LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL … · GONZÁLEZ, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Fernando LEGARDA,...

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

N º 3 4 1 • J U N I O 2 0 1 3

Nuclear España

Nuc

lear

Esp

aña

• Nº 3

41 •

Juni

o 2

013

LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SECTOR NUCLEAR

José ManuelGARCÍA

MONCLÚS Director general de RINGO VÁLVULAS

NÚMERO 341. JUNIO 2013

Edita SENDA EDITORIAL, S.A.

Directora: MATILDE PELEGRÍ Consejero de Redacción: COMISIÓN DE PUBLICACIONES DE LA SNE - Traducciones Inglés: SARA L. SMITH Diseño y Maqueta: CLARA TRIGO y JOSÉ RIBERA - Administración y suscripciones: LOLA PATIÑO c/ Isla de Saipán, 47. 28035 MADRIDPhone: (34) 91 373 47 50 • Fax: (34) 91 316 91 77 • e mail: [email protected] Suscripción: España: 113€ + IVA - Europa: 221€ Otros: 226€

Imprime: IMGRAF, S.L. Depósito legal: M-22.829/1982 - ISSN: 1137-2885

Nuclear España no se hace responsable de las opiniones vertidas por los autores. Ningún artículo puede ser reproducido sin autorización expresa del editor.

SOCIOS COLECTIVOS

ACCIONA INGENIERIAAMARA, S.A..APPLUS NORCONTROL, S.L.U.AREVA MADRIDAREVA NCASOC. NUCLEAR ASCO - VANDELLOS IIASTECO IngenieríaCC.NN. ALMARAZ - TRILLO AIECEGELEC, S.A.CESPA CONTEN, S.A.CIEMATCOAPSA CONTROL, S.L.COLEGIO INGENIEROS C. Y P.COLEGIO N. INGENIEROS ICAICOPISA INDUSTRIAL S.A.UELECOR, S.A.U.EMPRESARIOS AGRUPADOSENDESA GENERACION, S.A.ENUSA INDUSTRIAS AVANZADASENWESA OPERACIONESEPRI

EQUIPOS NUCLEARES, S.A.EULEN, S.A.EXPRESS TRUCK S.A.U.GAMESA, CANTAREY REINOSA, S.A.U.GAS NATURAL, SDG, S.AGE - HITACHI NUCLEAR ENERGY INTERNACIONALGEOCISAHELGESON SCIENTIFIC SERVICEHIDROELECTRICA DEL CANTABRICO, S.A.IBERDROLA GENERACION S.A.U.IBERDROLA INGENIERIA Y CONSTRUCCIÓN S.AIDOM INGENIERÍA INTERNACIONALINGECIBER S.A.LABORATORIOS EICHROMLOGISTICA Y ACONDICIONAMIENTOS INDUSTRIALES, S.A.MANTENIMIENTOS, AYUDA A LA EXPLOTACION Y SERVICIOS, S.A.MARSEIN, S.A.MEDIDAS AMBIENTALES S.L

MOMPRESAMONCOBRANUCLENOR, S.A.NUKEM TECHNOLOGIES GMBHPROINSAPROSEGURPRYSMIAN CABLES Y SISTEMASRINGO VALVULA S.L.L.SENER INGENIERIA Y SISTEMASSGS Tecnos, S.A.U.SIEMSA INDUSTRIA, S.A.TECNALIATECNASATECNATOM, S.A.TECNICAS REUNIDASUNESAVECTOR & WELLHEADS ENGINEERING, S.L.WESTINGHOUSE ELECTRIC SPAINWESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDENWESTINGHOUSE TECHNOLOGY SERVICES, S.A.

Esta publicación está asociada a la AEEPP, que a su vez es miembro de CEOE, CEPYME, EMMA y FIPP.

Campoamor, 17, 1.° - 28004 MADRID Tels.: 91 308 63 18/62 89

Fax: 91 308 63 [email protected]

www.sne.es JUNTA DIRECTIVAPresidente: Francisco LÓPEZ GARCÍA. Vicepresidente: José Ramón TORRALBO ESTRADA.Tesorero: Pedro ORTEGA PRIETO. Secretario General: Enrique PASTOR CALVO.Vocales: Antonio COLINO MARTÍNEZ, Luis Enrique HERRANZ PUEBLA, Pablo LEÓN LÓPEZ, Luis MARTÍNEZ ANTÓN, Emilio MÍNGUEZ TORRES, Juan ORTEGA DELGADO, Roque Luis PEREZAGUA LÓPEZ y Juan José SERNA GALÁN

COMISIÓN TÉCNICAPresidente: Juan BROS TORRAS. Vocales: Jorge ALDAMA SECADES, Gonzalo ARMENGOL GARCÍA, Francisco BENÍTEZ, Ángel BENITO RUBIO, José Antonio CARRETERO, Rodrigo CUESTA PÉREZ, Marisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Fernando LEGARDA, Francisco MARTÍN-FUERTES HERNÁNDEZ, Luis MARTÍNEZ ANTÓN, Luis ULLOA ALLONES, José VICENTE ZURIAGA RODRÍGUEZ y Fernando VEGA FERNÁNDEZ

COMISIÓN DE PROGRAMASPresidente: Jesús FORNIELES REYES.Vocales: Alberto ABÁNADES VELASCO, Rodrigo CUESTA PÉREZ, Almudena DÍAZ MONTESINOS, Carlos GÓMEZ RODRÍGUEZ, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Ángel LOPERA, Adrián LÓPEZ MADRONES, Santiago LUCAS SORIANO, Andrés MUÑOZ CERVANTES, Manuel PRIETO URBANO, Alfonso VINUESA CARRETERO y José Mª ZAMARRÓN CASINELLO.

COMISIÓN DE REDACCIÓN DE LA REVISTAPresidente: José Luis MANSILLA LÓPEZ-SAMANIEGO.Vicepresidenta: Ángela CORTÉS MARTÍN.Vocales: José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, Daniel DE LORENZO MANZANO, Pedro Luis GONZÁLEZ ARJONA, Gonzalo JIMÉNEZ VARAS, Miguel MILLÁN LÓPEZ, Matilde PELEGRÍ TORRES, José César QUERAL SALAZAR, José RIBERA MORENO, Miguel Ángel RODRÍGUEZ GÓMEZ, Carmen ROIG BARREDA, Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ y Carmen VALLEJO DESVIAT.

COMISIÓN DE COMUNICACIÓNPresidente: Eugeni VIVES LAFLOR.Vocales: Jesús CRUZ HERAS, José Luis ELVIRO PEÑA, Montse GODALL VIUDEZ, Isabel GÓMEZ BERNAL, José Luis MANSILLA LÓPEZ-SAMANIEGO, Nuria MORAL FERNÁNDEZ, Piluca NÚÑEZ LÓPEZ y Matilde PELEGRÍ TORRES.

COMISIÓN JÓVENES NUCLEARESPresidenta: Raquel OCHOA VALERO.Vicepresidente: Alfonso VINUESA CARRETERO.Vocales: Alfonso BARBAS ESPA, Almudena DÍAZ MONTESINOS, Alberto FORONDA DELGADO, Gonzalo JIMÉNEZ VARAS, José GARCÍA LARUEDO, Nuria MORAL FERNÁNDEZ, Claudio NOGUERA PEREIRO, Silvia ORTEGA LES, Patricia RUBIO OVIEDO y Javier SÁENZ DE SANTA MARÍA VALÍN.

COMISIÓN DE TERMINOLOGÍAPresidente: Alfonso DE LA TORRE FERNÁNDEZ DEL POZOVocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo ANTOLÍN ÁLVAREZ, Eugeni BARANDALLA CORRONS, Miguel BARRACHINA GÓMEZ, José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, José COBIÁN ROA, Luis PALACIOS SÚNICO y Ramón REVUELTA LAPIQUE.

COMISIÓN WINPresidenta: Isabel GÓMEZ BERNAL.Vicepresidenta: Mª Luisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ.Vocales: Carolina AHNERT IGLESIAS, Inés GALLEGO CABEZÓN, Magdalena GÁLVEZ MORROS, Ma Teresa LÓPEZ CARBONELL, Aurora MARTÍNEZ ESPARZA, Matilde PELEGRÍ TORRES, Trinidad PÉREZ ALCAÑIZ, Ma Luisa PÉREZ-GRIFFO COCHO, Ma Luz TEJEDA ARROYO y Concepción TOCA GARRIDO.

COMITÉ ORGANIZADOR 39 REUNIÓN ANUALPresidenta: Montserrat GODALL VIUDEZ.Secretario: Pío CARMENA SERVERT. Tesorero: Gonzalo ARMENGOL GARCÍA.Presidenta del Comité Técnico: Pilar LÓPEZ FERNÁNDEZ.Vocales: Julio BELINCHÓN VERGARA, Mariano CARRETER ULECIA, José Luis ELVIRO PEÑA, Manuel FERNÁNDEZ ORDOÑEZ, Maribel GÁLVEZ PALERO, Francisco GONZÁLEZ DE LA PEÑA, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Raquel OCHOA VALERO, Enrique PASTOR CALVO, Matilde PELEGRÍ TORRES, Pilar SÁNCHEZ BARRENO, Teresa SÁNCHEZ SANTAMARÍA, Francisco Javier VILLAR VERA y Eugeni VIVES LAFLOR.

COMITÉ TÉCNICO 39 REUNIÓN ANUALPresidenta: Pilar LÓPEZ FERNÁNDEZ.Secretaria Técnica: Lola PATIÑO RAMOS.Vocales: Juan B. BLÁZQUEZ MARTÍNEZ, Alfredo BRUN JAÉN, Eva María CELMA GONZÁLEZ-NICOLÁS, Elena DE LA FUENTE ARIAS, Alberto ESCRIBÁ CASTELLS, Laura GALA DELGADO, Francisco GARCÍA ACOSTA, Andrés GÓMEZ NAVARRO, Marisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ, Carlos LAGE PÉREZ, Ricardo MORENO ESCUDERO, Silvia ORTEGA LES, Juan José REGIDOR IPIÑA, Rafael RUBIO MONTAÑA y Marta VÁZQUEZ CABEZUDO

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

ENTIDAD DE UT I L IDAD PÚBL ICA

Nuclear EspañaLA RE VISTA DE LOS PROFESIONALES

DEL SEC TOR NUCLEAR

SUMARIO

2 EDITORIAL

3 INTRODUCCIÓN

5 ENTREVISTA José Manuel GARCÍA MONCLÚS. Director general de RINGO VÁLVULAS

EXPERIENCIAS OPERATIVAS 11 Tratamiento de la experiencia operativa de las centrales nucleares en WANO Manuel Ibañez

14 Origen, funcionamiento y perspectivas de futuro del International Reporting System for Operating Experience (IRS) del OIEA María Luisa Guntiñas Sánchez-Toril

17 Banco de datos internacional de sucesos de fallo de causa común (ICDE) M.a Rosa Morales Castellanos, Bárbara Fernández Andújar y M.a Begoña Pereira Pagán

22 Grupo Sectorial de Análisis de Incidentes (GSAI) Quim Galles, Juan Manuel Gamo, Montserrat Jordá, Pedro Sánchez-Garrido, Felipe López, Luis Asensio y Joaquin Reig 25 Aprendizaje Organizativo: una herramienta para la mejora continua de la organización José Luis Santos Barja y María José Esteban

28 Limpieza de lodos en los generadores de vapor: Sludge Lancing e IBL Esteban Montoro, Sara González y Nonel Calderón

LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE 32 SEGURIDAD NUCLEAR: Árboles de sucesos dinámicos aplicados a secuencias Full Spectrum LOCA. Cálculo de la frecuencia de excedencia del daño mediante la metodología Análisis Integrado de Seguridad (ISA) J. J. Gómez-Magan, I. Fernández, J. Gil, H. Marrao,C. Queral, J. González-Cadelo, J. Montero-Mayorga, Julio Rivas, C. Ibañez-Llano, J. M. Izquierdo, M. Sánchez-Perea, E. Meléndez y J. Hortal

42 SECCIONES FIJAS

EDITORIALDesde los inicios de la andadura

nuclear las instalaciones nuclea-res han prestado especial aten-

ción al análisis de la experiencia opera-tiva, tanto en nuestro país como a nivel internacional. Esta es una capacidad de aprendizaje continuo que destaca a esta industria.

Una característica de la industria nuclear es la capacidad de aprender de la propia experiencia, la interna y externa, inclui-da la internacional. Este aprendizaje esta sistematizado y se realiza de forma con-tinua asegurando con ello que ninguna experiencia relevante deja de ser aplica-da en todas las centrales Si esto es así pa-ra los sucesos reportados durante la ope-ración de las centrales, todavía es más relevante para los tres accidentes que han cambiado la operación de las centra-les nucleares, Three Miles Island (TMI), Chernobil y Fukushima. El análisis ha si-do exhaustivo, de forma que las lecciones aprendidas de cada uno de estos sucesos han dado origen a múltiples mejoras en el diseño y la operación de las centrales nucleares, que han incrementado signifi-cativamente sus márgenes de seguridad.

Lógicamente el análisis de la experiencia operativa ha ido evolucionando con el paso del tiempo, estableciéndose organi-zaciones especializadas para profundi-zar en el análisis de forma sistematizada, como por ejemplo la creación de INPO en Estados Unidos después de TMI y World Association of Nuclear Operators, (WANO) después de Chernobil.

Como todos conocemos, en marzo de hace dos años se produjo el accidente de la central de Fukushima. Inmeditamente la industria y los reguladores europeos decidieron realizar unas Pruebas de Re-sistencia a las Centrales Nucleares para verificar y asegurar que un suceso como el que ocurrió en Fukushima no podría

tener lugar en ninguna otra central. Los resultados de estas pruebas han confir-mado que las centrales nucleares tienen márgenes adecuados para hacer frente a accidentes como el ocurrido en Fukushi-ma y que estos márgenes pueden incre-mentarse con modificaciones de diseño derivadas de las lecciones aprendidas de lo sucedido en el mismo. Estas mejoras se han recogido en Planes de Acción a nivel nacional que se implantaran entre 2012 y 2018, dependiendo de cada país.

Podemos decir por otro lado que la ex-periencia operativa ayuda a prevenir in-cidentes operativos en las instalaciones, mejorando los indicadores de eficiencia y seguridad, siendo un factor contribuyen-te para obtener unos buenos resultados en el Sistema Integrado de Supervisión de Centrales (SISC) que evalúa continua-damente el Consejo de Seguridad nu-clear (CSN). No cabe duda que la gestión de la experiencia operativa contribuye a los buenos resultados de producción, la minimización de incidentes operativos, la mejora de la opinión pública, y la prio-rización de los programas de inversión de las instalaciones.

Los programas de seguimiento de la ex-periencia operativa forman parte de la evaluación continua que la autoridad reguladora ejerce sobre las centrales nu-cleares, pero cabe destacar que es una herramienta de mejora continua que, conjuntamente con los programas de ac-ciones correctivas, en los que se vuelcan los resultados de la misma, demuestra su contribución al logro de la excelencia operacional. A modo de ejemplo, desde el inicio de la operación de las centrales españolas se realizó un seguimiento en profundidad de la problemática inter-nacional existente en los generadores de vapor de las centrales tipo PWR, que finalizó con el cambio de los mismos en cuatro centrales españolas de modo an-

ticipativo, ganando márgenes operativos y de seguridad, previniendo cualquier posible incidente derivado de estos equi-pos.

La prueba de la importancia de esta me-todología es que con el tiempo se han desarrollado programas tendentes a me-jorar el análisis de la experiencia opera-tiva así como de la cultura de seguridad. WANO desarrolla informes con reco-mendaciones y acciones derivados de los incidentes más significativos, y por otro lado, disponemos de bancos de datos de información como los Incident Re-port System (IRS) operado por el OIEA y la Agencia de la Energía Nuclear de la OCDE (NEA), o el banco de datos in-ternacional de sucesos de fallo de causa común FCC creado por la NEA.

La Sociedad Nuclear Española siempre ha informado sobre la experiencia opera-tiva de las instalaciones nucleares, prue-ba de ello fue la creación de la Jornada de Experiencias Operativas de las Cen-trales Nucleares Españolas, en la que se da a conocer a nuestros socios las acti-vidades y proyectos en desarrollo en las centrales del país, así como en la reunión anual en la que siempre se potencia las experiencias de operación, entrenamien-to y factores humanos.

Así pues el análisis de la experiencia operativa es una herramienta que per-mite evaluar en profundidad el funcio-namiento del sector nuclear nacional e internacional, avanzando en la mejora continua, la cultura de seguridad, la de-tección de precursores para evitar los incidentes, la mejora en eficacia y la prio-rización de las inversiones del parque nuclear. Unos programas que evidencian la permanente preocupación de nuestro sector en la búsqueda de la excelencia operacional.

LA EXPERIENCIA OPERATIVA EN LAS INSTALACIONES NUCLEARES UNA HERRAMIENTA PARA LA MEJORA CONTINUA

Junta Directiva ■

INTRODUCCIÓN

NUCLEAR ESPAÑA junio 2013 3

Es bien conocido que, a raíz de los accidentes más graves sufridos por la industria, se pusieron en marcha las iniciativas internacionales que han pro-

piciado un mayor intercambio de experiencias operativas y la consecuente diseminación de las lecciones apren-didas. Tal es el caso de INPO, organización en la que participan los titulares de las centrales americanas y que fue formada un año después del accidente de Three Miles Island. Algo más tarde, el accidente de Chernóbil dio pie a la constitución de WANO (World Association of Nuclear Operators) a imagen de la organización sectorial america-na, pero esta vez englobando al conjunto de operadores del mundo, agrupados en varios centros regionales.

Entre las áreas clave de la actuación de WANO siempre se ha encontrado su programa de Experiencia Operativa. El trabajo que realiza el Equipo Central de Experiencia Operativa de WANO, radicado en Londres, está descrito en uno de los artículos del presente número y consiste, fundamentalmente, en la preparación de documentos que integran las enseñanzas derivadas de los sucesos más significativos ocurridos en las centrales nucleares de todo el mundo. El resultado de ese trabajo son informes tales como los SOER (Informes de Experiencia Operativa Significativa) y SER (Informes de Suceso Significativo), que aportan como valor añadido una serie de recomen-daciones destinadas a las diferentes áreas funcionales de una organización operativa nuclear, con la expectativa de que su implantación ayude a prevenir la ocurrencia de sucesos similares a los analizados.

La comunidad nuclear internacional ha interpretado que los sucesos significativos para la seguridad tienen precursores, sucesos menores que han hecho posible la ocurrencia de un suceso importante. Divulgar la infor-mación adecuada que permita gestionar o evitar esos precursores, ayudaría a prevenir la ocurrencia de suce-sos con mayor trascendencia. Con esa filosofía, similar a la de WANO y también tendente a reforzar la cultura de seguridad, esta vez con otro alcance y otros parti-cipantes, se creó en 1980 la base de datos IRS (Incident Reporting System). El IRS, cuya descripción se incluye en el presente número, es un sistema de notificación inter-gubernamental, operado actualmente por el OIEA y la Agencia de la Energía Nuclear de la OCDE (NEA) en co-laboración con los reguladores nacionales, y que cuenta con la participación de más de 30 países, cuyos gestores y operadores nucleares pueden acceder a una amplia información sobre sucesos de interés, sus causas raíz y las lecciones aprendidas, así como el análisis de aspectos transversales que muestran su importancia en un amplio rango de sucesos, por ejemplo, los relacionados con el factor humano.

Abundando en iniciativas internacionales destinadas a establecer mecanismos formales para el intercambio de experiencias y la prevención de cierto tipo de sucesos,

se nos presenta el “banco de datos internacional de su-cesos de fallo de causa común” (FCC), que fue creado por la NEA para la recogida y análisis de este tipo de incidencias, por otra parte poco frecuentes, con el objeto de desarrollar medidas de prevención o de mitigación, como puedan ser indicadores basados en el riesgo. Des-taca como objetivo reciente, la mejor caracterización de los sucesos básicos de causa común para cuantificar su efecto en los Análisis Probabilistas de Seguridad (APS).

Ceñidos al ámbito del parque nuclear español, este número incluye la descripción de una iniciativa de in-dudable interés y buenos resultados, el Grupo Sectorial de Análisis de Incidentes (GSAI), creado en el seno de Unesa a propuesta del Comité de Energía Nuclear (CEN) y formado por expertos de las diferentes centrales nu-cleares españolas. Bajo la coordinación del Grupo de Ex-periencia Operativa de Unesa, el GSAI ha desarrollado desde 2010 un fructífero trabajo analizando sucesos de particular interés a petición de cada una de las centrales. Podemos considerar que la integración de conocimientos y experiencia de personas procedentes de las diferentes centrales españolas ha proporcionado un visión cualita-tivamente enriquecida a la central que solicitaba asisten-cia.

Nos hacemos eco también de un proceso cuyo alcance incluye el programa de experiencia operativa, si bien lo trasciende, y que aún se encuentra en ciernes en cuanto a su implantación en las nuestras centrales. Es el proceso de “mejora del rendimiento” o “aprendizaje organiza-tivo”, cuyos elementos clave están bien descritos en el modelo del Nuclear Electric Institute (NEI). Tal proceso debe abordarse con un enfoque sistemático y fuertemen-te apoyado por la dirección, contemplando en términos generales los siguientes pasos: identificación de las ca-rencias frente a los objetivos y expectativas, análisis y planificación de acciones en respuesta a esas carencias y, finalmente, implantación de las soluciones.

Por último, huyendo del sesgo negativo que típicamente se asocia a la experiencia operativa, recordamos que también existe una dimensión que encaja fácilmente en la figura de compartir experiencias, como pueda ser la difusión y aplicación de buenas prácticas cuando éstas prueban su eficacia allí donde se aplican. Con ese enfo-que, se incluye un artículo sobre el Inner Bundle Lancing, técnica consistente en desprender los lodos más duros del haz tubular de los generadores de vapor mediante chorros de agua a alta presión con un determinado án-gulo de incidencia, para después extraerlos a través de un circuito cerrado de aspiración. Esta técnica ya se ha aplicado con éxito en Almaraz y en Ascó, y se aplicará previsiblemente en Trillo y en Vandellós en sus próximas recargas.

EXPERIENCIAS OPERATIVAS

Comisión de Redacción de la Revista ■


José Manuel García MonclúsDirector general de Ringo Válvulas

José Manuel García Monclús es inge-niero industrial mecánico por la Es-cuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales de Zaragoza. Nacido en 1964, ha desarrollado su carrera profe-sional en el sector de las válvulas. En el año 1990 comenzó a trabajar en el de-partamento de Ingeniería de Walthon Weir Pacific. Durante su estancia en esta compañía pasó por otras áreas co-mo Gestión de Contratos y Dirección Comercial y Marketing, alcanzando la Dirección de Fábrica en los últimos años. En 2000 empezó su trayectoria en Ringo Válvulas como director de operaciones, y desde hace dos años ostenta el cargo de director general.

Las empresas de bienes de equipo constituyen un sector clave en la in-dustria energética. El sector nuclear cuenta con importantes suministra-dores, que apuestan por la interna-cionalización. Es el caso de Ringo Válvulas; su director general analiza para Nuclear España la actualidad de esta área de negocio.

tRece aÑoS De hiStoRia y MáS De 50 De exPeRienciaRingo Válvulas es una compañía za-ragozana que cuenta con una dilata-da experiencia en la fabricación de válvulas. Fue fundada en el año 2000, a partir del equipo directivo de Wal-thon Weir Pacific, empresa que nació en la década de los años cincuenta del Siglo XX, dedicada a proyectos nava-les y convencionales.

En los años 70 aprovechó el desa-rrollo de los proyectos nucleares para establecer alianzas con dos socios tec-nológicos con amplia experiencia en el mercado nuclear, Weir y Pacific (de ahí su nombre), con el fin de partici-par en la construcción de las centrales nucleares españolas. Indica García Monclús que “Walthon Weir Pacific fabricó cerca del 25 por ciento de las válvulas de las plantas de la primera generación. Esta cifra se incrementó por encima del 60 por ciento en la segunda, y superó el 90 por ciento en las centrales de la tercera generación”.

Gracias a ello, la empresa evolu-cionó hasta dedicarse básicamente a proyectos nucleares, y no sólo en

España, sino también en el ámbi-to internacional, ya que comenzó a exportar a otros países como Méxi-co (CN Laguna Verde), Argentina (CN Atucha) o Suiza (CN Beznau), Suecia (Ringhals, OKG), Cuba (Ju-raguá) y China (Qinshan) gracias a la experiencia adquirida en el sector en España. Así lo explica el direc-tor general de Ringo Válvulas, José Manuel García Monclús: “Como con-secuencia de la moratoria nuclear en España, el mercado se reduce consi-derablemente y Walthon se queda sin parte de su mercado natural en Espa-ña. Es entonces cuando decide expor-tar de manera masiva hacia aquellos mercado o clientes que demandaban productos, bien en el área nuclear o en sectores con requisitos similares como el petrolífero”.

Y es que los mercados de válvu-las convencionales son muy diversos: hay desde la válvula de estantería, a las fabricadas a medida, como las nucleares o las utilizadas en las pla-taformas petrolíferas con requisitos específicos y de alta tecnología. Por eso, cuando el sector nuclear en Es-paña se estanca, Walthon se dedica a esos mercados también muy exi-gentes. “Por supuesto –afirma García Monclús– mantiene el área nuclear, con sus clientes españoles y extran-jeros. Los últimos proyectos nuclea-res de Walthon fueron el de Juraguá, en Cuba, que nunca se llegó a poner en marcha. Y más importante fue en 1995, con la fabricación de válvulas para la central china de Quinshan II”.

Para nuestro entrevistado, esta ex-periencia en el mercado nuclear fue

ENTREVISTA

6 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013

ENTREVISTA

El sector nuclear representa el 25 por ciento del negocio, pero es el que nos ha facilitado dar el salto a los mercados internacionales ■

fundamental para el desarrollo tec-nológico de la empresa. “Todas las re-ferencias y homologaciones que per-mitieron entrar con fuerza en otros mercados tenían su origen en las vál-vulas fabricadas para las centrales nucleares, y ese conocimiento es el que se mantiene hasta hoy”, asegura García Monclús.

De Walthon a RingoEn el año 1998, WWP se pone a la venta. Dos años después, parte del equipo directivo, entre ellos nuestro entrevistado, decide salir de la em-presa y fundar Ringo Válvulas.

En un primer momento, se trata de una empresa pequeña, que va abrien-do mercado lentamente. “Al princi-pio no lográbamos contratos en las centrales nucleares españolas, porque Walthon era el suministrador de re-ferencia y con muchos años de expe-riencia. Realmente, los clientes no te-nían ningún motivo para cambiar de fabricante, así que centramos nuestra actividad en la labor comercial y de promoción de nuestras capacidades”, indica el director general de Ringo.

Cuando en 2002 se produce la quiebra de Walthon, Ringo tiene la

oportunidad de contratar un gran número de personas procedentes de esta creando así de nuevo a un gran equipo, formado por profesionales con amplia experiencia en el sector, creando por tanto una estructura de empresa necesaria para dar servicio al mercado nuclear y tratar de re-cuperar el mercado dejado por Wal-thon. “Le planteamos a los clientes que podíamos dar un servicio y un producto de calidad que solucionara los problemas de suministro, y nos apoyaron. El resultado ha sido satis-factorio para todos. De hecho, segui-mos dando servicio a las centrales en España, y hemos crecido en el merca-do internacional”.

SolucioneS integRaleSEn la fabricación de válvulas están implicados diversos procesos, desde la petición por parte del cliente hasta la entrega de los equipos. Ringo Vál-vulas fabrica válvulas de todo tipo (de compuerta, globo, bola, control, retención, de mariposa, de diafragma, de cero fugas…). Para ello cuenta con ingeniería y know how propios.

El sector nuclear representa para Rin-go cerca del 25 por ciento de su factura-ción, pero es mucho más, como afirma García Monclús. “Gracias al negocio nuclear español, hemos sido capaces de dar el salto a los mercados internacio-nales. Ahora, además de mantener los clientes que tenía Walthon, en México, Argentina o China, hemos conseguido otros mercados muy importantes, que están al mismo nivel que el mercado español desde el punto de vista del vo-lumen de negocio”.

Uno de esos países es Suecia. “Hay que tener en cuenta que este país es-candinavo cuenta con nueve grupos nucleares, un tamaño similar al sector nuclear español. Eso nos permite al-canzar una facturación en la misma lí-nea”. Además, también son importan-tes países como Suráfrica, Rumanía, Finlandia, Bélgica y Rusia.

Como actores principales dentro del sector nuclear que, de algún modo, generan negocio para la industria en general y para las empresas más pe-queñas en concreto, García Monclús resalta la labor de las grandes empre-sas españolas del sector: ingenierías, otros fabricantes de bienes de equipo, combustible, servicios de inspección, etc. españoles. “Estas empresas actúan como embajadores, son tractores que tiran del resto de la industria y ayu-dan a las otras empresas a entrar en nuevos mercados, ofreciendo una so-lución integral con ingeniería y equi-pos españoles”.

El resto del mercado de Ringo Vál-vulas, entre el 75 y el 80 por ciento, está en el sector del gas y del petró-leo. Principalmente están trabajando en plataformas petrolíferas offshore -suministrando tanto válvulas subma-rinas como válvulas de superficie-, en la extracción del petróleo, y también en los procesos de transporte y refino. Destaca nuestro entrevistado que los equipos utilizados en los procesos de extracción del petróleo y gas, su tra-siego y su manejo, “desde la extracción del material hasta su procesamiento en la refinería, son, en muchos casos, válvulas complejas, con especificacio-nes y requisitos muy similares a las fa-bricadas para las centrales nucleares”.


MeRcaDo inteRnacionalDebido al escaso movimiento y gene-ración de proyectos que hay en nuestro país, más del 85 por ciento del negocio de Ringo Válvulas procede del mercado internacional. En el ámbito nuclear las principales áreas de exportación son Europa (Suecia, Finlandia Bélgica y Rumania), Iberoamérica (México y Argentina) así como China y reciente-mente Rusia.

En lo que respecta al mercado del petróleo, el director general de esta compañía distingue tres zonas geo-gráficas importantes:•Mar del Norte. Están presentes en

Holanda, Noruega y Reino Unido. •Sudeste asiático y China. Abaste-

cen de válvulas en materiales espe-ciales a China para las plataformas petrolíferas. Se trata de válvulas hechas a medida y bajo unos requi-sitos específicos. Para el suministro de válvulas normales, estos países cuentan ya con muchos fabricantes.

•Asia Pacífico. Están fundamen-talmente en Malasia, Indonesia, Vietnam e India.

• Iberoamérica. Además de México y Argentina, también cuentan con mercado en Venezuela, Perú, Boli-via y Colombia. Para nuestro entre-vistado, “ahora hay mucho trabajo en Iberoamérica”.

BuenoS ReSultaDoS econóMicoSEn 2012, Ringo Válvulas facturó 70 mi-llones de euros. “Ha sido un año ex-cepcionalmente bueno”, reconoce Gar-cía Monclús. Este año se han marcado como objetivo consolidar esta cifra de negocio, e incluso crecer en un cinco por ciento. “Los mercados en los que trabajamos afortunadamente han sufri-do menos la crisis”, asegura. El merca-do del petróleo está condicionado por el precio del combustible, que se en-cuentra a más de 100 dólares el barril, por lo que sigue habiendo inversiones. “Aunque se ha reducido ligeramente en el último año, es un mercado que está funcionando, y muy bien” asegura.

En lo que respecta al sector nuclear, en palabras del director general, “ca-da país tiene sus particularidades. Por ejemplo, en España, en los últi-mos años se están haciendo muchas

“En general, todos los años aborda-mos nuevos desarrollos tecnológicos, y ponemos en marcha proyectos de I+D aplicados a distintos tipos de vál-vulas. Los presentamos a los fondos CDTI, y hasta la fecha hemos contado con su apoyo”.

PeRSPectiva DeSDe el extRanjeRoLa experiencia de Ringo Válvulas, y de su director general, en el mercado internacional, resulta especialmente interesante para conocer su opinión sobre la imagen de la industria espa-ñola en el mundo.

Según el director general de la compañía, “en el tema de los bienes de equipo, la industria española tiene un buen nombre. A pesar de no con-tar con nuevos proyectos nucleares desde hace años, las empresas espa-ñolas relacionadas con el sector nu-clear han sido capaces de mantener la

inversiones correspondientes a ade-cuaciones e incrementos de eficien-cias como consecuencia de las prue-bas de resistencia realizadas después del accidente de Fukushima. Esta si-tuación nos ha permitido contar con pedidos superiores a la media ”.

Y lo mismo está pasando en otros países como Suecia o Bélgica. “Una empresa como la nuestra se acomo-da muy bien a este tipo de contratos dirigidos al mantenimiento y a las modificaciones de distintos sistemas de las plantas, porque ofrecemos un plazo de entrega adecuado, un buen servicio, y una respuesta eficaz y flexible”.

i+D PaRa iMPulSaR la ingenieRíaPara el director general de Ringo Vál-vulas, la compañía da mucha impor-tancia a la I+D porque, además de productos, tiene también como ob-jetivo vender ingeniería. “En esta lí-nea, hemos desarrollado proyectos con el CDTI, incluido un proyecto (en colaboración con Tecnatom) para la acomodación de nuestros diseños a las condiciones de accidente (radia-ción, temperatura, etc.) postuladas en las nuevas generaciones de centrales (AP1000, EPR, etc.)”.

Las empresas eléctricas españolas actúan como tractores que tiran del resto de la industria española para entrar en nuevos mercados■

Los proyectos surgidos después de Fukushima nos han permitido contar con pedidos superiores a la media ■


ENTREVISTA

infraestructura suficiente para estar en condiciones de acometer un resurgi-miento de la energía nuclear”.

A pesar de eso, señala que “abrir nuevos mercados es complicado, sobre todo, en el sector nuclear, porque se trata de productos muy especializados donde la fiabilidad de los equipos y la respuesta de la empresa suministrado-ra es importantísima, por consiguiente resulta muy complicado introducir el producto por primera vez y vencer las resistencias de utilizar a un nuevo proveedor”.

En concreto, sus competidores son empresas americanas o alemanas, ge-neralmente grandes grupos industria-les que tienen varios fabricantes de válvulas y grandes redes comerciales muy organizadas.

Un aspecto interesante, y que refle-ja otras consecuencias de la crisis, es la exigencia de garantías financieras por parte de algunos clientes extran-jeros. “Quieren asegurarse de que la empresa tendrá capacidad económica y financiera suficiente como para aco-meter trabajos que requieren de im-portantes inversiones iniciales”.

Afortunadamente, la exportación de estos equipos implica operaciones muy bien estructuradas y con medios de pago muy fiables. “Además, hay seguros de exportación que permiten trabajar con tranquilidad”, añade.

Por otra parte, el ICEX y las Cáma-ras de Comercio hacen una gran labor, organizan muchas misiones y buscan oportunidades. “Nosotros estamos satisfechos con su trabajo. Cuando hemos pedido ayuda a los agregados comerciales de las embajadas, siempre hemos tenido una respuesta positiva”.

Ringo y el futuRo nucleaRGarcía Monclús opina que, más tar-de o más temprano, la energía nuclear volverá a resurgir. “Estoy convencido de que no se prescindirá de la energía nuclear. Lo importante es definir el mix energético adecuado para cada país”.

Considera prioritario que se avance en la ampliación de la vida útil de las centrales nucleares, y a medio plazo está convencido de la necesidad de abordar nuevos proyectos, “como está

sucediendo en países como Finlandia, Suecia, China, Oriente Medio, Reino Unido y Estados Unidos”.

Por eso, Ringo Válvulas se prepa-ra para estar cualificado. “Estamos trabajando para conseguir el Sello N de ASME. Ya hemos superado la parte más complicada del proceso, con toda la documentación requerida y las au-ditorías correspondientes. Ahora esta-mos fabricando los prototipos finales, y tenemos previsto hacer la auditoria de cualificación en los próximos me-ses. Esperamos tener el Sello N antes de final de este año. Teniendo en cuen-ta el gran esfuerzo de trabajo y econó-mico que supone, lo asumimos porque

pensamos que el sector nuclear tiene futuro, y esta cualificación nos abre muchos mercados”.

En esta línea, Ringo Válvulas está también certificado para la fabrica-ción de válvulas de acuerdo al código de diseño RCCM francés. “Todo ello afianza nuestra apuesta por el sector nuclear, tanto en España como en los mercados internacionales”.

Puesto que es un sector de futuro y que considera que va a haber muchos proyectos, el director general de Rin-go anima a los jóvenes a que se incor-poren a la industria nuclear. “A pesar de lo que se diga en mi opinión, es un sector con mucho futuro”.

El esfuerzo que estamos haciendo para obtener el Sello N se justifica porque pensamos que el sector nuclear tiene futuro, y esta cualificación nos abre muchos mercados ■

válvulaS cuRioSaS /eSPecialeSDe interés tecnológico, Ringo ha fabricado •VálvulasClase1paraRinghals,enSuecia.•ParaCofrentes, se fabricóen2012unaválvulademariposacontrolde

72 pulgadas, para la regulación del sistema de agua de torre de enfria-miento.

•ParaVandellós,serealizóelproyectoparaelsistemaderefrigeracióndeaguas esenciales.

•Modificaciónde internos enválvulasdecontrolde8”paraobtenerunacurva especial con protección anticavitación hasta el 40 % de la apertura.

Fuera del mercado nuclear •Fabricacióndeválvulasparagaseoducto,de56pulgadas,conunpesode45toneladas,paraOrienteMedio

•Fabricacióndeválvulasdeboladecontrolpara temperaturasdehasta550ºC

Se trata de un trabajo a medida, nada estandarizado. “Trabajamos como una ingeniería, hacemos un diseño o acomodamos los diseños básicos a losrequisitosdelcliente”.


Tratamiento de la experiencia operativa de las centrales nucleares en WANOM. Ibáñez

El artículo describe las actividades asociadas a uno de los programas fundamentales de la Asociación Mundial de Operadores de Centrales Nucleares como es el de la Experiencia Operativa.El programa gestiona los informes de sucesos que preparan las centrales nucleares y envían a la base de datos de WANO con el fin de que el Operating Experience Central Team (OECT) prepare una serie de documentos que, como los Informes de Experiencia Operativa Significativa e Informes de Suceso Significativo, ayuden a las centrales a evitar sucesos similares.

The article describes the activities associated to the Operating Experience Programme of the World Association of Nuclear Operators.The programme manages the event reports submitted by the nuclear power plants to the WANO database for the preparation by the Operating Experience Central Team of some documents like the Significant Operating Experience Reports and Significant Event Reports that help the stations to avoid similar events.

Uno de los programas de la Aso-ciación Mundial de Operadores de Centrales Nucleares (WANO)

y, a la vez, uno de sus pilares es el de la Experiencia Operativa o lo que es lo mismo la gestión de los informes de sucesos en centrales nucleares que los miembros de la Asociación comparten entre sí con el fin de evitar que similares sucesos se vuelvan a producir o limitar, en caso contrario, las consecuencias de los mismos.

WANO tiene su sede en Londres con cuatro centros regionales localizados en Atlanta, Moscú, París (al que están ad-heridas las empresas operadoras de cen-trales nucleares en España así como las empresas propietarias de las mismas), y Tokio, con una delegación de la oficina de Londres en Hong Kong para las ac-tividades relacionadas con la puesta en marcha de nuevas centrales nucleares.

Aunque la asociación a WANO es voluntaria, todas las empresas del mun-do que operan centrales nucleares son miembros y como tales, por lo que res-pecta a informar de los sucesos que ocu-rren en sus centrales, tienen las obliga-ciones que se mencionan a continuación: – Recoger, analizar y distribuir la ex-

periencia operativa de las centrales nucleares. Ello significa obtener y compartir detalles y resultados de los análisis de sucesos en sus instalacio-nes ademas de cualquier otra expe-riencia operativa (como informes téc-nicos que puedan ser de interés para otros miembros), de manera oportu-na, con el fin de que se cumplan en

todas las regiones los objetivos de comunicación de informes que esta-blece la guía del programa de expe-riencia operativa.

– Aplicar las recomendaciones de los Informes de Experiencia Operativa Significativa (SOER).

– Proporcionar al personal de las cen-trales acceso a la información de la página web de WANO para que pue-dan utilizar los diversos informes o análisis de experiencia operativa de WANO.

– Compartir información, prácticas y experiencias para ayudar a los

Operating Experience Central Team. De izquierda a derecha: Jack Hurst (EE.UU.), Manuel Ibañez (España), Mikhail Isaev (Rusia), Sanjay Mulkalwar (India), Koji Okamoto (Japón), Frank Yang (China).

Manuel Ibañezes ingeniero industrial por la ETSII de Barcelona, jefe de Operación de la central nuclear de Ascó, director de Energia Nuclear de Unesa y director del Programa de Experiencia Operativa de WANO.

demás miembros a mantener altos niveles de seguridad y fiabilidad ope-racional. Los criterios sobre los sucesos a infor-

mar y la forma de hacerlo están descritos en el documento “ Manual de Referencia para la Gestión de la Experiencia Ope-rativa ” que además contiene el formato que debe utilizarse para la preparación de los informes, los códigos para una mejor identificacion del suceso y los cri-terios para determinar la importancia de los mismos.

Los criterios para identificar los suce-sos sobre los que deben enviarse infor-mes a WANO están agrupados en los siguientes apartados: 1) sucesos o transi-torios considerados severos o anormales, 2) anomalias o malfunciones de sistemas de seguridad, 3) importantes daños de equipos, 4) elevadas dosis de radiación al personal o accidentes mortales o con importantes daños fisicos, 5) emisión o contaminación radiactiva no controlada, 6) sucesos durante el manejo o el alma-cenamiento de combustible nuclear, 7)




Figura 1. Número de informes de sucesos enviados a la base de datos de WANO.

y medidas de apoyo de organizaciones externas en el caso de ser necesarias para hacer frente a una emergencia.

Junto a cada SOER, el OECT prepara una serie de documentos soporte orien-tados a: 1) un resumen ejecutivo del do-cumento dirigido a los estamentos direc-tivos, 2) ayudar a las centrales en cómo cumplir con las recomendaciones de los mismos y 3) material de entrenamiento orientado a la formación del personal con el objetivo de asimilar las lecciones aprendidas del o los sucesos a los que el SOER hace referencia.

Los SER son documentos que con-tienen un análisis detallado de sucesos significativos con el fin de identificar las lecciones aprendidas de los mismos que puedan ser de utilidad para otras centrales. Se espera que los miembros de WANO los revisen y tomen las accio-nes oportunas que sean aplicables para reducir la probabilidad de que similares sucesos se produzcan en sus instalacio-nes. Actualmente está en preparación un SER que hará referencia a determinados sucesos que se han producido en los ulti-mos meses en diversas centrales que han concluido en accidentes mortales o con graves heridas al personal de las mismas.

Desde que se pubicó el primer SER en el año 1999, WANO ha emitido 39 SER.

La gestión de la experiencia operati-va a nivel global esta asignada al OECT que depende del director ejecutivo de WANO en la oficina de Londres y que aparte del director del programa está compuesto por expertos, cedidos por los distintos centros regionales, con ex-periencia en diversos tipos de centrales nucleares.

Las principales actividades del OECT son las siguientes:– Analizar los informes de sucesos apor-

tados por las centrales con el fin de mejorar el contenido de los mismos, clasificar el suceso en el nivel de im-portancia del suceso (hay cuatro ni-veles: significativo, relevante, para se-

Deficiencias en diseño, análisis, fabrica-ción, construcción, instalación, transporte, operación, gestión de la configuración, interfase hombre-maquina, pruebas, man-tenimiento, procedimientos o formación que pongan en riesgo la seguridad nu-clear, industrial o radiologica, reduzcan los margenes de seguridad nuclear o la fiabilidad de la instalación y 8) otros su-cesos relacionados con la seguridad o la fiabilidad de la instalación que se consi-deren de interes para otros miembros de WANO.

El documento de WANO que describe todo el proceso en el que se basa la gestión de la información de sucesos en centrales nucleares es la Guía del Programa de Expe-riencia Operativa de WANO (WPG02). Esta guía establece los principios básicos del programa, las responsabilidades de los miembros de introducir en la base de datos de la experiencia operativa de WANO los informes de los sucesos, la revisión de los mismos por parte del centro regional de WANO correspondiente y finalmente las acciones asignadas al Operating Experience Central Team (OECT) localizado en la sede central de WANO, en Londres. La guía describe además los tipos de informe, pre-liminar o informe de suceso cuando ya se han identificado las causas del mismo, y los documentos posteriores que se pueden preparar para difundir las lecciones apren-didas de los sucesos más significativos y que son básicamente el Informe de Expe-riencia Operativa Significativa (SOER) y el Informe de Suceso Significativo (SER). Estos documentos, aunque el idioma oficial de WANO es el inglés, se traducen a diver-sos idiomas, entre ellos el español.

Los SOER son documentos que contie-nen recomendaciones de obligado cum-plimiento para los miembros de WANO basadas en la experiencia operativa rela-cionada con un suceso significativo para la seguridad nuclear o la fiabilidad de la instalación. Normalmente están asociados a varios sucesos similares aunque en el ca-so de Fukushima han sido exclusivamente asociados al accidente en esa central. Las recomendaciones de los SOER deben ser evaluadas por las centrales y tomar acción si es preciso. WANO, durante las evalua-ciones por pares o peer reviews comprueba el estado de implementación de las reco-mendaciones. Normalmente la comproba-cion se inicia pasados seis meses desde la publicación del SOER.

Hasta la fecha y desde que se publicó el primer SOER en el año 1998, WANO ha publicado un total de 18 SOER.

Desde que ocurrió el accidente en la central de Fukushima Daiichi el 11 de marzo de 2011, WANO ha emitido, en re-lacion con el mismo, los siguientes SOER:– SOER 2011-2 Fukushima Daiichi Nuclear

Station Fuel damage Caused by Earthquake and Tsunami, publicado pocos días des-pues del accidente.

– SOER 2011-3 Fukushima Daiichi Nu-clear Station Spent Fuel Pool/Pond Loss of Cooling and Makeup.

– SOER 2011-4 Near Term Actions to Address an Extended Loss of All AC Power.En relación con las recomendacio-

nes contenidas en los anteriores SOER, WANO requirió a sus miembros una contestación sobre cuál era la situación de sus centrales al respecto y los planes para cumplir con lo requerido.

Desde primeros de año se han edi-tado los siguientes: SOER 2013-1 Ope-rators Fundamentals Weaknesses y SOER 2013-2 Post-Fukushima Daiichi Nuclear Accident Lessons Learned. El SOER 2013-1 contiene una serie de recomendacio-nes a seguir para reducir el número de sucesos debidos a deficiencias en las actuaciones del personal de operación asociadas a diversos factores, como por ejemplo la falta de supervisión del es-tado de la central, deficiencias en las actividades de formación, uso reducido de las herramientas de prevención del error humano y un inadecuado trabajo en equipo. El SOER 2013-2 se ha prepa-rado conjuntamente con INPO (Institute of Nuclear Power Operations) y teniendo en cuenta informaciones aportadas por la compañía propietaria de la central de Fukushima y el contenido del informe de agosto de 2012, que es público, INPO 11-005 Addendum Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Este SOER contiene, entre otras, recomendacio-nes asociadas a: cultura de seguridad y actitudes de los directivos, formación para respuesta a emergencias, recursos humanos y materiales para hacer frente a grandes emergencias, evaluación de los criterios de diseño asumidos pa-ra sucesos externos, verificación de la capacidad del personal para entender los modos de fallo de la lógica asocia-da a los sistemas de refrigeración del núcleo del reactor, verificación de las estrategias de respuesta a emergencias


guimiento y otro), identificar si existen SOER y SER relacionados con el suceso que, si se hubiera seguido adecuadamen-temente su contenido, podrían haber evitado o limitado las consecuencias del mismo y añadir palabras clave para pos-teriores busquedas de sucesos similares en la base de datos. Toda la información es discutida en una reunión semanal del personal del OECT en la que se decide el nivel de importancia del suceso y se aportan sugerencias para mejorar el con-tenido de los informes de sucesos antes de su publicación definitiva en la base de datos de la experiencia operativa de WANO y, con ello, preparar los informes mensuales correspondientes.

– Generar documentos asociados a la ex-periencia operativa además de los ya mencionados SOER y SER, entre otros los Just in Time (JIT) de uso común en las centrales en reuniones previas a in-tervenciones de mantenimiento o los Hot Topics que alertan de tendencias de repetición de sucesos similares. El últi-mo JIT publicado hace referencia a deter-minados sucesos asociados a la pérdida de refrigeración de la piscina de com-bustible gastado y el último Hot Topic hace referencia a que dos de los tres SER publicados en 2012 están relacionados con sucesos que tienen en común una inadecuada evaluación del riesgo asocia-do a determinadas actividades antes del inicio de las mismas.

– Generar los CEO Update cuyo objetivo es alertar al personal directivo de las centra-les de sucesos significativos o tendencias adversas observadas en el análisis de los informes enviados a la base de datos de experiencia operativa con la sugerencia de que los discutan internamente en sus organizaciones. El último de ellos alerta de los sucesos ocurridos últimamente en diversas centrales que han derivado en accidentes mortales y que darán lugar posteriormente, como se ha mencionado antes, a la emisión de un SER.

– Generar informes en base a la informa-ción aportada por los informes de su-cesos y la obtenida en las evaluaciones por pares. El último de ellos contiene el análisis de las áreas de mejora en el área de operación, identificadas durantes las evaluaciones efectuadas a centrales en los últimos dos años y el próximo re-flejará el análisis de las áreas de mejora asociadas a mantenimiento.

– Apoyar a los responsables del programa de experiencia operativa en los centros regionales de WANO en sus actividades de misiones de asistencia técnica, semi-narios y revisión del estado del cumpli-miento de las recomendaciones de los SOER.

– Gestionar la base de datos de experien-cia operativa de WANO. Esta base de datos se modernizó en julio de 2012 dándole una mayor capacidad de bús-

queda de informes de sucesos, aná-lisis y preparación de informes tanto por el OECT, como por parte de los centros regionales y de los propios miembros de WANO.

– Cooperación con el Organismo In-ternacional de la Energía Atómica en lo que se refiere a su programa de información de sucesos IRS.

– Generar el Informe Anual de Expe-riencia Operativa.El número de informes de sucesos

enviados a WANO ha ido en aumento en los últimos años, así como la calidad de los mismos. Tal como puede verse en la Figura 1 el número de informes ha pasado de 167, en el año 2000, a 1.500 en el pasado año 2012, lo que representa un promedio de 3,3 informes por reactor y año. El Informe Anual de Experiencia Operativa contiene un análisis estadís-tico de los sucesos del año según sean las consecuencias de los mismos, los sis-temas de la central afectados, la situa-ción de la central al inicio del suceso, las causas de los mismos, etc. En la Figura 2 se puede ver la distribución de los su-cesos en función de las causas directas de los mismos durante los últimos años y, como puede observarse, se mantiene la tónica de que el mayor porcentaje de sucesos está asociado a los errores hu-manos y a problemas mecánicos.

Una distribución general de las cau-sas raíz y factores causales de sucesos de los últimos años nos indica que al-rededor del 55 % de los mismos tiene su origen en las actuaciones del personal de las instalaciones, el 35 % al compor-tamiento de los equipos y el 10 % a las actuaciones de los equipos directivos.

WANO tras analizar las causas de los sucesos del último año ha identifi-cado las áreas que se mencionan a con-tinuación como aquellas que precisan de una mayor atención por parte de

sus miembros y que son las siguientes: mantenimiento preventivo, actividades de recarga, comportamiento humano, control del estado de la central, seguri-dad industrial y uso de la experiencia operativa. A su vez ha efectuado una serie de recomendaciones asociadas a las mismas como, por ejemplo, prestar más atención al envejecimiento de los equipos, aplicar correctamente durante la recarga las recomendaciones del SOER 2010-1 Seguridad en parada, fomentar el uso de las herramientas de prevención del error humano entre otras.

WANO en las evaluaciones de las cen-trales presta atención al uso de la expe-riencia operativa interna y externa por parte de las mismas, siendo el área de la experiencia operativa un área trans-versal que, de acuerdo con el documen-to de WANO Performance Objectives and Criteria para las evaluaciones, identifica que debe observarse, entre otras cosas, lo siguiente: a) el compromiso de la Di-rección de la central con el análisis y uso de la experiencia operativa, b) el uso de las lecciones aprendidas de sucesos tanto internos como de otras centrales en los procesos de la central, c) el estado de la implementacion de las recomendaciones de los SOER y d) la distribución a WANO de los sucesos internos de acuerdo con los criterios del Manual de Referencia y, en particular, de los considerados como significativos y relevantes.

Finalmente, resaltar que tanto los miembros de WANO, como los centros regionales y, a su vez, el OECT en la ofi-cina de Londres son conscientes de que un porcentaje elevado de los sucesos ocu-rridos en las centrales podría evitarse o sus consecuencias verse reducidas con unos mejores programas de experiencia operativa, un mejor uso de los análisis de los sucesos y la implementación de las lecciones aprendidas de los mismos.

Figura 2. Distribución de sucesos segun causa directa.



Origen, funcionamiento y perspectivas de futuro del International Reporting System for Operating Experience (IRS) del OIEAM.ª L. Guntiñas

El IRS (International Reporting System for Operating Experience) es un sistema internacional de notificación de incidentes creado en 1978 en el seno de la NEA y operado conjuntamente por la NEA y el OIEA desde 1983. Su finalidad es aumentar la seguridad de las centrales nucleares a nivel mundial a través del intercambio y el análisis de la experiencia operativa. Desde su creación hasta hoy ha demostrado ser una herramienta fundamental para la operación segura de las plantas de todo el mundo.

The IRS (International Reporting System for Operating Experience) is an international system for notifying events created in 1978 by the NEA and jointly operated by the NEA and the IAEA since 1983. Its aim is to enhance NPP safety at a global level, through the exchange and review of operating experience. Since its creation, it has proved to be an essential tool for the safe operation of NPPs worldwide.

Aprender de las experiencias de otros constituye una de las más valiosas fuentes de cono-

cimiento de los seres humanos. Este principio, aplicable a todos los ámbi-tos de la vida, se torna aún más tras-cendente al hablar de la seguridad en las centrales nucleares.

El análisis de la experiencia opera-tiva es uno de los pilares fundamen-tales a la hora de mejorar la seguridad nuclear. Conocer las causas raíces y aplicar las lecciones aprendidas de sucesos acaecidos en otras centrales nucleares del mundo contribuye en gran medida a evitar su recurrencia. Esto ha sido puesto recientemente de manifiesto, una vez más, tras el acci-dente ocurrido en marzo de 2011 en la central japonesa de Fukushima, a raíz del cual organismos reguladores y titulares de centrales nucleares de todo el mundo se han visto obligados a dar respuesta a la población sobre la capacidad de sus centrales para hacer frente a un suceso similar, demos-trándose de nuevo el carácter interna-cional de la seguridad nuclear y, por tanto, la importancia del intercambio de la experiencia operativa.

Una de las herramientas fundamen-tales a nivel mundial para la divul-gación y el análisis de la experiencia operativa de centrales nucleares es el IRS (International Reporting System for

Operating Experience). El IRS es un sis-tema internacional de notificación e intercambio de incidentes gestionado conjuntamente por el OIEA y la OCDE/NEA, cuyo fin último es aumentar la seguridad de las centrales nucleares. Esta iniciativa surgió en el año 1978 de mano de la NEA, siendo aprobada for-malmente por los países de la OCDE en 1981, aunque no fue hasta dos años más tarde cuando el IRS se extendió a todos los estados miembros de Na-ciones Unidas. Desde entonces, ambas instituciones han gestionado este siste-ma conjuntamente.

El IRS no sólo recoge y distribu-ye experiencia operativa para evitar que sucesos similares se repitan en otras plantas, sino que también in-tenta identificar incidentes de menor relevancia que, bajo otras circunstan-cias, podrían dar lugar a sucesos de consecuencias más serias. Asimismo, el uso del IRS resulta de gran utilidad en la construcción de centrales nu-cleares de nueva generación, puesto que ayuda a evitar la recurrencia de incidentes debidos a deficiencias en el diseño.

El funcionamiento del IRS se ba-sa principalmente en la notificación de sucesos por parte de los estados miembros. Cada estado dispone de un coordinador nacional del IRS, cuya misión será incluir en la base de datos

María Luisa Guntiñas sánchez-toriLes técnico del Área de Experiencia Operativa del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y Coordinador Nacional del IRS.

los sucesos que considere de interés para la comunidad nuclear interna-cional, bien porque hayan supuesto un impacto importante, tanto real co-mo potencial, en la seguridad de la planta, o porque contengan lecciones aprendidas que puedan disminuir la frecuencia o las consecuencias de ese tipo de sucesos. El coordinador nacional es también responsable de dar acceso a la base de datos del IRS a aquellos miembros de la comunidad nuclear de su país que lo soliciten.

Los informes que se envían a la base de datos del IRS pueden ser de varios tipos: cuando el suceso es de tal importancia que resulta vital su pronta notificación, puede enviarse un informe preliminar, el cual con-tiene la información disponible hasta ese momento sobre el suceso; todos los informes preliminares deben ir seguidos de un informe principal que actualice y complete la información comunicada. En cualquier otro caso, se envía únicamente un informe prin-cipal, que incluye información básica sobre el suceso (título, central afec-tada, fecha y resumen del incidente), así como una descripción detallada del mismo, una estimación de su im-pacto en la seguridad de la planta, las causas raíces que lo provocaron, las acciones correctivas a implantar y las lecciones aprendidas. Cuando un

una fuente esencial de información para dichos organismos a la hora de evaluar los programas de experiencia operativa externa de los titulares. Un ejemplo de los usos que el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) hace del IRS es el Panel de Revisión de Inci-dentes Internacionales (PRIN).

El PRIN es un grupo de trabajo multidisciplinar formado por especia-listas de distintas áreas de la seguri-dad nuclear y de la protección radio-lógica, que se reúne trimestralmente para analizar de forma sistemática sucesos internacionales y valorar la necesidad de que las centrales nu-cleares españolas tomen acciones al respecto. Entre las experiencias ope-rativas que se revisan se encuentran fundamentalmente los sucesos comu-nicados al IRS y las Information Notices de la USNRC (muchas de éstas son reportadas al IRS). Se consigue así una revisión exhaustiva y multidis-ciplinar de la experiencia operativa internacional, lo cual sería imposible si no se dispusiera de un sistema de información como el del IRS.

Desde su creación hasta ahora, el IRS ha sido un elemento fundamental en el análisis de la experiencia ope-rativa en centrales nucleares de todo el mundo. Su alcance y aplicaciones han ido creciendo y evolucionando a lo largo del tiempo, adaptándose a las necesidades de sus usuarios en cada momento. Es por tanto un sistema vivo que, sin duda, seguirá contribu-yendo enormemente al aumento con-tinuado de la seguridad nuclear.

suceso afecta a más de una central, el coordinador envía un informe ge-nérico, cuyo contenido es similar al del informe principal. En todos estos informes existe un apartado de pa-labras clave que sirven para facilitar las búsquedas en la base de datos; el coordinador nacional elige aquellas que son aplicables al suceso. Con el fin de hacer más sencilla esta tarea de notificar sucesos, el OIEA ha de-sarrollado una guía y un manual de codificación que unifica la termino-logía utilizada.

Una vez comunicado el suceso a la base de datos del IRS, un grupo de revisión de sucesos del OIEA, creado para tal fin, analiza si el contenido del informe es completo y adecuado, pudiendo enviar comentarios al coor-dinador nacional a través del coordi-nador IRS del OIEA. Si lo considera pertinente, el coordinador nacional podrá modificar el informe en base a dichos comentarios. Cuando el coor-dinador nacional da el visto bueno, el informe definitivo se publica y se en-vía un correo electrónico a todos los usuarios anunciando la inclusión del nuevo suceso en la base de datos del IRS. Es el turno ahora de que titulares de instalaciones nucleares y organis-mos reguladores hagan uso de las lecciones aprendidas en estos sucesos, logrando aumentar así la seguridad nuclear a nivel mundial.

Otra actividad del IRS que forta-lece el intercambio de experiencia operativa son las reuniones a las que los coordinadores nacionales de los países miembros acuden anual-

mente, y en las que también pueden participar miembros de la industria. Estas reuniones constan de dos par-tes: una primera parte que se realiza conjuntamente con la NEA y donde los diferentes países exponen en de-talle sucesos que se han notificado previamente al IRS, y una segunda en la que sólo participan los coordina-dores nacionales y en la que se revisa el funcionamiento del sistema y se seleccionan temas de interés general sobre los que se realizan estudios en profundidad.

Además de organizar y coordinar las reuniones anuales del IRS, el OIEA publica periódicamente un informe, conocido coloquialmente como Blue book o Libro azul, que contiene la ex-periencia operativa reportada al IRS en un periodo de tres o cuatro años. Para elaborarlo se revisan y anali-zan los sucesos de la base de datos del IRS dentro del periodo de tiempo seleccionado, obteniendo las leccio-nes aprendidas más importantes. Su objetivo principal es proporcionar in-formación tanto a reguladores como a la industria con el fin de facilitar la to-ma de decisiones relacionadas con la seguridad nuclear. Hasta hoy se han publicado cinco ediciones de este li-bro azul, las cuales recogen experien-cias operativas desde 1996 hasta 2011.

Desde el punto de vista regulador, el IRS también resulta ser una herra-mienta imprescindible. No sólo es la única base de datos internacional de sucesos de centrales nucleares accesi-ble a organismos reguladores y ges-tionada por éstos, sino que constituye

TE ESPERAMOS

www.reunionanualsne.es


Banco de datos internacional de sucesos de fallo de causa común (icde) M.a R. Morales , B. Fernández Andújar y M.a B. Pereira

El Fallo de Causa Común (FCC) es un fallo dependiente en el que dos o más componentes fallan simultáneamente o en un corto espacio de tiempo como resultado directo de una causa común compartida. La causa compartida puede ser funcional o física.Ante la baja frecuencia de este tipo de sucesos, algunos países miembros de la Agencia de Energía Nuclear (AEN) y de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico (OCDE) decidieron crear el proyecto International Common-Cause Failure Data Exchange (ICDE) con el fin de impulsar la cooperación multilateral en la recogida y el análisis de los datos de sucesos de FCC.

A Common Cause Failure (CCF) is a dependent event in which two or more components fail simultaneously or within a short space of time as a direct result of a shared common cause. The shared cause may be functional or physical.Due to the low frequency of this type of events, some Member States of the Agency of Nuclear Energy (NEA) of the Organization for Cooperation and Economic Development (OECD) decided to create the project International Common-Cause Failure Data Exchange (ICDE) in order to encourage multilateral cooperation in the collection and analysis of data relating to CCF events.

INTRODUCCIÓNComo fallo dependiente se entiende un suceso en el que se produce el fallo re-lacionado de varios componentes por una misma causa. El Fallo de Causa Común (FCC) es un fallo dependien-te en el que dos o más componentes fallan simultáneamente o en un cor-to espacio de tiempo como resultado directo de una causa común compar-tida. La causa compartida puede ser funcional o física, por ejemplo, un mismo suministro de energía eléctri-ca, inundaciones internas, problemas de diseño, etc.

Normalmente, los Análisis Proba-bilistas de Seguridad (APS) deben tratar de forma explícita las depen-dencias funcionales y físicas. Los sucesos de FCC de los modelos APS representan aquellas causas compar-tidas residuales, es decir, que no están explícitamente modeladas.

Ante la baja frecuencia de este tipo de sucesos, algunos países miembros de la Agencia de Energía Nuclear (AEN, en inglés NEA, Nuclear Energy

Agency) y de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Eco-nómico (OCDE) decidieron crear el Proyecto International Common-Cause Data Exchange (ICDE) con el fin de im-pulsar la cooperación multilateral en la recogida y el análisis de los datos relacionados con los sucesos de Fallos de Causa Común (FCC).

Actualmente, los países miembros son: Canadá, Corea del Sur, Finlandia, Francia, Alemania, España, Japón, Suecia, Suiza, el Reino Unido, Repú-blica Checa y los Estados Unidos.

OBJETIVOSLos objetivos iniciales del Proyecto ICDE fueron los siguientes:a) Recoger y analizar sucesos de FCC

para entenderlos mejor, compren-der sus causas y estudiar su pre-vención.

b) Realizar análisis cualitativos de los sucesos de FCC, con el objeto de determinar cuáles son las mejores medidas preventivas o de mitiga-ción de sus consecuencias.

M.a ROSA MORALES CASTELLANOS es licenciada con grado en Ciencias Exactas, especialidad Investigación Operativa, por la Universidad Complutense de Madrid. Funcionaria del Consejo de Seguridad Nuclear, asignada a la Unidad de Inspección.

BÁRBARA FERNÁNDEZ ANDÚJAR es ingeniera industrial, especialidad Técnicas Energéticas, por la ETSIIM y máster en Ciencia y Tecnología Nuclear por la Universidad Politécncia de Madrid. Funcionaria del Consejo de Seguridad Nuclear, asignada al área de APS.

M.a BEGOÑA PEREIRA PAGÁN es ingeniera industrial, especialidad Técnicas Energéticas, por la ETSIIM de la Universidad Politécncia de Madrid. Responsable de Análisis de Datos de APS. Departamento de Seguridad de Empresarios Agrupados.



Figura 1.

grupo susceptible de FCC sobre el que se realiza un análisis de experiencia de explotación. Nor-malmente, se emplean algunos criterios para definir estos gru-pos: mismo tipo de componente, mismos modos de funcionamien-to (arranque, operación, apertu-ra, cierre, etc.), mismo fabricante, idénticas prácticas de manteni-miento, y, muy importante, mis-ma función requerida.

•Registro estadísticode lapobla-ción, donde se recogen los fallos independientes identificados para cada grupo de los anterio-res, en función del modo de fallo modelado, así como sus horas o demandas (arranques, aperturas, cierres...)

– Sobre el suceso de fallo FCC.•Registrodel suceso FCC,donde

se recoge toda la información que permita un análisis posterior del mismo.

ANÁLISIS DE SUCESOS DE FCCExisten varias clasificaciones de las causas de fallos de causa común, las cuales se dividen esencialmente en dos categorías principales: la debida a errores o fallos durante el diseño y la construcción y la debida a causas que surgen durante la operación de la central. – Fallos de diseño, fabricación o cons-

trucción: Se trata de un grupo de causas asociadas a sucesos o de-cisiones que tienen lugar antes de la explotación de la central, y por tanto, no relacionadas con su ope-ración (especificaciones de diseño inadecuadas, diseño erróneo o in-adecuado, construcción inadecuada o defectuosa).

– Causas propias de la operación de la planta (procedimientos inade-cuados -ambiguos, incompletos o erróneos-, acciones humanas, con-diciones de funcionamiento o am-bientales extremas).Los FCC se producen por la coexis-

tencia de dos factores principales: la susceptibilidad que un componente presenta al fallo debido a una causa raíz concreta y el factor de acopla-miento (o mecanismo de acoplamien-to) que crea la condición de que múl-tiples componentes se vean afectados

c) Establecer un mecanismo para el intercambio y acumulación de la ex-periencia obtenida en relación con los FCC, incluyendo el desarrollo de defensas contra su ocurrencia, tales como indicadores para inspecciones basadas en el riesgo. A estos objetivos se ha añadido el

de registrar características que faci-liten la cuantificación de los sucesos básicos de Causa Común. Este punto presenta cierta complejidad debido a la dificultad de conseguir una ho-mogeneización de los datos entre los distintos países.

El Proyecto ICDE pretende, por tanto, recoger todos los posibles sucesos de FCC, incluyendo tanto los completos (que se han llegado a producir) como parciales (o potenciales que no se han llegado a manifestar, pero cuyo fallo incipiente o estado de degradación se ha podido detectar). Se delimita como suceso aplicable: «El deterioro de dos o más componentes (con respecto al cum-plimiento de una función específica) que se produce en un determinado in-tervalo de tiempo y que es el resultado directo de una causa compartida.»

ALCANCE Y CONTENIDOLos componentes que se encuentran, en la actualidad, dentro del alcance del ICDE son:•Bombascentrífugas.•Generadoresdiesel.•Válvulasmotorizadas•Válvulas de alivio / seguridad /

alivio-seguridad.•Válvulasderetención.•Válvulas de aislamiento de vaporprincipal(MSIV).

•Baterías.• Instrumentacióndemedidadeni-

vel.• Interruptoresdepotenciaydedis-

paro del reactor.

•Mecanismosde accionamiento debarras de control.

•Cambiadoresdecalor.Actualmente, están en desarrollo:

ventiladores y componentes de ins-trumentación y control digital.Básicamente,unsucesodeFCCdebe-rá ser interpretado para clasificarlo según su grado de fallo: – Completo (C).– Estado degradado (D).– Incipiente (I).– Estado operativo (W).Y su tiempo de exposición al fallo:– Misión.– Intervalo de pruebas.– Demandas reales.

Así mismo, antes de empezar a re-portar sucesos de FCC, habrá que de-terminar la población susceptible de sufrirlos. En España se sigue la línea definida en los APS y, por tanto, el punto de partida para establecer el alcance del ICDE son los sucesos bási-cos de FCC modelados.

El ICDE introduce, no obstante, dos tipos posibles de poblaciones:•Poblaciónobservada (OP): compo-

nentes similares no necesariamente con una función redundante.

•Población expuesta (EP):poblacióndel suceso básico de FCC (con una función redundante).

Y recoge dos tipos de información:– Sobre la población sujeta a FCC.•Registro de identificación de la

población, donde se define cada

Estado del ICDE a 2013•1681sucesosdeFCC.•127480años-grupodeFCC(poblacionesdefallodecausacomún).•12tiposdecomponente+2enproyecto.•270CCNNaportandoinformación.•12países.


por la misma causa (por ejemplo, en el fallo de dos válvulas de alivio a la apertura por un mal tarado del punto de apertura debido a una inadecuada calibración: los factores de acopla-miento serían el procedimiento de calibración común y, tal vez, el mismo personal de mantenimiento; la causa raíz sería la mala calibración). Las defensas contra los fallos de causa común tienen la consecuencia inme-diata de mejorar la fiabilidad de los componentes. Las defensas básicas contra los fallos de causa común son las siguientes:

Redundancia es la existencia de múltiples componentes o trenes, cada uno de los cuales es capaz de cubrir el 100%de la función que serequiere. Básicamente, una redun-dancia significa la existencia de al menos un 100% alternativo de lacapacidad de esa función o de un sistema para cumplir los requisitos funcionales específicos del mismo. El criterio de redundancia se emplea para alcanzar una alta fiabilidad en sistemas de seguridad, así como una gran disponibilidad en sistemas de producción y servicios. Se considera que un sistema cumple con el criterio de redundancia si puede operar con uno o más trenes fallados o indispo-nibles. Aunque, en principio, la apli-cación del criterio de redundancia puede implicar independencia entre trenes, es prácticamente imposible

demostrar que no existe algún tipo de dependencia entre ellos.

Separación Funcional: un requisito importante para conseguir un beneficio completo es que todas las redundancias del sistema no dependan de componen-tes comunes, señales o suministro eléc-trico. Esta condición es necesaria para evitar que un fallo único en un servicio común suponga el incumplimiento de la función de todo un sistema.

Separación Física: de trenes o com-ponentes redundantes. Normalmente se establece una distancia entre los tramos redundantes o se emplean ba-rreras protectoras (paredes, cubículos o salas separados, etc.). Con una sepa-ración física de los sistemas se prote-gen de forma efectiva las redundan-cias de las dependencias espaciales.

Diversidad: se puede dividir un sis-tema redundante en dos o más trenes conteniendo diferentes componentes con el mismo propósito funcional. La diversidad de equipos implica, por tanto, que un sistema disponga de trenes o componentes redundantes que no sean idénticos (por ejemplo, es el caso de un sistema de Agua de Ali-mentación Auxiliar que disponga de dos trenes con bombas motorizadas y un tren con una turbobomba).

Otras: separación en el tiempo (sustitución de equipos o pruebas /mantenimientos escalonados). Laseparación en el tiempo es una me-dida administrativa de protección

contra los problemas de diseño y en-vejecimiento. Esta defensa consiste, por ejemplo, en la instalación de nue-vos equipos de una forma escalonada (no todos a la vez sino separados en el tiempo) o la realización de pruebas escalonadas en el tiempo. El ICDE recoge esta política de pruebas para cada grupo de FCC. Para que esta medida sea verdaderamente efectiva es importante disponer de un buen sistema de análisis de la experiencia de planta y de recogida de fallos. Se entiende que si se realizan pruebas

Figura 2.

Figura 3.



escalonadas en el tiempo y se detec-tase en una de ellas un fallo que se pudiese considerar de causa común real o potencial, se procedería a revi-sar los componentes redundantes al objeto de prevenir la ocurrencia del FCC sobre todo el grupo.

Un concepto importante en el aná-lisis que el ICDE realiza sobre los su-cesos de FCC es el factor tiempo. Si un suceso tiene un factor tiempo bajo (la influencia del tiempo se califica de baja) significa que entre el primer fallo y el siguiente (en un equipo re-dundante por la misma causa) habría

Failure Cause Categories Failure symptoms Percentage

Design 50%

1. Engineering process: • Calculation errors in the capacity definition • Insufficient capacity of the battery 4 %

2. Construction process • Inadequate selection of component materials for the plates / electrolyte / separators / cells

• Insufficient capacity• Short-circuit• Low-voltage battery/cells

46%

Maintenance / Test 42 %

1. Physical failures in sub-components

• Electrolyte• Connections• Breaker / Switch

• Loss of density• Low level in the electrolyte• Insufficient tightening of connection• Corrosion or increasing of the resistance between terminal connections and wires• Discharge of the battery

20%

2. Electrical failures • Incomplete recharge• Prolonged operation of cells with low voltage

• Low density of the electrolyte• Low-voltage battery/cells• Low floating voltage• Premature aging

12 %

3. Human - Direct actions

• Bad manipulatios, blows during handling of entry of objects, etc.

• Cracks in cells or plates• Short-circuit 8 %

- Procedure • Lack of test/preventive maintenance • Premature aging• Low-voltage battery/cells 2 %

Other components • Charger / bar isolator / switchgear between the battery and the charger • Loss of voltage 6%

Unknown -- • Loss of voltage 2 %

Tabla 1.

margen para que la planta detecta-se la anomalía y procediese a su eli-minación. Por el contrario, un factor tiempo alto, prácticamente implica que no hay margen para evitar que un segundo componente (o más) pre-sente la misma degradación.

RECOGIDA DE INFORMACIÓNPara facilitar el proceso de recogida de información, el ICDE ha elaborado loquedenomina“GuíasdeCodifica-ción” para cada uno de los tipos de componentes dentro de su alcance.

Normalmente, el procedimiento de trabajo consiste en que uno o más paí-ses proponen el análisis de un tipo de componente y, tras la aprobación del grupo, se encargan de elaborar una descripción general, identificando los sistemas a los que puede pertenecer, los límites físicos del componente (se incluye una figura del tipo de compo-nente que facilite la comprensión de sus límites físicos), el periodo mínimo de recogida de datos, las excepciones que puedan existir (por ejemplo, en los fallos de los generadores diesel se excluyen aquellos que serían bai-paseados en caso de emergencia), los posibles modos en que puede fallar u otras informaciones de interés (piezas falladas, posibles síntomas del fallo, etc.)Esdecir,seelaborauna“GuíadeCodificación” del componente que, posteriormente, se somete alGrupodel ICDE para comentarios o aclara-ciones, siendo finalmente editada.UnavezestablecidalaGuía,seela-

bora un programa de recogida de la información en el que participan todos los países miembros. Durante el periodo de aporte de sucesos, se lleva a cabo también un proceso de GarantíadeCalidad.ElCSNaportainformación a partir de lo recogido en los APS españoles y está sujeto, por tanto, a las actualizaciones de los mismos. En el proceso participan todas las centrales con las que se con-sensúa la información a reportar.

Figura 3.


*España ha sido país líder de los tipos de componentes batería e interruptor.

1ª Etapa: el CSN recoge informa-ción del análisis de experiencia ope-rativa del APS de la central, seleccio-nando aquellos sucesos susceptibles de ser considerados potenciales o rea-les FCC.

2ª Etapa: se analizan los sucesos y se rellena el formato del ICDE en in-glés. Se envían los sucesos analizados a la central para su aprobación. Este paso puede requerir iteraciones, ya que la central puede hacer comenta-rios que se deben resolver hasta que quede el suceso definitivo a enviar al ICDE.

3ª Etapa: se envían los sucesos al ICDE. En esta fase, el ICDE revisa la información aportada, pudiendo a su vez emitir comentarios. El CSN resuelve aquellos comentarios que no tengan una implicación mayor; el res-to, en caso de que haya, serán reenvia-dos a las plantas. Una vez pasado este proceso, el ICDE aprobará el suceso que será cargado a dicho banco de datos.

Una vez reportados todos los suce-sos de FCC de un determinado tipo de componente por parte de los paí-ses que participan en él, los países líderes* los analizan desde el punto

de vista cualitativo, es decir, investi-gan cuáles han sido las causas más comunes, qué tipo de defensas se po-drían implantar o se han implantado para evitarlos o minimizarlos, qué síntomas del fallo hubo, qué tiempo transcurrió o podría transcurrir hasta el fallo de todos los componentes del grupo, cuál es la mejor forma de de-tección, etc...

Y para ello, requieren de la par-ticipación de todos los países parti-cipantes, organizando un workshop en el que distintos grupos comentan los sucesos ocurridos, sacando con-clusiones que son transferidas a los encargados del tipo de componente para que lo incorporen en su infor-me. El informe, una vez redactado, se pasa a comentarios de todo el grupo. Tras este último proceso, se aprueba y es editado de forma pública por la OCDE.Amododeejemplo,enlaTabla1se

muestra el análisis de los sucesos re-portados -causas identificadas y sín-tomas del fallo- para el tipo de com-ponente batería.

La mayoría de los sucesos fueron detectados durante pruebas o mante-nimientos programados lo que reveló la importancia de mantener una ade-cuada política de los mismos como verdadera medida preventiva.

CONFIDENCIALIDADPor último, es preciso mencionar, co-mo tema relevante, la confidenciali-dad del ICDE, siendo el coordinador nacional el responsable de mantener-la en su respectivo país. Dentro de cada uno de los informes públicos, se añade un párrafo similar al siguiente:

The confidentiality of the data is a pre-requisite of operating the project. The IC-DE database is accessible only to those members of the ICDE Project Working Group who have actually contributed data to the databank.

Los informes se pueden descargar desdelapáginadelaOCDE/NEA:www.nea.fr/html/nsd/docs/in-

dexcsni.html.

BIBLIOGRAFÍA• Nuclear Safety NEA/CSNI/R(2011)12.

International Common-Cause Failure Data Exchange (ICDE). General Coding Guidelines. Update Version October 2011. February 2012.

• NEA/CSNI/R(2003)19. ICDE Project Report: Collection and Analysis of Common-Cause Failures of Batteries. December 2003.

• http://www.oecd-nea.org/jointproj/icde.html

• http://www.nea.fr/html/nsd/docs/indexcsni.html.

CONVOCATORIAS 2013Congresos, Cursos y Reuniones

4 JulIOE.T.S. dE INgENIERíA ICAI,

MAdRId

Programas de Protección contra incendios. La instrucción de seguridad is-30 rev.1SNEInfo: www.sne.es

15 JulIO – 2 AgOSTOMIRAMARE-TRIESTE, ITALIA

Joint ictP-iaea schooL of nucLear energy managementICTP-IAEAInfo: www.euronuclear.org/pdf/NEM-School-2013%20.pdf

8-12 SepTIembReBRUSELAS, BéLgICA

icem 2013 “asme 15th internationaL conference on environmentaL remediation and radioactive Waste management”ASMEInfo: http://asmeconferences.org/ICEM2013

15-19 SepTIembReChARLoTTE, CARoLINA dEL

NoRTE, EEUU

2013 LWr fueL Performance meeting / toP fueLANS (American Nuclear Society)Info: http://lwrfuel.ans.org/

25 – 27 SepTIembReREUS, TARRAgoNA, ESPAÑA

39ª reunión anuaL de La sneSOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLAInfo: www.reunionanualsne.es

17-21 NOVIembReMAdRId, ESPAÑA

nestet 2013 “nucLear education and training”European Nuclear Society (ENS)Info: www.nestet2013.org



Grupo Sectorial de Análisis de Incidentes (GSAI)Q. Galles, J. M. Gamo, M. Jordá, P. Sánchez-Garrido, F. López, L. Asensio y J. Reig

En 2008, el Comité de Energía Nuclear de Unesa (CEN) propuso la creación de un grupo de trabajo formado por expertos de las diferentes centrales españolas con la finalidad de analizar conjuntamente incidentes relevantes ocurridos en cada una de ellas. La iniciativa daba respuesta a una situación histórica deficitaria en lo referido a circulación de información sobre incidentes dentro del parque nuclear español y se materializó en junio de 2009, cuando la Guía de Unesa CEN-29 estableció los criterios sobre el funcionamiento del Grupo Sectorial de Análisis de Incidentes (GSAI), cuya actividad sería coordinada por el Grupo de Experiencia Operativa de Unesa, dependiente de la Comisión de Operaciones (COP).

In 2008, the UNESA Nuclear Energy Committee (CEN) proposed the creation of a working group formed by experts from all Spanish NPPs with the purpose of jointly analyze relevant incidents occurred in each one of the plants. This initiative was a response to a historical situation in which the exchange of information on incidents between the Spanish NPP’s was below the desired level. In June 2009, UNESA’s Guide CEN-29 established the performance criteria for the so called “Sectorial Group for Incident Analyses” (GSAI), whose activity would be coordinated by the UNESA’s Group of Operating Experience, under the Operations Commission (COP).

INTROdUCCIóNEl Grupo Sectorial de Análisis de In-cidentes (GSAI) se creó con el objetivo de servir de apoyo a las centrales, analizar de manera conjunta los su-cesos de interés y profundizar en la cultura de seguridad. El GSAI reúne expertos de distintas centrales que ponen a disposición de este grupo sus conocimientos, experiencia y esfuerzo con el objetivo de conseguir un resul-tado de calidad para la central que ha solicitado su asistencia.

dESCRIPCIóNLa creación del GSAI es una iniciativa de la Comisión de Operaciones de Unesa (COP), surgida en el año 2008, que trasladó al Comité de Energía Nuclear (CEN) la necesidad de formar un grupo de expertos que cada año analizara algunos sucesos relevantes acontecidos en las centrales nucleares españolas.

Poco tiempo después y recogiendo esta propuesta, en la reunión del Co-mité de Enlace CSN-Unesa, se planteó al Consejo de Seguridad Nuclear la creación, dentro de la organización del CEN, de un grupo de trabajo for-mado por profesionales de las cen-trales cuyo objetivo fuera analizar de una manera conjunta aquellos suce-

sos, principalmente de las centrales nucleares españolas, que se conside-raran de interés. El grupo tendría ob-jetivos anuales y evaluaría un número de sucesos por central, sacando con-clusiones para todas ellas.

Bajo estas premisas se encargó al Grupo de Experiencia Operativa (GEO) de Unesa la creación del GSAI y una guía de funcionamiento del mismo. De

Reunión del Grupo de Experiencia Operativa de Unesa, coordinador del grupo GSAI. De izquierda a derecha: Quim Galles (ANAV), Luis Yague (C.N. Cofrentes). Joaquin Reig (CNAT), Montserrat Jorda (ANAV), Felipe López y Jose Antonio Caubilla (C.N. Garoña).

Quim Galles, Juan manuel Gamo y montserrat Jordá (ANAV- Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II), Pedro sánchez-Garrido (C.N. Cofrentes), FeliPe lóPez (C.N. Garoña), luis asensio y JoaQuin reiG (CNAT – Centrales Nucleares Almaraz Trillo).

este modo, en junio de 2009 se apro-baba la revisión 0 de la guía de Unesa CEN-29 denominada Guía de Funciona-miento del Grupo Sectorial de Análisis de Incidentes, donde se establecía la com-posición, activación, su operativa y los resultados esperados.

En lo relativo a su composición, el grupo de trabajo para cada suceso analizado está constituido por tres expertos, incluido el representante de la central demandante, y teniendo en cuenta que al menos uno de ellos debe ser experto en la metodología HPES de análisis de incidentes. En caso necesario se puede solicitar un asesoramiento externo.


cias insalvables, se respeta la decisión de la mayoría.

Una vez concluido el trabajo, se emite un informe final que incluye, como mínimo, un resumen ejecutivo, los antecedentes, la descripción del suceso, la causa directa, las causas raíces, los factores contribuyentes, la importancia para la seguridad, la extensión de condición y de causa, las recomendaciones, las lecciones aprendidas y las acciones correctivas, las conclusiones finales y los anexos (documentación utilizada, secuencia cronológica de eventos, diagramas de sucesos y factores causales, análisis de barreras, etc.)

El informe final se pasa a comenta-rios a la central peticionaria antes de su firma final por todos los miembros del grupo. Tras la rúbrica de todos los integrantes, se hace entrega del mismo a la central para su uso dis-crecional.

CONCLUSIONES

El trabajo desarrollado hasta el mo-mento por este grupo de trabajo tiene un balance que se ha calificado como positivo destacándose además que: – Se ha formado un personal adicio-

nal en las técnicas de evaluación de sucesos por la metodología HPES (Human Performance Enhancement System) de INPO (Institute of Nuclear Operations).

– En la planta está identificado el va-lor diferencial que aportan los aná-lisis GSAI.

– Se tiene un grupo altamente cuali-ficado para cualquier intervención que las plantas requieran.

La composición del grupo se comunica al director de la central donde se desarrolla la actividad del GSAI, para su conocimiento y apro-bación, si procede.

El GSAI es activado directamente por el director de la central que lo solicite o a través de la COP. A par-tir de dicho momento, los represen-tantes del GEO, teniendo en cuenta la información preliminar sobre el suceso, establecen contacto entre sí para determinar la composición del grupo y las fechas de inicio de los trabajos.

En cuanto a su operativa, cabe destacar que la central que activa el GSAI es la encargada de facilitar los medios necesarios a los componen-tes del grupo, así como el acceso a la información que se requiera para realizar el análisis del incidente. Asi-mismo, se encarga de facilitar la rea-lización de las entrevistas necesarias para aclarar los aspectos del inciden-te que el grupo determine. Para ello, la central nombra un facilitador, que es distinto del componente del GSAI de la propia central. Esta figura ha-ce de enlace entre los miembros del grupo y las personas que se entrevis-tan, además de facilitar la documen-tación necesaria al grupo.

Además, sus integrantes tienen el compromiso de poner a disposición del grupo todos sus conocimientos, experiencia y esfuerzo con el objeti-vo de conseguir un resultado de cali-dad para la central que ha solicitado la ayuda.

Con objeto de asegurar un in-tercambio de información franco y

abierto, es muy importante asegurar la confidencialidad. En este sentido, los miembros del GSAI y las centrales a las que pertenezcan se comprome-ten a no publicar, extraer o resumir la información manejada en el GSAI, salvo lo que disponga la central pro-pietaria de dicha información.

Una vez constituido el GSAI para el análisis de un determinado incidente, el grupo es autónomo para comenzar sus trabajos en la central peticionaria cuando lo decidan sus componentes.

El primer día, la central demandan-te define las expectativas del informe que redactará el GSAI realizando una presentación o explicación exhaustiva del incidente con el objetivo de opti-mizar el tiempo de investigación. Del mismo modo, pondrá a su disposición la documentación generada hasta el momento. Tras esta introducción, los componentes del grupo se reúnen pa-ra programar su trabajo y coordinar sus acciones.

El grupo trabaja de forma autóno-ma e independiente y puede nombrar, por consenso, un coordinador entre los representantes de las centrales colaboradoras que no puede ser, en ningún caso, el representante de la central peticionaria.

El método de análisis de causa raíz que se utilice también es determina-do por consenso. Como mínimo, se recomienda hacer un diagrama de sucesos y factores causales, con la simbología de HPES, y un análisis de barreras.

En todo caso, las decisiones del gru-po se toman, siempre que sea posible, por consenso. En caso de discrepan-

Comunicaciones verbales2% Prácticas personales

de trabajo29%

Interfazhombre máquina

2%

Formación cualificación

6%

Procedimientosescritos y documentos

12%

Métodos desupervisión

6%

Organización del trabajo

2%

Misión / Visión6%

Control de gestión y valoración

6%

Gestión de modificaciones 6%

Configuración de diseñoy análisis

6%

Especificación de equipo,fabricación y construcción

1%

Mantenimiento/Pruebas/Vigilancia

6% Rendimiento deequipo

6%

Cultura de seguridad/organización

4%

Toma de decisones3%

Figura 1. Distribucion historica de causas raiz 2009-2013 (31 sucesos).


Aprendizaje Organizativo: una herramienta para la mejora continua de la organización J.L. Santos y M.ª J. Esteban

Estamos acostumbrados a oír que el éxito de las empresas en el mundo actual no es posible sin que exista una mejora continua. ¿Cuál es el éxito de una instalación nuclear? Conseguir, por este orden, una explotación de la central más segura, tanto para el público como para las personas que trabajan en ella, y una alta fiabilidad y disponibilidad de los equipos de la instalación frente a averías, que restan productividad a la instalación. Ahora sólo falta identificar nuevos medios para avanzar más en este camino.Hasta hoy, una de las mejoras implantadas en las centrales para ese proceso de mejora continua de resultados se basaba principalmente en la actividad de experiencia operativa, es decir, en el análisis de los incidentes internos sucedidos en nuestra instalación, identificar sus causas y reactivamente, poner remedio mediante las acciones correctoras, y en el análisis de los incidentes sucedidos en centrales ajenas con el mismo propósito de aprendizaje. Su origen está ya lejano en el tiempo, con motivo del accidente de Three Mile Island. Es éste el proceso principal en el que se fundamenta el aprendizaje actual para conseguir una mejora.Las capacidades desarrolladas de la mejora de procesos hasta este momento, no despreciables, siguen este esquema, que se podría clasificar ya de clásico, que puede y debe ser revitalizado en la actualidad.

We are used to hear a success company in today’s world is not possible unless a continuous improvement is developed. How can we be successful in the nuclear plant? We have to achieve safety for workers, people and environment in the first step, and for the second step availability and reliability for systems and components to avoid failure of components that could reduce availability. The aim is to search for new measures to reach this way.One of the improvements implemented in the plants to improve continuously was mainly Operating Experience activities, which was based in event analysis in the plants, causes identification, and to implement corrective actions. For External Operating Experience the aim was to learn from others to avoid occurrence of events in our plants. This was the lessons learned from Three Mile Island event. This was the learning process implemented so far, to get a continuous improvement. So far, the developed capabilities for process improvement follow the Operating Experience process that could be considered classical and will be revitalized nowadays.

¿Qué es el Performance Improvement o Aprendizaje Organizativo? es un modelo, una evolución, a otro estadio superior del proceso global de mejora continua. El cambio diferencial que persigue el Performance Improvement en la central es tratar de actuar de una manera especialmente proactiva y descentralizada sin esperar a que sucedan incidentes en nuestra instala-ción ni en otras centrales para realizar mejoras. Este cambio de percepción, inevitablemente produce un cambio

de cultura. Este proceso es novedoso en España pero surge en EE UU cuan-do INPO edita Performance Improve-ment Process Description, en junio de 1997. En las centrales españolas, será un proceso de decisión de la dirección el que permita impulsar la actuación hacia este nuevo estadio del proceso de mejora continua por el aprendizaje de toda la organización de la central.

¿Qué implica incorporar este cam-bio en la central? Implica establecer

José Luis santos BarJaes ingeniero Industrial con Especialidad Eléctrica y economista con Especialidad en Modelos Econométricos.Tiene 25 años de experiencia en Tecnatom repartida en distintas áreas y, concretamente, en el Área de Experiencia Operativa realizando análisis de incidentes en centrales nucleares con técnicas y metodologías de experiencia operativa en la central nuclear de Trillo y la central de Ascó. Monitorización de los analistas formados para la aplicación de técnicas de análisis en las centrales.

María José EstEBanes ingeniero Industrial con Especialidad en Técnicas Energéticas. Tiene 26 años de experiencia, en Tecnatom, en el área de Experiencias Operativas, desempeñando labores de gestión y asesoría de la Experiencia Operativa Externa, de bases de datos y coordinación de actividades del sector eléctrico con INPO. Participación en el grupo de trabajo para definir los medios de intercambio de información de Experiencia Operativa en la creación de WANO, gestión de la Experiencia Operativa e indicadores de explotación de WANO, coordinación de actividades del sector eléctrico con WANO. Gestión de la base de datos y de la Experiencia Operativa de las centrales nucleares españolas. Analista independiente en los sucesos más significativos de la industria. Adjunto al gerente de Gestión de Seguridad.



zación depositados en las personas: li-derazgo, visión global, conocimientos y habilidades del personal, y cultura de la organización, los cuales afectan direc-tamente al modelo y como estos inciden en los resultados.

Para buscar la excelencia en Aprendi-zaje Organizativo la dirección practica el siguiente comportamiento rutinario:•Autocrítico.•Búsquedalaexcelenciaenlosresulta-

dos.•Búsquedade aproximacionesdiver-

sas.•Priorizaconefectividad.•Desarrollaaccionesefectivas.• Implantacióndeprocesosadecuados.•Ampliaelcompromisoatodalaorga-

nización.El modelo se describe en la Figura 1.

En relación a SEGUIMIENTO DE RESULTADOS los elementos a consi-derar serán:A. Normas.B. Autoevaluaciones siguiendo las

guíasdelaindustriaparaevaluacio-nes.

C. Indicadores de resultados, que pue-den seleccionarse de una amplia ga-ma que la industria posee, depen-diendo del programa a vigilar.

D.Evaluacióndel rendimientoy su se-guimiento.

E. Intercambios (benchmarking), que per-miten estar al tanto de las mejoras

procesos propios nuevos para con ello aumentar, de esta otra manera, la seguridad y la fiabilidad de nuestra planta (el éxito). Los procesos nuevos, asociados al modelo de Performance Improvement, son varios e incorpo-ran prácticas de trabajo nuevas o po-co practicadas, que afectan a todas las organizaciones y modificarán, a largo plazo, los comportamientos de las per-sonas. Contribuirán progresivamente al éxito tras su implantación, al avivar la cultura constructiva en la central. Hay que ser consciente del esfuerzo inicialqueserequieredeloslíderesdelas organizaciones, quienes deberán incorporar estos procesos y formas de trabajoqueantesnoexistíanoeranpo-co habituales, y su propia resistencia al cambio, presente en cualquier clase de organización ante un cambio inducido desde la dirección.

Los procesos de Performance Impro-vement nuevos, como procesos ajenos a lanaturalezade los trabajosespecí-ficos de cada organización, requieren de una organización específica quelos defina, coordine, impulse, moni-torice, actualice y preste soporte al resto de las organizaciones para su implantación. Estos procesos nuevos tienen un fuerte carácter transversal. Precisan de un esfuerzo continuado y amplio, por el cambio cultural que so-licitan, pues persigue la asunción in-

dividual y profunda de la utilidad de aprovechar todas las oportunidades que estos procesos nuevos brindan, de aprender continuamente con ellos y transformarlos en una mejora de resultados en la central.

Muchos pasos se han dado ya en la industria nuclear en busca de la se-guridad nuclear, y de la excelencia de lasplantas.Segúnsevandandoestospasos de mejora, se va vislumbrando que hay nuevos pasos que ejecutar para seguir en el proceso de mejora continua que toda industria persigue para ser más segura y efectiva.

El “Aprendizaje Organizativo” es una herramienta para la mejora de la organización que se propone para seguir avanzando en este camino de la mejora continua. El Aprendizaje Organizativo es un proceso, creado para facilitar un cambio efectivo en cualquiera de los procesos utilizados por las plantas.•Seguimiento de resultados de los

procesos.•Analizar, identificar y planificar

soluciones.• Implantarsoluciones.

El modelo se apoya en unos com-portamientos de la dirección, conside-rando la dirección como toda persona que tiene personal a su cargo. En el centro de este modelo se encuentran los atributos culturales de la organi-

Seguimiento delas acciones

MODELO DE APRENDIZAJE ORGANIZATIVO

Implantasoluciones

IMPLANTAR

Gestión deRecursos

Consideracionesde planificación

del negocio

Excelencia en aprendizajeorganizativo

Planificar lasacciones

Análisis delos problemas

Revisión dela Dirección yAprobación

Responsabilidadorganizativa

Asignación delas tareas

SeguimientoEvaluación

de resultadosIndicación de

resultados

Intercambios

Define objetivos

RevisionesIndependientes

Modifica losproblemas

LIDERAZGO YVISIÓN GLOBAL

CONOCIMIENTOSY HABILIDADES CULTURA

Normas

Observaciones del comportamiento

Revisiones dela efectividad

ExperienciaOperativa de la

Industria

Visión global de la dirección/Refuerzo

Seguimientode resultados

BUSCAR

Analizar, identificar y planificar

soluciones

ANALIZAR

RESULTADOS

INTERFASESACCIONES

Figura 1.


que la industria va implantando, y que facilitan una mejora continua porvíadelaemulacióndeprácticasde trabajo de otros mejores.

F. Experiencia operativa de la planta y de la industria.

G. Observaciones del comportamiento con el objetivo de aumentar la pre-sencia de la dirección y de los su-pervisores con los trabajadores en la planta.El comportamientoseevalúaa través de la evaluación del rendi-miento y del seguimiento.

H.Resolucióndeproblemas.Disponerde modos de identificación de pro-blemas es esencial para las organi-zaciones, para detectar situaciones recurrentes y que requieren un aná-lisis de sucesos de bajo nivel.

I. Revisión de la efectividad. La direc-ción realiza revisiones de la efectivi-dad para asegurar que los esfuerzos de mejora han resuelto interfases o de-ficiencias (gaps) detectadas en los pro-cesos. Incluye acciones en su progra-ma de acciones correctivas, acciones relacionadas con autoevaluaciones, y recomendaciones de los SOER, IER.

J. Visión global independiente. Audi-toríaso evaluaciones realizadasporcalidad u otro grupo con suficiente independencia organizativa o gru-pos externos, o comités de Junta de Directores.Estasactuacionespermi-ten identificar actuaciones de mejora fueradelasactividadesdeldíaadíaen relación a cultura, procesos, y liderazgo.

En relación a ANALIZAR, IDENTI-FICAR Y PLANIFICAR SOLUCIONES. Con el objetivo de resolver posibles defi-ciencias identificadas dentro de los pro-cesos de seguimiento de resultados.

Los elementos que tiene esta fase son:A. Análisis de los problemas utilizando

análisisde causa raíz, causa simpli-ficada, análisis de tareas- trabajos, análisisdefallosdecausacomún,in-vestigación de sucesos, investigación de errores humanos y análisis de pro-cesos, esto cubrirá las causas de los problemas o las tendencias adversas, dependiendo de su significación. Los análisisdecausaraízse realizanpa-raproblemassignificativos, segúnsehayan definido, tales como fallos re-petitivos de componentes de la Regla de Mantenimiento o aquellos sucesos definidos como significativos en el proceso de selección del programa.

B. Planificaciónde lasacciones.Lasac-ciones determinadas para solucionar los problemas se incluyen en el pro-grama de acciones correctivas. Se rea-liza seguimiento de los retrasos de las acciones correctivas abiertas y los pro-blemas sin resolver, para mantener es-

tos retrasos bajos y de acuerdo con la importancia de los problemas. Se realiza seguimiento de los retrasos para impedir que se mantengan por periodos largos de tiempo.

C. Revisión de la dirección y aproba-ción. Las revisiones de la dirección pueden realizarse en equipo, por medio de un comité de revisión de acciones correctivas o por un jefe individual, dependiendo de la im-portancia del tema. Equipos de je-fes revisan los enunciados de los problemas e identifican causas y contribuyentes para los problemas más significativos y acciones correc-tivas para evitar recurrencia de los problemas, antes de que requieran más recursos y más apoyo multidis-ciplinar.

La revisión incluirá:– Consistencia de la calidad y del en-

foque.– Revisión detallada del análisis y de

las acciones correctivas.– Equipos de jefes analizan los re-

sultados y las acciones correctivas planificadas, en particular en los casos en los que las acciones requie-ran apoyo multidisciplinar, lo cual requiere que se construya sentido de la propiedad en relación al resul-tado obtenido.

Entrenamiento y práctica aseguran un buen nivel de conocimiento y habilidades para las personas que revisan los análisis de los problemas y los resultados de los mismos.

D.Consideraciones de planificacióndel negocio. Las consideraciones de planificación y estratégicas se in-tegran en el programa de acciones correctivas, que incluyen el análisis de problemas, la identificación de acciones correctivas, autoevaluacio-nes, e intercambios (benchmarking). Ladiferencia esqueestasúltimasson estratégicas, y de mayor alcance.

En relación a IMPLANTAR SOLU-CIONES. Con el objetivo de implantar las soluciones a las debilidades e inter-fases que se hayan detectado en las an-teriores fases y para asegurar la mejora continua que se busca.

Los elementos que tiene esta fase son:A. Asignación de tareas. Los directivos

y supervisores se involucran en la asignación de tareas para asegu-rar que el personal asignado a las mismas está cualificado y tiene las habilidades, conocimientos, y expe-riencia para llevar a cabo las activi-dades que se le asignan. En proce-sos de cambio y muy complejos se utilizan grupos con conocimientos multidisciplinares para implantar

acciones que puedan incrementar la eficacia.

B. Gestiónde recursos.Para asegurarque los recursos disponibles de la planta o de apoyos externos ayudan al cumplimiento de las acciones pla-nificadas para resolver los problemas y debilidades detectados.

C. Seguimientodeacciones.Diferentesmétodos se utilizan para el segui-miento de las acciones de mejora y progreso se lleven a cabo de acuerdo con las expectativas.

D.Visiónglobalde ladirección, involu-cración/compromiso y refuerzo. Los directivos establecen un seguimiento de las acciones y animan a la organi-zación para su implantación priori-zando las de mayor importancia para la seguridad, la fiabilidad y la dispo-nibilidad de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de la planta. En los casos en los que se detecten retra-sos en la implantación de mejoras se realizan análisis más detallados para conocer las razones de los retrasos, se priorizan nuevamente las acciones de mejora y se considera ajustar los recursos disponibles.

E. Responsabilidad de la organización. La organización se siente responsable a todos los niveles y asume los con-ceptos basados en que para asegurar el éxito se requiere el apoyo mutuo, promovido por los directivos dentro de la organización.

Este modelo que nos puede parecer simple, razonable y ya implantado en algunas actividades como Experiencia Operativa, visitas de intercambio, etc. requiere un equipo de personas que lo dirija y ayude a su implantación en las distintas fases para asegurar ese apren-dizaje continuo que se pretende por parte de toda la organización. Requiere el esfuerzo de la dirección para su im-plantación, de las diferentes organiza-ciones para que el engranaje funcione y se transmita, de la evaluación continua de los resultados obtenidos con respecto a los esperados, para ir adaptando el mo-delosegúnlosresultados.

Este modelo que se viene mejorando desde el año 2005 en las centrales es-tadounidenses, apoyado por INPO se sigue transformando al tiempo que evo-luciona los estándares de la industria.

Tecnatom, al igual que ha ayudado a las plantas españolas en la implanta-ción de las mejoras en los programas de Experiencia Operativa, Cultura de Seguridad y Liderazgo a lo largo de los años, puede ayudar en la implantación de este modelo, analizando la situación de partida o ayudando en el diseño de algunas fases del programa que las plan-tas quieran implantar.



Limpieza de lodos en los generadores de vapor: Sludge Lancing e IBLE. Montoro, S. González y N. Calderón

Iberdrola Ingeniería y Construcción se ha hecho eco de la necesidad de las plantas para eliminar la acumulación de compuestos (lodos) situados en el lado del secundario, sobre la placa inferior y dentro del haz tubular de los generadores de vapor. Por ello, y con su socio SRA SAVAC ha desarrollado un sistema específico consistente en la aplicación de un capilar de agua a muy alta presión aplicado directamente en la localización de estos óxidos.

IBERDROLA Engineering and Construction has echoed the need for plants to remove oxide deposits (sludge) located on the secondary side, on the bottom plate and into the tube bundle steam generators. Therefore, and with its partner SAVAC SRA has developed a specific system consisting of applying a capillary water at very high pressure applied directly to the location of these oxides.

INTRODUCCIÓNUno de los principales problemas en los generadores de vapor es la acu-mulación de compuestos (lodos) en el lado secundario del generador. Estos depósitos se forman debido a proce-sos de erosión corrosión y a la quími-ca del agua, que bajo condiciones de presión, temperatura, flujo etc. exis-tentes durante el ciclo, se depositan y adhieren a las superficies del gene-rador: los tubos, la placa de distribu-ción, las rejillas y principalmente en la placa tubular (Figuras 1 y 2).

La acumulación de estos depósitos de lodo tiene consecuencias impor-tantes en el generador de vapor:•Segeneran tensiones en los tubos,

especialmente cuando se crean “puentes” (el óxido crece hasta unirse con el tubo adyacente), ya que crea un punto solidario con otro tubo.

•La zona de depósitos de lodos espropensa a la aparición de denting en los tubos. Hoy en día, varios es-tudios demuestran una correlación directa entre el depósito de lodo y el denting. Como consecuencia del denting producido, se puede llegar a inutilizareltubo,taponándoloparatal efecto.

•Existeunapérdidadeeficienciadelgenerador de vapor, bien sea por la obstaculizacióndel intercambiodecalor, bienporque se inutilizan tu-bos debido al denting y/o fisuración.

•Laconsecuenciafinalesunareduc-ción de la vida útil del generador de

vapor, debido a la pérdidade efi-ciencia en el intercambio de calor. Cuando se sobrepasa cierto umbral, será más conveniente y rentablecambiar el generador, con el coste que conlleva. Lasmedidasmásefectivasparapa-

liar estos efectos no deseables en los generadoresdevapor son la limpiezade estos lodos y las inspecciones de los tubos periódicas, de forma que se pue-da controlar la acumulación de depósi-tos y sus efectos.

INNER BUNDLE LANCING (IBL)Unavezque losdepósitos sehanso-lidificado sobre las superficies del se-cundario de los generaodes de vapor existen dos sistemas para despren-derlos:limpiezaquímica(conaditivosquímicos se intenta disgregar los de-pósitosdelodos)ylimpiezamecánica(un chorro de agua a presión que im-pacta sobre los depósitos).

Iberdrola Ingeniería y Construc-ción, con su socioSRASAVAC, sehacentradoenel sistemamecánico,porconsiderarlomuchomás eficazprin-cipalmente con los lodosmásduros,que no son fácilmente disgregablescon otros sistemas.

Iberdrola Ingeniería y Construcción ySRASAVACtrabajanconjuntamentedesde 2003 en la limpieza de lodosde los generadores de vapor (Sludge Lancing) en las centrales nucleares es-pañolas. El sistema empleado consiste en la proyección de un chorro de agua desde el carril central del generador

ESTEBAN MONTOROes ingeniero agrónomo por la UPM, de la especialidad de Construcción. Posteriormente, ha cursado el Executive MBA del IE. Desde 2006 colabora con Iberdrola Ingeniería y Construcción donde, actualmente, es responsable del Área de Construcción y Servicios del negocio nuclear.

SARA GONZÁLEZ es ingeniera de Minas por la UPM, especialidad Energía y Combustibles. Trabaja desde 2005 en Iberdrola Ingeniería y Construcción en el Departamento de Generación Nuclear. Desde 2009 ha realizado las funciones de Coordinación en planta de las actividades de Limpieza e Inspección de los generadores de vapor.

NOEL CALDERÓN es ingeniero de Materiales por la UCM. Posteriormente, ha cursado el máster de Ingeniería Internacional de Soldadura, en CESOL. Desde 2008 colabora con Iberdrola Ingeniería y Construcción donde actualmente trabaja en el área de construcción y servicios del negocio nuclear.


aproximadamente, dependien-do del diseño del generador de vapor.La lanza,por tanto, tieneque tener un espesor inferior a estos 3 mm, tener la suficiente ri-gidezparaaguantar590baresdepresión, y ser lo suficientemente flexible como para “serpentear” entre los tubos del generador.Unavezdiseñadoelrobotyla

lanzaautilizar,elsiguientepasoes comprobar el rendimiento de prototipo y homologar el sistema para serutilizadoen lasplantasespañolas.

El proceso de homologación consistió en la comprobación de la no nocividad (inocuidad) del sistema hacia los tubos del gene-rador y de la eficiencia del siste-made limpiezaparadesprenderlos depósitosmás solidificados.El proceso que se siguió para comprobarlo fue el siguiente:

• Se construyó unamaqueta de lazona de los generadore se vapordonde se iba a aplicar el IBL.

•Sedispusieronde tubosde idénti-cas características a los existentes en los generadores de vapor de las plantas españolas.

•Antesdelacolocacióndelostubosen la maqueta, se comprobó en la-boratorio que los tubos no tenían daños que pudieran perturbar los resultados.

•Sedispusodeun lodo artificial abase de cemento, magnetita y sílice.

•Se ensayó el sistemade IBL en lamaqueta.

•Despuésdelensayosecomprobóenlaboratorio que los tubos no habían sufrido daño alguno.

SISTEMATICA DE EJECUCION DEL IBLUnavezrealizada lahomolo-gación del sistema, se estable-ció la secuencia de activida-des autilizar en lasparadasde las centrales que mejor se adapta para poder eliminar los lodos dentro del haz tu-bular. La secuencia que ac-tualmente se utiliza es la si-guiente:1. Sludge Lancing. Inicial-mente se realiza un Sludge Lancing para eliminar la ma-yor acumulación posible de depósitos,yaqueéstoscubrentoda la superficie, impidien-dovisualizarlazonadelodossolidificados sobre la que se

actuarálocalmente.2. Inspección televisual antes del

IBL. Una vez realizado elSludge

de vapor, entre el espacio existen-te entre los tuboshacia las áreasdonde se encuentra depositado el lodo (Figura 3). El agua se pro-yecta aunapresióndehasta 250bares. Estemétodoseutilizademane-

ra preventiva para el arrastre de los depósitos hasta la periferia del generador de vapor, en dónde son extraídos mediante un circuito ce-rrado que permite la recuperación y posterior estudio de los mismos. Laeficienciade estemétododis-minuye a medida que el lodo se encuentramás alejadodel carrilcentral y a medida que se va solidi-ficando sometido a las condiciones del ciclo de operación, puesto que esmásdifícil atacar losdepósitosde lodo y el agua pierde velocidad, afectando todo ello a la capacidad de desprender el lodo solidificado, en definitiva al rendimiento.

Las centrales españolas nos plan-tearon entonces la necesidad de atacar el lodo solidificado directamente en el corazóndelhaz tubular,proyectandoel chorro de agua allí directamente dondeseencuentra.Deestanecesidadsurgió el Inner Bundle Lancing (lancea-doenel interiordelhaz tubular) enEspaña (Figura 4), metodología que se vieneutilizandoconjuntamenteconelSludge Lancing en España desde 2010.

DESARROLLO DEL IBL Y HOMOLOGACIONEl Inner Bundle Lancing consiste en la proyección del chorro de agua directamente en el interior del haztubular. Para ello, hubo que desarro-llaruncabezalderobotespecíficoala geometría de los genera-doresdevapor,yuna lanzaque fuera capazde introdu-cirse entre los tubos de los generadores de vapor para llegar allí donde es necesario realizar la limpieza (Figuras5y6).

El desarrollo del equipo consistió en el diseño de un cabezal especial aplicable alrobot normalmente utiliza-doenestetipodelimpiezas,con un sistema de precisión de extensión y recogida de la lanza pormedio de unarueda dentada. Esto es muy importante, porque en to-do momento se ha de saber cuál es laposicióndonde seestá lanceando. La limpie-za se realiza a 590baresdepresión. La distancia entre los tu-bos (espacio libre) es de unos 3 mm

Figura 1. Situación de la placa de distribu-ción donde se realiza el Sludge Lancing.

Figura 2. Lodo adherido a la placa de distri-bución y a los tubos del GV.

Figura 3. Mapa de GV. Se aprecia el carril central desde donde se realiza la limpieza y las áreas con lodo depositado (en rojo).



Lancing se realiza una inspeccióntelevisualparadeterminarlasáreascon lodosolidificado.Segeneraunmapa del haz tubular (Figura 2),evaluando la cantidad y altura de lo lodosremanentes.Estasáreasserán

tratadas intensivamente con el IBL, fijando las pasadas y el tiempo de intervención requerido.

3. Inner Bundle Lancing.Serealizaúni-camenteenlaszonasdelhaztubularque presentan lodos solidificados.

4. Rinsing o aclarado. Una vez efectuada lalimpieza se realiza unaclarado, consistente en lavar y arrastrar los lo-dos hacia la periferia del generador de vapor, don-de son succionados por

una bomba, y enviados a un circui-to cerrado en el que un sistema de filtración permite su recuperación.Así es posible conocer el peso delos lodos extraídos y la toma de muestras para análisis. Si no seconsiguieraextraerloslodos,éstosfacilitarían la formación de una nueva capa de lodo duro durante la fase de operación de la planta.

5.Inspección televisual después del IBL. Se realiza una segunda ins-pección televisual para determinar el resultado y la eficiencia de la intervención, y comparar el mapa previoalIBLconeldedespuésdelIBL. Esta inspección se aprovecha asuvezparadeterminarsiexistenpartessueltasysulocalización.

6.FOSAR (Foreign Object Search And Retrieval). Extracción de pequeñas piezas sueltas. Se aprovecha la in-tervención para que con el robot utilizadopara el IBL se extraiganlas pequeñas partes sueltas, que de estar en la fase de operación, podrían dañar los tubos.

CONCLUSIONESLas conclusiones de la aplicación del sistema combinado de Sludge Lancing e Inner Bundle Lancing son:•La limpiezamecánica con SL+IBL

del secundario e inspección es el métodomáseficazparaelmanteni-miento del secundario del genera-dor de vapor.

•Lainspeccióntelevisualpermitede-terminar lasáreascondepósitosdelodos y partes sueltas.

•Elsistemadelimpiezahaincremen-tado sustancialmente su eficacia con el desarrollo del IBL

•Elsistemahasidohomologado.• Laexperienciadesde2010enlacen-tralnucleardeAlmarazylacentralnucleardeAscóhasupuestounéxi-toentérminosdereduccióndeláreacon lodos duros, reducción de la al-tura de los lodos duros remanentes, incremento del peso de lodos recu-perados y reducción de la cantidad de partes sueltas.Todo esto ha supuesto que desde el

año2010,tantoenCNAscóIyIIcomoenCNAlmaraz Iy II, lasactividadesde Sludge Lancing e Inner Bundle Lancing sean habituales durante las recargas en los trabajosque se realizanen losgeneradores de vapor.

Figura 4: Evolución del SL e IBL en España.

Figura 6. Foto del robot dentro de la maqueta.

Figura 5. Robot IBL con la lanza introduciéndose en el haz de tubos.

Árboles de sucesos dinámicos aplicados a secuencias Full Spectrum LOCA. Cálculo de la frecuencia de excedencia del daño mediante la metodología Análisis Integrado de Seguridad (ISA)J. J. Gómez-Magan, I. Fernández, J. Gil, H. Marrao,C. Queral, J. González-Cadelo, J. Montero-Mayorga, Julio Rivas, C. Ibañez-Llano, J. M. Izquierdo, M. Sánchez-Perea, E. Meléndez, J. Hortal

La metodología Análisis Integrado de Seguridad (Integrated Safety Analysis, ISA), desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear, se ha aplicado para obtener los árboles de sucesos dinámicos de secuencias tipo Loss Of Coolant Accidents ( LOCA) en un reactor diseño Westinghouse 3-lazos. El objetivo de esta aplicación es obtener la Frecuencia de Excedencia del Daño (DEF) para el árbol de sucesos del LOCA como suceso iniciador. En este análisis se tienen en cuenta incertidumbres paramétricas, como el tamaño de rotura, y temporales debidas a los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se han realizado con SCAIS, una herramienta de simulación que incluye el acoplo dinámico con el código termohidráulico MAAP. Los resultados obtenidos muestran la capacidad de la metodología ISA para obtener las DEF teniendo en cuenta la incertidumbre en los tiempos de actuación humanos.

The Integrated Safety Analysis (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to obtain the Dynamic Event Trees (DETs) for Full Spectrum Loss Of Coolant Accidents (LOCAs) of a Westinghouse 3-loop PWR plant. The purpose of this ISA application is to obtain the Damage Exceedance Frequency (DEF) for the LOCA Event Tree by taking into account the uncertainties in the break area and the operator actuation time needed to cool down and depressurize reactor coolant system by means of steam generators. Simulations are performed with SCAIS, a software tool which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The results show the capability of the ISA methodology to obtain the DEF taking into account the time uncertainty in human actions.

L A S M E J O R E S P O N E N C I A S D E L A 3 8 ª R E U N I Ó N A N U A L D E L A S N E

S E G U R I D A D N U C L E A R


M e j o r p o n e n c i a

J. J. Gómez-maGan, I. Fernández, J. GIl, H. marrao,Indizen Technologies S.L., Madrid, España

C. Queral, J. González-Cadelo,J. montero-mayorGa, JulIo rIvas, C. Ibañez-llano,Universidad Politécnica de Madrid (UPM), Madrid, España

J. m. IzQuIerdo, m. sánCHez-Perea, e. meléndez, J. HortalConsejo de Seguridad Nuclear (CSN), Madrid, España

INTRODUCCIÓNComo parte de un acuerdo de cola-boración entre el CSN, Indizen Tech-nologies y la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) se ha realizado un análisis Full Spectrum LOCA en ra-ma fría de un reactor genérico PWR Westinghouse. Las simulaciones se han realizado mediante la herramien-ta SCAIS (Sistema de Códigos para Análisis Integrado de Seguridad) aco-plada a MAAP. El objetivo del análisis ha sido la aplicación de la metodolo-gía ISA para obtener la DEF del árbol de sucesos de LOCA en todo el rango de roturas sin necesidad de incluir los criterios de éxito tanto en el número de trenes disponibles de los sistemas Figura 1. Diagrama general de la metodología ISA.

como de los tiempos disponibles de operador.

El método ISA [1] y su herramienta asociada SCAIS [2] forman parte del conjunto de desarrollos similares a los que se vienen haciendo en algunas orga-nizaciones internacionales con el propó-sito de intentar aproximar e integrar los métodos deterministas y probabilistas de análisis de seguridad. Ejemplos de ello son DYLAM (JRC-Ispra), MCDET (GRS), ADS (UMd-NRC), DETAM (MIT), TPD (ULB), GA-IDPSA (KTH), RISMC (EdF), ADAPT (OSU-NRC). El conjunto de los grupos que actualmente trabajan en este campo se ha unido en una red internacional denominada In-tegrated Deterministic Probabilistic Safety Analysis (IDPSA), ver referencias [3] a [7] para más detalles.

En esencia estas técnicas computacio-nales pretenden la armonización e inte-gración de los métodos y herramientas probabilistas y deterministas de segu-ridad, contemplando el alcance de am-bos. Pueden interpretarse también en términos de una extensión dinámica de los APS, basada en el concepto de Árbo-les Dinámicos de Sucesos (DET).

En el caso de la metodología ISA, la aplicación sistemática se puede estruc-turar en las siguientes etapas (Figura 1): •Bloque A, módulo de generación de

secuencias (sequence generation) que genera los árboles de sucesos dinámi-cos (DET), en términos de la simula-ción de secuencias.

•Bloque B, módulo de análisis de transitorios (path analysis) que rea-liza el muestreo en los parámetros y tiempos inciertos. Como resulta-do de este muestreo se identifica el Dominio de Daño (DD), región del espacio de tiempos y parámetros inciertos para los cuales se alcanza un estado final de daño.

•Bloque C, módulo de cuantificación de probabilidades y distribuciones de probabilidad que proporciona la información necesaria para calcular la frecuencia de excedencia del daño, realizada en el Bloque D.

•Bloque D, módulo de verificación del riesgo (risk assessment) que cuantifi-ca la DEF, integrando dentro del DD las distribuciones de probabilidad de acuerdo con las ecuaciones de fia-bilidad dinámica que soportan la metodología (Theory of Stimulated Dynamics, TSD, [8]).

Dicha estructura se traslada a la del paquete de software asociado, SCAIS, que incluye (Figura 2): 1. (Bloque A) un driver genérico

(BABIECA), al que pueden ser aco-plados códigos termohidráulicos (como MAAP, RELAP, TRACE, o MELCOR); un simulador de actua-ciones humanas basado en las ac-


BabiecaPath

Analysis

Prob.Calc .

RiskAssessment

BBDD

MAAP

TRACE

Melcor

SimPro c

Figura 2. Componentes de la herramienta SCAIS.

Figura 3. Árbol de Sucesos Genérico para secuencias LOCA.

ciones de las guías de gestión de accidente (SimProc [9]); un gestor de simulaciones (DEN-DROS) que permite la parale-lización y genera los árboles de sucesos dinámicos (DET);

2. (Bloque B) un módulo que muestrea en los parámetros y tiempos inciertos e identifi-ca los dominios de daño (Path Analysis);

3. (Bloque C) un módulo que realiza los cálculos de las pro-babilidades de cada configuración (Probability Calculator); y

4. (Bloque D) un módulo que permite calcular las frecuen-cias de excedencia del daño (Risk Assessment).

ÁRBOLES DE SUCESOS DINAMICOSEl objetivo del Bloque A de la me-todología ISA es obtener las simu-laciones de las secuencias del DET a partir de un suceso iniciador. En la aplicación que se presenta, la simulaciones de los DET se han obtenido mediante el acoplo de MAAP al software SCAIS.

Aplicación a secuencias LOCAEn primer lugar, se han analiza-do diversos árboles de sucesos de pequeño, medio y gran LOCA en rama fría correspondientes a los análisis de APS en plantas similares (diseño Westinghouse) para construir un árbol de sucesos genérico para se-cuencias LOCA (Figura 3). Este aná-lisis previo permite determinar los cabeceros (Tabla 1) a considerar en estas secuencias para la posterior si-mulación de los DET.En el análisis de los DET se han consi-derado las siguientes hipótesis:1. Disparo del reactor coincidente con

el suceso iniciador LOCA. 2. Disparo manual de las bombas de

refrigerante del primario (RCP) cuando el HPSI está disponible.

3. Control manual del Sistema de Agua Alimentación Auxiliar (AFW) siguiendo los Procedimientos de Operación de Emergencia (POE) correspondientes a secuencias LOCA (E-0, E-1, ES-1.2).

4. El cabecero S se ejecuta (rama de éxito) en t = 900 s.

I(A)

S1

S0

S2

S3

S4

S6

S7

S8

S5

L H S(t) A

Tabla 1. Cabeceros del árbol de sucesos genérico para LOCA.

Header Meaning

HPSI Sistema de Inyección de alta presión (HPSI)

S Enfriamiento, tasa de 55 K/hora, y despresurización manual a través de los GV (S)

ACCUM Inyección de acumuladores (A)

LPSI Sistema de Inyección de baja presión, incluyendo la fase de recirculación (L)

Se han simulado los DET desde 1” a doble guillotina considerando todas las posibles configuraciones para los cabeceros HPSI (0-1-2/2), ACCUM (0-1-2-3/3) y LPSI (0-1-2/2).

Un ejemplo de DET junto con los resultados de algunas variables se muestra en las Figuras 4 y 5. Las si-mulaciones de los DET generan la in-formación de los tiempos de apertura de las ramas para los cabeceros con-siderados, como los mostrados en la Tabla 2 correspondientes al DET de 5 pulgadas. En esta tabla, los valores de tiempo entre corchetes, [t0], indican que los cabeceros han sido demanda-dos en ese tiempo t0, y pertenecen a la configuración de fallo (0/n). Poste-riormente se realiza el mismo proceso para todos los tamaños de rotura con-siderados (Figura 6).

DET Dynamic Sequence

Time of H header (s)

Time of A header (s)

Time of S header (s)

Time of L header (s)

Time of Damage(s) Final Status

DM.0 / DM.16 (2,1)H-3A-S-1L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 997 / 1014 ---- ----

DM.1 / DM.17 (2,1)H-3A-S-0L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 [997] / [1014] 28300 / 90390 D

DM.2 / DM.18 (2,1)H-3A-s.-1L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] 997 / 1111 ---- ----

DM.3 / DM.19 (2,1)H-3A-s.-0L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] [997] / [1111] 16520 / 30840 D

DM.4 / DM.20 (2,1)H-2A-S-1L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 1044 / 2256 ---- ----

DM.5 / DM.21 (2,1)H-2A-S-0L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 [1044] / [2256] 44465 / 96340 D

DM.6 / DM.22 (2,1)H-2A-s.-1L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] 1120 / 2701 ---- ----

DM.7 / DM.23 (2,1)H-2A-s.-0L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] [1120] / [2701] 16580 / 30845 D

DM.8 / DM.24 (2,1)H-1A-S-1L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 1549 / 4295 ---- ----

DM.9 / DM.25 (2,1)H-1A-S-0L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 [1549] / [4295] 57865 / 97095 D

DM.10 / DM.26 (2,1)H-1A-s.-1L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] 1847 / 5208 ---- ----

DM.11 / DM.27 (2,1)H-1A-s.-0L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] [1847] / [5208] 16575 / 30850 D

DM.12 / DM.28 (2,1)H-0A-S-1L 100 / 100 [615] / [610] 900 / 900 2760 / 4525 ---- ----

DM.13 / DM.29 (2,1)H-0A-S-0L 100 / 100 [615] / [610] 900 / 900 [2760] / [4525] 86900 / 99450 D

DM.14 / DM.30 (2,1)H-0A-s.-1L 100 / 100 [615] / [610] [900] / [900] 3103 / 5503 ---- ----

DM.15 / DM.31 (2,1)H-0A-s.-0L 100 / 100 [615] / [610] [900] / [900] [3103] / [5503] 16590 / 30855 D

DM.32 0H -3A-0L-S [100] 705 900 [785] 5490 D

DM.33 0H -3A-1L-s. [100] 705 [900] 785 ---- S

DM.34 0H -3A-0L-s. [100] 705 [900] [785] 2730 D

DM.35 0H -2A-1L-S [100] 705 900 785 ---- S

DM.36 0H -2A-0L-S [100] 705 900 [785] 2770 D

DM.37 0H -2A-1L-s. [100] 705 [900] 785 ---- S

DM.38 0H -2A-0L-s. [100] 705 [900] [785] 2560 D

DM.39 0H -1A-1L-S [100] 705 900 785 ---- S

DM.40 0H -1A-0L-S [100] 705 900 [785] 1310 D

DM.41 0H -1A-1L-s. [100] 705 [900] 785 ---- S

DM.42 0H -1A-0L-s. [100] 705 [900] [785] 1240 D

DM.43 0H -0A-1L-S [100] [705] 900 830 2090 D

DM.44 0H -0A-1L-s. [100] [705] [900] 830 1040 D

DM.45 0H -0A-0L [100] [705] ---- [830] 890 D

Tabla 2. Tiempos de apertura de las ramas para cada cabecero. DET de 5 pulgadas (casos con 0-1/2 L).

LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE


Figura 4. DET de LOCA de 5 pulgadas.

Como resultado del análisis del conjunto de los DET se obtienen también los Criterios de Éxito para cada una de las secuencias dependiendo del tamaño de rotura (Figura 7), ilustrando la evolu-ción del Criterio de Éxito de las combinaciones de varios sistemas para las diferentes secuencias en función del tamaño de rotura.

MÓDULO PATH ANALYSIS. OBTENCIÓN DE LOS DOMINIOS DE DAÑOLos DET identificados anteriormente no incluyen las incertidumbres de tiempos de actuación del opera-dor, i.e., el impacto de la incertidumbre temporal en el cabecero S(t). El módulo SCAIS-PATH_ANALY-SIS, acoplado a MAAP, se encarga de ello.

Con la información obtenida de los DET (Bloque A) se seleccionan las secuencias para las cuales el módulo Path Analysis (Bloque B) genera los Domi-nios de Daño mediante el muestreo en la incerti-dumbre temporal y en el tamaño de rotura, simulan-do los diferentes posibles transitorios (paths).

Figura 5. Presión del RCS y PCT para cada secuencia del DET de 5 pulgadas. (Resultados correspondientes a la configuración 3/3-ACCUM).


Figura 6. Evolución de los DET en función del tamaño de la rotura.

Figura 7. Criterios de Éxito. Secuencias LOCA en rama fría, 1 pulgada a DBEG.

Aplicación a secuencias de LOCA El análisis previo de los DET ha mos-trado que el Criterio de Éxito depen-de de la configuración del sistema de acumuladores, teniendo en cuenta también la incertidumbre temporal de la actuación del operador; la Figu-ra 8 muestra los principales pasos de los POE correspondientes. Por tanto, es necesario considerar cuatro ramas para el cabecero A (0-1-2-3 de tres acu-muladores)* y, un cabecero que in-cluya la incertidumbre temporal del inicio del enfriamiento a 55 K/hora, S(t). Para este cabecero se conside-ra que el estado de fallo permanente corresponde al fallo del componente mecánico, el cual puede evitar el éxito de la actuación humana.

Todas estas consideraciones condu-cen a un nuevo árbol de sucesos que incluye la incertidumbre temporal y todas las posibles configuraciones de los sistemas, llamado Generic Event Tree with Uncertainty (GETU) (Figura 9), en el cual se observa:a. Una secuencia que siempre alcanza

un estado final de éxito (U0).b. Nueve secuencias que siempre al-

canzan un estado final de daño (U1-3-5-7-9-11-13-15-17).

c. Ocho secuencias en las cuales el estado final no es siempre éxito o daño (U2-4-6-8-10-12-14-16), identi-ficadas en el GETU como secuencias con DD. Para estas secuencias es ne-cesario obtener la región temporal/paramétrica donde los transitorios (paths) alcanzan la condición de da-ño.Finalmente, se debe tener en cuenta

que los DD para las secuencias U10, U12, U14 y U16 están incluidos en

los DD de las secuencias U2, U4, U6 y U8 respectivamente, porque corresponden a los casos donde la actuación humana no se rea-liza nunca, que es equivalente a t=∞. Por tanto, sólo es necesarioobtener cuatro DD (los de las se-cuencias U2, U4, U6 y U8) que se analizan a continuación.

El proceso realizado para obte-ner cada DD es el siguiente: 1. Se simulan un conjunto de tran-

sitorios con diferentes tiempos para el comienzo de la acción de enfriamiento S(t) para cada tama-ño de rotura y configuración del sistema de acumuladores (Figura 10).

2. Los resultados se representan por medio de puntos (Figura 11): los verdes representan paths de éxito, mientras los negros representan paths de daño sin demanda del sistema de acumuladores y los



S(t)Check if SI flow

Step 7

SG levelsCheck intact

Step 3

Step 11Check if RCS cooldown

and depressurizationis required

Check SG levels

Step 25

Step 34

is intactCheck if RCS

Step22

Step 17

Verify reactor trip

Step 1

should be stoppedCheck if RCPs

Step 1 Step 1

Reset SI

Check intact SG levels

Step 5

Initiate RCS cooldownStep 6

Step 7Check RCS subcooing

based on core exitTCs

Step 9

PRZR heatersDeenergize

is in serviceCheck if SI

Step 8

to refill PRZRDepressurize RCS

Step 10

to cold shutdown

E−0

SAFETY INJECTION

E−1 ES−1.2

COOLANT

REACTOR TRIP OR LOSS OF REACTOR

DEPRESSURIZATIONCOOLDOWN AND

POST LOCA

should be reduced

OR SECONDARY

Figura 8. Actuación del operador (POE E-0, E-1 y ES-1.2). Incertidumbre temporal.

1 A

2 A

3 A

0 A

U4 ----> DD2

U5 Damage (D)

U0 Success (S)

U1 Damage (D)

1 A

2 A

3 A

0 AU16 --> DD 0

U17 Damage (D)

H S (t) A L

U8 ----> DD0

U9 Damage (D)

U6 ----> DD1

U7 Damage (D)

U2 ----> DD3

U3 Damage (D)

U10 --> DD 3

U11 Damage (D)

U12 --> DD 2

U13 Damage (D)

U14 --> DD 1

U15 Damage (D)

(1,2) H

0 H

LOCA S (t)

not S

Figura 9. GETU para secuencias LOCA.

Figura 10. Presión del RCS y temperatura máxima de vaina. Muestreo para LOCA de 1”.(Secuencia h - S(t) - (0/3A) – (1/2) L).

*De forma similar a los Expanded Event Trees empleados en el APS del AP1000.

Figura 11. Dominios de Daño, configuración de 0/1/2/3 ACC. Secuencias h-S(t)-(n/3)A-L.

Figura 12. DD3 con márgenes en temperatura máxima de vaina.

3. Con estos resultados es posible obtener el DD para cada configu-ración de los acumuladores co-nectando los primeros tiempos de despresurización que alcanzan el daño para cada tamaño de rotura, línea continua roja en la Figura 11. Resaltar que existen paths con y sin demanda de acumuladores. Esta diferencia debe ser considerada al calcular las probabilidades de daño de cada secuencia. Además de los DD es posible obtener las zonas con distintos márgenes en temperatura de vaina (Figura 12).Estos resultados muestran que el

DD disminuye con el número de acu-muladores. Uno de los resultados de interés es que la frontera de cada do-minio de daño se corresponde con el tiempo disponible para realizar el enfriamiento, observándose que este tiempo disponible es función del ta-maño de rotura. En el APS clásico el tiempo disponible se toma como el valor mínimo dentro del rango de ro-turas considerado, lo cual genera un resultado más conservador en el APS clásico para este tipo de secuencia.

CUANTIFICACIÓN DE FRECUENCIAS. RISK ASSESSMENTLa DEF se cuantifica en el modulo de Risk Assessment (Bloque D) integran-do las funciones de densidad de pro-babilidad o tasas de fallo dentro de los dominios de daño. Para ello son necesarios además los datos de las probabilidades de cada configuración de cada cabecero.

Aplicación a secuencias del árbol de sucesos para LOCALos datos necesarios son, la frecuen-cia del suceso iniciador (LOCA), las probabilidades de las configuraciones de los cabeceros (H, S, A, L), la fun-ción de distribución de probabilidad del tamaño de rotura y los tiempos del “retardo” en la acción del cabece-ro S(t); estos datos han sido obtenidos por medio de técnicas de BDD ([10]) empleando datos reales de APS (Tabla 3). Los valores numéricos son apro-ximados, los valores reales para cada secuencia deberían obtenerse con el producto booleano de los árboles de fallos.La DEF de cada secuencia con DD es obtenida integrando el producto de las PDF dentro del DD y teniendo en cuenta las probabilidades para las configuraciones de los sistemas en los cabeceros. Los resultados se mues-tran en la Tabla 4, donde el color azul corresponde a las secuencias con Do-minio de Daño.


rojos representan paths de daño con demanda de acumuladores. Final-mente, los puntos (di , t0,i), correspon-dientes al tiempo t0,i y diámetro de rotura di, donde la condición de daño

es alcanzada sin despresurización tra-zan la línea del Daño Previo (línea de puntos roja). Obviamente, realizar la despresurización posteriormente a t0,i no evita el daño.

Iniciador Incertidumbre Frecuencia (y-1) PDF

LOCA Paramétrica 1.15E-3 Figura 13

Configuracióncabeceros

Tipo de Cabecero Probabilidad de la configuración PDF

0/1/2 H Determinista 6.0E-3 / 6.0E-2 / 9.34E-1 ---

S(t) Estocástico P. de realizarlo en algún instante = 0.996P. fallo mecánico = 4.0E-3 Lognormal

0/1/2/3 A Determinista 3.0E-5 / 2.0E-7 / 4.0E-4 / 9.9957E-1 ---

0/1/2 L Determinista 9.0E-4 / 3.0E-2 / 9.691E-1 ---

Tabla 3. Frecuencia del suceso iniciciador y probabildades para cabeceros.

Como se puede observar no necesa-riamente existen secuencias con un único estado final de éxito o daño, sino que pueden aparecer secuencias cuyo estado final tenga asociado una probabilidad de éxito y una proba-bilidad de daño (secuencias en azul, Tabla 4).

CONCLUSIONESLa metodología ISA ha sido aplicada para el análisis de secuencias LOCA mediante el software SCAIS acoplado con MAAP. Los resultados muestran la capacidad de las metodologías que integran análisis probabilista y de-terminista para considerar de forma conjunta incertidumbres en sucesos estocásticos (como las actuaciones de operador), junto con las incertidum-bres paramétricas usadas comúnmen-te en los análisis de seguridad de las plantas.

En el APS cada secuencia alcanza un estado final de éxito o daño. Sin

embargo, este tipo análisis señala que es posible tener en la misma secuencia un estado final con una probabilidad de éxito y una probabilidad de da-ño, mostrando la importancia del Path Analysis y del Risk Assessment.

REFERENCIAS

[1] Queral, C. “Application of the Integrated Safety Assessment Methodology to Sequences with Loss of Component Cooling Water System” in OECD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations, Barcelona, Spain (2011).

[2] Izquierdo, J.M. et al. “SCAIS (Simulation Code System for Integrated Safety Assessment): Current status and applications.”, Proc. ESREL 08, Valencia, Spain (2008).

[3] Kloos M. et al., “Dynamic Event

Trees for Probabilistic Safety Analysis”, GRS, Garsching, Germany (2004).

[4] Aldemir et al., “Dynamic generation of accident progression event trees,” Nuclear Engineering and Design, 238, 3457-3467 (2008).

[5] Aldemir, T. “A survey of dynamic methodologies for probabilistic safety assessment of nuclear power plants”, Annals of Nuclear Energy, 52, 113-124 (2013).

[6] Proceedings of the Deterministic/probabilistic safety analysis workshop October 2011. http://www.vtt.fi/inf/julkaisut/muut/2011/VTT-R-07266-11.pdf

[7] Proceedings of the IDPSA-2012 Integrated Deterministic-Probabilistic Safety Analysis Workshop November 2012. http://www.vtt.fi/inf/julkaisut/muut/2012/VTT-R-08589.pdf

[8] Izquierdo, J.M. et al. “TSD, a SCAIS suitable variant of the SDTPD”, Proc. ESREL 2008, Valencia, Spain (2008).

[9] Gil, J. et al. “A code for simulation of human failure events in nuclear power plants: SIMPROC.”, Nuclear Engineering and Design. No 241, 1097–1107 (2011).

[10] Ibáñez, C. et al. “Minimal cutsets-based reduction approach for the use of binary decision diagrams on probabilistic safety assessment fault tree models”, Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O: Journal of Risk and Reliability. 223, 301-311 (2009).

Figura 13. PDF para tamaños de rotura y tiempos de acción manual de enfriamiento.

SecuenciaFrecuencia secuencia

(1/y)

Frecuenciaexcedencia del

daño (1/y)

Probablidad de daño

U0: H-L 1.14E-03 0.000 0.000

U2: h-S-3/3A-L 6.7E-06 5.0E-07 0.071

U4: h-S-2/3A-L 2.8E-09 2.7E-10 0.092

U6: h-S-1/3A-L 1.4E-12 1.3E-13 0.093

U8: h-S-0/3A-L 2.1E-10 2.0E-11 0.096

U2/U4/U6/U8: h-S-L 4.8E-09 4.8E-09 1.000

U10: h-s-3/3A-L 2.7E-09 2.6E-09 0.970

U12: h-s-2/3A-L 1.1E-12 1.0E-12 0.970

U14: h-s-1/3A-L 5.4E-16 5.2E-16 0.970

U16: h-s-0/3A-L 8.1E-14 8.1E-14 0.999

U10/U12/U14/U16: h-s-L 2.5E-08 2.5E-08 1.000

U1/U3/U5/U7/U9/U11/U13/U15/U17: l 1.0E-06 1.0E-06 1.000

TOTAL 1.15E-03 1.5E-06 1.3E-3

Tabla 4. Probabilidades y frecuencias de excedencia del daño.



Mayo Acumulado Acumulado1.066 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 404.309 3.427.289 200.605.555Producción neta MWh 378.639 3.215.078 187.827.587Horas acoplado h 384,7 3.263,7 192.651Factor de carga o utilización % 50,98 88,74 86,09Factor de operación % 51,70 90,08 87,83 Paradas automáticas no programadas 0 0 11Paradas automáticas programadas 0 0 18Paradas no programadas 0 0 32Paradas programadas 1 1 29

Mayo Acumulado Acumulado466 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 0 0 133.335.074Producción neta MWh 0 0 126.976.805Horas acoplado h 0 0 302.218,01Factor de carga o utilización % 0 0 77,90Factor de operación % 0 0 81,60Paradas automáticas no programadas 0 0 150Paradas automáticas programadas 0 0 9Paradas no programadas 0 0 62Paradas programadas 0 0 59

Mayo Acumulado Acumulado1.092 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 786.083 3.909.619 224.013.201Producción neta MWh 755.785 3.758.494 215.713.158Horas acoplado h 744 3.623 224.541,53Factor de carga o utilización % 96,75 98,82 86,83Factor de operación % 100 100 89,11 Paradas automáticas no programadas 0 0 96Paradas automáticas programadas 0 0 7Paradas no programadas 0 0 11Paradas programadas 0 0 32

Ascó I Mayo Acumulado Acumulado1.032,5 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 775.310 3.775.890 212.034.072Producción neta MWh 745.999 6.630.785 203.300.287Horas acoplado h 744 3.623 224.378,28Factor de carga o utilización % 100,93 100,94 82,80Factor de operación % 100 100 85,89Paradas automáticas no programadas 0 0 92Paradas automáticas programadas 0 0 5Paradas no programadas 0 0 19Paradas programadas 0 0 27

Ascó II Mayo Acumulado Acumulado1.027,2 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 49.790 2.371.060 204.962.050Producción neta MWh 38.102 2.262.713 196.750.768Horas acoplado h 100,25 2.378,33 215.305,66Factor de carga o utilización % 6,51 63,71 86,26Factor de operación % 13,47 65,65 88,97 Paradas automáticas no programadas 1 1 59Paradas automáticas programadas 0 0 4Paradas no programadas 0 0 12Paradas programadas 0 1 28

TRILLO IUFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,

HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%

NUCLENOR (ENDESA G. 50%, IBERDROLA G. 50%)Sta. Mª DE GAROÑA

ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%

Mayo Acumulado Acumulado1.087,14 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 805.440 3.908.183 190.185.849Producción neta MWh 773.858,80 3.755.647 181.795.847,28Horas acoplado h 744 3.623 188.018,14Factor de carga o utilización % 99,58 99,23 81,34Factor de operación % 100 100 84,21 Paradas automáticas no programadas 0 0 47Paradas automáticas programadas 0 0 0Paradas no programadas 0 0 25Paradas programadas 0 0 26

VANDELLÓS II

ASCÓ ENDESA G. 100%

ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%

Almaraz I Mayo Acumulado Acumulado1.035,27 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 773.535 2.697.583 220.706.109Producción neta MWh 747.935 5.604.738 212.108.523Horas acoplado h 744 2.744,5 242.025Factor de carga o utilización % 99,07 70,95 81,66Factor de operación % 100 75,75 86,05Paradas automáticas no programadas 0 3 92Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 1 19Paradas programadas 0 0 39

Almaraz II Mayo Acumulado Acumulado1.045 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 572.909 3.571.418 216.952.836Producción neta MWh 549.980 3.443.362 209.217.127Horas acoplado h 550,5 3.429,5 233.224Factor de carga o utilización % 73,73 94,38 86,70Factor de operación % 73,99 94,66 89,74Paradas automáticas no programadas 1 1 70Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 0 22Paradas programadas 0 0 32

ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%

ENDESA G. 36%,IBERDROLA G. 53%, UFG 11%ALMARAZ

Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX COFRENTES IBERDROLA G. 100%

CENTRALES NUCLEARESESPAÑOLAS

DATOS


- Para la Unidad I se ha considerado una potencia eléctrica bruta de 1.035,27 MWe.- Para la Unidad II se ha considerado una potencia eléctrica bruta de 1.044,45 MWe.

MEDIO ASUNTO RESUMEN

3 de junio

Los incentivos eLéctricos serán gravados por eL nuevo impuesto

subvenciones que algunas centrales cobran, como los pagos por capacidad, forman parte de la base imponible del nuevo impuesto eléctrico, ya que es un ingreso. así lo considera Hacienda en la respuesta a numerosas consultas realizadas por las empresas antes de la primera liquidación del tributo que entró en vigor en enero.

4 de junioeL csn informa aL ministerio de industria sobre eL cese de garoña

a solo un mes de que expire la licencia de la central, garo-ña vuelve a estar con fecha de clausura inminente. el pleno csn acordó ayer las condiciones del cese definitivo de la explotación de garoña, que se mantiene fechado el próximo 6 de julio.

4 de junioeL 62% de Los vascos apoya eL cierre de garoña

más de la mitad de la sociedad piensa que los riesgos son «mayores de lo que se dice», según el último sondeo del go-bierno de urkullu.

4 de junio

iberdroLa entra en La construcción deL reactor nucLear de edf en fLamanviLLe

La tercera unidad de la central francesa tendrá una potencia de 1.700 megavatios.

4 de junionucLear industry must compete on cost in future energy mix

safety and delays in construction remain at issue but degree of confidence returns. activity is building. fukushima has not had the effect people had initially expected.

5 de junionuevo enredo con La centraL de garoña

industria deja pasar el plazo del cambio legal que permi-te su prórroga. el resultado es que, de momento, la central burgalesa tiene fecha de caducidad y tendría que cerrar el próximo 6 de julio.

6 de junio

enusa cierra su baLance de 2012 con un vaLor añadido para saLamanca de 44 miLLones de euros

el grupo está consiguiendo solventar esta etapa con resul-tados satisfactorios gracias, en parte, al proceso de interna-cionalización que comenzó a desarrollar hace más de veinte años y que le lleva en la actualidad a exportar a europa más del 60% de su producción anual.

7 de junioLa demanda de energía baja por segundo año y cae a niveLes de 2004

Las centrales de ciclo combinado son las grandes ‘perde-doras’. en el último ejercicio la producción se desplomó un 29% principalmente por la puesta en marcha de termoso-lares.

7 de juniogaroña enfrenta a La junta con eL gobierno

nuevo encontronazo entre el ejecutivo autonómico y el mi-nisterio de industria. reclama a soria una resolución.

10 de junio La banca también pagaráLos recortes de la reforma eléctrica afectarán a las entidades financieras. industria prepara ajustes que incumbirán “a to-dos los agentes”.

10 de junio

Los precios deL gas naturaL crecen más de un 40% en europa desde 2005

el tirón de la demanda de asia provoca un encarecimiento p ara el suministro con buques metaneros.

12 de junio preparando ya otro gran aceLeradoLa comunidad mundial de física de partículas planea un co-lisionador para ir más allá del actual LHc. será lineal, de 35 kilómetros, y japón quiere alojarlo.

14 de junio La ue quiere revisar Las centraLes nucLeares cada seis años

estas pruebas se llevarían a cabo por parte de un panel de expertos multinacional, que emitirán una serie de recomen-daciones de forzoso cumplimiento por parte de los estados. La comisión podrá sancionar a las centrales que no sean seguras.

LO NUCLEAR EN LOS MEDIOS

el correo

Prensa Nacional

Prensa Nacional


16 de junio La sociedad nucLear españoLa se reunirá en reus

celebrará su 39ª reunión anual en reus los días 25, 26 y 27 de septiembre, en las instalaciones de firareus. en el con-greso se presentarán los desarrollos científicos y tecnológi-cos acontecidos durante el año y habrá sesiones plenarias de máxima actualidad.

17 de junio

La fábrica de juzbado bate su récord en producción de combustibLe nucLear

enusa alcanzó el pasado año una facturación de 299 millo-nes frente a los 325 de 2011.

17 de junio

ascó y vandeLLós invierten 100 miLLones para mejorar sus nucLeares

Las principales actuaciones se centrarán en mejorar la ca-pacidad de los complejos para drenar agua en caso de una rotura de los embalses del río ebro y ante un improbable tsunami en el mediterráneo, así como en la compra de equi-pos portátiles capaces de hacer frente a una pérdida total del suministro eléctrico exterior.

18 de juniosoria insiste en que “si garoña cierra es por motivos económicos”

soria recordó que el gobierno ya planteó al consejo de se-guridad nuclear (csn) si era posible prorrogar la solicitud del permiso para su continuidad, «y la institución respondió afirmativamente».

18 de junio roHani tiende La mano a occidente

el nuevo presidente de irán promete transparencia en el pro-grama nuclear del país. defiende el programa nuclear iraní y critica las sanciones occidentales. reconoce que la relación con eeuu es una «vieja herida que debe curarse».

20 de junioindustria cerrará garoña en juLio por razones económicas

el gobierno declarará el cese de explotación de la central de garoña antes del próximo 6 de julio, ante la imposibilidad de cumplir los plazos legales para permitir su prórroga.

21 de junio

garoña. La junta de castiLLa y León cree que aún “no se Han dado pasos irreversibLes”

nuclenor asegura que “no renuncia a la posibilidad de soli-citar una renovación de la autorización de la planta siempre y cuando las condiciones lo permitan”, basándose en las pa-labras del ministro de industria, para quien el cierre es por motivos económicos y no de seguridad.

25 de juniorecurso en La audiencia nacionaL por Los nuevos impuestos nucLeares

endesa y la patronal eléctrica unesa han interpuesto un re-curso ante la audiencia nacional contra la orden ministerial de desarrollo de los nuevos impuestos a la producción de combustible nuclear gastado y residuos radiactivos, así como sobre el almacenamiento de combustible nuclear gastado.

26 de junio eL átomo cuántico cumpLe 100 años

La revolución de la física de hace un siglo se ha convertido en recurso para las nuevas tecnologías. niels bohr escribió sus tres artículos transgresores en 1913. el científico danés mantuvo famosos debates con einstein sobre esta materia.

29 de junio La demanda eLéctrica vueLve a caer en junio, esta vez eL 1,8%

en los seis primeros meses, descontados los efectos del ca-lendario y las temperaturas, el consumo ha sido un 2,7% inferior al del año pasado. La principal tecnología fue la eóli-ca, con un 23,6% del total, por delante del 21,1% de la nu-clear; el 17,8% de la hidráulica; el 9,3% del carbón; el 8% de los ciclos combinados a gas; el 3,3% de la fotovoltaica y el 1,3% de la termosolar.


Prensa Nacional

MEDIO ASUNTO RESUMEN

LO NUCLEAR EN LOS MEDIOS

Prensa Nacional

Prensa Nacional

Prensa Nacional

Secciones FIJASEMPRESAS

el cSn participa en la ii conferencia eUropea De SegUriDaD nUclearEl día 11 de junio, tuvo lugar en Bruselas la II Conferencia Reguladora de Seguridad Nuclear en Europa, organi-zada por el Grupo Europeo de Reguladores de Seguri-dad Nuclear (ENSREG), y a la que asisten organismos reguladores competentes en esta materia, tanto de paí-ses de la Unión Europea co-mo extracomunitarios, así como representantes de or-ganismos internacionales, de organizaciones no guber-namentales y de asociacio-nes relacionadas con el ám-bito nuclear. Esta segunda edición, presidida por el ex

presidente del Grupo y res-ponsable del organismo re-gulador esloveno (SNSA), Andrej Stritar, giró en torno a las lecciones aprendidas del accidente de Fukushima Daiichi.

En la delegación españo-la participaron el presiden-te del CSN, Fernando Marti Scharfhausen, la vicepre-sidenta, Rosario Velasco y el consejero Antoni Gurguí, así como representantes de diversas entidades implica-das en el sector relacionado con la seguridad nuclear y de grupos de interés.

En la sesión inaugural, al-tos representantes de la co-munidad internacional cen-traron su intervención en las enseñanzas, para Euro-

pa, del accidente nuclear ocurrido en marzo de 2011. Además de Stritar, intervi-nieron el actual presiden-te y máxima autoridad del organismo alemán (BMU), Gerald Hennenhöfer; el se-cretario de Estado de Comu-nicación, Energía, Recursos Naturales y Medio Ambiente de Irlanda, país que osten-ta la presidencia de turno de la UE, Fergur O’Dowd; el director general de Ener-gía de la Comisión Europea, Philip Lowe; el director ge-neral de la Agencia de Ener-gía Nuclear, Luis Echávarri, y el subdirector general del departamento de Seguridad Nuclear y Protección Física del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), Denis Flory.

A continuación, se cele-bró una mesa de debate ti-tulada “Perspectivas inter-nacionales post-Fukushima, incluidas las evaluaciones y las acciones [de mejora]”, en la que han participado el consejero de la Autoridad Reguladora Nuclear japo-nesa (NRA), Kenzo Oshima; el responsable ejecutivo del organismo ruso Rostechna-dzor, Alexey Ferapontov, y el consejero de la Nuclear Regulatory Commission es-tadounidense, William D. Magwood. Todos ellos han subrayado en la importancia de la independencia de los organismos reguladores en esta materia y el estableci-miento de la seguridad nu-clear como el objetivo pri-mordial de los mismos.

LA ORGANIZACIÓN DEL REACTOR EXPERIMENTAL TERMONUCLEAR INTERNACIONAL (ITER-IO) HA OTORGADO UN IMPORTANTE CONTRATO A UN CONSORCIO ESPAÑOLEl consorcio está formado por la empresa de ingeniería Empresarios Agrupados Internacional, S.A. y la empresa de servi-cios Instalaciones Inabensa, S.A., para el diseño, cualificación y suministro del Sistema de Control de Seguridad de ITER (SCS-N) para el reactor experimental de fusión ITER, en construcción en Cadarache (Francia).

El sistema contratado incluye el diseño del Sistema Central y de los Sistemas de Proceso con señales de Seguridad (CSS-N y PSS-N), junto con el suministro del Sistema Central (CSS-N). El SCS-N es uno de los tres componentes del siste-ma global de control del ITER y tiene como misión garantizar el control de seguridad nuclear en todo el complejo del ITER. Los otros dos componentes son el sistema de control de enclavamiento para la protección de la inversión y el sistema de control convencional para la operación.

El SCS-N está sujeto a la aprobación del organismo regulador nuclear francés (ASN) para comprobar que se cumplen los requisitos de seguridad establecidos para él, proporcionando los niveles adicionales de protección requeridos. Dentro de este contrato, también se contempla el diseño y suministro del sistema de control de acceso al Tokamak (TBAS, por sus siglas en inglés), sistema que garantiza la protección del personal.

NOTICIAS de ESPAÑA

NOTICIAS del MUNDOla SocieDaD eUropea De energÍa atómica piDe reforZar loS vÍncUloS entre la inveStigación y la eDUcaciónSegún la Sociedad Euro-pea de Energía Atómica (EAES), es necesario re-forzar los vínculos entre el sector de investigación nuclear y la educación y la formación nuclear si se

quiere garantizar la dispo-nibilidad de recursos hu-manos cualificados en la industria nuclear.

En un comunicado emi-tido tras su reunión anual del 2013, la Sociedad, una asociación científica creada en el año 1954, dice que los recursos humanos cuali-ficados son un “prerrequisi-to crucial” para la industria

nuclear, incluyendo la regu-lación nuclear y la investiga-ción y desarrollo, para poder garantizar la utilización se-gura y económica de la tec-nología nuclear.

Según la EAES, debido a la paralización de la nue-va construcción en algunos países tras el accidente de Chernobil en 1986, la dis-ponibilidad de dichos re-

cursos se convirtió en pro-blema y lo “poco atractivo” de las carreras nucleares, especialmente para los al-tamente cualificados, lle-gó a ser una “preocupación importante”.

El impacto del accidente en la central de Fukushi-ma-Daiichi sólo ha agravado aún más la situación, dice la Sociedad.



Resulta particularmente relevante la relación entre la educación y formación nu-clear y la investigación nu-clear si la industria quiere garantizar la disponibilidad de recursos humanos cuali-ficados en el futuro, señala la Sociedad.

La calidad de la investi-gación nuclear depende di-rectamente del “interés y participación de científicos e ingenieros altamente cua-lificados”.

Según la EAES, la inves-tigación desempeña “un pa-pel crucial” en la califica-ción de jóvenes científicos e ingenieros, ya que permite crear las habilidades nece-sarias para resolver los pro-blemas tecnológicos y de seguridad y para garantizar “la capacidad de liderazgo” en la industria privada, así como en los gobiernos y au-toridades involucrados en la tecnología nuclear.

La Sociedad ha instado al fortalecimiento y forma-lización de los vínculos en-tre la investigación nuclear y la formación y educación nuclear. También dice que se debe aumentar la movi-lidad entre la industria y los centros de I+D, y que es ne-cesario que la industria nu-clear esté involucrada en la optimización de los progra-mas de investigación y edu-cación.

Las recomendaciones de la EAES son:• Mejorar las oportunidades

de trabajo para los jóve-nes científicos e ingenie-ros en temas de investiga-ción interesantes;

• Crear oportunidades pa-ra que los programas de educación y formación incorporen la experiencia directa y trabajos experi-mentales en la investiga-ción nuclear;

• Reforzar la dimensión in-ternacional de los pro-gramas de educación y formación nuclear para responder al carácter ca-da vez más internacional de la industria;La investigación y desa-

rrollo nuclear resulta vital

para permitir a la industria mantener sus conocimientos y hacer atractivo el sector para una nueva generación de empleados, dice la EAES.

Una Directiva De SegUriDaD moDificaDa inclUye Un plan para Un SiStema eUropeo De reviSioneS por expertoSEn la propuesta para una di-rectiva de seguridad nuclear a nivel europeo adoptada por la Comisión Europea (CE), se requiere el estable-cimiento de un sistema eu-ropeo de revisiones por ex-pertos (peer reviews) y unas guías de seguridad nuclear armonizadas a nivel euro-peo.

El comisario europeo de energía, Günther Oettin-ger, ha dicho que, después del accidente de Fukus-hima-Daiichi en marzo de 2011, la CE está convenci-da de que la seguridad no debe detenerse en las fron-teras y está trabajando para conseguir “una arquitectura de seguridad común”.

El Sr. Oettinger dice que “queremos tener revisiones y controles europeos”, con equipos de revisión por ex-pertos trabajando a nivel transfronterizo.

Según la propuesta, al menos un experto de la co-misión realizará una visita a cada instalación cada tantos años como mínimo, dijo el Sr. Oettinger. A nivel nacio-nal, los reguladores nacio-nales realizarán una revisión exhaustiva cada 10 años, y se harán “ajustes en los dis-positivos nacionales” para actualizarlos de acuerdo con la tecnología punta.

la inDUStria nUclear eUropea expreSa SU preocUpación con la Directiva De SegUriDaD nUclear reviSaDa La industria nuclear está a favor de toda legislación que pueda contribuir a la mejo-ra de la seguridad nuclear, sin embargo las revisiones propuestas a la directiva de seguridad nuclear europea

tienen demasiados detalles técnicos, pudiendo restar autoridad a los organismos reguladores de seguridad nacionales, según ha adver-tido un grupo de la indus-tria.

Según Jean-Pol Ponce-let, director general de la asociación comercial de la industria nuclear euro-pea FORATOM, la industria ha planteado varias dudas acerca del impacto poten-cial de la directiva revisada.

El Sr. Poncelet ha dicho que es demasiado detallado técnicamente para un mar-co de seguridad a nivel eu-ropeo, y existe el riesgo de que reste autoridad a los organismos reguladores de seguridad nacionales.

En opinión del Sr. Pon-celet, la Comisión Europea (CE) tendría que haber es-perado hasta que los es-tados miembros tuvieran tiempo para informar sobre la aplicación de la directiva existente, adoptada en el año 2011.

“Está previsto que los es-tados miembros presenten sus informes a la CE en el 2014, con una evaluación de la aplicación de la di-rectiva actual”, dijo el Sr. Poncelet, con lo que la CE tendría que haber esperado hasta que estuvieran dis-ponibles los resultados de estas revisiones e informes antes de revisar la directi-va de seguridad nuclear ac-tual.

El Sr. Poncelet dice que la CE tendría que haber tenido en cuenta las propuestas de los reguladores nacionales, ya que ellos siguen siendo las autoridades competen-tes en cuanto se refiere a la seguridad nuclear.

Según Frederik Hassel, subdirector general de la Autoridad Sueca de Segu-ridad Radiológica y miem-bro del Grupo Europeo de Reguladores de Seguridad Nuclear (ENSREG), los re-guladores europeos no creen que sean necesarios grandes cambios en las es-tructuras o responsabili-dades debido al accidente

de Fukushima-Daiichi o las pruebas de resistencia.

El Sr. Hassel dice: “Mi opinión es que los regula-dores no encuentran ningu-na justificación para unos cambios importantes en la directiva en estos momen-tos. Además, algunos opinan que se debe evaluar prime-ro la eficacia de la directiva actual, antes de proponer o realizar cualquier modifica-ción.”

El Sr. Poncelet también dice que la CE debe espe-rar debido a la necesidad de cumplir con las normas in-ternacionales y al hecho de que el Organismo Interna-cional de Energía Atómica está revisando sus normas de seguridad nuclear.

Según el Sr. Poncelet, la propuesta es “demasiado detallada técnicamente” pa-ra cumplir su propósito de introducir un marco de se-guridad general a nivel eu-ropeo.

Esta objeción ha sido planteada por ENSREG en el mes de abril, cuando señaló que la propuesta de directi-va “expone en gran detalle unas reglas y guías que po-drían reducir la flexibilidad y dinámica del marco europeo de seguridad nuclear”.

El día 13 de junio, la CE presentó una propuesta pa-ra una directiva europea de seguridad nuclear, en la cual se prevé el establecimiento de un sistema europeo de re-visiones por expertos y unas guías de seguridad nuclear armonizadas a nivel de la UE.

Según la CE, las enmien-das propuestas a la directiva existente tienen como obje-tivo mejorar el marco regu-lador de la seguridad nu-clear en la UE.

en eeUU Se exigen mejoraS aDicionaleS a loS SiStemaS De venteo De la contención en loS BWrLa Comisión de Regulación Nuclear (NRC) de EEUU ha exigido la realización de me-joras adicionales en los sis-temas de venteo de la con-tención en la mayoría de los


SECCIONES FIJAS

ÍNDICE DE ANUNCIANTES

16 ASOCIACIÓN NUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS 9 CENTRAL NUCLEAR DE COFRENTES 23 CENTRALES NUCLEARES ALMARAZ-TRILLO 4ªc EMPRESARIOS AGRUPADOS 4 GRUPO DOMINGUIS 31 INDIZEN 3ªc RINGO VÁLVULAS 10 TECNATOM 2ªc WESTINGHOUSE

reactores de agua en ebulli-ción, haciendo aún más es-tricto un requisito impuesto por primera vez el año pasa-do como respuesta al acci-dente de Fukushima-Daiichi.

Según la NRC, esta última orden sustituye a la orden del mes de marzo de 2012 refe-rente a los 31 reactores con contenciones Mark I y Mark II en la que se exigía la ins-talación o la mejora de sus sistemas de venteo “endure-cidos”. En la nueva orden, se obliga a los sistemas de ven-teo a soportar las presiones, temperaturas, concentracio-nes de hidrógeno y niveles de radiación procedentes de un reactor dañado.

Con estas mejoras, el per-sonal de la central podrá ga-rantizar la operación segura de los sistemas de venteo en caso de daños al núcleo del reactor, dice la NRC.

Según la NRC, la capacidad de extraer gases de la conten-ción con éxito puede resultar importante para conservar la integridad de la contención e impedir la liberación de mate-riales radiactivos.

En la orden, se requiere la renovación de los respira-deros de una sección de la contención, conocida como el pozo húmedo, y que los trabajos estén terminados a partir del mes de junio de 2014. Las empresas propie-tarias de las unidades afec-tadas tendrán que analizar si es necesario añadir respi-raderos a una segunda sec-ción de la contención, el po-zo seco, y en caso afirmativo tendrán que terminar dichos trabajos lo antes posible.

En marzo de 2012, la NRC empezó a elaborar va-rias recomendaciones para mejorar la seguridad en ba-se a las lecciones aprendidas del accidente de Fukushi-ma-Daiichi ocurrido en mar-zo de 2011.

En una de esas recomen-daciones, en concreto la re-ferente a los BWR con con-tenciones Mark I y Mark II, se aconseja la mejora de los sistemas de venteo o la ins-talación de nuevos sistemas de venteo para permitir im-

pedir o mitigar los daños al núcleo en caso de un acci-dente severo.

En un memorándum de la NRC fechado en marzo de 2012, se señala que los operadores de la central de Fukushima-Daiichi no pudie-ron hacer funcionar correcta-mente el sistema de venteo de la contención durante la primera parte del accidente. La imposibilidad de reducir la presión de la contención im-pidió los esfuerzos dirigidos a enfriar el núcleo del reactor.

iter a pUnto De entrar en ‘la faSe De plena conStrUcción’El proyecto del Reactor Ex-perimental Termonuclear In-ternacional (ITER) en el sur de Francia avanza hacia la fase de plena construcción con la construcción del prin-cipal complejo tokamak y una “cooperación más efi-ciente” entre la organización central de ITER y sus siete agencias domésticas.

En su duodécima reunión celebrada hace poco en To-kio (Japón), el Consejo del ITER informó que se habían hecho avances en la cons-trucción in-situ de las insta-laciones científicas del ITER y en la fabricación de sus componentes.

Gracias a la reciente adjudi-cación de contratos importan-tes, han empezado las obras de construcción del principal complejo tokamak. Se ha lo-grado una cooperación más eficiente entre la Organización del ITER y las siete agencias domésticas para conseguir “mayor rapidez en la toma de decisiones y la mejora del ren-dimiento en el trabajo”.

En un comunicado, ITER ha informado que el proyec-to está “en transición” hacia la plena construcción, aña-diendo que muchas indus-trias destacadas están ya in-volucradas en el proyecto. Se prevé la primera entrega en el emplazamiento de gran-des componentes para el ter-cer trimestre del año 2014.

Sin embargo, ITER dice que está estudiando la for-ma de mejorar “los plazos”

para la fabricación de los sistemas y componentes ne-cesarios para el primer plas-ma. ITER está esforzándose continuamente en cumplir el calendario, sin embargo el Consejo del ITER destaca que existen retos importan-tes debido a que el proyecto es el primero de su tipo.

El día 6 se septiembre de 2013, se celebrará una reunión especial, con repre-sentación a nivel ministe-rial, en la sede de ITER en Francia, permitiendo así a todos los miembros ver de primera mano los avances conseguidos en la gran cola-boración internacional para la fusión nuclear.

la comiSión eUropea ‘DiSpUeSta a apoyar’ el DeSarrollo De proyectoS energéticoSLa Comisión Europea está preparada para cofinanciar y ofrecer garantías a inicia-tivas energéticas importan-tes, sin embargo, en última instancia, serán el mercado y los inversores privados los que decidirán qué proyectos se van a construir, ha dicho el comisario de energía Gün-ther Oettinger.

El Sr. Oettinger dice que existen “muchos proyectos de interés común” relacio-nados con el plan para el establecimiento del merca-do común de la UE para la electricidad y el gas, estando asignados a dichos proyectos más de 9,1 mil millones de euros a través del mecanis-mo Conectar Europa.

A través del Mecanismo Conectar Europa, se finan-cian inversiones valoradas en 50 mil millones de eu-ros (65 mil millones de dó-lares USA) para mejorar las redes de transporte, energía y banda ancha a lo largo de Europa, con el objetivo de promocionar el empleo y el crecimiento en la UE y dar lugar a otras inversiones pri-vadas y públicas.

Según el Sr. Oettinger, en Eu-ropa existen unas islas [energé-ticas] aisladas – estados miem-bros que no están conectados a otros estados miembros euro-

peos – y “pretendemos resolver esta situación para finales del año 2015”.

Además, la CE ha apoyado el proceso de desarrollo de energía nuclear en la región báltica, que es una de las principales islas energéticas.

El 8 de junio la CE emi-tió un dictamen sobre la construcción de la central nuclear de Visaginas en Li-tuania, destacando que con-tribuiría a la seguridad del suministro de energía en la región báltica.

Dichos dictámenes favo-rables de la CE, bajo lo es-tipulado en el Tratado de Euratom, permiten a los pro-yectos nucleares solicitar instrumentos de financia-ción de la UE, tales como los de Euratom y del Banco Eu-ropeo de Inversiones.

El Sr. Oettinger dice: “Principalmente será el mer-cado el que tendrá que deci-dir si existe interés y si exis-te un modelo de negocio.

“Estamos comparando es-tos procesos y ofreciendo asesoramiento, así como es-tudiando los temas de segu-ridad y protección. En última instancia, serán los inversores privados los que tendrán que decidir qué centrales nuevas deben ser desarrolladas para asegurar un buen nivel de se-guridad de suministro”.

Mr Oettinger también dice que la energía nuclear va a desempeñar un papel en la consecución de los objetivos climáticos de la UE.

“La energía nuclear es una tecnología que representa al-rededor del 30 % de la ge-neración energética. Y de he-cho, es una tecnología con emisiones cero de carbono”.

LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL … · GONZÁLEZ, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Fernando LEGARDA,...

Documents

Transcript of LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL … · GONZÁLEZ, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Fernando LEGARDA,...