valores de dosis obtenidos en la rotura de las 24 varillas de combustible y teniendo en cuenta la existencia de alarmas en la zona y que el personal se hubiera podido retirar de la misma en un tiempo corto, se considera que no es verosímil la hipótesis de una sobreexposición accidental de ningún trabajador. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

CSN

30-06-2009

Protección radiológica ocupacional

Presencia de contaminación desprendible en una zona de libre acceso para el personal

Durante las labores de limpieza de las arquetas situadas en una zona de libre acceso de la central, entre el edificio de residuos y el de los de filtros/calentadores, se arrastraron sin detectar su existencia, 2,02 Bq/g de Cobalto 60 y 2,9 Bq/g de Cesio 137 junto con unos 86 Kg de tierra, siendo introducidos en un contenedor de residuos sólidos urbanos. El titular no conocía la existencia de esta contaminación hasta que se activó la alarma de las balizas situadas en la salida de camiones, cuando un camión con el citado contenedor iba a abandonar la instalación por el control de accesos principal. Investigaciones posteriores comprobaron que en la tubería subterránea anexa a las arquetas mencionadas, también existía contaminación con una composición isotópica y actividad específica similar a la encontrada en las arquetas. Como consecuencia de la existencia de contaminación desprendible en una zona de libre acceso, el titular incumplió el procedimiento de referencia PPR 2.1.9 y título “Ronda de Locales” que desarrolla el apartado 4.2.2.1 del Manual de PR, dentro del programa de vigilancia del emplazamiento.

El hallazgo afecta negativamente al objetivo del pilar de seguridad de protección radiológica de los trabajadores, en su atributo de programas y procesos, pues existía contaminación desprendible en una zona donde no debería haberla. Se concluye que el incumplimiento tiene muy baja significación para la seguridad puesto que el mismo no ha sido un fallo del programa ALARA, ni ha supuesto una sobreexposición (ni real ni potencial) de ningún trabajador. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

Autorrevelado

21-09-2009

31-03-2009

Protección radiológica ocupacional

Detección a la salida de la central de material contaminado en un vehículo industrial

El 09/03/09 se produjo la activación de la alarma de las balizas de salida de camiones, en el control de accesos principal, cuando pasaba un camión con botellas de gases técnicos. El titular realizó una comprobación del vehículo y de la carga, de acuerdo con el procedimiento titulado “Controles radiológicos a la entrada y salida de personas y vehículos de CN de Cofrentes” y detectó restos de contaminación en el asa de una botella de argón. La contaminación superficial β hallada en la botella tenía un valor de 0,7 Bq/cm2. La tasa de dosis de la botella era igual a la del resto del vehículo, y coincidente con la del fondo de medición de los equipos, entre 0,1 y 0 µSv/h. Con este hecho se incumplió el procedimiento titulado “Regulaciones para la salida de materiales de zona controlada” que desarrolla el apartado 6.4 del Manual de Protección Radiológica. En él se establecen los criterios para el control radiológico que hay que realizar a la salida de la zona controlada de la central, para que todos los equipos y materiales que vayan a salir de la misma sean revisados desde el punto de vista radiológico y evitar la posibilidad de que algún material radiactivo salga fuera de la zona y pueda haber una dispersión por el emplazamiento.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de protección radiológica de los trabajadores, en el atributo de "programa y procesos". Considerando que el hallazgo no ha afectado al programa ALARA, ni ha implicado una sobreexposición real ni potencial de ningún trabajador, se clasifica como de muy baja significación para la seguridad. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

Autorrevelado

20-06-2009

31-03-2009

Protección radiológica ocupacional

Salida inadvertida de material contaminado fuera de la zona controlada de la central

El 11/03/09 se produjo la activación de la alarma de las balizas de control radiológico de salida de personal, situadas en el edificio de acceso principal. El personal de seguridad física identificó a un trabajador que no estaba clasificado como profesionalmente expuesto a las radiaciones, que portaba en su mano una pieza metálica cilíndrica de unos 15 cm. de longitud y algo más de 1 cm. de diámetro. El trabajador declaró que la pieza la había encontrado en el suelo, junto al edificio de acceso principal, justo antes de pasar por la baliza mencionada. Se midió una contaminación superficial de 6,4 Bq/cm2 en la mano del operario, que fue eliminada con una limpieza de la misma con gasas y alcohol. La pieza metálica a su vez originaba una tasa de dosis de 3,1 µSv/h. La presencia de la pieza con material radiactivo fuera de zona controlada supone un incumplimiento del Procedimiento titulado “Regulaciones para la salida de materiales de zona controlada” que desarrolla el apartado 6.4 del Manual de Protección Radiológica. En él se establecen los criterios para el control radiológico que hay que realizar a la salida de la zona controlada de la central, para que todos los equipos y materiales que vayan a salir de la misma sean revisados desde el punto de vista radiológico y evitar la posibilidad de que algún material radiactivo salga fuera de la zona y pueda haber una dispersión por el emplazamiento.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de protección radiológica de los trabajadores, en el atributo de "programa y procesos". Considerando que el hallazgo no ha afectado al programa ALARA, ni ha implicado una sobreexposición real ni potencial de ningún trabajador, se clasifica como de muy baja significación para la seguridad. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

Autorrevelado

20-06-2009

31-03-2009

Protección radiológica ocupacional

Superación del valor de la dosis administrativa diaria establecida por el titular para un trabajador profesionalmente expuesto a las radiaciones

El 25/02/09, durante el turno de noche, un trabajador realizó actividades de colocación de blindajes y limpieza de cubículos en el interior de la zona controlada (edificio de residuos). Las actividades contaban con el correspondiente permiso de trabajo con radiaciones (PTR). A la salida de la zona controlada, el dosímetro de lectura directa que llevaba el trabajador indicaba una dosis total de 0,514 mSv, recibida durante toda la jornada de trabajo. El valor límite administrativo fijado por el titular para trabajadores de categoría A y para un día de trabajo es de 0,250 mSv, con el objetivo de evitar así la ocurrencia de que, en algún caso, se superen los límites de dosis anuales fijados por la legislación. La superación del valor de dosis administrativo fijado por el titular, que no implica la superación de nigún límite de dosis legal, supuso el incumplimiento del procedimiento titulado “Límites y niveles de contaminación y dosis”. El citado procedimiento, en su apartado 3 sobre controles administrativos de dosis, especifica la necesidad de llevar a cabo un control interno de dosis para no sobrepasar los límites legales y conseguir el objetivo de reducción de dosis y ALARA.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de protección radiológica de los trabajadores, en el atributo de "programa y procesos". Considerando que el hallazgo no ha afectado al programa ALARA, ni ha implicado una sobreexposición real ni potencial de ningún trabajador, se clasifica como de muy baja significación para la seguridad. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

Autorrevelado

20-06-2009