31-12-2023

Sucesos iniciadores

Deficiencia en la transmisión de información relevante durante los relevos de turno.

El 9/10/2023, con ambos grupos operando a potencia nominal, se produjo la parada automática de los dos reactores por alteraciones eléctricas en el parque de 380 KV. Estas alteraciones fueron identificadas en días previos por los auxiliares de operación, que efectúan una ronda diaria en el turno de noche por dicho parque. Las alteraciones (en el argot efluvios) eran claramente visibles al tratarse de descargas eléctricas a tierra, por bajo aislamiento en las líneas de alta tensión. La semana previa a las paradas automáticas, el auxiliar al regresar a sala de control tras efectuar la ronda por el parque, comentó la gran cantidad de efluvios con el ayudante del jefe de turno y hasta grabó un video enfatizando la importancia, a su parecer, del suceso. Esta información no fue compartida con el resto de la organización y tampoco se avisó al personal de Red Eléctrica de España (REE), propietaria del parque, para que pudieran revisarlo y tomar las acciones necesarias.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sucesos iniciadores, que tiene como objetivo limitar la frecuencia de aquellos sucesos que desafían la estabilidad de la planta y demandan las funciones críticas de seguridad tanto durante la parada como en las operaciones a potencia. El hallazgo supone el incumplimiento del procedimiento de planta relativo a “Normas de actuación del personal de operación”. Su objetivo es asegurar que las actividades operativas se realicen de una forma profesional que contribuya al funcionamiento seguro y fiable de la planta. Eel jefe de turno o ayudante del jefe de turno, dentro del principio de trabajo en equipo deberá comunicar las prioridades e impactos operacionales de forma clara y debe asegurarse que todas las comunicaciones asociadas con la operación, incluidos relevos y libros de turnos, sean exactas y completas y presenten la información pertinente de manera concisa y comprensible. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Comunicación y cohesión”, ya que la información identificada en un primer momento por varios auxiliares no fue transmitida al resto de la organización de manera eficaz. Tampoco se avisó a la empresa externa REE asumiendo que el estado del parque era su responsabilidad y, por tanto, ajena a la organización. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

Autorrevelado

22-04-2024

28-09-2023

Sucesos iniciadores

Incumplimiento del procedimiento de protección contra incendios por presencia de material combustible transitorio en el área de fuego sin zona de acopio establecida.

En dos zonas de fuego situadas en el edificio de Penetraciones Eléctricas, la Inspección identificó varias bolsas en el suelo con botes de disolvente y otro material de pintura, así como documentación de trabajo, sin la presencia de trabajadores, sin zonas de acopio establecidas y sin medidas compensatorias; debido a trabajos de pintura asociados a la orden de trabajo que se estaba llevando a cabo. Según el procedimiento de la planta sobre “Control almacenamiento materiales combustibles e inflamables transitorios”, en las zonas referidas hay una restricción de acopios consistente en la necesidad de realizar ronda horaria como medida compensatoria. El titular indicó que hay una zona de acopio en trámite, a situar fuera del área de fuego en cuestión, pero en el momento de la visita se estaba incumpliendo el procedimiento de planta por el combustible transitorio presente en dicha área.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sucesos iniciadores, que tiene como objetivo limitar la frecuencia de aquellos sucesos que desafían la estabilidad de la planta y demandan las funciones críticas de seguridad tanto durante la parada como en las operaciones a potencia. El hallazgo supone el incumplimiento del procedimiento de planta relativo al “Control almacenamiento materiales combustibles e inflamables transitorios”, según la cual en las zonas objeto del hallazgo, existe una restricción de acopios consistente en la necesidad de realizar una ronda horaria como medida compensatoria. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Planificación y coordinación del trabajo”, ya que se realizaron trabajos de pintado sin tener adecuadamente en cuenta en su planificación que las zonas afectadas estaban sujetas a una restricción de acopios de materiales combustibles según los procedimientos de la central. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

04-07-2023

Sucesos iniciadores

Las pruebas para el llenado y venteo del sistema primario, no contemplaban correctamente el efecto de aspiración de aire de las bombas del sistema de extracción del calor residual.

Durante la inspección se identificó que, además de la falta de adherencia a los procedimientos por parte del turno de operación en el suceso ocurrido en la unidad II en mayo de 2022,que provocó la cavitación de la bomba del sistema de evacuación residual (RHR, por sus siglas en inglés), el procedimiento utilizado por el titular para el llenado y venteo del sistema primario no contemplaba correctamente el efecto de aspiración de aire de la bomba del sistema de extracción del calor residual en funcionamiento debido a un caudal de aspiración demasiado alto para el nivel del sistema de refrigeración del reactor (RCS, por sus siglas en inglés) existente. Durante la inspección se constató que el titular asume que durante el suceso se produjeron cavitaciones en ambas bombas del RHR, algunas de las cuales fueron debidas principalmente al mecanismo de intrusión de aire por vórtice, al haber estado trabajando ambas bombas dentro de una zona no permitida (caudal RHR/nivel RCS). La revisión del procedimiento para el llenado y venteo del sistema primario. utilizado durante la maniobra de desgasificación, no contemplaba esta “zona no permitida” como una zona en la que la bomba del RHR no debe operar.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sucesos iniciadores, que tiene como objetivo limitar la frecuencia de aquellos sucesos que desafían la estabilidad de la planta y demandan las funciones críticas de seguridad tanto durante la parada como en las operaciones a potencia. El hallazgo supone el incumplimiento de la Generic Letter-88-17. Esta es base de licencia de Asco, según indica el capítulo 3 del Estudio Final de Seguridad. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Recursos”. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

05-04-2024

Sistemas de mitigacion

No actualización de cálculos hidráulicos soporte del sistema de rociado de la contención tras la implantación de una modificación de diseño

Dos cálculos hidráulicos (caudal mínimo vigilado y caudal mínimo en la fase de inyección). que tienen por objeto justificar el cumplimiento de las prestaciones mínimas del sistema de rociado de la contención (suministrar el caudal mínimo requerido en los análisis de accidentes) presentaban aspectos no actualizados tras la implantación de una modificación de diseño, resultando en la presencia de valores no conservadores.

Se incumple el procedimiento de la central sobre gestión de modificaciones de diseño, que requiere la adaptación de la documentación sometida al control de la configuración de planta, entre la que se encuentran este tipo de cálculos soporte. Este hallazgo, común a ambas unidades, afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

09-10-2024

30-06-2024

Sistemas de mitigacion

Incumplimiento de un requisito de vigilancia

El 10/6/2024, con la planta en modo 1, la Inspección revisó el alineamiento de diversas válvulas de líneas que forman parte de las penetraciones mecánicas al edificio de contención. Ésta identificó una serie de válvulas que estaban en posición cerrada pero no disponían de ningún enclavamiento. Un elevado número de válvulas de aislamiento de contención están ubicadas en zonas radiológicas, con tasas de dosis relativamente elevadas. Ante ello, el titular tomó la decisión de enclavarlas, para no tener que visitarlas y evitar así dosis para los trabajadores que ejecutan esta tarea mensualmente. Cada válvula manual de aislamiento de contención que no esté enclavada y que se requiera cerrada, se debe comprobar que está cerrada. Para los modos 1, 2 y 3, existe un anexo I al procedimiento de comprobaciones mensuales y para la central en modo 4, se dispone de un anexo II con el listado de válvulas a comprobar. Las válvulas identificadas por la Inspección estaban incluidas en el listado del anexo II, pero no en el anexo I. Por lo que, desde la primera edición del procedimiento, no se vigiló un conjunto de válvulas de aislamiento de contención, entre ellas las tres identificadas por la Inspección.

El titular ha incumplido el RV 3.6.3.3 de las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento Mejoradas (ETFM), que establece “verificar que cada válvula manual y brida ciega de aislamiento de la contención localizada fuera de la contención que no esté enclavada, sellada o inmovilizada de otra manera, y que se requiere que esté cerrada durante condiciones de accidente, está cerrada, excepto las válvulas de aislamiento de la contención que están abiertas bajo control administrativo”. El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. Los inspectores concluyen, con la información disponible, que este hallazgo afecta al Componente Transversal CT-2 de “Recursos " ya que, el procedimiento de vigilancia mensual, dado que se revisó días antes de la inminente entrada en vigor de las ETFM y no incluyó en su alcance todas las válvulas manuales de drenaje y venteo de las líneas de penetraciones mecánicas a contención. En las anteriores ETF, el requisito estaba asociado únicamente a las penetraciones. En este proceso de adaptación, una serie de válvulas quedaron sin incluir. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

31-12-2023

Sistemas de mitigacion

Ausencia de mantenimiento preventivo de calibración en relés temporizados de los compresores de aire de arranque de los generadores diésel de emergencia.

Durante el presente trimestre la Inspección solicitó al equipo de mantenimiento eléctrico el resultado de los mantenimientos preventivos de calibraciones sobre ciertos relés de temporizado que proporcionan una señal de alarma cuando los compresores de aire de arranque de los generadores diésel de emergencia, están en funcionamiento durante más de 30 minutos. Estos elementos están incluidos en la documentación de diseño del sistema de aire comprimido para los generadores diésel de emergencia. La Inspección verificó que dentro del alcance de las tareas de mantenimiento preventivo sobre los paneles locales de los generadores diésel de emergencia figuraban dos de calibración, ejecutadas con un procedimiento de “Comprobación de relés instantáneos y biestables”. Ambas calibraciones tenían asignada una frecuencia de ejecución de una vez cada seis recargas. Si bien, en el alcance del procedimiento no figuraban los relés en cuestión, dado que estos son relés temporizados, no instantáneos. De acuerdo con la información obtenida se concluyó que dichos relés no se habían calibrado desde que fueron instalados. Por tanto, no existía garantía de que en caso de tener en servicio algún compresor para la carga de los depósitos de aire de arranque de los generadores diésel de emergencia durante un tiempo superior a los 30 minutos, se activaría la alarma que alertaría al operador.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. El hallazgo constituye un incumplimiento del procedimiento de planta sobre “Implantación de las tareas de mantenimiento preventivo”, cuyo objetivo es describir el método para documentar adecuadamente el proceso de implantación o de emisión de propuestas de modificación de las tareas de mantenimiento preventivo para los componentes clasificados, como componentes de seguridad. Estos relés temporizados, lo están. Los inspectores concluyen que, con la información disponible, no se ha podido identificar ningún componente transversal. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

26-06-2023

Sistemas de mitigacion

Deficiencias en la implantación de la MD de instalación de un caudalímetro con requisitos sísmicos

El titular procedió a la instalación de caudalímetros en el sistema de adición de ácido bórico con cualificación sísmica, para monitorizar el caudal aportado al primario durante un enfriamiento tras un sismo. La monitorización de esta maniobra fue un requisito del CSN a consecuencia de la recalificación sísmica de dicho sistema. El titular identificó como potencialmente afectados dos instrucciones de operación del funcionamiento de equipos. Sin embargo, finalmente se puso en servicio la modificación de diseño sin procedimentar la responsabilidad ni la forma de utilización de estos caudalímetros (lectura local por parte del auxiliar, cada 15 minutos, y comunicación a sala de control durante la maniobra de boración). Adicionalmente, durante el proceso, se asignó una urgencia (urgencia de grado 3) a la modificación de los procedimientos inferior a la que requerían los propios procesos del titular (urgencia 1). Por último, no se requirió la formación sobre esta modificación de diseño al personal de Operación.

El incumplimiento estaba dentro de lo que podía razonablemente prever y corregir el titular, y debería El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. El hallazgo supone el incumplimiento del Procedimiento de planta sobre “Control de modificaciones de diseño, ya que los correspondientes procedimientos de Operación, deben tener prioridad 1 (muy urgente) y deberían haber estado modificados con la puesta en servicio de la modificación de diseño. También se considera que se ha dado un incumplimiento del Manual de Garantía de Calidad, al no haber proporcionado formación sobre la existencia, motivo u operativa de estos caudalímetros al personal de Operación. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Planificación y coordinación del trabajo” ya que, pese a que el titular en el diseño original identificó correctamente como afectadas dos instrucciones de operación, finalmente concluyó que no añadía nueva operativa. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

20-06-2023

Sistemas de mitigacion

El titular de la central nuclear Ascó considera que los documentos asociados a las Propuestas de Mejora no precisan cumplir los requisitos de garantía de calidad para ser considerados registro de garantía de calidad.

El titular de la central nuclear Ascó considera que los informes asociados a las propuestas de mejora no precisan cumplir los requisitos necesarios para ser considerados registros de garantía de calidad. Este es un aspecto que se identificó en la anterior inspección al Programa de acciones correctivas de la central nuclear Ascó (CSN/AIN/AS0/17/1133), que afectaba tanto a las “No Conformidades” como a las “Propuestas de Mejora”. El titular indicó que para las “No Conformidades” se había abordado con una acción del programa de acciones correctoras, ya abierta previamente. Sin embargo, el titular de la central nuclear Ascó considera que, para los informes asociados a las “Propuestas de Mejora”, no es necesario aplicar los requisitos de garantía de calidad para ser considerados registros de garantía de calidad.

Este hallazgo no se asocia a un pilar específicamente. Se considera que se incumple con lo establecido en el procedimiento de planta sobre “Gestión de la documentación configurada”. Los documentos asociados a las “Propuestas de Mejora” carecen de fecha y de firma de realizado y revisado por lo que no se puede garantizar la integridad, autenticidad y no repudio de los análisis asociados a las “Propuestas de Mejora”. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Toma de decisiones". La Inspección determina que el hallazgo justifica ser documentado, sin poder ser evaluado por un proceso de estimación de la significación para el riesgo. Si bien, dada su baja importancia para el riesgo hace que se categorice como verde.

CSN

10-01-2024

30-09-2023

Sistemas de mitigacion

Incorrecta verificación de los instrumentos de caudal del sistema de extracción del calor residual durante la ejecución de un procedimiento de vigilancia.

Durante el trimestre, la Inspección verificó el cumplimiento de un requisito de vigilancia asociado a la instrumentación de la parada remota, aplicable en los modos de operación 1, 2 y 3 (operación a potencia, arranque y espera caliente, respectivamente). Dicho requisito de vigilancia consiste en verificar que cada canal de dicha instrumentación está operable mediante comprobación y calibración de canal. La periodicidad de la comprobación es mensual y la calibración cada 18 meses. El titular verifica la comprobación mensual, en las dos Unidades. Se observó que para la verificación del instrumento correspondiente al caudal del sistema de evacuación de calor residual (RHR), se especifica en el procedimiento que se ha de tomar la lectura de un indicador local, si está en marcha una de las dos bombas del sistema RHR, o bien anotar la lectura obtenida en la última ejecución del procedimiento de vigilancia sobre “Operabilidad de la bomba de evacuación residual”, de frecuencia trimestral, si está parada. En este último procedimiento, el indicador de caudal utilizado es diferente del que se especifica en el procedimiento de vigilancia asociado a la instrumentación de la parada remota y, además, el rango de medida del indicador está entre 0-150 m3/h, y no entre 0-300 m3/h, tal y como es requerido en el requisito de vigilancia de las especificaciones de funcionamiento. Revisando los registros cumplimentados del procedimiento en los últimos doce meses, se pudo comprobar que en las anotaciones de caudal no se usó el instrumento adecuado, excepto en dos ejecuciones. Por tanto, se puede concluir que sistemáticamente no se revisa el caudal del RHR a través del instrumento especificado en el procedimiento.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. Se considera que se incumple con lo establecido en el capítulo 5 del Manual de Garantía de Calidad, que establece “las condiciones de ejecución de operaciones y actividades”. En dicho capítulo se indica que “cada una de estas se encontrará debidamente documentada, de forma clara, precisa y suficientemente detallada”. En este caso, el procedimiento de vigilancia, no era el adecuado al permitir obtener unos valores mediante el uso de otro procedimiento en lugar de verificar los valores con los instrumentos indicados en las especificaciones de funcionamiento. El hallazgo tiene asociado el componente transversal de “Identificación de problemas y áreas de mejora". El titular ejecutaba mensualmente un procedimiento de vigilancia inadecuado para la medida del valor de caudal del RHR (indicación en panel de parada remota). Esta deficiencia no se identificó en ningún momento ni por los ejecutores, ni durante la revisión de los registros documentales; perdiéndose la oportunidad de una mejora continua del proceso. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.  

CSN

10-01-2024

30-09-2023

Sistemas de mitigacion

Retraso en la identificación de la discrepancia en los instrumentos de protección por sobretemperatura y sobrepotencia.

Tras la emisión del informe a 30 días del suceso A1-23/004 “Inicio de la secuencia de parada requerida por ETF por inoperabilidad de señales de parada automática por sobrepotencia y sobretemperatura”, la inspección revisó el cumplimiento de los registros con el procedimiento de “Comprobaciones de cada turno del operador de reactor”, correspondiente a los canales del incremento de la temperatura de protección (delta Tª), desde la entrada en modo de operación 2 (arranque), a las 21:53h del 14/6/2023, hasta el descubrimiento de la inoperabilidad de los canales de protección. Los turnos de operación implicados fueron cuatro, anotando en todos los casos un valor de “cero potencia”, inferior al proporcionado por la instrumentación nuclear. En particular, en los turnos de mañana y tarde el 15/6/2023, ya era apreciable la discrepancia entre las señales proporcionadas por los canales de “delta Tª” y las proporcionadas por la instrumentación nuclear. No obstante, se anotó un valor de cero y no se identificó dicha discrepancia. Con el objeto de apreciar cualitativamente el comportamiento del conjunto de señales, la Inspección comprobó las señales correspondientes al arranque de planta correspondiente a la recarga anterior, durante la fase de entrada en modo de operación 2 (arranque) y posterior aumento de potencia para alcanzar modo 1 (operación a potencia). En ese caso toda la instrumentación (delta T e instrumentación nuclear) estaba debidamente calibrada. Los registros del computador mostraron, durante el arranque del 4/12/2021, un solape completo entre ambos conjuntos de señales. También comprobó la inspección los registros de ejecución del procedimiento durante ese arranque; en ellas los turnos de operación anotaron valores del 2 %, 3 % y 4 %, según el turno y a medida que aumentaba la potencia nuclear. Por lo que se puede concluir que la discrepancia entre instrumentos, cuando existe, es perfectamente discernible aun a muy bajas potencias.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. Se considera que se incumplió con lo establecido en el procedimiento de vigilancia “Comprobaciones de cada turno del operador de reactor” ya que ni los operadores, ni sus supervisores, advirtieron la discrepancia entre la instrumentación de “delta Tª y Tª media” y la de rango potencia. El hallazgo tiene asociado el componente “Prácticas de trabajo y supervisión". En todos los turnos implicados los operadores no advirtieron la discrepancia de los instrumentos, ni compararon las indicaciones de la instrumentación nuclear para confirmarla. Revisando la misma indicación en anteriores fechas la inspección comprobó que el defecto era visible aun estando la planta en arranque, a baja potencia. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

10-01-2024

31-03-2023

Sistemas de mitigacion

Aplicación incompleta de metodología de prueba de eficiencia para los cambiadores de calor relacionados con la seguridad. No consideración de incertidumbres.

Durante una inspección sobre el funcionamiento de los cambiadores de calor y del sumidero final de calor, se revisaron las pruebas sobre dos cambiadores de calor, que son equipos relacionados con la seguridad, y que refrigeran equipos de salvaguardias tecnológicas y que evacúan el calor generado por la planta al sumidero final de calor en caso de emergencia Para las pruebas de estos cambiadores calor, la central nuclear Ascó usa la guía de planta “Prueba de rendimiento de los cambiadores de calor de salvaguardias tecnológicas 44E01A/B de C. N. ASCÓ I Y II”, de 10/2021. La metodología y ecuaciones de esta guía utilizan como referencia una guía del Instituto de Investigación de Energía Eléctrica (acrónimo en inglés: EPRI) de los Estados Unidos. Sin embargo, esta metodología de EPRI contempla el tratamiento de las incertidumbres de medida en las pruebas y, de hecho, en los ejemplos de uso de la guía revisados siempre se presenta su valoración junto a los resultados obtenidos (de ensuciamiento o capacidad de intercambio de calor), pero la central nuclear Ascó no incluye en su guía de pruebas ni en los informes de pruebas de eficiencia asociados la parte correspondiente a las incertidumbres.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de los sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. Se considera que se incumple con lo establecido en el Manual de Garantía de Calidad en su capítulo 11 “Control de pruebas”. La metodología de pruebas del titular para comprobar la eficiencia de los cambiadores de calor citados en la descripción divulgativa no es completa, ya que no considera una parte esencial para su verificación, lo que va en contra de la consecución del objetivo del programa de pruebas que indica el Manual de Garantía de Calidad. Este hallazgo no tiene asociado ningún componente transversal. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

10-01-2024

20-06-2023

Sistemas de mitigacion

Identificación de deficiencias generalizadas en el Programa de Acciones Correctivas.

Se han identificado deficiencias en la gestión del Programa de acciones Correctivas (PAC) en las siguientes etapas del proceso de gestión del PAC: - Identificación de entradas en el PAC: la central nuclear Ascó no había emitido entrada en el PAC por el hallazgo verde de la central nuclear Vandellós II: “Uso de Solicitudes de Trabajo y Modificaciones de Diseño (MD) como acciones asociadas a entradas PAC”, aunque el PAC de Ascó es corporativo para ANAV (es el mismo para Vandellós II y Ascó) y, por tanto, aplicable. - Análisis de la No Conformidad (NC): algunas incidencias son analizadas por un Equipo de Resolución de Incidencias, cuyo funcionamiento y gestión, es independiente del PAC, incluso las acciones derivadas de dicho análisis se registran en una base de datos interna distinta del PAC. - Deficiencias en el análisis de causa raíz (ACR): por ejemplo, en el ACR relativo a la NC sobre “Comprobación de canal de 2 de los 4 canales de instrumentación de salvaguardias bajo nivel TAAR” las causas raíces coinciden con dos de los factores contribuyentes. - Identificación de acciones derivadas de los ACR: hay NC con ACR que no tienen acciones correctivas para corregir y evitar la repetición de las causas raíces identificadas en el ACR y no se justifica el motivo en la entrada PAC. Adicionalmente, hay acciones correctivas mal tipificadas (aunque son acciones correctivas se tipifican como acciones de mejora). - Gestión de las acciones: hay acciones denominadas “Entidades Asociadas” que no tienen todos los atributos de las acciones PAC (por ej. no son SMART, no están tipificadas, carecen de descripción, prioridad en caso de estar asignada no es con criterios PAC, reprogramación sin criterios PAC). Se trata de acciones tipo solicitudes de trabajo y modificaciones de diseño que son gestionadas fuera del PAC. - Priorización de las acciones: en la muestra de entradas PAC revisadas durante la inspección se ha encontrado que una NC de categoría A no tenía ninguna acción de prioridad 1; una NC de categoría B no tenía ninguna acción de prioridad 2 y tres NC de categoría C, no tenían acciones de prioridad 3. Además, se han encontrado otras asignaciones de prioridades inadecuadas. - Análisis de tendencias: la sección de mantenimiento únicamente había analizado la tendencia de los FME (Foreign Material Exclusion) de las actividades rutinarias de 2022, en el caso de Operación los últimos análisis de tendencias realizados son de 2020 y, en el caso de Garantía de Calidad, se hace un análisis de tendencias trienal, el último realizado es de 2019 a 2021.

Este hallazgo no se asociada un pilar específicamente. Se considera que se incumple el procedimiento de planta sobre “Proceso de identificación y resolución de problemas” y la IS-19 sobre “Requisitos del sistema de gestión de Instalaciones Nucleares”. - En relación con el procedimiento “Proceso de identificación y resolución de problemas”, se incumplen los puntos: punto 5. Responsabilidades, punto 5.3 Responsable de la entrada PAC, punto 6.1 Identificación de entradas, punto 6.3 Análisis de causa, punto 6.4 Priorización de las acciones, apartado 6 Responsabilidades, punto 6.5 Ejecución de las acciones, punto 6.6 Cierre de las acciones, punto 6.7 Verificación de la eficacia de las acciones, punto 6.10 Bases de datos y punto 6.11 Indicadores del PIRP. - En relación con la IS-19 se incumplen los artículos 8.7.1, 8.7.3 y 8.7.4. Los incumplimientos del PG 1.03 y de la IS-19 revelan que la gestión de NC no siempre se está realizando dentro del PAC. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Toma de decisiones". La Inspección determina que el hallazgo justifica ser documentado, sin poder ser evaluado por un proceso de estimación de la significación para el riesgo. Si bien, dada su baja importancia para el riesgo hace que se categorice como verde.

CSN

10-01-2024

05-04-2024

Integridad de barreras

Análisis relacionados con la seguridad en los que interviene el sistema de rociado de contención no conservadores

Durante la inspección sobre bases de diseño de componentes, se identificó que en dos análisis de accidentes (la reinundación del núcleo por el sistema de refrigeración del reactor en caso de emergencia en caso de pérdida de refrigerante (LOCA) grande, así como la actuación inadvertida del sistema de rociado y máxima depresión en contención) los valores utilizados de algunos parámetros del sistema de rociado de contención no eran conservadores, puesto que no eran los más limitantes. La utilización de valores no conservadores en los análisis de actuación inadvertida del sistema de rociado y máxima depresión en contención se considera hallazgo porque el margen existente era pequeño y resultaba en una reducción significativa del mismo. Como consecuencia, ha sido necesario realizar un nuevo cálculo por parte del titular para asegurar el cumplimiento del criterio de aceptación.

Se considera que el titular ha incumplido el Manual de Garantía de la Calidad (MGC), que establece los requisitos de calidad relativos a la verificación y control del diseño, dado que el hallazgo corrobora que el titular no ha empleado los valores más conservadores para la finalidad del análisis en dos análisis relacionados con la seguridad. El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público y el medio ambiente de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

09-10-2024

21-07-2023

Integridad de barreras

Inadecuado control de configuración de la envolvente de sala de control según RG 1.196 y RG 1.197.

Durante las pruebas del año 2023 del sistema de ventilación de la sala control, en modo “radiológico” se obtuvo un resultado no aceptable, en la unidad I de CN Ascó, debido a una infiltración por el sellado dañado en una caja de un detector de contraincendios. El personal de protección contra incendios (PCI) había roto la estanqueidad para la comprobación del detector, de acuerdo al procedimiento de periodicidad semestral. El titular no había identificado que al acceder periódicamente al detector de PCI se rompía el sellado de la envolvente de sala de control, lo que condujo a una operación inadvertida durante al menos los últimos meses (desde abril de 2023 hasta la realización de la prueba en julio de ese mismo año) fuera de las ETF. La RG 1.197 incluye el programa de pruebas de la envolvente de sala de control, que requiere la realización de un test inicial de la tasa de fugas de sala de control, que servirá como línea base del programa. Posteriormente, requiere la medida de las fugas de la envolvente cada 6 años, siempre que el titular realice y documente una autoevaluación para demostrar la eficacia de su programa de acciones correctivas cada 3 años. En caso de que las pruebas reales de envolvente de sala de control den lugar a resultados no aceptables, el programa exige repetir la prueba de presurización de sala de control a los 3 años en lugar de 6. [Texto revisado]

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. Se considera que el titular incumplió la RG1.197 e igualmente la RG 1.196, documentos de la base de Licencia de la central, en su punto 2.7 “Maintaining and monitoring CRHs” ya que carecía de un control efectivo de la configuración de la envolvente de sala de control en el que debería haber identificado que la rotura de la envolvente se producía cada vez que accedía al detector de PCI rompiendo su sellado. El CSN aplicando los procedimientos correspondientes de categorización considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

10-07-2024

21-07-2023

Integridad de barreras

Ausencia de Informe de suceso notificable asociado a las pruebas de la integridad de la Envolvente de Sala de Control.

Existen varios sucesos asociados a las pruebas de la integridad de la envolvente de sala de control: a) En 2017, el alineamiento de sistemas no era el más restrictivo. El titular concluyó en su análisis de notificabilidad que no era notificable. b) En 2017, las pruebas se hicieron con un alineamiento incorrecto. El titular ha notificado por criterio D4 (sucesos notificables AS1 23-008 y AS2 23-003). c) En 2017, el titular midió infiltraciones en modo “tóxicos” para ambos trenes sumando los resultados de las infiltraciones registradas de cada una de las dos divisiones de seguridad individualmente, en lugar de realizar la prueba con ambos funcionando conjuntamente. La Inspección indicó que la suma de incertidumbres por separado superaba el criterio de aceptación, sin que el titular tenga un estudio específico de incertidumbre. El titular no emitió informe de suceso notificable al respecto. d) En junio de 2023, el titular obtuvo unos valores as-found no aceptables (unidad I, modo “radiológico”, división A), debido a que el sellado de la caja de comprobación de un detector de la unidad de la divisón A llevaba dañado desde la ejecución de una prueba funcional en abril de 2023. El titular incluyó este hecho en la descripción de los informes de suceso notificables ISN AS1 23-008 y AS2 23-003. La situación descrita en los casos b, c y d, seguía presente en 2023. Sin embargo, en los casos documentados en los puntos b, c y d, el titular no notificó el incumplimiento de los criterios D3, D4 y F7 de la instrucción IS-10, por la que se establecen los criterios de notificación de sucesos al CSN por parte de las centrales nucleares.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. El hallazgo supone el incumplimiento de la Instrucción del CSN IS-10, rev. 2 y el Procedimiento PA-113: Anexo I, Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Evaluación de Problemas y Áreas de Mejora” ya que el titular conocía la degradación detectada en la envolvente de sala de control, así como las dudas suscitadas sobre la operabilidad de la misma surgidas durante la inspección y comunicadas al titular por el equipo inspector. Sin embargo, tras la prueba y la inspección, el titular no realizó un análisis adecuado al considerar todas estas circunstancias un único suceso y si notificar por todos los criterios. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

26-06-2023

Integridad de barreras

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El titular no realizó la evaluación de impacto requerida por la normativa aplicable tras la implementación de la PCD 1-35477-9-00, sobre las unidades HVAC 81B03A/B (de Sala de Control y Ordenador) y 81B06A/B (de Edificio de Control – Salas Equipo Eléctrico), ni se han establecido nuevos valores de referencia tras las pruebas realizadas al reparar el bypass del prefiltro. Tampoco existe evidencia de la justificación para no realizar esta evaluación. Sobre el PCD 1-36929- -00, que afecta a los trenes de filtrado de sala de control, el titular no tenía una valoración sobre el impacto en el flujo del aire, debido a las diferencias pequeñas con los nuevos separadores de gotas, y tampoco habría analizado ni documentado el impacto que dicha MD pudiera tener sobre los requisitos de pruebas de la normativa aplicable (ASME AG-1-1997 y ANSI/ASME N510-1989), como la verificación de distribución de flujo, de mezcla de aerosoles, ni prueba de máxima pérdida de carga del separador de gota.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. El hallazgo supone el incumplimiento de la normas ANSI/ASME N511-2007 (para las unidades de calefacción, ventilación y aire acondicionado aludidas), al no evaluar impacto de las modificaciones de diseño en el punto de funcionamiento de las unidades, y ANSI/ASME N510-1989 y ASME AG-1-1997 (para las divisiones de filtrado de sala de control), al no evaluar el impacto en las características del flujo de cara a la realización de pruebas. También se considera que se ha dado un incumplimiento del procedimiento de planta sobre “Revisión de alcance e impactos en el proceso de modificación de diseño”. Los inspectores concluyen que, con la información disponible, no se ha podido identificar ningún componente transversal. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

21-07-2023

Integridad de barreras

Deficiencias en el procedimiento de vigilancia relacionado con la habitabilidad de la sala de control en condiciones normales

Para la verificación del cumplimiento de un requisito de vigilancia relacionado con la “habitabilidad de la sala de control en condiciones normales, el titular ejecuta el procedimiento que debe seguir la siguiente normativa del país de origen (USA): RG 1.197, la guía NEI 99-03, y el ASTM-E741-00. La Inspección ha encontrado que el citado procedimiento de planta es inconsistente con el estándar ASTM-E741-00. En concreto, con lo indicado para el valor de volumen de la envolvente, los valores a registrar, el criterio de tiempo mínimo de duración de la prueba, la precisión de los analizadores utilizados y con los registros generados de las inspecciones previas a la prueba.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. El hallazgo supone el incumplimiento de diversos puntos del ASTM E741-00, documento referenciado como método aceptable por la guía NEI 99-03, que a su vez se endosa a través de la RG 1.197, base de licencia del titular. El titular no cuenta con una justificación para poder desviarse del programa recomendado en el ASTM E741-00 (“método alternativo”). Los puntos afectados del ASTM son: 15.3, 8.2.4.1; 8.5.2, 9.4.1 y 12.4.1, 8.5.4, 6.5 y 11.2. Además supone el incumplimiento del Manual de Garantía de Calidad, en su capítulo 6, relativo al control de documentos, al no incorporar ni revisar la inclusión de las instrucciones del ASTM E741-00 o justificar el motivo de su desviación, lo que conduce a no mantener un control adecuado de la configuración asociada a la prueba a través del procedimiento que la regula. Los inspectores concluyen que, con la información disponible, no se ha podido identificar ningún componente transversal. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

21-07-2023

Integridad de barreras

Ejecución inadecuada de un proceso de modificación documental.

El titular ha modificado un procedimiento de vigilancia sobre habitabilidad de la sala de control, en lo relativo a las pruebas de fugas al interior de la envolvente de sala de control, mediante el uso de gas trazador, en las siguientes ocasiones: - 2023: El titular emite una revisión para incluir un criterio de aceptación para la prueba de infiltraciones para radiológicos y tóxicos con ambos trenes en funcionamiento. - De 2012 a 2017: durante la ejecución del procedimiento de vigilancia, el titular modificó, en al menos 16 (2012) y 11 ocasiones (2017), los alineamientos de prueba incluidos en el procedimiento sin análisis previo ni evaluación de seguridad.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. El hallazgo supone el incumplimiento de los siguientes procedimientos de planta: - “Análisis previos, evaluaciones de seguridad y análisis de seguridad de modificaciones”, - “Análisis previos, evaluaciones de seguridad y análisis de seguridad de modificaciones”. - “Proceso de aprobación de procedimientos. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal “Toma de decisiones” ya que cambia el procedimiento de vigilancia sin seguir los procesos sistemáticos que existen en la planta. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024

26-06-2023

Integridad de barreras

Deficiencias en especificaciones de pruebas funcionales de modificaciones de diseño

Para el paquete de cambio de diseño PCD 1-35477-9-00, de mejoras en las unidades de ventilación HVAC 81B03A/B (de Sala de Control y Ordenador) y 81B06A/B (de Edificio de Control – Salas Equipo Eléctrico), la Especificación de Prueba Funcional (EPF), indica que no aplica (N/A), pero recoge que hay que "Comprobar la correcta implantación del PCD… realizando los procedimientos que le aplique". Sin embargo, la EPF no recoge qué procedimientos ni con qué alcance deben ser ejecutados y las órdenes de trabajo de las pruebas recogen ejecución parcial de distintos procedimientos, así como la no realización de pruebas al 100% de carga de las unidades HVAC. Para el PCD 1-36929-00, de sustitución por obsolescencia del separador de gotas de las unidades de filtrado aire de sala de control, 81A04A/B, la EPF indica que no aplica (N/A), pero recoge “Comprobar la correcta instalación del prefiltro/separador de humedad y ejecutar PV-70B (unidad 1-81A04A/B)”. Sin embargo, las OTs de pruebas muestran que se ejecutó parcialmente el PV-70B.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de integridad de las barreras, que tiene como objetivo proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radionucleidos causadas por accidentes o incidentes. El hallazgo supone el incumplimiento del procedimiento de “Gestión de modificaciones de diseño” y el procedimiento de “Pruebas funcionales de estructuras, sistemas y componentes”, ya que no ha justificado que las modificaciones de diseño implantadas no requieran una EPF de verificación funcional del diseño, marcando incorrectamente N/A, para luego utilizar parcialmente procedimientos existentes en planta, sin definir los objetivos a cubrir con la prueba, ni los motivos de su ejecución parcial de los procedimientos. Los inspectores concluyen que, con la información disponible, no se ha podido identificar ningún componente transversal. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

22-04-2024