30-06-2009

Sucesos iniciadores

Fallo en un alineamiento de válvulas durante el drenaje del sistema de refrigerante del reactor (RCS)

Durante la bajada de nivel de agua del circuito primario que se realiza previamente a la maniobra de vacío y llenado del refrigerante del reactor, se produjo la cavitación de la bomba del sistema de evacuación del calor residual (RHR) que estaba en ese momento en operación. El titular comprobó la alineación de las válvulas de drenaje y venteo del colector para los indicadores de nivel del circuito primario y encontró que dichas válvulas se encontraban cerradas, en contra de lo requerido por el procedimiento de referencia OP2-IA-80 que se estaba aplicando en la maniobra. Operar con estas válvulas cerradas al mismo tiempo que se drena el sistema de refrigerante del reactor produce un vacío en el sistema que falsea las medidas de nivel de forma no conservadora. Además, realizar la operación de drenaje del refrigerante sin una indicación fiable del nivel puede favorecer un drenaje excesivo del sistema. Esto podría provocar fenómenos de cavitación en la bomba del RHR que esté en operación en esos momentos por la aspiración de aire junto con el agua y originar daños o fallos de la misma. El titular ha incumplido lo especificado en el procedimiento de operación que requiere que las válvulas de drenaje y venteo en el colector del RCS en el que miden los indicadores de nivel del circuito primario estén abiertas, de forma que la indicación de nivel sea fiable. El hallazgo es similar a otro descrito con anterioridad en el segundo trimestre de 2008, sobre el hecho de que los operadores dispongan de insuficiente instrumentación de nivel del sistema de refrigerante del reactor cuando la central está en parada fría y el circuito primario parcialmente lleno.

El incumplimiento afecta al objetivo del pilar de seguridad de sucesos iniciadores. Un descenso excesivo del nivel del refrigerante primario podría dar lugar a la parada por cavitación de la bomba del sistema de evacuación de calor residual, que refrigera el circuito primario en esa situación operativa, y por tanto aumentaría la probabilidad de que ocurriera un incidente. Para conocer la importancia para la seguridad del hallazgo se ha tenido en cuenta la probabilidad de la pérdida de una bomba del RHR por un drenaje excesivo del primario, y se ha hecho un análisis más realista de las posibles acciones humanas de los operadores que pueden intervenir en la mitigación de los escenarios considerados. Entre ellas, hacer explícita una precaución para los operadores de forma que después de parar una bomba por la posible cavitación de la misma, no se arranque la otra de forma automática hasta haber solucionado la causa del fallo de la primera, previniendo así un fallo total del sistema de refrigeración. Teniendo en cuenta estas hipótesis realistas en el análisis de riesgos de la central, se llega a unos resultados por los que el hallazgo se categoriza como verde.

Autorrevelado

21-09-2009

30-06-2009

Sucesos iniciadores

Trasmisor de presión operando fuera del rango para el que ha sido calibrado

De acuerdo con el procedimiento de operación de referencia OP2-IA-80, el trasmisor de presión identificado como PT 472B se utiliza para medir el nivel de vacío existente en el sistema de refrigeración del reactor durante la maniobra de llenado de los tubos de los generadores de vapor. Según este procedimiento, es necesario que el instrumento mida valores de presión entre los 750 mm Hg y 737 mm de Hg. Sin embargo, la inspección comprobó que el rango para el que está calibrado el instrumento cubre únicamente desde 60 mm Hg hasta 737 mm Hg. Esta es una situación adversa a la calidad que el titular podía haber evitado y que hace que el trasmisor de presión PT 472B trabaje en un rango de medida para el que no está calibrado. El procedimiento de operación mencionado anteriormente requiere que durante la maniobra de bajada de nivel del refrigerante del reactor a lo que se denomina “medio lazo” el sistema de refrigerante del reactor se mantenga atmosférico y, por tanto, con la presión a un valor fuera del rango de calibración del instrumento que la debe medir.

El hallazgo afecta al pilar de seguridad de sucesos iniciadores, en particular, al atributo del comportamiento de equipos en su característica de fiabilidad. El incumplimiento tiene muy baja significación para el riesgo puesto que el titular tenía disponibles todos los equipos requeridos en la lista de verificación aplicable al estado operativo en el que se produjo el hallazgo: modos de operación 5 ó 6, con el sistema de refrigerante del reactor cerrado y sin inventario de agua en el presionador o bien, sistema de refrigerante abierto y nivel de agua por encima de la parte superior de la brida de la vasija del reactor e inferior a 7 metros. Por ello, el hallazgo se categoriza como verde.

CSN

21-09-2009

31-03-2010

Sistemas de mitigacion

Riesgo de entrada de agua de lluvia en el generador diesel número cinco

Durante una inspección realizada a la cubierta del contenedor donde está instalado el generador diesel número 5 (5DG), se encontraron piedras que se habían empleado para sujetar plásticos, así como juntas parcialmente selladas con silicona. En los registros anotados por los auxiliares de operación se había consignado la retirada de plásticos y el sellado con silicona para frenar la entrada de agua en el recinto del generador. El diseño del generador diesel 5DG prevé que el contenedor que protege al diesel sea estanco al agua. Al colocar sobre éste un casetón con unidades extractoras de sistemas de ventilación se rompió la estanqueidad al agua del contenedor en la parte central donde está situado el alternador del equipo. Por ello, se hizo necesario instalar plásticos en la cubierta para evitar que el agua de lluvia pudiera entrar al interior. La estructura del recinto metálico que protege al generador fue clasificada como aceptable en la inspección realizada en el año 2007. En 2009, después de la instalación del casetón de ventilación, el recinto precisó ser tapado con plásticos y se rellenaron las juntas con silicona para impedir que cayese agua sobre el alternador del equipo. Se incumplió el objetivo del procedimiento “Inspección Estructural. Regla de Mantenimiento” que el titular utiliza para calificar una estructura metálica como aceptable. El hallazgo afecta a las dos unidades de la central porque el generador diesel es común a ambas.

El hallazgo consiste en tener un diseño distinto al contemplado en las bases de diseño de un componente de seguridad y afecta al pilar de seguridad de sistemas de mitigación en el atributo de comportamiento y fiabilidad de los equipos. En este caso, se considera que existe un riesgo razonable de que el agua de lluvia pueda afectar al comportamiento del alternador del generador diesel. Se considera que el hallazgo no ha supuesto la pérdida de ninguna función de seguridad, ni de un tren completo de un sistema de seguridad, y por ello se clasifica de muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

20-06-2010

31-03-2010

Sistemas de mitigacion

Ausencia de una evaluación de operabilidad tras la superación del umbral de alerta en las vibraciones del alternador del generador diesel número dos

Durante una revisión de la eficacia del mantenimiento correctivo sobre el generador diesel número tres (3DG) después de la parada preventiva del día 15/12/09, se valoró la posibilidad de una pérdida de fiabilidad en los GD-1 y GD-2 por ser del mismo fabricante. Los fallos ocurridos en el generador son debidos a que las configuraciones del aislamiento entre el eje del rotor y el cojinete estaban pensadas para generadores con un solo motor, en lugar de los dos motores que es del diseño existente. En enero se confirmó que en un punto del alternador del 2DG había una tendencia al aumento de vibraciones, aproximándose al valor de 12 mm/s del umbral de alerta. Además, en otro punto se obtenían repetidamente valores en el entorno de dicho umbral de alerta. Se revisó la orden de trabajo ejecutada el 02/04/09 sobre comprobación de holguras en la zona del aislamiento entre el eje y el cojinete, no detectándose diferencias significativas ni fuera de tolerancia respecto a las de diseño. Después de la parada preventiva del generador diesel número tres, existían indicios (diseño susceptible de presentar el mismo problema y presencia de altas vibraciones por encima del valor de alarma) suficientes para que el titular realizase una evaluación de operabilidad del generador número dos, sin embargo, esta no se realizó. El titular incumplió el objetivo del procedimiento “Tratamiento de condiciones anómalas de estructuras, sistemas o componentes”.

No hacer una valoración de operabilidad cuando existen indicios que puedan hacerla necesaria es un hallazgo que afecta al objetivo del pilar de seguridad de sistemas de mitigación, pues puede existir una pérdida de operabilidad no valorada de un componente de seguridad. Considerando que, tras valorar el incidente del número generador número tres, la deficiencia identificada en el mismo no provocaba la pérdida de la función del generador número dos, el hallazgo se clasifica de muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

20-06-2010

31-03-2010

Sistemas de mitigacion

Falta de análisis de extensión de causa tras el fallo de un interruptor

El día 15/12/09 se produjo en la unidad 2 la pérdida de la alimentación de 125 V de corriente continua (Vcc) a una de las bobinas de apertura del interruptor de disparo del reactor. El fallo fue debido a la apertura de un interruptor al actuar el fusible de protección situado en su interior. El interruptor abrió por la rotura de la baquelita que alberga el fusible de protección. Adicionalmente, el titular comprobó que la mayor parte de los interruptores de la barra de referencia 2D3 de 125 Vcc presentaban la baquelita de los fusibles deformada y/o reparada. A pesar de estar presente la causa del fallo en componentes similares, el titular no realizó un análisis de extensión de causa, limitándose a dejar constancia de la reparación realizada en la orden de trabajo. Posteriormente, el titular analizó la causa del fallo y concluyó que la situación de los interruptores era aceptable, pero que era conveniente sustituir los componentes afectados por otros nuevos. No hacer una valoración de extensión de causa, es decir si una misma causa puede afectar más de un componente, cuando existen indicios para ello, es una situación adversa a la calidad. El programa de acciones correctivas del titular debe tener previstas acciones para asegurar que se identifican y se corrigen las no conformidades que afectan a componentes de seguridad. El titular no realizó una evaluación de operabilidad de la barra eléctrica denominada 2D3 de 125 Vcc, incumpliendo el procedimiento de condiciones anómalas. El hallazgo afecta a las dos unidades de la central.

El incumplimiento afecta al objetivo del pilar de seguridad de sistemas de mitigación, pues puede existir una pérdida de fiabilidad no valorada de todos los equipos afectados por una misma causa. Tras la valoración del hallazgo se concluyó que el fallo del interruptor no originó el fallo funcional del interruptor de disparo del reactor en el tren A, pues el mismo sólo afectó al disparo manual por el tren A. Por ello, el hallazgo se clasifica de muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

20-06-2010

30-12-2009

Sistemas de mitigacion

Cargas transitorias de fuego situadas cerca del edificio del generador diesel número 4 sin una separación de seguridad

La inspección observó la presencia simultánea de un conjunto de botellas de hidrógeno y tanques de aceite de los transformadores en torno al edificio del generador diesel número 4, durante largos periodos de tiempo. Las botellas de hidrógeno estaban próximas a las rejillas de ventilación del edificio y a la toma de aire para el motor en el lado norte del diesel. El apéndice A de la Branch Technical Position 9.5-1 “Guideline for Fire Protection for Nuclear Power Plants” es la normativa americana aplicable a la central y está incluido como referencia en el manual de protección contra incendios (PCI) de la central nuclear de Almaraz. En este documento se exige que haya una separación mayor de 15 metros entre el almacenamiento de hidrógeno y las tomas de ventilación. También se exige una separación mayor de 15 metros entre el almacenamiento de hidrógeno y tanques, estructuras, sistemas y componentes que sean significativos para el riesgo, como es el caso del edificio del generador diesel de emergencia. El titular ha incumplido la normativa americana aplicable a la central y el manual de protección contra incendios de la propia central.

El hallazgo supone una degradación del sistema de protección contra incendios e impacta sobre el pilar de seguridad de sistemas de mitigación. Está relacionado con la protección contra factores externos, en este caso, un fuego. El incumplimiento afecta a un solo tren de seguridad (un generador diesel de emergencia) y por tanto tiene muy baja significación para el riesgo, por lo que se categoriza como verde.

CSN

29-03-2010

30-09-2009

Sistemas de mitigacion

Instalación de andamios sobre las cinco bombas del sistema de agua de servicios esenciales sin una evaluación de seguridad

La inspección comprobó que durante 23 días estuvieron instalados sobre las cinco bombas del sistema de agua de servicios esenciales, correspondientes a las dos unidades de Almaraz, unos andamios sin que se realizara la preceptiva evaluación de seguridad. Durante ese tiempo las bombas estuvieron operables. El procedimiento de mantenimiento mecánico de referencia MMX-MN-05.04 titulado “Instalación, inspección y control de andamios”, que regula la instalación de andamios en la central, contempla la necesidad de hacer una evaluación de seguridad siempre que sea necesario instalar andamios sobre los dos trenes redundantes de un sistema. Sin embargo, el procedimiento que se utiliza en la práctica es una aplicación informática que debe avisar de la existencia de un andamio en un tren determinado antes de proceder al montaje de un andamio en el otro tren redundante. Por error, el titular no modificó la aplicación informática, incluyendo esta precaución, cuando recibió la Instrucción Técnica del CSN que regula la instalación de andamios. Los andamios fueron montados con el objeto de poder acceder a la parte superior de las bombas para hacer el cambio de aceite de las mismas y tenían poca masa. El titular ha incumplido el procedimiento de mantenimiento mecánico MMX-MN-05.04 “Instalación, inspección y control de andamios” y la instrucción técnica del CSN IT-DSN-07-12 sobre montaje de andamios y estructuras temporales, de mayo de 2007

El hallazgo afecta negativamente al pilar de seguridad de sistemas de mitigación en el atributo del funcionamiento correcto de equipos y sistemas, y podría ser precursor de un suceso más significativo si su caída en caso de terremoto dañara algún sistema de seguridad. Se ha realizado una estimación cuantitativa del riesgo que supone la existencia del andamio para la integridad del sistema de agua de servicios esenciales y se llega a la conclusión de que no representa una pérdida real de la función de seguridad de ningún sistema. Por ello, la importancia para la seguridad del incumplimiento es muy baja y el hallazgo se categoriza como verde.

CSN

23-12-2009

30-06-2009

Sistemas de mitigacion

Indisponibilidad de los sumideros del recinto de contención con la central en parada fría

Estando la central en parada para recarga, con el combustible dentro de la vasija del reactor, la inspección realizó una ronda en la que encontró diverso material en la cota inundable del recinto de contención. Estos materiales podrían impedir que, en caso necesario, el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo aspirase agua desde los sumideros del recinto de contención. Posteriormente, la inspección comprobó que la sección de Protección Radiológica del titular no había activado en dicha recarga el control de materiales sueltos de la cota inundable, que hay que realizar antes de entrar en ese modo de operación. El titular incumplió el procedimiento de título “Evaluación de las funciones críticas de seguridad en parada” en el que se exige que, como alternativa operativa al sistema de evacuación de calor residual, esté disponible una vía de inyección de agua con boro a la vasija del reactor. Para que exista esta alternativa se debe disponer de una bomba de carga operable y con capacidad de aspirar agua desde el tanque de agua de recarga (para la refrigeración a corto plazo) y desde los sumideros del recinto de contención (para una refrigeración a largo plazo), para lo que se requiere que los mismos no estén o puedan estar obstruidos por materiales diversos.

El incumplimiento ha supuesto una disminución real de la capacidad de refrigeración del combustible a largo plazo durante la parada y, por tanto, afecta al atributo de “comportamiento de equipos” del pilar de seguridad de sistemas de mitigación. Para analizar la importancia del incumplimiento hay que tener en cuenta que la capacidad de aspiración desde los sumideros sólo sería necesaria si el suministro a largo plazo a las bombas del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo desde el tanque de recarga (TAR) no estuviera garantizado. El análisis de seguridad en parada concluye que para considerar que el TAR está disponible, basta con que haya una cantidad de agua almacenada en el mismo que garantice el suministro de agua al sistema de refrigeración durante al menos 24 horas. Considerando que dicha capacidad de aporte de agua estaba suficientemente garantizada, el hallazgo tiene muy baja significación para la seguridad y se categoriza como verde.

CSN

21-09-2009