El Cabril ha recibido 39.408 metros cúbicos de residuos desde el 1986

La mayor parte del material (86,6%) procede de las centrales nucleares. La instalación se encuentra ya al 70,43% del total de su capacidad

El almacén de residuos radiactivos de El Cabril ha recibido desde sus inicios, en el año 1986, un total de 39.408,165 metros cúbicos de residuos de media, baja y muy baja intensidad, según ha explicado la directora de la instalación Eva Noguero, con motivo de las jornadas sobre pequeños productores que se han venido celebrando en Córdoba durante el miércoles y el jueves.

La mayor parte de estos residuos proceden de instalaciones nucleares, 34.117,542 metros, de los que 27.578,652 son de baja y media actividad y el resto de muy baja (6.538,89 metros cúbicos). De otro tipo de instalaciones radiactivas procedían 2.497 metros cúbicos. El resto, 2.792,933 corresponden al bloque denominado de incidentes, que se refieren a residuos procedentes de incidentes ocurridos en otras instalaciones o industrias y que no se acogen a los anteriores tipos.

Con estos datos, el porcentaje de ocupación actual del almacén es del 70,43%, ya que de 28 estructuras disponibles, tiene ocupadas 19, con 29.927,92 metros cúbicos de material almacenado de media y baja actividad. Los residuos de muy baja intensidad se encuentran en la denominada celda 29, que se encuentra al 20,93% de ocupación, con 8.067,07 metros cúbicos de material.

Noguero explicó que entre los proyectos de futuro de la instalación figuran la de construir una segunda estructura de almacenamiento, la denominada celda 30 y terminar de diseñar y construir la sección segunda de la celda 29, ya que la primera sección está próxima a su colmatación. Por otro lado, indica, existen otros retos tendentes, como en cualquier instalación de este nivel, a la optimización y mejora de los procesos ya implantados en aspectos como los equipamientos relacionados con la seguridad y los controles radiológicos.

Fuente:  diariode cor doba

Nuclenor remite al CSN documentación para la renovación de Garoña hasta 2031 que incluye un plan de trabajo

30 de septiembre de 2014

El titular de la central nuclear de Santa María de Garoña (Burgos), Nuclenor (50% Iberdrola y 50% Endesa), ha remitido al Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) la planificación de las actividades previstas para cumplir con la información y requisitos adicionales solicitados por el regulador atómico de cara a la renovación del permiso de operación de la planta, que quiere seguir produciendo electricidad hasta 2031.almacennuclear

Según han informado fuentes de Nuclenor, la documentación fue remitida al regulador atómico en la tarde de este lunes, mientras que fuentes del CSN han confirmado a Europa Press que han recibido la información requerida para su estudio por parte de los técnicos.

Esta documentación complementa la que ya remitió Nuclenor el 27 de mayo pasado junto con la solicitud de renovación presentada. Esta documentación incluye un plan de trabajo “detallado y completo” para cumplimentar adecuadamente la información adicional pedida por el organismo regulador en la Instrucción Técnica Complementaria (ITC) del 1 de agosto pasado.

El titular de Garoña considera que los requerimientos solicitados en la ITC para la renovación “son muy exigentes”, pero apunta que seguirá trabajando “en todas las áreas” prioritarias para mantener la central “en las mejores condiciones técnicas y de seguridad”.

El CSN aprobó el pasado 30 de julio una Instrucción Técnica Complementaria (ITC) sobre la documentación y los requisitos adicionales a la solicitud de renovación. El acuerdo del Pleno se logró por cuatro votos a favor y el voto contrario de la consejera Cristina Narbona. De este modo, el 1 de agosto se emitieron un voto particular contrario por parte de Narbona y otro voto particular, explicando el sentido favorable del mismo, por parte de otros tres consejeros del organismo.

REQUISITOS.

La nueva instrucción establecía nuevos requisitos agrupados en ocho áreas temáticas: los asociados a la actual situación de cese de operación; los relacionados con la operación a largo plazo; las inspecciones o pruebas para verificar aspectos funcionales o de integridad estructural de la vasija del reactor; las modificaciones de diseño derivadas de las lecciones aprendidas del accidente de Fukushima y de los resultados de las pruebas de resistencia europeas ante sucesos extremos mas allá de las bases de diseño, así como de las acciones para mitigar las consecuencias ante la pérdida de grandes áreas de la central como consecuencia de actos malintencionados.

Además, se refieren al análisis de seguridad de temas puntuales relacionados con el cumplimiento de la normativa técnica del CSN; aquellos relativos a factores humanos y organizativos; las verificaciones previas a la carga de combustible nuclear en el reactor, incluyendo las pruebas de arranque y las modificaciones de diseño identificadas por el CSN en 2009 pero no requeridas por el cese definitivo de explotación y, por último, otros temas específicos sobre el cumplimiento de otras instrucciones técnicas del CSN de ámbito general para todas las centrales nucleares en operación.

A este respecto, el CSN destaca los requisitos “más relevantes” que conllevan la necesidad de un análisis de los resultados de las inspecciones o la implantación de modificaciones de diseño antes de la carga de combustible, y que requieren apreciación favorable previa del CSN.

Entre los requisitos que el titular ha debido de incluir en su plan detallado de trabajo tenían que figurar la verificación del estado funcional y la integridad estructural de la vasija del reactor y de sus componentes y, en concreto, la inspección de la vasija del reactor con el objetivo de descartar defectos similares a los detectados en la central nuclear belga de Döel.

Además, establecer un programa de inspección y seguimiento de las penetraciones del fondo de la vasija del reactor, donde se sitúan los tubos-guía de los mecanismos de inserción de las barras de control. Igualmente, se deberá verificar el estado de los componentes internos de la vasija del reactor y el plan de inspección de las soldaduras circunferenciales de la misma.

En cuanto a las mejoras a raíz de las lecciones aprendidas tras el accidente de Fukushima y las pruebas de resistencia, la ITC aprobada por el pleno establecía que se deberán implantar algunas modificaciones de diseño, tales como un Centro Alternativo de Gestión de Emergencias (CAGE), como lugar seguro desde donde dirigir una situación de accidente severo; un sistema de venteo filtrado para despresurizar y mantener la integridad estructural de la contención, evitando mediante los filtros la emisión de radiactividad al exterior de la central.

Al mismo tiempo, tendrá que instalar equipos recombinadores de hidrógeno en el edificio del reactor para evitar explosiones de este gas e incorporar, en definitiva, “todos” los requisitos de las Instrucciones Técnicas Complementarias derivadas de Fukushima.

En cuanto a las modificaciones que el CSN identificó en 2009, durante la revisión periódica de seguridad de la central y del análisis de la normativa de aplicación condicionada que luego no fueron exigidas al titular a causa del cierre de explotación, figuran un nuevo sistema para el tratamiento y control de los gases radiactivos en los diversos recintos y estructuras de la contención en caso de accidente, que cumpla en su integridad con los requisitos de separación física entre sus diversos componentes (filtros y paneles de control).

También se reclaman mejoras en el aislamiento de la contención primaria, como la instalación de válvulas en diversas tuberías que atraviesan dicha contención, para su sellado en caso de un hipotético accidente. Al mismo tiempo, tendrá que aumentar la independencia de equipos y cables eléctricos que cumplan los criterios de separación física entre sistemas de seguridad y sistemas no relacionados con la seguridad.

Del mismo modo, deberá mejorar el sistema de protección contra incendios, mediante refuerzo de los equipos para la resistencia a sismos, instalación de compuertas cortafuegos y un nuevo trazado de los cables eléctricos y de control del sistema.

Por otro lado, el CSN expuso otros requisitos como las actualizaciones asociadas a la operación a largo plazo, como el Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento (PIEGE); el análisis de seguridad de temas específicos relacionados con el cumplimiento de diversas Instrucciones de Seguridad del CSN, en particular, la IS-30 (revisión 1 de 2013) sobre protección contra incendios.

El CSN pidó también entonces al titular de Garoña “otros temas técnicos específicos” solicitados por el regulador atómico a las centrales nucleares españolas en operación y que como la planta de Burgos estaba en situación de cese no tuvo que aplicar.

En la misma línea, se le requiere ahora otras actuaciones frente a accidentes severos para almacenar el agua contaminada y que refuerce la capacidad de extracción de calor residual en caso de pérdida de refrigeración total sobre el río Ebro; un plan de conservación de estructuras, sistemas y componentes durante el cese de explotación; un plan de formación del personal de explotación y un plan de restablecimiento de la capacidad técnica, en el marco de los factores humanos y organizativos.

Por último, la ITC pedía al titular verificaciones previas a la carga de combustible, correspondientes al programa de pruebas prenucleares y las pruebas de arranque.

Fuente: internet