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RECARGA DE UNA CENTRAL NUCLEAR

Hilo para conocer cómo se realiza una parada de recarga en una central nuclear, la secuencia de maniobras y las actividades más importantes de un reto organizativo que periódicamente pone a prueba a todos los profesionales nucleares.

INTRODUCIÓN
En una parada de recarga (en adelante recarga) se realizan del orden de 10.000 actividades y se contrata a más de 1.000 trabajadores adicionales. Explicaré las actividades más importantes y el objetivo de cada una de ellas, dejando el detalle para futuros hilos.

Puesto que existen algunas diferencias en la forma de realizar la recarga entre reactores de agua a presión (PWR) y agua en ebullición (BWR), salvo indicación contraria me referiré a los primeros, por ser los más abundantes en el mundo y en España (6 PWR frente a 1 BWR).

Los reactores PWR de Westinghouse (Almaraz, Ascó y Vandellós II) utilizan 157 elementos combustibles. Cada uno de ellos permanece tres ciclos de 18 meses en el reactor. En cada recarga se renueva algo más de un tercio, concretamente 64 elementos.

Una parada de recarga suele durar ente 30 y 40 días. El ciclo de operación entre recargas dura 12 meses en Trillo (Siemens), 18 meses en Almaraz, Ascó y Vandellós II (Westinghouse) y 24 meses en Cofrentes (General Electric).

OBJETIVOS DE LA RECARGA
En una recarga de una central nuclear se renueva un tercio de los elementos combustibles del núcleo del reactor, los usados se almacenan en la piscina el combustible y los dos tercios restantes se recolocan para optimizar el grado de quemado o consumo.

Unas semanas antes de la recarga se recepcionan los elementos combustibles nuevos, que se transportan en contenedores especiales alojados en camiones convencionales, pero con las adecuadas medidas de seguridad, que no explicaré por motivos evidentes.

Personal especializado y supervisado una persona con Licencia de Manejo de Combustible realiza la recepción de los contenedores, los sitúa en posición vertical, extrae cada uno de los elementos y los inspecciona antes de almacenarlos en seco. La dosis de radiación es muy baja.

En la recarga también se realizan miles de trabajos de mantenimiento, inspecciones y pruebas que no se pueden realizar con al central nuclear operando a potencia, así como decenas de modificaciones de diseño para mejorar la seguridad y el rendimiento de la planta.

PLANIFICACIÓN
Cada central nuclear dispone de un equipo de personas dedicada exclusivamente a la planificación de las recargas, aunque durante su ejecución se involucra toda la organización, realiando miles de tareas que deben realizarse sin interferencias y con seguridad.

PROCESO DE PARADA
Partiendo del 100% de potencia nuclear y eléctrica, se realiza una parada ordenada durante unas 12 horas. La parada del reactor se realiza introduciendo progresivamente las barras de control y aumentando la concentración de ácido bórico del circuito primario.

Tanto las barras de control como el ácido bórico son potentes absorbentes de neutrones, causantes de las fisiones de los núcleos de uranio que generan energía. Por tanto conforme se va reduciendo la población de neutrones, se reduce la potencia del reactor.

Además de ir parando equipos no necesarios a distintos niveles de potencia, cuando la potencia es del orden del 15% se realiza transferencia de la alimentación eléctrica de los equipos propios, pasando de alimentarse desde la propia central a alimentarse desde el exterior.

En torno al 5% de potencia se desacopla el alternador de la red eléctrica, dando comienzo oficialmente la recarga. Todavía faltan más de 100 horas para poder abrir la tapa de la vasija del reactor, pero las actividades comienzan a multiplicarse.

El equipo de operación ya ha comenzado a colocar en descargo los equipos que requerirán mantenimiento con un permiso de trabajo que autoriza una Licencia de Supervisor. En el descargo se prepara el equipo: se desenergiza, se aísla hidráulicamente y se drena si es necesario.

Mientras tanto continúa la parada de reactor: se terminan de insertar las barras de control hasta conseguir que el reactor sea subcrítico y comienza el enfriamiento y despresurización del circuito primario hasta alcanzar la presión atmosférica y una temperatura inferior a 60ºC.

La concentración de ácido bórico en el agua debe ser la suficiente (unas 2600 ppm) para asegurar que durante las maniobras de descarga y carga del núcleo los elementos combustibles no puedan alcanzar condiciones de criticidad y mantener una reacción en cadena.

ACTIVIDADES EN EL REACTOR
La brida y la tapa de la vasija del reactor se encuentra en el fondo de una cavidad recubierta de acero inoxidable, la llamada cavidad de recarga. Es similar a una piscina y está seca durante todo el ciclo de operación.

Una vez han pasado 100 horas desde la parada del reactor, suficiente para la desintegración de los productos de fisión de vida corta, se comienzan a distensionar los 58 pernos de más de 230 kg de la vasija por un equipo especializado y altamente cualificado.

Tras terminar de distensionar y desmontar los pernos, se extrae la cabeza de la vasija de más de 100 toneladas mediante la grúa polar. La maniobra de izado se realiza muy lentamente mientras sube el nivel de agua de la cavidad, un efectivo blindaje contra las radiaciones.

Toda la maniobra se realiza remotamente y ninguna persona sufre dosis mayores de las habituales en un área radiológica. El proceso coordinado de izado y de subida de nivel de agua finaliza cuando existen más de 7 metros de nivel sobre el combustible para garantizar el blindaje.

En este momento se traslada la cabeza de la vasija a su lugar de almacenamiento temporal. A continuación se extraen los internos superiores del núcleo, justo encima del combustible, y se depositan en su plataforma, siempre dentro del agua de la cavidad.

Un equipo de personas con Licencia de Manejo de Combustible otorgado por el CSN o un equipo especializado supervisado por una persona con licencia, realizará las maniobras de descarga del núcleo con una grúa manipuladora electroneumática y computerizada.

Un reactor PWR típico de Westinhouse tiene 157 elementos combustibles. Uno a uno, durante unas 40 horas, se extraen y depositan en un sistema de transferencia que los traslada al Edificio de Combustible, donde otra grúa los deja en su lugar en la piscina o en una zona reservada.

En esa zona reservada de la piscina se dejan los elementos de deben volver al núcleo porque todavía no han terminado sus tres ciclos de operación, junto con los 64 elementos combustibles nuevos. En ese momento se realiza el reordenamiento de dispositivos insertados.

Los elementos combustibles pueden contener barras de control (que duran varios ciclos), venenos consumibles (absorbentes neutrónicos) y tapones obturadores. El equipo de manejo de combustible distribuye estas inserciones en función del diseño del núcleo para el siguiente ciclo.

La maniobra de cambio de inserciones se realiza en la piscina de combustible, con una grúa manipuladora y siempre con el blindaje de más de 7 metros de agua por encima de los elementos combustibles.

El siguiente paso es la carga del núcleo, que se realiza de forma inversa a la descrita en la descarga. Uno a uno, los elementos se van trasladando al Edificio de Contención y la grúa manipuladora los va depositando en el núcleo. El proceso de carga suele durar unas 50 horas.

Posteriormente realiza el proceso inverso: se insertan los internos superiores del núcleo, se drena la cavidad de recarga, se deposita la cabeza de la vasija y se instalan los 58 pernos, cuyo apriete se realiza progresivamente con un par muy preciso.

MANTENIMIENTO CORRECTIVO Y PREVENTIVO
La mayor parte del mantenimiento en una central nuclear se realiza durante el ciclo de operación. Los equipos suelen tener otros redundantes, permitiendo su intervención. No obstante algunos equipos solo pueden ser intervenidos en parada.

A grandes equipos como las turbinas, el alternador, así como determinadas válvulas y bombas solo se les puede realizar mantenimiento y revisiones durante la parada, porque no tienen otros equipos redundantes.

Durante todo el ciclo se incorporan al Programa de Recarga las intervenciones que no se pueden realizar y que pueden ser aplazadas. Lógicamente sin un equipo necesario para la seguridad o la producción necesita ser reparado, se para la central para realizar el trabajo.

INSPECCIONES
El cumplimiento de los estándares de la industria así como la normativa internacional y nacional obliga a realizar inspecciones en todos los equipos, especialmente de seguridad, tarea que realiza un departamento específico ayudado en recarga por empresas externas.

Las inspecciones consisten en ensayos no destructivos como líquidos penetrantes, ultrasonidos, radiografías, gammagrafías, pruebas hidrostáticas, corrientes inducidas o termografías. Se inspeccionan válvulas, bombas, soldaduras, generadores de vapor, vasija del reactor, etc.

PRUEBAS DE VIGILANCIA
El principal documento que sirve para vigilar la seguridad de una central nuclear se denomina Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF). En él aparecen todos los equipos, sistemas y componentes (ESC) relacionados con la seguridad.

Las ETF señalan qué ESC deben estar disponibles en cada estado operativo, incluyendo parámetros de funcionamiento (presiones, temperaturas, niveles, potencia, etc.). Cualquier desviación obliga a tomar acciones, que en última instancia llevan a parar la central.

Todos los ESC tienen una frecuencia de verificación que se realiza con las Pruebas de Vigilancia de las ETF. Algunas pruebas se realizan durante cada turno, otras diariamente, cada varios días, semanalmente, mensualmente, trimestralmente o en cada parada de recarga.

Las Pruebas de Vigilancia son esenciales para verificar la operabilidad, es decir, son la garantía de que el ESC funcionará en caso de ser necesario. Por tanto toda la organización es consciente de que se deben realizar con la máxima minuciosidad e integridad profesional.

Las pruebas más destacables son las de los sistemas de seguridad, como los generadores diésel de emergencia o la inyección de seguridad, que actuaría en caso de un accidente de rotura del sistema de refrigeración del reactor, uno de los más graves postulados.

Algunas de estas pruebas duran varias horas e involucran a decenas de personas, por tanto requieren de un notable esfuerzo de coordinación, siempre liderado por el personal con licenciade operación desde la Sala de Control.

MODIFICACIONES DE DISEÑO
Durante todas las recargas se implementan decenas de modificaciones de diseño, unas muy pequeñas y otras enormes: renovación de equipos, mejoras en instrumentación, ajustes basados en la experiencia operativa o adaptación a nuevas normas.

Las modificaciones de diseño pueden estar relacionadas con la seguridad o no relacionadas con ella. Las primeras deben cumplir todos los estándares de seguridad nacionales e internacionales, así como superar un estricto análisis de riesgos. Este proceso suele durar varios años.

Las modificaciones de diseño tienen tal magnitud que todas las centrales nucleares disponen de un equipo de personas dedicadas exclusivamente a su diseño y análisis, así como otras dedicadas a su implementación, además de una importante partida del presupuesto de gastos.

Las modificaciones de diseño que no interfieren en la operación de la planta se instalan durante el ciclo, pero la mayor parte se instala durante la parada, según el programa de recarga y en coordinación con el resto de actividades.

PROCESO DE ARRANQUE
Una vez finalizadas todas las actividades del programa de recarga comienza el proceso de arranque de la central. El primer paso es conseguir las llamadas CONDICIONES NOMINALES: la presión y temperatura adecuadas en los circuitos primario y secundario.

El circuito primario se va calentando, en parte por el calor residual de los 2/3 de elementos combustibles ya usados, pero sobre todo por el efecto de las bombas del refrigerante del reactor, que al batir el agua la calientan por rozamiento.

Al mismo tiempo se va subiendo la presión gracias a las resistencias instaladas en el presionador. Cuando se alcanzan los 157 kg/cm2 y unos 290ºC, se considera que el reactor está preparado para su arranque.

El equipo de Tecnología del Núcleo prepara un programa en el que establece a qué concentración de boro y en qué posición de barras de control será crítico el reactor. Los operadores disminuyen la concentración de boro y extraen barras hasta conseguir dicha situación.

El reactor es crítico cuando la reacción en cadena es autosostenida, es decir, cuando los neutrones liberados en las fisiones generan nuevas fisiones y nuevos neutrones, manteniendo estable la población neutrónica y la potencia nuclear.

Mientras tanto se va calentando el circuito secundario con vapor procedente de los generadores de vapor. Cuando se alcanzan las condiciones nominales, se sube potencia del reactor hasta un 5% aproximadamente y se comienza a rodar la turbina con vapor.

Tras realizar varias pruebas de seguridad y alcanzar las 1500 revoluciones por minuto rodando en vacío, se sube ligeramente la potencia del reactor, se sincroniza el alternador en tensión y frecuencia con la red eléctrica y se acopla a ésta, dando por finalizada la recarga.

El resto del aumento de potencia se realiza a un ritmo muy bajo, en torno a 1 MW/minuto, se van arrancando progresivamente equipos y se detiene la subida para realizar ajustes en la instrumentación de potencia nuclear, hasta finalmente alcanzar el 100% dos días más tarde.

SEGURIDAD EN PARADA
El objetivo de una recarga es realizar el cambio de combustible y el resto de actividades con la máxima seguridad, tanto laboral como nuclear. En el primer caso se cumple con la normativa aplicable y el objetivo es cero accidentes laborales con baja médica.

En seguridad nuclear, se vigilan las Funciones Críticas de Seguridad en Parada:
1. Extracción calor residual del núcleo.
2. Control de inventario de agua del primario.
3. Disponibilidad eléctrica.
4. Control de la reactividad
5. Edificio de Contención.
6. Piscina de combustible.

El mayor riesgo durante una parada está en torno al combustible usado, del que se debe asegurar su refrigeración y subriticidad, y que debe ser manejado siempre por personal cualificado y cumpliendo estrictamente con todos los procedimientos y normas.

Si el combustible no fuera convenientemente refrigerado, calentaría el agua hasta hacerla hervir y aumentaría su propia temperatura hasta alcanzar la fusión (fundición del material, no fusión nuclear), provocando su degradación y la liberación de material radiactivo.

Un equipo se encarga de planificar todas las actividades de recarga para cumplir con las funciones críticas, un comité se encarga de supervisarlas diariamente y el Jefe de Turno es responsable de su vigilancia y de tomar las acciones necesarias para cumplirlas.

Para cada función existen medidas de seguridad o equipos necesarios y otros alternativos. En caso de no disponer de uno de ellos por mantenimiento o avería, es necesario realizar un plan de contingencia previamente aprobado por un comité multidisciplinar de expertos.

DOCUMENTACIÓN
La instrucción IS-02 del @CSN_es requiere la presentación de una serie de documentos sobre la Recarga: Informe de Seguridad, Informe de Planificación, Programa General de Actividades, información durante la parada e Informe Final.

El Informe de Seguridad debe especificar el tipo de combustible, el enriquecimiento y grado de quemado de cada elemento, la posición de los venenos (absorbentes neutrónicos) y de las fuentes secundarias, además de los parámetros de operación previstos durante el siguiente ciclo.

El Programa General de Actividades debe contener las principales actividades que constituyen el camino crítico (aquéllas cuya demora retrasaría la recarga), las relacionadas con la seguridad nuclear y con la seguridad en parada.

Además el CSN recaba información sobre las actividades de mantenimiento, el plan de inspección del combustible usado, los programas de pruebas especiales, las pruebas de arranque y las dosis previstas a los trabajadores.

El Informe Final deberá realizar un resumen de las actividades más importantes, con mención especial a las desviaciones del programa, a los resultados obtenidos en las pruebas y a las incidencias más importantes.

REFERENCIAS
📖IS-02 del CSN, sobre documentación de actividades de recarga en centrales nucleares goo.gl/4Q1L74
📖ETF estándar PWR de Westinghouse: nrc.gov/docs/ML1210/ML…
📖Operaciones y actividades de recarga en CCNN. Revista Alfa nº38 del CSN csn.es/documents/1018…

Fe de errores: ESC es el acrónimo de Estructuras, Sistemas y Componentes.