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SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

N º 3 6 0 • M A R Z O 2 0 1 5

Nuclear EspañaLA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SECTOR NUCLEAR

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N º 3 6 0

Nuclear EspañaLA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SECTOR NUCLEAR

COMBUSTIBLEJuan Carlos

LENTIJODirector de la

División de Ciclo de Combustible Nuclear

del OIEA

Juan Carlos

Nº 360. MARZO 2015

Nuclear EspañaCampoamor, 17, 1.° - 28004 MADRID

Tels.: 91 308 63 18/62 89Fax: 91 308 63 [email protected]

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COMISIÓN DE COMUNICACIÓNPresidente: Eugeni VIVES LAFLOR.Vocales: Alfonso BARBAS ESPA, José Luis ELVIRO PEÑA, Montse GODALL VIUDEZ, Piluca NÚÑEZ LÓPEZ, Matilde PELEGRÍ TORRES y Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ

COMISIÓN DE PROGRAMASPresidente: Jesús FORNIELES REYES.Vocales: Carlos GÓMEZ RODRÍGUEZ, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Ángel LOPERA, Adrián LÓPEZ MADRONES, Santiago LUCAS SORIANO, Alfonso VINUESA CARRETERO, Luis YAGÜE MUÑOZ y José María ZAMARRÓN CASINELLO.

COMISIÓN DE REDACCIÓN DE LA REVISTAPresidente: Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ.Vicepresidenta: Ángela CORTÉS MARTÍN.Vocales: Miguel BARREIRO BUGALLO, Daniel DE LORENZO MANZANO, Kevin FERNÁNDEZ COSIALS, Manuel FERNÁNDEZ ORDOÑEZ, Eugenio GIL LÓPEZ, Gonzalo JIMÉNEZ VARAS, Miguel Ángel MILLÁN LÓPEZ, Matilde PELEGRÍ TORRES, José Cesar QUERAL SALAZAR, José RIBERA MORENO, Miguel Angel RODRÍGUEZ GÓMEZ, Carmen ROIG BARREDA y Carmen VALLEJO DESVIAT.

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, Francisco GONZÁLEZ TARDIU, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Fernando LEGARDA, Francisco MARTÍN-FUERTES HERNÁNDEZ, Juan Antonio MUÑOZ SÁNCHEZ, Luis ULLOA ALLONES, Fernando VEGA FERNÁNDEZ y José VICENTE ZURIAGA RODRÍGUEZ.

COMISIÓN DE TERMINOLOGÍAPresidente: Alfonso DE LA TORRE FERNÁNDEZ DEL POZOVocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo ANTOLÍN ÁLVAREZ, José COBIÁN ROA, Pedro GONZÁLEZ ARJONA, Luis PALACIOS SÚNICO y Ramón REVUELTA LAPIQUE.

COMISIÓN JÓVENES NUCLEARESPresidente: Alfonso VINUESA CARRETEROVicepresidente: José GARCÍA LARUELOVocales: Alfonso BARBAS ESPA, Pablo FERNÁNDEZ ARIAS, Miguel Kevin FERNÁNDEZ COSIALS, Alberto FORONDA DELGADO, Pablo GARCÍA GARCÍA, Nuria MORAL FERNÁNDEZ, Claudio NOGUERA PEREIRO, Alejandro PALACIO ALONSO, Patricia RUBIO OVIEDO, Rafael SÁNCHEZ FERNÁNDEZ y Cristina YOLANDA RODRÍGUEZ.

COMISIÓN WINPresidenta: Matilde PELEGRÍ TORRES.Vicepresidenta: Mª Luz TEJEDA ARROYO.Secretaria General: Elvira TEJEDOR GARCÍA.Portavoz: Marisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ.Tesorera: Trinidad PÉREZ ALCAÑIZ.Vocales: Paloma CASTRO LOBERA, Eva María CELMA GONZÁLEZ-NICOLÁS, Alegría MONTORO, Mª Luisa PÉREZ-GRIFFO COCHO, Marta RODRÍGUEZ, Amparo SOLER MARTÍNEZ Y Mª Eugenia VEGA ANTOLÍN.

COMITÉ ORGANIZADOR 41ª REUNIÓN ANUALPresidente: Francisco GARCÍA ACOSTAVicepresidenta: Amalia BALTAR Secretario: Pío CARMENATesorero: Pedro ORTEGA PRIETOPresidenta del Comité Técnico: Eva María CELMA GONZÁLEZ-NICOLÁSVocales: Jesus CRUZ HERAS, José Luis ELVIRO PEÑA, Francisco GONZÁLEZ DE LA PEÑA, Francisco José GUTIÉRREZ, Raquel OCHOA VALERO, Enrique PASTOR CALVO, Matilde PELEGRÍ TORRES, Francisco Javier VILLAR VERA y Eugeni VIVES LAFLOR

COMITÉ TÉCNICO 41ª REUNIÓN ANUALPresidenta: Eva María CELMA GONZÁLEZ-NICOLÁSSecretaria Técnica: Lola PATIÑO RAMOSVocales: Alfredo BRUN JAÉN, Patricia CUADRADO GARCÍA, Elena DE LA FUENTE ARIAS, Daniel DE LORENZO, Alberto ESCRIVÁ CASTELLS, Laura GALA DELGADO, Ángel GARCÍA BUENO, José GARCÍA LARUELO, Andrés GÓMEZ NAVARRO, Marisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ, Claudia LÓPEZ DEL PARA, José Enrique MARTÍN GARCÍA, Aldara MARTÍNEZ ASENSIO, Ricardo MORENO ESCUDERO, Rafael RUBIO MONTAÑA, Francisca SALESA ANDRÉS y Eduardo SERRA SINTES.

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

ENTIDAD DE UT I L IDAD PÚBL ICA

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LA RE VISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SEC TOR NUCLEAR

SUMARIO

4 EDITORIAL 5 INTRODUCCIÓN

7 ENTREVISTA Juan Carlos LENTIJO. Director de la División de Ciclo de Combustible Nuclear del OIEA.

13 COMBUSTIBLE 13 Gestión del ciclo de combustible por las empresas eléctricas y centrales nucleares españolas. Grupo de Combustible de Unesa 19 Programa de Vigilancia de Combustible PWR en España. Francisco Culebras, Juan Carlos Martínez Murillo, Manuel Quecedo y Cristina Muñoz-Reja 27 Gestión de la deformación de canales en la central nuclear de Cofrentes. Manuel Albendea, Pablo J. García, Javier Iglesias y Rubén Mascarell 32 Mejora de la fiabilidad del combustible en Enusa. Sylvia Choithramani y Manuel Quecedo 35 Nuevos diseños de combustible Areva: aumento de fiabilidad, márgenes operativos y eficiencia del funcionamiento Pierre Mollard, Nico Vollmer, Florin Curca-Tivig, Steve Cole y Henry-Pierre Louf 40 OPTIMA3 - when flawless fuel performance becomes a reality Jeremy King, Ulf Benjaminsson, Uffe Bergmann & Lars Hallstadius 43 El papel de las herramientas avanzadas de cálculo y simulación en la evolución del combustible. Cristina Muñoz-Reja, Alberto Cerracín y Ricardo Corpa 48 Experiencia de Areva en servicios de combustible para PWR y BWR. Isabelle Morlaes 53 ENSA, cargando contenedores: la experiencia operativa como base de un futuro vital. Hugo García Merino y Álvaro Soto

57 ASAMBLEA GENERAL DE LA SNE 2015

74 LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 40ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE

74 COMBUSTIBLE: Un nuevo procedimiento para el fraccionamiento de uranio. Eduardo Costas, Beatriz Baselga y Francisco Tarín 80 SECCIONES FIJAS

La SNE permite la reproducción en otros medios de los resúmenes de los artículos publicados en NUCLEAR ESPAÑA, siempre que se cite al principio del texto del resumen reproducido su procedencia y se adjunte un enlace a la portada del sitio web www.sne.es, así como también el nombre del autor y la fecha de publicación. Queda prohibida cualquier reproducción o copia, distribución o publicación, de cualquier clase del contenido de la información publicada en la revista sin autorización previa y por escrito de la SNE. La reproducción, copia, distribución, transformación, puesta a disposición del público, y cualquier otra actividad que se pueda realizar con la información contenida en la revista, así como con su diseño y la selección y forma de presentación de los materiales incluidos en la misma cualquiera que fuera su finalidad y el medio utilizado para ello, sin la autorización expresa de la SNE quedan prohibidos.NUCLEAR ESPAÑA no se hace responsable de las opiniones expresadas por los autores.

EDITORIALA comienzos de los años 70, debido a

la crisis del petróleo del año 1973, los planes de construcción de centrales nu-cleares se intensificaron, y muchos paí-

ses, entre los que se encontraba España, desarro-llaron planes energéticos a largo plazo en los que la energía nuclear tenía un papel predominante. En este contexto, surgió la necesidad de contar con un suministro del combustible nuclear que fuera fiable, seguro, económico y de calidad.A lo largo de estas décadas el combustible nu-clear ha tenido una evolución continua, incorpo-rando avances tecnológicos fiables y seguros que han permitido satisfacer las necesidades deriva-das de la mejora del rendimiento energético del ciclo operativo de las centrales.Los avances tecnológicos se han producido tanto en la mejora de los materiales, para mantener la integridad cuando se les somete a irradiación, como en realizar diseños de elementos de com-bustible que incrementan el intercambio de calor entre estos y el refrigerante.Estos diseños avanzados de elementos de com-bustible mantienen los límites de seguridad que garantizan la integridad del combustible, permi-tiendo a la vez el alargamiento de los periodos entre recargas. Esto ha significado una reducción de los costes de operación de las centrales simul-táneamente a un incremento de la robustez del combustible.Fruto de esta evolución inducida por las mejoras tecnológicas podemos decir que la situación en la actualidad es de una gran madurez, fiabilidad y confianza en los nuevos diseños.España en su momento apostó por el ciclo abierto de combustible. En este proceso los elementos de combustible usados durante los ciclos operativos de diseño se almacenan íntegros de manera pro-visional en las propias piscinas de las centrales nucleares para permitir su decaimiento térmico y radiactivo, confinado y seguro. Al cabo de un pe-riodo de tiempo de almacenamiento pueden ser trasladados de forma segura, mediante contene-dores especiales de alta tecnología, a los almace-nes temporales individuales (ATI). En un futuro, está previsto que puedan ser enviados al almacén temporal centralizado (ATC), actualmente en fase de diseño.El proceso puede ser reversible, puesto que en ninguna de estas fases el elemento de combusti-ble es modificado y deja abierta la posibilidad de ser reprocesado en un futuro. El reprocesado es una técnica conocida y empleada en otros países que consiste en extraer isótopos fisionables del combustible gastado. Al descargarse del reactor el combustible usado contiene alrededor de 0,8 % de 235U sin quemar, 94,3 % de 238U y 4,9 % de productos de fisión e

isótopos radiactivos formados en el reactor, entre los que se incluyen alrededor de un 1 % de una mezcla de diferentes isótopos del plutonio. En el reprocesado se separan el uranio no consumido y el plutonio formado del resto de los componentes para su utilización posterior en la fabricación de nuevo combustible. Los combustibles reelaborados se conocen con el nombre de MOX, que es la abreviatura de mezcla de óxidos: uranio natural, uranio reprocesado y plutonio. Estas operaciones de reprocesado se pueden realizar en instalaciones nucleares de Francia y Reino Unido (estos países, de hecho, utilizan MOX en algunas centrales nucleares) y en menor medida en Rusia e India. También Chi-na planea esta posibilidad.El uranio es un elemento abundante y diversifi-cado en la naturaleza y se encuentra distribuido en 21 países, en su mayoría geopolíticamente estables. El 63 % lo aporta Kazajistán, Australia y Canadá y en los últimos años Kazajistán ha incrementado la producción en un 7,6 % aproxi-madamente entre 2010 y 2012. Las técnicas de exploración del uranio han evo-lucionado durante estos últimos años y donde antes era posible encontrar depósitos a menos de 100 metros de profundidad, ahora se encuentran a 500 metros. Además, los sondeos que antes se hacían a unos centenares de metros ahora se ha-cen a dos kilómetros de profundidad.Las técnicas mineras también han evolucionado mucho haciendo que la lixiviación in situ se haya convertido en la técnica más importante de la actualidad. Un 45 % de la producción mundial de uranio se realiza por este método, situándose por encima de las técnicas habituales de minas subte-rráneas y de cielo abierto.Como resultado de estas mejoras de prospección y extracción, según el último informe de sep-tiembre de 2014 publicado por la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la OCDE y el OIEA, las reservas identificadas de uranio totales se han incrementado en un 7,6 % desde el año 2011. Si consideramos las necesidades del año 2012, estas reservas son suficientes para el suministro de uranio a todas las centrales del mundo más allá de 120 años lo que supone ocho años adicionales a las previsiones anteriores.El desarrollo de nuevos reactores y el impulso de tecnologías más avanzadas, así como el re-procesamiento del combustible usado, permitirá que haya más disponibilidad de uranio a largo plazo, de tal forma que las predicciones sitúan esta disponibilidad en un horizonte de muy larga duración.Por otra parte, el combustible nuclear tiene un gran valor estratégico en el coste del kilovatio ho-ra producido por tener una menor incidencia en

el coste final y contribuir así a la estabilidad de costes. En el caso del carbón el coste del combus-tible representa un 50 % del coste de generación, en el gas un 75 %, en el petróleo un 67 % y en la energía nuclear un 12 %. De este 12 % aproxima-damente el 45 % se debe a la extracción del ura-nio, el 42 % al enriquecimiento y conversión y un 13 % a la fabricación del elemento de combustible.Si consideramos el torio (Th) como alternativa al uranio como combustible nuclear, nos encontra-mos con un elemento que es más abundante en la Tierra que el uranio, aunque la tecnología para utilizarlo como combustible nuclear se encuentra aún en desarrollo. Las investigaciones para la posible utilización se están realizando en India, Estados Unidos y Canadá. El fundamento se encuentra en la transforma-ción nuclear del Torio-232 que es un isótopo de muy baja probabilidad de fisión, en otro isótopo como el Uranio-233 que es fisionable en reactores nucleares. Esta transformación nuclear podría llevarse a cabo en reactores especiales denomina-dos reactores rápidos debido al espectro energéti-co de los neutrones. La utilización del torio representa ventajas frente al uranio ya que es un recurso abundante, produ-ce pocos elementos transuránicos de vida larga y reduce los residuos en general. No obstante tiene inconvenientes como el alto coste de fabricación del combustible por la alta radiactividad del Ura-nio-233 y la creación, en sus reacciones de fisión, de elementos emisores de partículas alfa que difi-cultan el manejo del ciclo.La Sociedad Nuclear Española considera que el combustible nuclear es un elemento fundamental para la generación de energía eléctrica y que su contribución en el proceso global de la operación de las centrales nucleares es altamente eficiente, segura y fiable.La energía eléctrica de origen nuclear tiene un largo recorrido, tanto en las plantas que están operando actualmente como en las que se están construyendo y en las posibles tecnologías de futuro, y ello es posible, entre otras razones, por las características del combustible nuclear: ro-bustez de diseño, alto rendimiento energético, una incidencia en el coste del kilovatio hora pro-ducido estable y poco sensible a los precios de la extracción del mineral, abundancia y diversidad de los recursos naturales, gestión adecuada de los elementos combustible usados, disponibili-dad de técnicas de reprocesado y posibilidad de utilización en el futuro de otros elementos muy abundantes en la naturaleza como el torio.

El combustiblE, ElEmEnto fundamEntal dE la EnErgía nuclEar

4 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2015

Junta Directiva ■

INTRODUCCIÓN

NUCLEAR ESPAÑA marzo 2015 5

La gestión del ciclo de combustible tanto en su parte inicial (Front End) como la parte final (Back End) es una actividad fundamental en la explotación de

las centrales nucleares españolas. Esta labor comprende multitud de fases desde la gestión minería del uranio hasta la disposición del combustible gastado.

Tal gestión del ciclo de combustible tiene tareas y ob-jetivos que son de interés común a todas empresas ex-plotadoras, y éstas se abordan de forma conjunta desde el Grupo de Combustible de Unesa. Estos temas son de diferente índole como la fiabilidad del combustible, aspectos económicos, la gestión del combustible nuclear gastado, actividades de I+D+i y temas de termohidráuli-ca y análisis de transitorios.

La característica principal que debe presentar el com-bustible nuclear es una excelente fiabilidad, ello tanto por razones técnicas y de seguridad así como por otras de índole económico. Para alcanzar esta fiabilidad, en el año 2000 se creó el Programa de Investigación Coordi-nada (PIC) participado por CNAT, ANAV y Enusa, para el combustible suministrado por ésta en plantas PWR. En él se monitoriza el comportamiento del combusti-ble, se analizan las inspecciones realizadas y los fallos ocurridos, y se optimizan los cambios de diseño con el objetivo de favorecer el comportamiento del combustible e identificar áreas de mejora a futuro.

En el caso de los BWR, no sólo el elemento combustible debe presentar un comportamiento fiable, sino también los canales, los cuales tienen una implicación importante en la seguridad de funcionamiento del núcleo, en espe-cial su deformación, ya que estos elementos proporcio-nan la necesaria separación hidráulica entre elementos y además la separación mecánica para los elementos de instrumentación y lo más importante para la correcta inserción de las barras de control. Para ello CN Cofren-tes está efectuando un extenso programa para conocer y mitigar las consecuencias causadas por la deformación de canales de combustible irradiados.

Para conseguir la máxima fiabilidad, el fabricante de combustible necesita implantar programas de segui-miento de la experiencia operativa y el análisis de la causa raíz de los fallos en los que incurran los elementos combustibles. Enusa desarrolla esta actividad a través del Grupo de Fiabilidad de Combustible que examina y analiza el funcionamiento del combustible y sus fallos funcionales, y propone proyectos en las áreas de mejora identificadas.

Fruto de estas experiencias operativas, los programas de fiabilidad y programas de I+D+i, nuevos diseños de combustible nuclear están siendo desarrollados por los principales suministradores. Los nuevos diseños de Areva tanto para plantas PWR como BWR (llamados GAIA y ATRIUM11, respectivamente) presentan mejoras con respecto a los actuales en temas como un superior com-portamiento mecánico y termohidráulico, una mejorada respuesta a condiciones sísmicas, una elevada resisten-cia a la degradación/fretting y una mayor capacidad de

quemado con un mejor rendimiento del combustible. Estas mejoras están basadas en la incorporación de nue-vos materiales y nuevos diseños de sus componentes (pellets, rejillas y toberas). Es importante destacar que estos diseños ya están siendo probados en programas de test LTA tanto en EE UU como en Europa. Areva participa además en programas de I+D para el diseño de elementos combustibles con una elevada tolerancia a los accidentes (E-ATF) que utilizarán materiales avanzados o compuestos.

Por su parte, Westinghouse, con su nuevo diseño Optima-3 presenta mejoras en su combustible BWR con nuevos diseños de rejillas y filtros, y materiales, como el utilizado en los canales. Estas mejoras proporcionarán un comportamiento más fiable ya que inciden en los principales retos de los combustibles actuales. Este nue-vo diseño está siendo probado en varias centrales y los resultados verificarán los avances introducidos en este nuevo diseño.

En paralelo con la evolución de los combustibles y apro-vechando la madurez actual y sin precedentes de los métodos numéricos y de las capacidades de cálculo, se ha progresado también en el desarrollo y aplicación de herramientas avanzadas de análisis y simulación en la ingeniería de combustible. Estas herramientas que pueden ser utilizadas de forma acoplada para analizar distintos fenómenos interrelacionados, son capaces de predecir con precisión el complejo comportamiento del combustible a lo largo del ciclo permitiendo la optimi-zación del diseño del combustible y de los núcleos en los que opera. Enusa dispone de estas capacidades para su aplicación en la ingeniería de combustible.

El combustible nuclear tiene asociados una serie de ser-vicios que le son propios y que van desde los servicios in situ realizados físicamente a los elementos combustibles en planta, los servicios de ingeniería tanto en temas de seguridad y estudios de optimización de recargas así co-mo servicios asociados a la fabricación de combustible. Sirva como ejemplo las capacidades exhibidas por Areva en todas estas áreas, con una exhaustiva relación de las mismas.

Adicionalmente, una vez el combustible ha sido utiliza-do en el núcleo, enfriado una serie de años en las pisci-nas, se extrae y almacena en seco en contenedores. La operativa de este servicio requiere de una tecnología, ex-periencia y precisión perfectas para la conservación del combustible de forma segura. ENSA ejemplifica el pro-ceso de carga de contenedores y describe las capacida-des en este campo que ha generado en los últimos años.

En conclusión, el combustible, como núcleo de la opera-ción de las centrales, debe presentar un comportamiento fiable y seguro, que se fundamenta en diseños robustos con un funcionamiento optimizado, equipos de inge-niería y servicios altamente cualificados y una gestión eficiente de todo el ciclo de combustible, desde su fabri-cación y operación hasta su disposición última.

la gEstiÓn dEl combustiblE

Comisión de Redacción de la Revista ■

Juan Carlos LentijoDirector de la División de Ciclo de Combustible Nuclear del OIEA

Juan Carlos Lentijo es Ingeniero Industrial por la Universidad Politécnica de Madrid, en la especialidad de Técnicas Energética. Su formación se ha completado con curos en tecnologías nucleares en Ciemat, Tec-natom, MIT (EEUU) y SCK-CEN (Bélgica), entre otros. Es también diplomado en Ges-tión y Administración de Empresas por el Instituto de Empresa.Inició su trayectoria profesional en 1982, en Empresarios Agrupados, como ingeniero de proyectos para las centrales nucleares de Cofrentes y Valdecaballeros.En 1984 ingresó en el Consejo de Seguri-dad, donde desempeñó diversas responsa-bilidades. En 2003 fue nombrado director Técnico de Protección Radiológica del or-ganismo regulador español.En junio de 2012 se incorporó al Organis-mo Internacional de Energía Atómica, en Viena, donde en la actualidad presta servi-cio como director de la División de Ciclo de Combustible Nuclear y Tecnología de Residuos.

La gestión del combustible nuclear es una actividad que sobrepasa las fronteras. Uno de los referentes internacionales más importantes en la producción de energía nuclear es el Organismo Internacional de Energía Atómica, siendo el español Juan Carlos Lentijo el actual director de la Di-visión de Ciclo de Combustible Nuclear y Tecnología de Residuos.Nuestro entrevistado, que cuenta con más de 32 años de experiencia profesional, ha tenido una actividad especialmente rele-vante en las misiones del OIEA que eva-lúan las consecuencias del accidente ocu-rrido en la central japonesa de Fukushima.Con él analizamos la actualidad del Or-ganismo de Viena, los nuevos modelos de reactores o los planes para la construcción de un banco de combustible.

El OIEAEl organismo de Viena es, sin duda, el referente en materia de producción y segu-ridad nuclear, y cuenta con profesionales españoles en puestos relevantes de su organización.

Sin embargo, parece que la presencia de las empresas en los organismos inter-nacionales, para dar a conocer sus capaci-dades, es escasa.

¿Coincide con esta afirmación? En ese caso, ¿qué acciones deben poner en mar-cha las compañías del sector nuclear con el fin de ser mejor conocidas en estas instituciones?

Debo comenzar reconociendo que no me considero un experto en lo que se refiere a la participación internacional de las empresas españolas. En todo ca-so, desde un punto de vista personal, pienso que en general la presencia in-ternacional de las empresas españolas del sector nuclear es razonable y está ajustada a la dimensión y caracterís-ticas propias del programa nuclear español, con un parque en reducción desde hace algunos años. España no tiene un suministrador principal de tecnología de reactores de potencia. Sin embargo, algunas de las caracte-

ENTREVISTA


rísticas del desarrollo de este progra-ma le hacen relativamente atractivo en algunos contextos internacionales. Me refiero, por ejemplo, a los buenos resultados obtenidos en general en la operación de las instalaciones, pero también a la fabricación de equipos y componentes de las centrales, inclui-dos los equipos principales del NSSS o el combustible, o los servicios asocia-dos a la operación y el mantenimiento de las instalaciones. También se debe destacar el desarrollo asociado a la gestión de los residuos radiactivos y el desmantelamiento.

En todo caso, creo que se deben considerar algunos matices de inte-rés asociados a esta pregunta. Cuando hablamos de presencia internacional de las empresas, creo que debe dis-tinguirse claramente entre el negocio nuclear internacional y los organismos internacionales como el OIEA. La re-presentación en el OIEA corresponde a las organizaciones institucionales na-cionales de sus países miembros y no a las empresas. Además, hay que tener en cuenta que en sus actuaciones, in-cluidas las de promoción de los usos de la energía nuclear, el OIEA debe velar por no promover o promocionar tecnologías o servicios específicos de interés comercial. En todo caso, en este marco de neutralidad, las empresas pueden aún jugar un papel relevante. En este sentido, es habitual ver como muchas compañías del sector nuclear participan en proyectos del organis-mo, por ejemplo para prestar asisten-cia técnica a través de las consulto-rías o los proyectos coordinados de investigación. También es habitual ver como empresas del sector nuclear par-ticipan en algunos grandes eventos, como los que se organizan cada año en el entorno de la conferencia general o las conferencias internacionales. No cabe duda de que esta participación genera oportunidades que pueden tener cierta trascendencia en la pro-yección comercial internacional de las empresas, pues son un mecanismo que favorece el conocimiento de las necesidades de potenciales clientes en mercados de todo el mundo. Aunque quiero insistir que las relaciones co-merciales están al margen de la actua-ción del OIEA.

En un mundo cada vez más globalizado, y con creciente presencia de las economías emergentes, ¿qué papel tiene el OIEA en este nuevo marco internacional? Las funciones del OIEA están defini-das en su Estatuto, e incluyen tanto los aspectos de no proliferación y de gestión del mecanismo de control de salvaguardias como la promoción de los usos de las tecnologías nucleares y de los regímenes de seguridad física y tecnológica asociados.

En mi opinión, los organismos in-ternacionales, y el OIEA en particu-lar, son uno de los instrumentos esen-

ciales de la globalización; una forma de promover que ésta llegue a todas las partes y favorezca el desarrollo equilibrado y sostenible de la comu-nidad internacional. En el caso del OIEA, más allá de su papel en la ges-tión del sistema de control de salva-guardias nucleares, que sigue vigente y aún más esencial en este mundo globalizado, sus funciones de promo-ción de las aplicaciones nucleares y la seguridad física y tecnológica necesa-rias constituyen un instrumento muy eficaz al servicio de la globalización equilibrada y sostenible y, sobre todo, de la transferencia tecnológica y de conocimiento.

lOS nuEVOS rEACtOrESlos reactores modulares pequeños, cono-cidos por sus siglas inglesas SMr, cons-tituyen una vía para la incorporación de nuevos países a la energía nuclear.

Mientras en Estados unidos su desarro-llo está promovido por el Gobierno, países de Europa del Este y de Asia están poten-ciando esta tecnología.

¿Cuál es su opinión sobre el futuro, a corto y medio plazo, de los SMr?El futuro de los denominados SMR está ligado a factores internos y ex-ternos a su desarrollo. Empezando por los últimos, resulta obvio que la demanda será necesariamente el fac-tor clave para la futura implantación de los SMR. Por otro lado, el propio desarrollo de estos sistemas puede proponer soluciones tecnológicas y económicas que ayuden a percibirlos

como una ventaja respecto de otras tecnologías de generación.

Como en cualquier otro sistema nuclear de generación eléctrica, las claves para su desarrollo incluyen as-pectos relacionados con la tecnología, la economía y el modelo de financia-ción asociados, la seguridad tecnoló-gica y física, la no proliferación y por supuesto la sostenibilidad ambiental.

En la actualidad son muchos los conceptos de SMR y los proyectos para su desarrollo. Algunos diseños no son muy diferentes de los modelos avanzados para centrales de mayor potencia, que están ya disponibles; mientras que otros apuntan a una mayor innovación tecnológica. Es-tos diseños más innovadores están en una fase relativamente inicial de desarrollo, por lo que es de esperar que su aplicación no sea posible hasta al menos el medio plazo, en torno a 2025-2030. La potencia nominal tam-bién varía sustancialmente de unos diseños a otros, desde unas decenas hasta varias centenas de megavatios. En este contexto, quizás el principal denominador común a todos ellos sea la modularidad. La idea es que los SMR podrán ser fabricados en se-rie, con la mayoría de sus sistemas y componentes fabricados e instalados directamente en las factorías de los suministradores, para su transporte al emplazamiento elegido.

Los SMR pueden resultar atracti-vos en determinadas condiciones, en especial como complemento a otras


ENTREVISTA

La representación en el OIEA corresponde a las organizaciones institucionales nacionales de sus países miembros y no a las empresas.

tecnologías de generación eléctrica, incluidas las renovables, y en deter-minados contextos socioeconómicos y geográficos. La financiación de su construcción será otro aspecto clave a considerar. A este respecto, si se pierde la economía de escala asociada a los grandes reactores, la compensa-ción tiene que venir de la modulari-dad y su impacto en la reducción de los costes de la inversión del capital inicial y su financiación. Esto per-mitiría acortar los plazos de cons-trucción, que también están jugando un papel esencial en las necesidades de financiación de los proyectos nu-cleares antes de obtener ingresos en su operación. La fabricación en serie puede además permitir la ampliación modular de instalaciones ya en fun-cionamiento, con el consi-guiente impacto en capital y financiación.

¿En qué regiones del mundo pueden constituir una fuente adecuada?Las características de los SMR pueden hacerles par-ticularmente atractivos en países en desarrollo, con al menos un cierto nivel de infraestructuras socioeco-nómicas y con redes eléc-tricas relativamente pe-queñas. También podrían desempeñar un cierto pa-pel en el abastecimiento de electricidad de regiones remotas, o en países in-dustrializados en los que se esperan pequeños cre-cimientos en la demanda eléctrica o en el reemplazo de sistemas de generación basados en combustibles fósiles con sistemas libres de emisiones de carbono. También pueden tener interés para complementar la carga y mejorar la estabilización de la red eléctrica en combinación con reno-vables en producción intermitente y con sistemas de cogeneración. Las aplicaciones no eléctricas son otro de los posibles destinatarios de los SMR, como las asociadas a la aplicación de altas temperaturas en la producción de hidrogeno o en la industria petro-química.

¿Cómo influirá esta tecnología en el com-bustible?Se espera que los SMR favorezcan una utilización más eficiente del com-bustible, en línea con los requerimien-

la prevención de la fusión de combus-tible, incluso en condiciones extremas

de accidente, disminuyen-do la necesidad de planes de evacuación de las áreas próximas en caso de acci-dente.

¿Cómo lo hará en el desarrollo de las nuevas generaciones de reactores?Son varias las líneas de trabajo para el desarrollo de nuevas generaciones de reactores y ciclos de com-bustible, basadas no sólo en la innovación tecnológica sino también en la búsque-da de nuevos modelos de financiación e incluso la ampliación de sus aplica-ciones a sectores diferentes a la generación eléctrica. Los SMR son una de ellas y pretenden cubrir un nicho concreto de aplicaciones. En mi opinión, las oportu-nidades de implantación futura de éste y de otros conceptos de reactores de potencia dependerán de su capacidad para adaptarse a las condiciones del mer-cado y a los requerimientos de sostenibilidad ambien-tal.

El bAnCO dE COMbuStIblE

El OIEA tiene previsto construir un banco de combustible.

¿Cuáles son los objetivos de este pro-yecto?Se trata de uno de los proyectos in-ternacionales para asegurar el su-ministro de combustible nuclear, en realidad de uranio de bajo enriqueci-miento, en condiciones similares a las de mercado. Lo cierto es que el buen funcionamiento del mercado interna-cional viene siendo clave para asegu-rar el aprovisionamiento de combus-tible nuclear a todos los usuarios. A partir de ello, en la década pasada,

tos de mejora de la sostenibilidad medioambiental. En los conceptos menos innovadores de SMRs los ci-clos de combustible serán similares a los de las centrales nucleares conven-cionales, con las mejoras que se están implantando en éstas. Sin embargo, otros conceptos de SMR plantean una gestión integrada y modular del com-bustible, mediante el suministro de paquetes completos de combustible para un ciclo, al final del cual serían retirados y sustituidos por otro pa-quete fresco. Según creo, el ciclo ideal de este modelo plantearía combusti-bles con algo más de enriquecimien-


to que los convencionales, con objeto asegurar largos tiempos de residencia en el núcleo, y estrategias de recargas muy sencillas basadas en la retirada y gestión del combustible usado por el propio suministrador. Este concepto estaría especialmente indicado para los ciclos cerrados, promoviendo su optimización con reactores rápidos.

Respecto a la seguridad, los SMR plantean diseños de combustible con gran resistencia a altas temperaturas, como las que se pueden alcanzar en accidentes severos; algo que también se está estudiando para los reactores de mayor potencia. En este sentido, hay conceptos de SMR que incluyen

El OIEA es uno de los instrumentos esenciales de la globalización; una forma de promover que ésta llegue a todas las partes y favorezca el desarrollo equilibrado y sostenible de la comunidad internacional.

diversos países plantearon algunas iniciativas para aumentar la confian-za de los usuarios, especialmente los nuevos, en su capacidad para obte-ner combustible nuclear de una for-ma segura y predecible. Son varios los proyectos que se han propuesto y desarrollado para asegurar el sumi-nistro de combustible nuclear en el mundo, algunos de ellos basados en el almacenaje físico de uranio enri-quecido, mientras que otros se apo-yan en el refuerzo de los mecanismos de suministro y los compromisos de los países contratantes. El Banco de Uranio de Bajo Enriquecimiento del OIEA, conocido por sus siglas en in-glés como LEU Bank, tiene el apoyo de la comunidad internacional, pues fue aprobado por la Junta de Gober-nadores del Organismo, en 2010.

¿dónde se construirá y cuál es el calenda-rio previsto?Kazahastan será el país anfitrión del LEU Bank. Está previsto que se ubi-que en el emplazamiento de la Planta Metalurgica de Ulba (UMZ). El calen-dario de implantación del LEU Bank está en función de los estudios que se están realizando tanto del empla-zamiento como de las condiciones de seguridad de la instalación. Según la práctica requerida para instalaciones del OIEA, se tiene que asegurar que se cumplen los Estándares de Seguri-dad y los documentos guía de Seguri-dad Física del organismo que resulten aplicables a este tipo de instalaciones. En los próximos meses está previsto que se firme el denominado Host State Agreement entre el OIEA y el Gobier-no de Kazahastan. A partir de ello, se estima en unos dos años el tiempo que será necesario para completar to-das las actividades para el estableci-miento físico del LEU Bank.

¿Puede interferir en la fijación de precios del combustible nuclear?No. Esta es una condición que for-ma parte del proyecto aprobado por la Junta de Gobernadores del OIEA para el Banco de Combustible. Los países podrán acceder al mismo en las mismas condiciones del mercado, pero sin distorsionarlo. En realidad, el Banco es una especie de meca-nismo de último recurso, que puede ser utilizado por países que en un momento determinado tengan algu-na dificultad para aprovisionar sus necesidades de uranio enriquecido, pero no un mecanismo de sustitu-ción del mercado.

FukuShIMAusted ha participado en diferentes misio-nes del OIEA para el seguimiento de las consecuencias radiológicas del accidente ocurrido en la central japonesa de Fukushi-ma, como consecuencia del tsunami sufri-do por ese país en marzo de 2011.

¿Cuál es la situación actual de la cen-tral?Según lo que vimos en la última mi-sión del OIEA dedicada al desman-telamiento de la central, que realiza-mos en febrero de este mismo año, la situación ha continuado mejorando respecto a lo que observamos en la anterior misión a finales de 2013, aun-que hay que decir que esta situación se mantiene bastante complicada. Son bastantes los retos que existen tanto de tipo técnico como de relación con el medio social. Pero también consta-tamos que las autoridades japonesas continúan dedicando inmensos re-cursos para asegurar la estabilidad del emplazamiento y para proceder al desmantelamiento de las instala-ciones accidentadas en condiciones seguras.

¿Cuáles son las actuaciones previstas pa-ra el desmantelamiento de los reactores dañados?La denominada Hoja de Ruta para el Desmantelamiento de la central nuclear Fukushima Daiichi incluye un sinnúmero de actividades a corto, medio y largo plazo. A corto plazo, lo más importante es continuar la implantación de las medidas plan-teadas para resolver el problema de acumulación de agua contaminada, que se produce por la entrada conti-nua de agua desde el subsuelo a los edificios principales, lo cual es esen-cial para asegurar la estabilidad del emplazamiento. Entre las actuaciones a corto y medio plazo también des-tacan las de descontaminación, para mejorar las condiciones radiológicas en las diferentes áreas de la planta, la gestión de los residuos radiactivos que se generan en las limpiezas y descon-taminaciones, y las tareas de retirada del combustible de las piscinas de las unidades afectadas, como ya se ha he-cho en la unidad 4, y que contribuye a una reducción significativa de los ries-gos radiológicos en el emplazamiento.

A largo plazo las actuaciones más relevantes, y también más críticas ob-viamente, serán las relacionadas con la retirada del combustible que resultó dañado e incluso fundido durante el accidente, que se encuentra en el fon-do de las vasijas a presión y en las zo-nas bajas de las contenciones de los re-actores afectados. El Gobierno y Tepco han diseñado un programa especial de I+D con la intención de desarrollar las metodologías y técnicas especiales necesarias para acometer esta difícil tarea, con especial interés en el desa-rrollo de tecnologías robóticas y en general de actuación remota, que per-mitan acceder y trabajar en áreas con muy altos niveles de radiación.

¿Cómo ha avanzado la recuperación de la zona?Son muchos los logros que se han conseguido en el emplazamiento de la central desde que ocurrió el acci-dente. Aparte de las actuaciones para reforzar los sistemas de refrigeración del combustible en todos los reacto-res afectados y en las piscinas, lo más significativo ha sido la retirada del combustible de la piscina de la Uni-dad 4, que además ha servido para probar algunas técnicas que se utili-zarán en la retirada de combustible de otras piscinas en edificios en los que las condiciones físicas y radio-lógicas son más complicadas. Por lo que se refiere al problema de la in-trusión de agua y la acumulación de agua contaminada, hay que destacar


ENTREVISTA


la instalación de múltiples sistemas de tratamiento y su mejora operacio-nal, así como el refuerzo y ampliación de los sistemas de almacenamiento de agua. También ha habido un enorme progreso en mejora de las condicio-nes radiológicas del emplazamiento y la preparación para el desmantela-miento, lo que se constata por ejemplo en la retirada de los escombros y ma-teriales de los edificios de los reacto-res afectados.

Por lo que se refiere a la rehabi-litación de las áreas exteriores que resultaron contaminadas, el progreso ha sido también muy significativo, particularmente en la descontami-nación de algunas zonas, lo que ha permitido su reclasificación y la re-tirada de algunas restricciones. Un elemento esencial que ha favorecido este progreso ha sido la construcción de almacenes transitorios para los materiales y residuos generados en la descontaminación de áreas, mediante una estrategia de dialogo con las co-munidades locales. El reto siguiente será la ubicación y posterior cons-trucción de uno o varios almacenes temporales para la gestión de estos residuos a largo plazo, para lo que existe un plan de caracterización de algunos emplazamientos potenciales, que también se está implantando me-diante un diálogo con las comunida-des afectadas con objeto de favorecer su aceptación social.

¿Cuáles son los siguientes pasos a seguir?desde su privilegiada perspectiva de la

energía nuclear, ¿cuál ha sido la influencia de este accidente en el desarrollo de esta fuente energética?Desde mi punto de vista, lo más im-portante es el refuerzo de algunos

elementos relevantes de la seguri-dad nuclear. En este sentido, el Plan de Acción de Seguridad Nuclear del OIEA, que fue aprobado por los esta-dos miembros del organismo, supone un compromiso esencial para reforzar la seguridad nuclear en diversos ám-bitos. El informe del OIEA sobre el ac-cidente de Fukushima Daiichi, que se está elaborando con la participación de un buen número de expertos inter-nacionales, entre los que hay una bue-na representación de España, y que se prevé publicar en los próximos meses, presentará una descripción detallada de todos los elementos implicados en el accidente y en la gestión de la emer-gencia asociada, e incorporará leccio-nes aprendidas para la mejora de la seguridad nuclear y otras disciplinas relacionadas.

De forma más particular, algunas consecuencias específicas tienen que ver con la mejora del estudio de los riesgos asociados a los emplazamien-tos, como los sismológicos o los hidro-geológicos, así como de las barreras de protección frente a los mismos. Por otro lado, también se está procedien-do a un refuerzo de las medidas de prevención y de mitigación de acci-dentes severos, mediante la incorpo-ración de equipamiento especial y la mejora del entrenamiento de los equi-pos de operación. Todo ello se está in-corporando al parque de centrales nu-cleares en operación y formará parte esencial de las medidas de seguridad de las que se construyan en el futuro.

¿Qué papel tendrá la energía nuclear en el futuro?Resulta difícil de predecir, pues hay muchos elementos que tendrán in-fluencia en el uso futuro de la energía

nuclear, algunos propios del sector, como el impacto de Fukushima o el desarrollo de nuevas tecnológicas nucleares; mientras que otros son externos, de tipo socioeconómico y político. Después de Fukushima, al-gunos países han tomado decisiones para cerrar instalaciones nucleares en el medio plazo y otros han ralen-tizado proyectos y tomas de decisión sobre el desarrollo o ampliación de sus programas nucleares. Sin embar-go, se constata que la mayoría de los países han adoptado posiciones pru-dentes, de espera, hasta conocer con más detalle las verdaderas causas y las consecuencias del accidente.

El efecto del accidente en Fukus-hima Daiichi en el desarrollo de la energía nuclear en el mundo se ve con cierta objetividad en el docu-mento que el Departamento de Ener-gía Nuclear del OIEA publica con carácter anual, en el que se resume la proyección de evolución del par-que nuclear en el mundo en varios periodos, incluyendo proyecciones a 2030 y a 2050. Los resultados desde 2011 indican que la energía nuclear seguirá creciendo, particularmen-te en algunas regiones del planeta, pero con un ritmo de crecimiento menor que el previsto antes del acci-dente. En mi opinión, una vez que el impacto de Fukushima se consolide, el desarrollo de la energía nuclear en el futuro dependerá de otros fac-tores, como los beneficios o ventajas que ésta sea capaz de demostrar en comparación con otras fuentes de producción, particularmente en lo relativo a la seguridad y la eficiencia del suministro energético y la soste-nibilidad medioambiental de su pro-puesta, incluyendo en esta última la gestión de los residuos radiactivos que se generen. En todo caso, la se-guridad nuclear se mantendrá como una condición indispensable para su desarrollo. Y obviamente, el impacto de todos estos factores en la percep-ción social, y por tanto en su acepta-bilidad, será determinante.

Una vez que el impacto de Fukushima se consolide, el desarrollo de la energía nuclear en el futuro dependerá de los beneficios o ventajas que ésta sea capaz de demostrar en comparación con otras fuentes de producción.

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Gestión del ciclo de combustible por las empresas eléctricas y centrales nucleares españolasGrupo de Combustible de Unesa

El Grupo de Combustible dependiente de la Comisión de Tecnología del Comité de Energía Nuclear de Unesa, lo forman representantes de las empresas eléctricas y centrales nucleares españolas, y se ocupa de los asuntos comunes a las centrales en lo relativo a la explotación y gestión del combustible nuclear en sus diferentes etapas del ciclo de combustible.En el artículo se revisan las actividades que desarrolla el Grupo en la primera parte del ciclo de combustible, principalmente en el seguimiento de programas internacionales que definen criterios para mejorar la fiabilidad del combustible y en el establecimiento de bases comunes para la aplicación de la regulación específica que aplica al combustible nuclear, y en la segunda parte del ciclo de combustible, sobre todo en aquellas actividades de coordinación con terceros en la gestión del combustible usado en las centrales.

INTRODUCCIÓNEl artículo, elaborado por el Grupo de Combustible de Unesa, describe las actividades más significativas para la gestión del combustible nuclear de las centrales nucleares españolas.

El Grupo de Combustible, enmarca-do en la Comisión de Tecnología del Comité de Energía Nuclear de Unesa, lo forman representantes de las em-presas eléctricas y centrales nucleares españolas, y se ocupa de los asuntos comunes a las centrales en lo relativo a la explotación y gestión del combus-tible nuclear en sus diferentes etapas del ciclo de combustible (primera y segunda parte del ciclo). Desde un punto de vista práctico, el Grupo de Combustible se organiza en las si-guientes áreas temáticas:– Fiabilidad del combustible en ex-

plotación,– Aspectos económicos del combusti-

ble,– Gestión del combustible nuclear

usado,– Actividades de I+D+i del combusti-

ble, y– Termohidráulica y análisis de tran-

sitorios y accidentes.

The Nuclear Fuel Group reports to the Technology Committee of the UNESA’s Nuclear Energy Committee, and is constituted by representatives of both the Spanish Utilities and the Nuclear Power Plants. The Group addresses the nuclear plant common issues in relation to the operation and management of the nuclear fuel in their different stages of the Fuel Cycle. The article reviews the activities developed by the Group in the Front-End, mainly in the monitoring of international programs that define criteria to improve the Fuel Reliability and in the establishment of common bases for the implementation of changes in the regulation applying the nuclear fuel. Concerning the Back-End the Group focuses on those activities of coordination with third parties related to the management of used fuel.

Se describen a continuación los as-pectos fundamentales de la gestión del combustible, para lo que, con ob-jeto de dar una visión global, se inclu-yen adicionalmente a las propias que se coordinan en el Grupo de Com-bustible, aquellas otras que se gestio-nan de forma individual o en otras estructuras comunes de las empresas eléctricas o centrales nucleares.

GESTIÓN DE LA PRIMERA PARTE DEL CICLO DE COMBUSTIBLE

Gestión de los aprovisionamientos de uranioLas empresas eléctricas propietarias de las centrales nucleares españolas realizan la gestión de los abasteci-mientos de uranio a través de la Co-misión de Aprovisionamiento de Ura-nio (CAU), formada por miembros de las empresas y de Enusa, que actúa como agente encargado del acopio, almacenamiento, garantía y control de calidad, transporte, conversión, enriquecimiento y notificación de sal-vaguardias, así como todo lo necesa-rio para la entrega final del uranio enriquecido en forma de UF6 en el destino indicado por los clientes. El

plan de coberturas satisface en todo momento las necesidades del parque nuclear español de servicios de con-centrados, conversión y enriqueci-miento para los siguientes cinco años.

Gestión del suministro de recargasAunque por Recarga se entiende aquel periodo en el que se realiza una parada de la producción de energía eléctrica para recargar el combustible fresco y descargar el usado, aprove-chando además para realizar las ope-raciones programadas de inspección, mantenimiento y reparación, por ex-tensión se denomina Diseño e Inge-niería de la Recarga al conjunto de actividades de ingeniería dirigidas a la selección y colocación óptimas de los elementos combustibles (frescos y usados) en el núcleo del reactor, así como la evaluación de seguridad del núcleo resultante.

En términos de combustible nu-clear, el suministro de las recargas está constituido por la fabricación de los elementos combustibles (in-cluyendo la segunda conversión y la fabricación, transporte y entrega en central de los elementos combusti-bles), la ingeniería de análisis, diseño

El Grupo dE CombustiblE dE uNEsA lo formAN:

Eva María Celma (Endesa),Celia González (Nuclenor),Jose Vicente López (Nuclenor)José Melara (Iberdrola),Luis López (Iberdrola),Juan Carlos Martínez (CNAT),Francisco Culebras (ANAV),Julio Blanco (Gas Natural, Coordinador), y Lorenzo Francia (Unesa, Secretario)


COMBUSTIBLE

de núcleo y apoyo al licenciamiento de las recargas y otros servicios op-cionales. Este suministro de recargas se rige por contratos específicos para cada central, que se establecen entre las empresas eléctricas propietarias de dicha central y el contratista.

Los contratos fijan el calendario de tiempos para la fabricación de ele-mentos combustibles y para la rea-lización de las actividades de dise-ño, así como las responsabilidades y obligaciones del contratista y del cliente. El inicio de la fabricación de los elementos combustibles se realiza aproximadamente 5 meses antes de la entrega en central.

Los elementos deben estar almace-nados en la central en la que van a ser utilizados con una antelación mínima de dos meses a la fecha prevista de recarga, según el requisito legal esta-blecido en el Real Decreto 1464/1999, de 17 de septiembre, sobre activida-des de la primera parte del ciclo del combustible nuclear.

El Diseño e Ingeniería de la Recar-ga es una tarea de ingeniería comple-ja y multidisciplinar en la que inter-vienen aspectos económicos, técnicos y reguladores cuyo objetivo es que el núcleo diseñado sea capaz de ope-rar a plena potencia con seguridad, flexibilidad y de forma económica y para ello hay que tener en cuenta los siguientes aspectos:•El diseñodel elemento combusti-

ble: desde el inicio de la vida de la planta, el combustible utilizado ha ido evolucionando incrementando su fiabilidad para responder a las necesidades y exigencias de la ope-ración.

•Lapropiagestióndelnúcleoydelcombustible que debe determinar un esquema de recarga que incluya las consideraciones físicas, las con-tractuales y los factores técnicos, los cuales interaccionan unos con otros, así como los requerimien-tos energéticos, las consideraciones del coste del ciclo del combustible, los quemados de descarga a alcan-zar, los elementos disponibles, los venenos a utilizar, es decir, todos aquellos que deben ser tenidos en cuenta para obtener un esquema satisfactorio.

•ElAnálisisdeSeguridadde laRe-carga: que tiene por objetivo que el núcleo diseñado sea capaz de ope-rar a plena potencia con seguridad, demostrando de esa manera que la planta tiene capacidad de operar a potencia y presenta margen a los límites de seguridad.

•Y por último, preparar los docu-mentos que proporcionan la infor-

combustibles que se introduce en el núcleo en cada parada para recarga y la energía total que estos generarán a lo largo de su estancia en el núcleo del reactor. Ambos valores disminui-rán a medida que el combustible se queme en el núcleo del reactor hasta ser ambos 0 en el momento de su des-carga definitiva del núcleo. A partir de esta equivalencia, y suponiendo linealidad en el quemado, para cada conjunto de elementos combustibles presente en el núcleo durante el ciclo de operación, se calcula el coste de la primera parte del ciclo realizando una estimación de la energía produci-da por el conjunto en base a su grado de quemado incremental. Gracias a la equivalencia energía-valor económi-co, se calcula el coste total asociado al consumo de combustible nuclear en el periodo.

El coste unitario se suele expresar en €/MWh neto o bruto (consumo de combustible / energía bruta o neta producida durante el periodo, o coste en barras de central o en barras de alternador).

A diferencia de otras tecnologías, los precios del combustible nuclear, tanto de los aprovisionamientos como del suministro de recargas, en térmi-nos relativos son estables y constitu-yen un porcentaje pequeño del coste total de generación.

Operación del combustible en el reactor. Seguimiento de prácticas internacionalesLas centrales nucleares españo-las siguen las recomendaciones de mejores prácticas de utilización del combustible nuclear que realizan sus suministradores y los estándares de

mación de diseño que sirve de so-porte a la operación del Reactor. Los principales documentos son el Informe de Diseño Nuclear, el Do-cumento de Carga del Núcleo y el Informe de Gestión del ciclo. El Informe de Diseño Nuclear do-

cumenta los parámetros físicos y las características del núcleo que sean útiles para la operación segura de la central a lo largo del ciclo incluyendo el arranque y las pruebas físicas nu-cleares antes de subir a potencia.

En un reactor BWR el Informe de Gestión de Ciclo reúne las recomen-daciones para el operador que garan-tizan: el cumplimiento del margen de parada y de los límites térmicos de operación a lo largo del ciclo, así como el quemado final acordado, es decir, la energía generada y un arranque seguro.

La vigilancia de los principales parámetros de operación a lo largo del quemado del ciclo así como las medidas de química y radio química permiten realizar un seguimiento del comportamiento nuclear del ciclo de forma que garantiza que su compor-tamiento se realiza de acuerdo al di-seño previsto y de que el combustible opera sin fallos.

Impacto económico de la primera parte del ciclo de combustibleAl ser introducidos en el núcleo del reactor, los elementos combustibles tienen un valor como activos igual al precio total (aprovisionamiento de uranio más suministro de recargas) que las empresas eléctricas pagan a sus suministradores de combustible.

Existe una equivalencia entre el valor de cada conjunto de elementos

Esquema de diseño de un ciclo de operación y de un elemento combustible de CN Trillo.


referencia como INPO. Unesa partici-pa en el programa nuclear del insti-tuto norteamericano de investigación eléctrica, EPRI, y en particular en su programa específico sobre Fiabilidad del Combustible.

EPRI, con la colaboración de las centrales nucleares y los suminis-tradores ha desarrollado unas guías técnicas sobre las mejores prácticas para evitar fallos en combustible desarrollando recomendaciones de INPO. Estas guías, que se siguen en las centrales españolas, se encuadran dentro del Programa de Fiabilidad de Combustible de EPRI y se han desa-rrollado en cinco áreas:•Supervisión e inspeccióndel com-

bustible y seguimiento de opera-ción en BWR y PWR.

•Rozamientobarra-rejilla (GTRF, eninglés) en PWR.

•Controldelacorrosiónydelospro-ductos de la corrosión (crud) en vai-nas de PWR.

•Control de la corrosiónydel crud en BWR.

• Interacciónvaina-pastilla (PCI, eninglés) en BWR y PWR.Adicionalmente EPRI también con-

templa la existencia de fallos de com-bustible debido a partículas sueltas en el primario incluyendo recomenda-ciones en sus guías para la exclusión de material extraño (Foreign Material Exclusion, FME).

Las guías describen el problema específico y tratan las acciones em-prendidas estableciendo las recomen-daciones en tres niveles: obligatorio, necesario y buena práctica.

Con el Programa de Investigación Coordinada (PIC) que las centrales PWR españolas de diseño Westin-ghouse y Enusa vienen realizando para vigilar el comportamiento del combustible, la industria españo-la se anticipó a las recomendaciones de EPRI evaluando el efecto sobre el combustible de los cambios de las condiciones de operación, cambios en el diseño de combustible, esquema de recarga, química, cambio de compo-nentes o combinación de efectos. Ade-más se realiza un análisis continuado de la fiabilidad de la operación del combustible investigando los posibles fallos y las mejoras en el diseño de combustible y en el proceso de fabri-cación han supuesto un avance en la eliminación de algunos tipos de fallo. La práctica totalidad de las recomen-daciones de EPRI se cumplen en los cinco reactores PWR de diseño Wes-tinghouse españoles cumpliéndose con anterioridad a la emisión de las guías de EPRI. El comportamiento del combustible se considera excelente y

la tasa de fallo de barras en España es inferior a la del resto de plantas euro-peas y próxima a la de las centrales norteamericanas, siendo la principal causa de fallo la abrasión por partí-culas. Otro aspecto importante es el buen comportamiento del combusti-ble durante su manejo.

De igual forma que el resto de centrales, CN Trillo (diseño original KWU) ha ido progresivamente me-jorando la economía de los ciclos de combustible sin degradar su fiabi-lidad y sus márgenes de seguridad. Esto se ha conseguido mediante au-mento de los quemados de descarga y mejor utilización del combustible, con esquemas de menores fugas neu-trónicas y mayores enriquecimientos. También, se promueve la participa-ción en los foros internacionales so-bre usuarios de cada tecnología y se intercambia experiencia operativa y buenas prácticas con el resto de ope-radores.

Las centrales BWR españolas ope-ran en ciclos de dos años. Esta forma de operación está ampliamente exten-dida en EE UU y permite mantener una relación equilibrada entre el coste de combustible y la duración de las paradas de recarga. Las experiencias y necesidades operativas de las cen-trales americanas son muy similares a las españolas y los proyectos del pro-grama de Fiabilidad de Combustible de EPRI resultan directamente aplica-bles a las plantas españolas.

Las centrales BWR españolas si-guen también las recomendaciones de las guías de química desarrolladas por EPRI, que incorporan específica-mente y de forma cuantitativa límites y niveles de actuación para el control de crud y de la corrosión del combus-tible.

Se realizan también los análi-sis de riesgo recomendados ante los cambios introducidos en el reactor (química, materiales, condiciones de operación). Si se concluye que es conveniente, se definen planes de inspecciones inspirados en las reco-mendaciones de las guías de EPRI específicas de supervisión e inspec-ción del combustible con el objeto de controlar los cambios y realizar un se-guimiento del impacto de los mismos.

El comportamiento del combusti-ble BWR se considera excelente (CN Cofrentes ha estado ocho años con-secutivos sin fallos), siendo también la principal causa de fallo la abrasión por partículas. Se han incorporado los diseños de combustible que contienen los filtros antipartículas de diseño más avanzado en la pieza soporte in-ferior del elemento.

Apoyo a la operación del combustible en el reactorLos programas de seguimiento de la operación del combustible en el re-actor tienen entre sus principales ob-jetivos mantener permanentemente actualizado el conocimiento de todos aquellos aspectos relacionados con la explotación y la gestión del combusti-ble. Las fuentes de actualización son muy diversas, encontrándose entre ellas los requisitos reguladores, la experiencia operativa internacional y propia, las recomendaciones de los grupos de propietarios y los progra-mas internacionales de investigación al respecto, que incluyen tanto aque-llos orientados al análisis de fenome-nologías observadas en la operación del combustible, como los que se di-señan como anticipación a potencia-les problemáticas identificadas.

Dentro del marco anteriormen-te mencionado se establece la cola-boración de Unesa en el Programa Nuclear de EPRI y, en particular, en el Plan de Acción de Fiabilidad del Combustible, que permite el acceso de las centrales a todos los productos existentes y previstos, así como la colaboración en sus programas parti-culares, como el Programa de Fiabili-dad del Combustible (FRP, Fuel Relia-bility Program) y el Grupo de Usuarios del Código FALCON (Falcon Fuel Rod Performance Code), utilizado para la evaluación del comportamiento de combustible en reactores de agua li-gera (interacción pastilla-vaina y co-rrosión localizada) mediante análisis termo-mecánicos en condiciones de operación normal y accidente.

De igual forma, se considera de gran interés disponer de un grupo de expertos con suficiente competencia técnica y experiencia para mantener actualizado el conocimiento en temas relacionados con la explotación y ges-tión del combustible, dando soporte al sector eléctrico y facilitando a las centrales nucleares españolas la asi-milación y aplicación de la tecnología de EPRI mediante el análisis detalla-do de sus productos, su aplicabilidad a las especificidades de cada central , la participación en los grupos técni-cos y programas internacionales exis-tentes, así como la identificación de otros programas de potencial interés. Con el objetivo de proporcionar un so-porte especializado que contribuya a mantener la operación segura, fiable y competitiva desde el punto de vista de la operación del combustible nuclear, Unesa ha establecido acuerdos de co-laboración con diversas entidades es-pañolas de reconocida capacitación en la materia, Enusa Industrias Avan-

Figura 1. Esquema de diseño de un ciclo de operación y de un elemento combustible de CN Trillo.


COMBUSTIBLE

zadas e Iberdrola Ingeniería y Cons-trucción, para actuar como Centros de Referencia en el Área de Eficiencia del Combustible Nuclear.

Se han establecido, acuerdos de co-laboración entre EPRI, suministrado-res y centrales españolas participando activamente al mismo nivel que cual-quier miembro de EPRI.

Dentro del marco de colaboración Unesa-EPRI se han llevado a cabo otros proyectos para dar soporte al Grupo de Combustible que, estando fuera del ámbito del Plan de Acción de Fiabilidad de Combustible, presen-taban relación directa con la explota-ción y gestión del combustible en las centrales nucleares. Este es el caso del Proyecto Unesa-MAAP5, desarrollado por los centros de Referencia en Con-tención y Modelización de Accidentes Severos, cuyo objetivo era el análisis y mejora de las capacidades del código termohidráulico MAAP5 (Modular Ac-cident Analysis Program) para la simu-lación de fenomenologías de accidente en las piscinas de combustible gastado.

Adicionalmente a la colaboración en los programas de EPRI y con la mis-ma finalidad de mantener actualizado tanto el conocimiento como la espe-cialización de técnicos en todos los aspectos relacionados con la explota-ción del combustible, Unesa y las em-presas eléctricas, de forma individual, fomentan la colaboración de diversas universidades para la adquisición de conocimientos, herramientas y méto-dos de simulación de la fenomenología de transitorios y accidentes mediante el desarrollo, mejora y aplicabilidad de códigos de cálculo y simulación termohidráulica que contribuyan al mantenimiento de la operación segura de las plantas.

A este respecto, cabe destacar los acuerdos alcanzados con el Consejo de Seguridad Nuclear bajo el marco del Programa CAMP-España, para la mejora y aplicación de códigos termo-hidráulicos a las centrales españolas mediante el desarrollo y explotación de modelos específicos de planta, con la consecuente conformación de gru-pos de especialistas entrenados en su utilización. Este programa se gesta como reflejo de la colaboración entre el CSN y la USNRC en el Proyecto CAMP, Thermal-Hydraulic Code Appica-tions and Maintenance Program.

GESTIÓN DE LA SEGUNDA PARTE DEL CICLO DE COMBUSTIBLE

Segunda parte del ciclo de combustibleExcepto el combustible inicialmente reprocesado de las centrales de Van-

dellós I, José Cabrera y Santa Mª de Garoña, todo el combustible usado de las centrales de agua ligera que se ha generado en el parque nuclear español se ha venido almacenando en las piscinas de las centrales hasta que estas fueron aproximándose a su sa-turación, cuando se acometieron pro-yectos de sustitución de los bastidores originales por otros más compactos con lo que se difirió la necesidad de contar con un almacenamiento adi-cional. A pesar de ello, en CN Trillo al verse agotada su capacidad de alma-cenamiento en piscina, se construyó un Almacén Temporal Individualiza-do (ATI) en el emplazamiento, ope-rativo desde 2002, con contenedores metálicos suministrados por Enre-sa que también están homologados para el transporte (doble propósito). Posteriormente se acometió el des-mantelamiento de la central CN José Cabrera, descargando previamente su combustible a un ATI en 2009. Ante la indisponibilidad del ATC y la sa-turación de las piscinas de CN Ascó I y II, también se construyó un ATI en el emplazamiento cuya operación comenzó en 2013.

El 6º Plan General de Residuos Ra-diactivos (2006) preveía la puesta en marcha en 2010 de un Almacén Tem-poral Centralizado (ATC) para todo el combustible gastado y residuos de alta actividad de las centrales españo-las. Dicha estrategia, actualmente en vigor pese a los retrasos ocasionados en la elección del emplazamiento, se basa en un sistema en seco tipo bó-vedas y dotada de una celda caliente de recepción y acondicionamiento del combustible usado y resto de resi-duos. Las centrales nucleares, conjun-tamente con Enresa, están desarro-llando, como se indica más adelante, planes específicos y globales (hoja de ruta) para trasferir el combustible al ATC.

Impacto económico de la segunda parte del ciclo de combustibleLas actividades que realiza Enresa se nutren de un fondo para la finan-ciación de actividades del PGRR que se viene dotando desde 1984 y cuyo principio básico es que los costes de las actividades derivadas de la ges-tión de residuos radiactivos deben ser financiados por los agentes gene-radores de dichos residuos. El siste-ma establecido ha sufrido diversas modificaciones y la actual tasa nu-clear de 6,69 €/MWh ha sufrido dife-rentes aumentos desde la primera de 1,86 €/ MWh de 2005.

Adicionalmente, desde 2012 (Ley 15/2012, de 27 de diciembre, de me-

didas fiscales para la sostenibilidad energética) las centrales nucleares españolas tienen que abonar un im-puesto por la producción del com-bustible nuclear usado a razón de 2.190 €/ kg de metal pesado.

El Grupo de Combustible ha ela-borado una guía para establecer la metodología general de aplicación a las centrales españolas de dicho im-puesto: Unesa CEN-43. Metodología de aplicación del impuesto por producción de combustible nuclear gastado a las cen-trales nucleares españolas (Ley 15/2012 y su modificación conforme a la Ley 16/2013). Rev.0, Abril 2014.

Actividades sectoriales en relación a la gestión de la segunda parte del ciclo de combustibleLas actividades de gestión del com-bustible usado y los residuos radiac-tivos y el desmantelamiento de ins-talaciones legalmente constituyen un servicio público esencial que desarro-lla la empresa pública Enresa y que se plantea para desarrollar iniciativas con seguridad que eviten restriccio-nes operativas a las centrales.

En España, de acuerdo al VI PGRR, la estrategia de la gestión de los resi-duos radiactivos de alta actividad se basa en la construcción del ATC al que se trasladará todo el combustible nuclear gastado de las centrales nu-cleares españolas para su almacena-miento. Es necesario para ello tener un conocimiento correcto del estado del combustible de las piscinas de las centrales y prever alternativas como la construcción de ATI, que permitan adecuar los plazos del proyecto del ATC para cumplir estos requisitos.

El sector fomenta la coordinación y cooperación técnica con Enresa y otros agentes implicados a través de la Comisión Paritaria Unesa-Enresa y sus grupos mixtos de trabajo, prin-cipalmente: •GrupodeGestióndeResiduosde

Media y Baja Actividad.•GrupodeGestióndeCombustible

Gastado y seguimiento del ATC.•GrupodeAnálisisdelPlanGeneral

de Residuos Radiactivos.De especial importancia en este

momento es la coordinación de activi-dades sectoriales de caracterización y clasificación del combustible irradia-do y resolución conjunta con Enresa de las posibles problemáticas que se van identificando. Aunque el com-bustible de las centrales ha seguido una explotación acorde a las mejores prácticas internacionales, cuando se caracteriza para su posterior gestión por la vía de su almacenamiento y

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transporte en seco, se requiere pro-fundizar en aspectos determinados que justifiquen la seguridad y la fiabi-lidad de estas actuaciones.

El objetivo de la caracterización es la verificación y conocimiento de las características del combustible con objeto de poder clasificarlo para su almacenamiento y transporte aten-diendo a condiciones tales como es-tanqueidad, integridad estructural y manejabilidad, estabilidad geomé-trica, corrosión de vaina, quemado, etc. Para ello, se dispone de registros de operación en planta, registros de radioquímica y resultados de inspec-ciones.

Los criterios de aceptación para el almacenamiento y transporte son el conjunto de parámetros/propiedades sujetos a verificación durante el pro-ceso de aceptación o al cumplimien-to de limitaciones para garantizar el cumplimiento de los requisitos de al-macenamiento y transporte. En base a la información disponible de los ele-mentos combustibles y la caracteriza-

ción previa, así como los criterios de aceptación, se realiza la clasificación de los elementos.

Las centrales ya han realizado di-versas actividades necesarias para caracterizar sus inventarios de com-bustible usado. Cuando se disponga de un diseño licenciado de contene-dor de transporte y de las condicio-nes del ATC, las centrales se encon-trarán en disposición de clasificar gran parte de este inventario. Para la óptima realización de todas estas actividades las centrales españolas intercambian experiencias de carac-terización de elementos combustibles y están en proceso de homogeneiza-ción de criterios y actuaciones sobre la caracterización del combustible gastado.

Unesa y Enresa están desarrollan-do actividades para la elaboración de una hoja de ruta conjunta de to-das las centrales nucleares españolas para la gestión coordinada del com-bustible y de los residuos especiales asociados que permita definir de una

manera unificada y sistemática las necesidades, limitaciones y priorida-des de las centrales nucleares espa-ñolas en la gestión del combustible usado y residuos especiales para su coordinación con Enresa.

CONCLUSIONESLas actividades de gestión del ciclo de combustible nuclear que se de-sarrollan sectorialmente cubren un abanico significativo de las propias derivadas de su explotación en las centrales nucleares. Tanto en la ges-tión de la primera parte (Front-End) como en la de la segunda (Back-End), el grupo de combustible desarrolla un conjunto de actividades de interés común y de coordinación frente a terceros, que se reflejan en el artículo, entre las que destacan las prácticas para mantener un alto grado de fiabi-lidad del combustible y las activida-des de gestión del combustible usado para etapas posteriores a las de su almacenamiento en las piscinas de las centrales.

41 REUNIÓN ANUAL

www.reunionanualsne.es

23-25 de septiembre de 2015

Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II

Nuestra misión es operar las Centrales Nucleares Ascó y Vandellós II de forma segura, fiable, respetuosa con el medio ambiente y garantizando la producción a largo plazo


FRANCISCO J. CULEBRAS GARCÍA

Jefe de Combustible NuclearAsoCiACióN NuCleAr AsCó-vANdellós iiingeniero industrial, especialidad Técnicas energéticas por la escuela Técnica superior de ingenieros industriales de Madrid.

JUAN CARLOS MARTÍNEZ-MURILLO MÉNDEZ

Jefe de CombustibleCeNTrAles NuCleAres AlMArAZ-Trillodoctor ingeniero industrial por la eTsii de Madrid.

CRISTINA MUÑOZ-REJA RUIZ

responsable de Tecnología de Combustible en el depto. de desarrollo de Tecnología y equiposeNusAlicenciada en Ciencias Químicas por la universidad Autónoma de Madrid.

Programa de Vigilancia de Combustible Pwr en EspañaF. Culebras, J.C. Martínez Murillo, M. Quecedo y C. Muñoz-reja

En el año 2000 Enusa Industrias Avanzadas y las empresas que explotan comercialmente los 5 reactores PWR - Centrales Nucleares Almaraz-Trillo (CNAT) y Asociación Nuclear Ascó-Vandellós (ANAV) - crearon conjuntamente el Programa de Investigación Coordinada (PIC) con el objetivo de alcanzar la máxima fiabilidad en el combustible suministrado por Enusa. Este artículo presenta los objetivos, el alcance y los resultados del programa a lo largo de los años y cómo se gestionan los distintos cambios que afectan al combustible para garantizar su integridad. El excelente comportamiento del combustible suministrado por Enusa es el mejor indicador de que los objetivos del programa se alcanzan.

INTRODUCCIÓNLa fiabilidad del combustible es un factor fundamental en la operación de las centrales nucleares, no solo por ra-zones de seguridad, también económi-cas y de percepción de cara al público.

Por ello, en el año 2000, Enusa In-dustrias Avanzadas y las empresas que explotan comercialmente los cinco reactores PWR - Centrales Nucleares Almaraz-Trillo (CNAT) y Asociación Nuclear Ascó-Vandellós (ANAV) - crearon conjuntamente el Programa de Investigación Coordinada (PIC) con el objetivo de alcanzar la máxima fiabilidad en el combustible suminis-trado por Enusa.

El primer paso de este programa se centró en monitorizar los cambios di-mensionales y la corrosión de la vaina de un nuevo diseño de combustible 17x17 MAEF ZIRLO (equivalente al diseño RFA de Westinghouse). Los ob-jetivos iniciales de este programa de monitorización eran (1) ver si los cam-bios introducidos en el nuevo diseño se comportaban adecuadamente y (2) construir una base de datos con las condiciones de operación específicas de cada central española PWR (Alma-raz, Ascó y Vandellós) que ayudase

In the year 2000 the PWR utilities: Centrales Nucleares Almaraz-Trillo (CNAT) and Asociación Nuclear Ascó-Vandellós (ANAV), and ENUSA Industrias Avanzadas developed and executed a coordinated strategy named PIC (standing for Coordinated Research Program), for achieving the highest level of fuel reliability. The paper will present the scope and results of this program along the years and will summarize the way the changes are managed to ensure fuel integrity. The excellent performance of the ENUSA’s manufactured fuel in the PWR Spanish NPPs is the best indicator that the expectations on this program are being met.

a mejorar los códigos de comporta-miento. Con el tiempo, el PIC aumento su alcance para hacer frente a nuevos objetivos y adaptarse a las tendencias de la industria.

Además de monitorizar el compor-tamiento del combustible, una de las actividades principales del programa es el compromiso de inspeccionar y analizar la causa raíz de cualquier fa-llo con fuga en el combustible.

En las siguientes secciones se presen-tan los objetivos, el alcance y los resul-tados del PIC a lo largo de los años y cómo se han seguido los cambios en el diseño y las condiciones de operación.

OBJETIVOS DEL PICEl objetivo de cualquier programa de inspecciones es asegurar un compor-tamiento adecuado del combustible para evitar fallos en el mismo. El he-cho de no haber tenido fallos en el pasado no garantiza la ausencia de los mismos en el futuro, por lo que es necesario mantener un programa proactivo de inspecciones. Además de todos los objetivos mencionados anteriormente, el PIC nos ayudará a identificar áreas de mejora. Compren-de varias líneas de actuación, todas

MANUEL QUECEDO GUTIÉRREZresponsable del departamento de desarrollo de Tecnología y equipos. eNusAdoctor ingeniero de Caminos por la eTsi de Caminos, Canales y Puerto de la universidad Politécnica de Madrid.


COMBUSTIBLE

ellas relacionadas entre sí y que se describen a continuación:a. Inspecciones de referencia para la

caracterización del combustibleEl primer objetivo de las inspec-

ciones es establecer una línea base, o baseline, de comportamiento de combustible bajo las condiciones de operación específicas de cada central, y a partir de ahí, establecer unos márgenes de comportamien-to. Ante cualquier cambio signifi-cativo (diseño, química del refrige-rante, estrategia de operación…) se efectuarán las inspecciones necesa-rias para verificar que los cambios están dentro de los márgenes esta-blecidos en la línea base y que no hay efectos colaterales.

Toda la información obtenida de las inspecciones formará parte de una base de datos que nos servirá, además de para determinar la lí-nea base y los márgenes reales de diseño, para verificar la aplicabili-dad de los modelos de predicción y caracterizar las propiedades de los materiales.

La monitorización y seguimiento de la química del refrigerante, ins-pecciones visuales, de corrosión y de dimensiones en central y exáme-nes en celda caliente son ya parte de las inspecciones rutinarias de base del programa PIC.

b. Inspecciones asociadas a cambios en las condiciones de operación

Entre los cambios más signifi-cativos que se han llevado a cabo en los últimos años se encuentran los cambios en el diseño (de AEF a MAEF), cambios en los programas de química y aumentos de poten-cia. Ante estos cambios, se evalúan los efectos sobre el combustible y se establecen unos márgenes de ope-ración.

Entre las actividades de base que forman parte de estas inspeccio-nes asociadas a cambios se encuen-tran: medidas de espesor de óxido y caracterización dimensional an-tes y después de cualquier cambio, eliminación de CRUD, limpieza por ultrasonidos o programas de investigación con ensayos en au-toclave.

Finalmente, y asociado a los cambios en operación, ha habido últimamente una tendencia en la industria de aumentar la poten-cia y quemado. Estos aumentos también forman parte de las ac-ciones del PIC y el impacto en la corrosión y en la caracterización dimensional es incorporado a la línea base.

En esta etapa se llevaron a cabo cambios en la química del refrige-rante hacia un pH constante y más alto (lo que supuso un aumento de la exposición del combustible al li-tio). Las actividades llevadas a ca-bo durante los años 2003 a 2006 se centraron en evaluar el impacto de este cambio en el combustible. Ade-más, a esta actividad se le unió una recolección y análisis de datos de la química del refrigerante y unos ensayos en autoclave para estudiar la deposición de boro en el CRUD - que puede resultar en un AOA (Axial Offset Anomaly) -. Este pro-grama se lanzó posteriormente en Studsvik en colaboración con EPRI.

c. La tercera etapa se desarrolló de 2005 a 2010. Se llevaron a cabo un total de 11 inspecciones. Estas inspecciones mantuvieron los ob-jetivos de las etapas previas pero aumentó el alcance y la diversifica-ción de actividades.

Las tres centrales de Ascó y Van-dellós iniciaron un programa de inyección de cinc y durante este periodo se estableció el objetivo de estudiar su impacto en el combus-tible. Este objetivo incluía, además de los objetivos iniciales de inspec-ciones visuales y de corrosión, eli-minación de CRUD para su carac-terización química y estructural y ensayos en autoclave para entender su efecto en los AOA.

d. Las actuaciones entre 2011 y 2014, aparte de las habituales de análi-sis de química y causa raíz de fa-llos, comprendieron inspecciones de corrosión y crecimiento en piscina, diseño y caracterización de elemen-tos de demostración, extracción de barras para envío a celdas calientes o para transferencia a elementos fres-cos e inspecciones en celdas calientes.

El interés fundamental se centró en extraer experiencia, en las con-diciones específicas de operación de las centrales nucleares españo-las, de un nuevo material altamente resistente a la corrosión: el ZIRLO Optimizado. Además se produjeron uprating de potencia en algunas centrales por lo que, se establecie-ron las nuevas líneas bases para esta nueva forma de operar.

RESULTADOS DEL PICEn esta sección se presentan los resul-tados de las diferentes actividades a lo largo de la vida del programa cla-sificados por categorías y/o objetivos de las inspecciones. Se incluyen ejem-plos para ilustrar cómo se utiliza la información de las inspecciones para alcanzar los objetivos del programa.

c. Prevención y monitorización de fallos en el combustible.

Para detectar a tiempo cualquier fallo en operación es necesario ha-cer un seguimiento radioquímico del refrigerante durante la opera-ción. La pronta detección de un fa-llo nos permitirá adoptar las medi-das necesarias que deben llevarse a cabo durante la parada para mi-nimizar el impacto del fallo en la central.

Cuando se detecta un fallo, se lleva a cabo una inspección com-binada con un análisis de causa raíz. El mantenimiento de una ba-se de datos detallada que incluya todos los fallos en la industria en los combustibles PWR permite la identificación de los diferentes me-canismos de fallo y un importante feedback para encontrar áreas de mejora en el diseño, fabricación y operación que ayude a evitar futu-ros fallos.

ALCANCE DEL PICDesde el comienzo del programa en el año 2000, se han sucedido distintas etapas cuyas actividades siguen vi-gentes. Aunque todas ellas comparten objetivos, cada una de ellas se centra en un aspecto diferente que depen-de de las tendencias de la industria en ese momento. En este sentido, la construcción y mantenimiento de una base de datos de comportamiento de combustible, seguimiento de la ra-dioquímica y características del re-frigerante para fallos de las centrales nucleares españolas, han sido activi-dades comunes a lo largo de la vida del PIC.

Las diferentes etapas del programa se resumen a continuación:a. La primera etapa se centró en la

inspección del nuevo diseño MAEF que sustituía al anterior diseño AEF (equivalente al V5H de Westin-ghouse) [1] con nuevos materiales y características.

Consistió en un total de cinco campañas de inspección en central, entre los años 2001 y 2004, que in-cluían medidas de espesor de óxi-do, inspecciones visuales, caracte-rización dimensional de elementos combustibles (longitud, arqueo, in-clinación…), medidas de desgas-te rejilla-vaina y medidas de creci-miento de barra.

b. La segunda etapa alargó el alcan-ce de la etapa anterior para incluir nuevos objetivos. Otras 5 inspeccio-nes se llevaron a cabo en centrales nucleares españolas que incluían inspecciones visuales y de corro-sión.


Inspección y caracterización del combustibleInspección de corrosión en la barra combustibleMás de 2.000 barras de ZIRLOTM en más de 100 elementos combustibles diferentes que operaron en las centra-les españolas PWR han sido inspec-cionadas por el método de corrientes inducidas para determinar el espesor de óxido. Cada campaña de inspec-ción de corrosión se lleva a cabo con-juntamente con una inspección visual detallada que se utiliza posteriormen-te para el análisis de los datos.

La principal conclusión que se puede extraer de estas inspecciones, como se muestra en la Figura 1, es que no se ha observado una acelera-ción de la corrosión de la vaina en el amplio espectro de condiciones de irradiación. De hecho, la base de da-tos comprende un amplio abanico de variables como diferencias de diseño, quemados, índice de desempeño y entorno químico (operación con alta concentración de litio, adiciones de cinc o estrategias de pH).

Estas inspecciones corroboraron los márgenes a la corrosión extra propor-cionados por la rejilla IFM (Interme-diate Flow Mixing) [1], incluidas en el diseño MAEF y que tiene por objetivo mejorar la refrigeración de la barra.

Otro de los resultados del progra-ma de inspecciones de corrosión en barra fue el impacto del programa de inyección de cinc en la central de Van-dellós II, donde la experiencia opera-tiva en la industria era limitada [2]. Las medidas de espesor de óxido en barra fueron tomadas justo antes del primer ciclo operado con cinc y en los siguientes ya con el cinc inyectado (ci-clo 15), con el propósito de establecer la línea base. Las inspecciones inclu-yeron barras con uno, dos y tres ciclos de quemado y altas concentraciones de litio. La Figura 2 muestra los resul-tados del primer ciclo con inyección de cinc (ciclo 15) junto con la base de datos de anteriores inspecciones. Los resultados muestran que no se pro-dujo un aumento de la velocidad de corrosión en Vandellós II [3].

Un ejemplo de aplicación de los resultados de una inspección de co-rrosión a la cuantificación de mejoras del nuevo material de vaina (ZIRLO Optimizado) frente al material ac-tual (ZIRLO), es el que se ilustra en la Figura 3. En esta ocasión, el pro-grama PIC incluyó, como parte de la introducción de ZIRLO Optimiza-do, la inspección de barras del nue-vo material insertadas en elementos de demostración y que operaron en

Almaraz-II hasta alto quemado. Los resultados evidencian una corrosión del orden del 40 % menor que la del ZIRLO, especialmente a altos quema-dos.

Inspección dimensional de elementos combustiblesMás de 100 elementos combustibles se han inspeccionado desde el inicio del PIC. Se han obtenido datos de

Figura 1. Base de datos de corrosión del ZirloTM (PiC).

Figura 2. espesor máx. de óxido vs. quemado medio de barra en vandellós ii.

Figura 3. espesor de óxido en las nuevas vainas de Zirlo optimizado (PiC).


COMBUSTIBLE

crecimiento, arqueo e inclinación de elementos combustibles y de creci-miento de rejillas después de uno, dos y tres ciclos de operación, con dife-rentes objetivos.

Los resultados de la Figura 4 mues-tran el excelente comportamiento del diseño MAEF con esqueleto de ZIRLO frente al anterior diseño AEF con esqueleto de Zircaloy-4. Cuantita-tivamente, el crecimiento del elemen-to combustible es un 40% menor en el nuevo diseño.

La base de datos para la caracteri-zación dimensional de los elementos combustibles cubre hasta niveles de quemado de hasta 70 GWd/tU.

En referencia al seguimiento de las medidas de arqueo algunas conclu-siones interesantes pueden extraerse de la Figura 5. La figura indica grá-ficamente con una flecha la direc-ción del arqueo y la longitud de ésta expresa la magnitud del arqueo en milímetros. Se puede concluir que el nuevo diseño MAEF disminuye con-siderablemente la deformación del elemento combustible y, por consi-guiente, se reduce el riesgo de IRI (In-complete Rod Insertion). El arqueo máximo se ha reducido de 18 mm hasta 10 mm. Otra observación signi-

ficativa es el cambio en el patrón de arqueo en el núcleo.

La rejilla también sufrió cambios en el diseño y en el material, pasando de Zr-4 a ZIRLO. Estos cambios tam-bién han sido monitorizados como parte del PIC. La figura 6 muestra los resultados de las inspecciones, don-de se observa una mejora del 30% en el crecimiento de las rejillas ZIRLO frente a la anterior de Zircaloy-4. Inspecciones visualesLas inspecciones visuales siempre son un complemento para la mayor par-te de las actividades de inspección. No obstante, una de las aplicaciones más interesantes de las inspecciones visuales para los objetivos del PIC es la valoración de la resistencia al des-gaste rejilla-vaina del nuevo diseño MAEF. Esta es la principal causa de

fallo en los combustibles PWR, por lo que su estudio es uno de los objetivos clave del PIC.

En la Figura 7 se incluyen las fo-tografías de dos marcas de desgaste rejilla-vaina. La foto de la derecha, tomada durante una campaña de ins-pección del PIC, corresponde a una barra de diseño MAEF que ha ope-rado durante tres ciclos. La foto de la izquierda corresponde al diseño anterior AEF (V5H de Westinghouse) en una campaña en Wolf Creek [4]. También se incluye en la Figura 7 un gráfico con la mejora de la resisten-cia al desgaste del nuevo diseño, en el cual no se ha detectado ninguna marca profunda, tan solo unas pocas marcas de profundidad media.

Más mejoras se han conseguido tras la incorporación de las rejillas

Figura 4. Base de datos de crecimiento de elementos combustibles (PiC). Figura 5. Caracterización del arqueo de un elemento combustible (PiC).

Figura 6. Crecimiento de rejilla (PiC).

Figura. 7: a la derecha, marca de desgaste en MAeF, a la izquierda marca en AeF [4].


Figura 8. Concentraciones de Fe y Ni en refrigerante de vandellós ii.

Figura 9. Potencia del reactor, concentración de Zn y 58Co and 60Co en vandellós ii.

Figura 10. Correlación entre las concen-traciones de boro y níquel en el Crud. Programa de investigación bajo el alcan-ce del PiC.

IFM, con una mayor área de contacto entre la barra y los muelles y resaltes. Los fallos por desgaste que se producían en el anterior diseño AEF han sido eliminados en este nuevo diseño MAEF.

Seguimiento de la química y radioquímica Uno de los objetivos de la química del refrigerante es evitar la degradación de los materiales que lo componen garantizando la integridad tanto del combustible como del cir-cuito primario.

En esta sección se pre-sentan los resultados de las actividades que se cen-tran en la comprensión y mitigación de los efectos de la quími-ca sobre el combustible. El seguimien-to de la química y la radioquímica en las centrales PWR españolas ha

sido llevado a cabo como parte del PIC. Este seguimiento en diferentes centrales permite compararlas entre ellas y con el resto de la industria para identificar los diferentes efectos en el combustible asociados a una central específica.

Una de las aplicaciones del segui-miento de la química del refrigerante es la evaluación de los efectos de la inyección de cinc sobre el combus-tible. El cinc puede adherirse a los depósitos de corrosión sobre el com-bustible (CRUD), formados princi-palmente por Ni y Fe liberados de los componentes del circuito primario. Este CRUD puede causar alteracio-nes en la transferencia de calor entre la vaina y el refrigerante, la tempe-ratura aumenta y se incrementa la corrosión. Los depósitos de boro in-crementan el riesgo de CIPS (CRUD Induced Power Shifts).

El seguimiento de los productos de corrosión (Ni y Fe) y de los pro-ductos de activación 58Co, 60Co, es un indicador importante ya que varia-ciones significativas de estos elemen-tos podrían significar un aumento del riesgo de CIPS. En la Figura 8 se muestran las concentraciones de Ni y Fe durante el ciclo 15 de Vandellós II [3]. No se observa una elevación de estos metales como consecuencia de la adición de cinc al refrigerante.

La Figura 9 representa la concen-tración de cinc, las actividades de 58Co, 60Co y la potencia durante el ciclo 15 [3]. Como se esperaba, las actividades de los dos radioisótopos aumentaron como consecuencia de la

adición de cinc.

Programas de investigación El PIC ha incluido también programas específicos de investigación como el rea-lizado en Studsvik Nuclear AB en colaboración con EPRI [2, 3] con el propósi-to de entender los mecanis-mos de deposición de boro en el CRUD. Uno de estos programas demostró que la deposición de boro en el CRUD decrece cuando dis-minuye la concentración de níquel en los depósitos y que esta dependencia pre-valece sobre otros factores que potencialmente podrían afectar, tales como peque-ños cambios de pH o expo-sición prolongada al cinc [6].

La Figura 10 muestra que cuando el contenido de Ni decrece a cero, la concentración de B del CRUD alcan-za el valor más bajo.

COMBUSTIBLE

ACTIVIDADES FUTURASCon objeto de dotar al Programa de una mayor flexibilidad que permita respuestas más rápidas a las nece-sidades y tendencias del sector nu-clear español, el alcance del PIC deja de definirse para periodos de varios años, como se venía haciendo hasta el 2012. El comité de Dirección de I+D+i que gestiona el programa, formado por las empresas propietarias de las centrales PWR, Endesa Generación, S.A.U., Iberdrola Generación Nuclear, S.A.U., Gas Natural SDG, S.A. y por Enusa Industrias Avanzadas S.A.; aprueba las propuestas y establece las prioridades de las actuaciones de forma anual.

En general, las actividades a futuro en este 2015 y siguientes se centran en dos objetivos, ambos relacionados con cambios de diseño del combustible:• El primero de ellos, la introducción

paulatina y vigilada del nuevo ma-terial de vaina ZIRLO Optimizado, permitirá a las plantas españolas hacer frente sin restricciones en la operación asociadas al combustible, a la futura y más limitante regu-lación LOCA y RIA. Para ello, el foco de las actuaciones está siendo y será el análisis de las inspeccio-nes y ensayos realizados princi-palmente entre los años 2010-2014. Como resultado de este análisis se ha conseguido o se conseguirá, en-tre otros, disponer de un soporte sólido para licenciar, ante el CSN,

el uso en recargas del ZIRLO Opti-mizado; disponer de leyes específi-cas de comportamiento del material que permiten ganar márgenes de diseño y/o soportar una operación a quemados más elevados de los actualmente licenciados.

• El segundo, el seguimiento del com-portamiento del nuevo diseño de combustible, MAEF-2012, permitirá la verificación y cuantificación de las mejoras que aporta este diseño en cuanto a algunas de las preocu-paciones mayores de la industria actualmente: estabilidad dimensio-nal, desgaste barra-rejilla y protec-ción ante debrís.

CONCLUSIONESLa Central Nuclear de Almaraz-Trillo (CNAT), la Asociación Nuclear As-có-Vandellós (ANAV) y Enusa Indus-trias Avanzadas, han desarrollado y ejecutado una estrategia coordinada para alcanzar el máximo nivel de fia-bilidad del combustible. El excelente comportamiento del combustible fa-bricado por Enusa para las plantas PWR españolas es el mejor indicador de que las expectativas del programa se cumplen.

REFERENCIAS[1]. M. Pedroche. evolución del

combustible PWr suministrado por eNusA. reunión de la sNe. Murcia 2008.

[2]. A. sánchez, N doncel, G rubio, Jl Gago. Fuel evaluation under zinc injection in Ascó i/ii and vandellós ii NPP. Proceedings of the 2006 international Meeting on lWr Fuel Performance. salamanca

[3]. A sánchez, N doncel, G rubio, Jl Gago, J deshon. spanish experience of fuel performance under zinc injection conditions in high duty plans. 2008 Water reactor Fuel Performance Meeting. Korea

[4]. s d Ferguson, o Correal-Pulver, Post irradiation examination of the lead Westinghouse robust Fuel Assemblies after three cycles of operation in the Wolf Creek generating station. eNs Top Fuel. Würburg (Germany) 2003.

[5]. Fuel reliability Gidelines: Fuel surveillance and inspection rev. 2. electric Power research institute (ePri), 2014.

[6]. N. doncel, J Chen, P Guillen, H Bergvist. on the role of nickel deposition in CiPs occurrence in PWr.vGB Konferenz NPC’08. Berlin.

24 NUCLEAR ESPAÑA diciembre / december 2013

CONVOCATORIAS 2015Congresos, Cursos y Reuniones3-6 Mayo

Niza, Francia

InternatIonal ConferenCe on advanCes In nuClear Power Plants, ICaPP 2015sFeNInfo: https://www.sfen.fr/ICAPP

5-6 MayoManchester, United Kingdom

6th annual nuClear deCommIssIonIng ConferenCe euroPeNiAInfo: http://www.nuclearenergyinsider.com/decom/

17-21 MayoChiba, Japon

ICone-23 InternatIonal ConferenCe on nuClear engIneerIngJsMe-AsMe-CNsInfo: http://www.icone23.org/

15-19 JUNioViena, austria

InternatIonal ConferenCe on storage of sPent fuel from nuClear Power reaCtorsiAeAInfo: http://www-pub.iaea.org/iaeameetings/46528/International-Conference-on-Management-of-Spent-Fuel-from-Nuclear-Power-Reactors-An-Integrated-Approach-to-the-Back-End-of-the-Fuel-CycleI

22-25 JUNioChicago, EE UU

enYgf 2015 -euroPean nuClear Young generatIon forum 2015ANs

23-26 JUNioViena, austria

InternatIonal ConferenCe on oPeratIonal safetYiAeAInfo: http://www-pub.iaea.org/iaeameetings/46529/International-Conference-on-Operational-Safety

23-26 JUNioValencia, España

4º Congreso Conjunto sefm Y sePr seFM/sePrInfo: http://www.sefmseprvalencia2015.es/

30 agosto- 4 sEptiEMbrEChicago, EE UU

world nuClear assoCIatIon sYmPosIum 2015WNAInfo: http://www.wna-symposium.org/ehome/index.php?eventid=108035&


Manuel albendea darriba

Responsable del soporte a la operación de la Unidad de Combustible Nuclear.IbeRdRola GeNeRaCIóN NUCleaRFísico por la UaM.

Gestión de la deformación de canales en la central nuclear de CofrentesM. Albendea, P.J. García, J. Iglesias y R. Mascarell

La deformación de canales combustible en reactores BWR (Boiling Water Reactor) puede tener implicaciones para la seguridad. Este fenómeno es complejo y en la actualidad no se conoce en profundidad. En este artículo se presentan las actividades que está llevando a cabo Iberdrola Generación Nuclear SAU para conocer, predecir y mitigar las consecuencias que pueden ocasionar este fenómeno en la central nuclear de Cofrentes.

INTRODUCCIÓNLa Central Nuclear de Cofrentes (CNC) (Figura 1) dispone de un reactor de agua ligera en ebullición diseñado por Ge-neral Electric (GE) a finales de los 50. El agua, que actúa como refrigerante y mo-derador, alcanza la ebullición y el vapor generado impulsa una turbina que a su vez mueve un generador eléctrico.

Para mantener la moderación y darle estabilidad estructural cada elemento combustible está alojado en una estruc-tura cuadrangular que se denomina canal. Los elementos combustibles se disponen en celdas, esto es, cuatro ele-mentos alrededor una barra de control cruciforme. El canal permite una sepa-ración hidráulica entre elementos com-bustibles y separación mecánica con las barras de control y los tubos de instru-mentación (Figura 2).

Para minimizar la absorción neutró-nica los canales combustibles se fabrican de distintas aleaciones de circonio: Zir-caloy-2 (Zr-2), Zircaloy-4 (Zr-4), Low-Tin Zirlo y NSF. Es conocido que la radia-

Fuel channels distortion in BWR (Boiling Water Reactor) reactors may have implication for safety. This phenomenon is complex and, at the present time it is not known in detail. This article provides the Iberdrola Generación Nuclear SAU ongoing activities to know, predict and mitigate the consequences that this phenomenon may cause in Cofrentes Nuclear Power Plant.

ción afecta a las propiedades de las aleaciones de circonio y, por tanto, al comportamiento de los canales com-bustibles. Así por ejemplo, los canales pueden sufrir deformaciones, corro-sión, cambios dimensionales, cambios en su microestructura, cambio en sus propiedades físicas, etc. Este compor-tamiento no solamente es función de la aleación de circonio sino, y muy impor-tante, del diseño del canal, del proceso de fabricación e incluso del tratamiento térmico y de las condiciones de ope-ración. Bajo la acción de tensiones me-cánicas o inducidas por la radiación, aun siendo relativamente pequeñas, y elevada temperatura, los metales em-piezan a cambiar gradual y lentamente su tamaño y forma. Este fenómeno se denomina fluencia.

En los reactores BWR una excesiva deformación de los canales combus-tibles y un tratamiento inadecuado puede provocar fricción con la barra de control. En los últimos años más de la mitad de los reactores BWR de

Estados Unidos han notificado problemas de interferencias con barras de control debido a este fenómeno [2].

FENOMENOLOGÍAPodemos decir que hay tres tipos principales de deformación del ca-nal: hinchamiento (Bulge), pandeo (Bow) y torsión (Twist). El Bulge se produce por la fluencia debida a la radiación y a la diferencia de presión entre el interior y exterior del canal. El pandeo es debido al crecimiento diferencial de lados opuestos del canal inducido por la fluencia diferencial debida a la radiación y la dilatación por la di-fusión y precipitación del hidróge-

Pablo J. Garcia sedano Responsable de la Sección de Ingeniería del Combustible Nuclear. IbeRdRola INGeNIeRía y CoNStRUCCIóN SaU Ingeniero industrial por la etSII de bilbao.

Javier iGlesias ayuela

tareas de Seguimiento del Núcleo de CN Cofrentes, análisis termohidráulicos y apoyo al licenciamiento. Ingeniero de Minas por la Universidad Politécnica de Madrid.

rubén Mascarell Gil Jefe de la oficina técnica de operaciónCeNtRal NUCleaR de CoFReNteSIngeniero químico por la Universidad de alicante.

CARACTERÍSITCAS CNC

Propietaria al 100%: Iberdrola Generación Nuclear

Operada por: Iberdrola Generación Nuclear

Reactor de Agua en Ebullición: BWR/6 (GE)

Contención: Mark-III

Combustible: dióxido de uranio enriquecido (UO2)

Nº elementos: 624

Peso total de UO2 aproximado: 110Tm

Potencia térmica: 3237 MWt

Potencia eléctrica: 1092 MWe

Primera criticidad: 23 agosto 1984

Longitud del ciclo: 24 meses

Figura 1. Características de CN Cofrentes.


COMBUSTIBLE

no en la red cristalina. El Twist es el resultado de pequeñas torsiones debidas a diferencias entre el hinchamiento y el pan-deo. Aunque se puede producir los tres tipos de distorsión, el pandeo es la principal preocu-pación por poder afectar direc-tamente a la actuación de las barras de control ya que puede alterar la separación entre ca-nales adyacentes y puede res-tringir el movimiento de las barras de control (Figura 3) [3].

Históricamente se utilizaba Zr-4 para la fabricación de ca-nales por su reconocida baja absorción de hidrógeno (HPUF, Hydrogen Pick-up Fraction). La oxidación del Zircaloy genera hidrógeno y una fracción del mismo se difunde y precipita en la red cristalina que la dis-torsiona y causa su crecimien-to. Los principales suministra-dores de combustible fueron cambiando paulatinamente a Zr-2. GNF en los 80, para estandarizar materiales utilizados en sus reactores BWR; Westinghouse a mediados de los 90, por la baja sensibilidad a la corrosión nodular; y, por último a finales de los 90, Areva al comprobar, en sus programas de irradiación, un mejor comportamien-to a la corrosión [3]. Con este cambio asumía que una mayor resistencia a la corrosión compensaba el aumento de absorción de hidrógeno dando como re-sultado un contenido menor de hidró-geno total e hipotéticamente un mejor comportamiento frente a la deformación.

Con el aumento de los requerimientos de producción, sobre todo aumento de la longitud de los ciclos, una mayor frac-ción de combustible fresco debe de estar en celdas de control. Se observó un nue-vo mecanismo de corrosión denominado shadow corrosion por la marca observable en el canal (sombra de la barra de control en el canal). Este mecanismo es un tipo de corrosión galvánica asistida por la radiación entre metales con diferente electronegatividad que sólo se observa en reactores BWR, en reactores de agua a presión (PWR, Pressurized Water Re-actor) este fenómeno no se observa qui-zás debido al bajo contenido de oxígeno disuelto en el agua [4]. Este fenómeno también se observa entre las barras de combustible y los espaciadores si estos están fabricados de Inconel. El pandeo debido a shadow corrosion se produce por la diferente precipitación de hidrógeno en la red cristalina entre la cara adya-cente a la barra de control y su opuesta. Los mecanismos responsables de este fenómeno son muy complejos y difíciles de predecir. Dependen de la aleación,

menos mitigar sus consecuencias. Por la dificultad del fenómeno es necesario desarrollar un progra-ma amplio e interdisciplinar. De-ben de estar presentes junto con el operador de la planta, institutos de investigación como EPRI (Electric Power Research Institute de Estados Unidos), grupo de propietarios de reactores BWR (BWROG, BWR Owners Group) y los suministrado-res principales de combustible.

Participación en programas internacionalesDesde el año 2006 Iberdrola ha participado en distintos proyectos de medidas de canales realizados dentro del Programa de Fiabilidad del Combustible (FRP, Fuel Relia-bility Program) de EPRI. En el año 2010 se forma el Channel Distor-tion Program (CDP) dentro del FRP con el objetivo de aunar esfuerzos dentro del sector (empresas eléc-tricas, suministradores, centros de investigación…) de cara a mitigar

o eliminar si es posible el problema de la fricción entre las barras de control y el canal por excesiva deformación de este último.

Iberdrola ha participado activamente en el CDP siendo su representante de-signado como vicepresidente de dicho grupo. Además Iberdrola ha participado activamente con datos de deformación de canales obtenidos en varias campa-ñas de medidas realizadas en CNC y con la interpretación de dichos resultados.

Los principales productos que se han obtenido del CDP han sido: la genera-ción de una base de datos con todas las campañas realizadas por la industria y cofinanciadas por EPRI, la revisión del INPO SER 1-08 [5] con nuevas recomen-daciones para diseño del núcleo y mo-nitorización considerando el problema de la fricción, el desarrollo de un modelo atomicista sobre el efecto del H en las aleaciones de circonio, el desarrollo de

tipo de planta, química del agua, crite-rios de operación, y otros factores. Pero lo más paradójico es que hay plantas similares que unas se ven afectadas y otras no y canales simétricos se ven afectados y otros no. El impacto en la distorsión del canal por shadow corro-sion no sólo depende del tiempo que la barra de control ha estado insertada, sino que también depende de cuando el canal ha visto barra de control. Si elementos frescos se controlan al prin-cipio de su primer ciclo de irradiación el efecto se magnifica. En ciclos largos este hecho puede ser común ya que es necesario cargar elementos frescos en celdas de control.

ACTUACIONES Iberdrola Generación Nuclear está im-plementado un amplio programa para conocer el fenómeno y eliminar o al

Figura 2. Celda de combustible.

Figura 3. tipos de distorsión en canales.


un modelo de pandeo patrocinado por EPRI, el lanzamiento de distintos progra-mas experimentales de cara a entender el efecto del H en las aleaciones de circonio para información a la USNRC (Nuclear Regulatory Commission de Estados Uni-dos) de cara a acelerar el licenciamiento de los nuevos materiales de canal.

Aunque sigue habiendo casos de fric-ción reportados por la industria el nú-mero y severidad de los mismos ha dis-minuido con respecto a los reportados antes de 2010.

Desarrollo de un programa de predicción del pandeoEl uso de núcleos mixtos en CNC da lu-gar a que exista mezcla de distintos tipos de combustible en una misma celda de control. Esto dificulta el uso de herra-mientas desarrolladas por los suminis-tradores para estimar el riesgo de fric-ción entre canal y barra de control, ya que suelen estar ajustadas para los com-bustibles específicos de cada suministra-dor y no dan buenos resultados cuando se usan con otros diseños.

Como parte de la estrategia para mi-tigar el problema, Iberdrola desarrolla su propio modelo de simulación de la deformación de los canales y la fricción entre canal y barra asociada a esa defor-mación (código SIMBOW) [6] que ha sido usado para la estimación de la fricción esperada en el núcleo desde el ciclo 18. Esta fricción se corrige en el diseño del núcleo bien cambiando la posición de los elementos en el núcleo, o bien recanali-zando los elementos con canales nuevos cuando la recolocación del elemento no es posible por otros criterios de diseño. Además el código SIMBOW se utiliza para determinar las celdas más suscepti-bles de experimentar fricción y que serán objeto de pruebas periódicas durante la operación (Figura 4).

La variabilidad del pandeo debido al fenómeno de shadow corrosion hace a ve-ces muy difícil su predicción. Para re-ducir esta incertidumbre se están reca-nalizando los elementos con canales de Zr-2 que se consideran más susceptibles de experimentar Bow anómalo y desde el ciclo 19 se están utilizando materiales menos susceptibles de sufrir esa variabi-lidad en las celdas de control del núcleo (celdas en las que usa más extensivamen-te las barras de control).

Programa de caracterización de materialesDada la variabilidad del comportamiento del material Zr-2 ante el Bow por shadow corrosion, se están utilizando por parte de la industria otros materiales menos susceptibles. En los combustibles de GNF se está utilizado el material Zr-4 que pre-senta mejor comportamiento que el Zr-2 y que está licenciado como material al-ternativo. No obstante el Zr-4 presenta

problemas de pandeo significativo por gradiente de fluencia neutrónica por lo que no elimina el problema de la fricción totalmente aunque la hace más predecible.

La industria está manejando nuevas aleaciones de circonio con niobio (Low Tin Zirlo-LTZ, NSF…). Estas aleaciones presentan un excelente comportamien-to ante el fenómeno de pandeo por gradiente de fluencia dado su escaso crecimiento con la irradiación. Por otro lado presentan una baja captura de H por lo que son menos susceptibles a la deformación por shadow corrosion.

Iberdrola, en el ciclo 17, empezó a utilizar el Low Tin Zirlo recristalizado (LTZ) [7] en cuatro canales de demos-tración. Dos de ellos se reutilizaron tras dos ciclos de operación en elemen-tos de un ciclo para extender su que-mado por encima de la experiencia operativa de CNC. Se han medido e inspeccionado tras tres ciclos de ope-ración y su comportamiento ante el crecimiento y deformación ha sido ex-celente y conforme a lo esperado.

El LTZ pretende utilizarse de for-ma generalizada en los elementos de Westinghouse a partir del ciclo 21. De forma análoga en el ciclo 21 se va a comenzar un programa de canales de demostración en elementos GNF usan-do el material NSF [8]. Cuando este material esté licenciado, la intención es usarlo de manera generalizada en los elementos de GNF.

Campañas de medida de distorsión de canalesEn CNC se han realizado hasta la fecha cuatro campañas de medida dimen-sional, óxido, toma de muestras e ins-pección visual de canales de diferentes aleaciones y tratamientos irradiados.1) Durante la recarga del ciclo 17 (ve-

rano del 2007) se midieron 180 ca-nales combustible: 24 SVEA-96 +/L, 68 SVEA-96 Optima-2, 36 GE-12, 42 GE-14 y 10 ATRIUM-10XP.

2) En septiembre de 2009, recarga del ciclo 18, se midieron 55 canales: 31 SVEA-96 Optima-2, 22 GE-14 y 2 Atrium-10XP.

3) En octubre del 2011, recarga del ciclo 19, se midieron 58 canales: 37 SVEA-96 Optima-2, 18 GE-14, 1 GNF2 y 2 Atrium-10XP.

4) En enero de 2015 se han medido 54 canales descargados tras la recarga del ciclo 20: 42 SVEA-96 Optima-2 y 12 GE-14.Los resultados las campañas de 2007,

2009 y 2011 se han documentado en distintos informes de EPRI (1016622[9], 1021455[10] y 1025202 [11]). La campaña del 2015 está en proceso de documen-tación.

Los resultados obtenidos han confir-mado la susceptibilidad del material Zr-2 ante el pandeo por gradiente de fluen-cia a altos quemados y al pandeo por shadow corrosion cuando experimenta control temprano. También se confirma el mejor comportamiento del LTZ ante la deformación.

Adquisición de una máquina para medir deformaciones de canales combustiblesEn el 2011 a raíz del cierre de varias centrales nucleares alemanas, Vattenfa-ll, empresa propietaria de Brunsbüttel (KKB), puso en venta diversos equi-pos, entre ellos un equipo de medida dimensional de canales combustibles, desarrollado por WES, que se había uti-lizado en CNC en la recarga del ciclo 17 a mediados de 2007; Iberdrola vio la oportunidad de disponer de dicho dis-positivo de medida.

Al equipo se le realizaron ciertas mo-dificaciones para modernizarlo e ins-talarlo como equipo permanente de la central.

El equipo consiste en un dispositivo que permite alojar un canal combustible, está equipado con siete niveles de son-das ultrasónicas para medir sus caracte-rísticas dimensionales, dispone de son-das adicionales para medir la longitud y

Figura 4. ejemplo de mapa de fricción calculada con SIMboW.


COMBUSTIBLE

la temperatura del agua. También dispo-ne de un sistema neumático para evitar que el elemento pueda caer, una unidad de control con el dispositivo generador de ultrasonidos, sistema de adquisición de datos y ordenador para el cálculo, con-trol y presentación de resultados.

Actualmente el montaje, calibración y utilización del dispositivo es responsabi-lidad de CNC, para lo que fue necesario realizar un plan de formación interdisci-plinar: mecánicos, eléctricos, ingeniería y combustible nuclear.

La última campaña, enero de 2015, la realizó íntegramente personal propio de la central utilizando este dispositivo (Figura 5).

RecanalizacionesAunque originalmente los canales com-bustibles irradiados podían reutilizarse y, de hecho, en CNC se reutilizaron más de 300 canales hasta la Recarga 6 (sep-tiembre 1991). Con el aumento de fluen-cia neutrónica, quemado y longitud de los ciclos esta práctica se dejó de hacer debido a los cambios dimensionales y al aumento de corrosión.

Gracias a las predicciones del compor-tamiento de los canales aportados por SIMBOW se han realizado tres campañas de recanalización con canales nuevos pa-ra recanalizar a los elementos con mayor riesgo a tener alta deformación.1) En la recarga del ciclo 18 se recanali-

zaron 10 elementos de Westinghouse con canales de Zr-2 para minimizar el riesgo al pandeo por shadow corrosion.

2) En la recarga del ciclo 19 se recanali-zaron 16 elementos de Westinghouse con canales de Zr-2 para minimizar el riesgo de pandeo por shadow corrosion. También se recanalizaron 12 elemen-tos de GNF con canales de Zr-2 por riesgo de Bow por shadow corrosion.

3) En la recarga del ciclo 20 se recanali-zaron 24 elementos de Westinghouse con canales de Zr-2 para minimizar el riesgo del pandeo por shadow corro-sion y por gradiente de fluencia. Tam-bién se recanalizaron ocho elemen-tos de GNF con canales de Zr-2 por riesgo de Bow por shadow corrosion y gradiente de fluencia.

Actuaciones en el diseño del núcleo y gestión del cicloLas actuaciones en el diseño del núcleo y en la gestión del ciclo son de vital impor-tancia para mitigar el efecto que pudiera producir la deformación de canales. En primer lugar hay que conocer en pro-fundidad el fenómeno por esta razón Iberdrola participa activamente en los grupos de trabajo ad hoc, ha realizado di-versas campañas de inspección: medidas dimensionales, óxido y toma de muestra para su análisis en celdas calientes, etc. Iberdrola también participa con los su-

ministradores de combustible en pro-gramas de pruebas de materiales. Se han cargado e inspeccionado canales de distintas aleaciones y tratamientos: Zr-4, Zr-2, ZIRLO y NSF. Sería imposi-ble acometer el diseño del ciclo que mi-nimizara el efecto de la deformación de canales sin disponer de una herramien-ta predictiva de este fenómeno SIM-BOW, pero sobre todo, sería imposible sin tener la capacidad total del diseño que aporta la metodología Giralda [12].

CONCLUSIONES

La deformación de canales de combus-tible en los reactores de agua en ebu-llición ha provocado problemas opera-tivos y tener que realizar numerosas campañas de recanalización. Iberdrola Generación Nuclear SAU está desarro-llando un amplio programa para cono-cer y mitigar o eliminar las consecuen-cias causadas por la deformación de los canales de combustible irradiados en la central nuclear de Cofrentes. Este pro-grama incluye la participación activa en el Programa de Distorsión de Ca-nales (CPD, Channel Distorsion Program) del Programa de Fiabilidad del Com-bustible (FRP, Fuel Realiability Program) de EPRI (Electric Power Research Insti-tute), y el desarrollo de una aplicación informática (SIMBOW) para simular y predecir la deformación de los canales con el fin de mitigar sus consecuencias.

La estrategia de gestión optimizada de combustible de CN Cofrentes con-lleva la utilización de elementos com-bustibles de distintos suministradores, por lo que se dispone de información del comportamiento de los distintos di-seños y aleaciones y tratamientos con el fin de encontrar el producto idóneo para la operación segura de la central. En este sentido Iberdrola junto con los principales suministradores participa

en un extenso programa de demostración de canales. Como parte de este programa se han realizado diferentes campañas de inspección de canales en la central nuclear de Cofrentes.: visual, dimensional, óxido y toma de muestras para su análisis en celdas calientes. Con el fin de optimizar los recursos se ha adquirido una máquina de medida dimensional de canales irradiados.

Gracias a los resultados de este pro-grama y la capacidad propia disponible para el realizar el diseño del núcleo y poder evaluar el impacto de la deforma-ción de canales durante la operación del ciclo, se ha minimizado el impacto del abombamiento de canales reduciendo el número de recanalizaciones necesarias.

REFERENCIAS[1] ZIRat-10 Special topics Report. Structural

behavior of Fuel and Channel Components, September 2005, aNt International.

[2] Nuclear engineering International. avoiding bWR channel distortion. 11 october 2013.

[3] bWR Fuel Channel distorsion. october 2011. aNt International.

[4] Mechanisms of Zirconium alloy Corrosion in Nuclear Reactors, the Journal of Corro-sion Science and engineering. July 2003.

[5] INPo SeR 1-08 boiling Water Reactor Fuel Channel distortion. July 17, 2008.

[6] Nt-CoNUC-529. Modelo de predicción del arqueamiento de canales en C.N. Cof-rentes. Rev. 4. oct. 2013.

[7] WCaP-15942-P-a Material Changes for SVea-96 optima-2 Fuel assemblies. Rev. 1. Sep 2010.

[8] Nede 33798P application of NSF to GeF Fuel Channel designs, licensing topical Report. Feb. 2013.

[9] ePRI 1016622. Cofrentes eoC-16b Poolside Measurements of bWR Channels. aug. 2008.

[10] ePRI 1021455. Cofrentes eoC-17 Poolside Measurements of bWR Channels. Jul. 2010.

[11] ePRI 1025202. Cofrentes eoC-18 Poolside Measurements of bWR Channels. Jul. 2012

[12] SNe nº 212. experiencias de diseño de combustible y de núcleo en C.N. Cofrentes, octubre 2001.

Figura 5. ejemplo de la máquina de medida de distorsión de canales.

C.N. Cofrentes

www.cncofrentes.esIberdrola Generación Nuclear


COMBUSTIBLE

Sylvia Choithramani

Responsable de Fiabilidad del Producto. Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos.ENUSAIngeniero industrial en ICAI y máster en Tecnologías de Generación de Energía Eléctrica por ETSII-Tecnatom.

Mejora de la fiabilidad del combustible en EnusaS. Choithramani y M. Quecedo

Enusa está firme y globalmente comprometida a proveer a sus clientes elementos combustibles con diseños que satisfagan los requisitos de eficiencia energética, flexibilidad en la operación y fiabilidad. Los combustibles que Enusa suministra para ambas tecnologías, PWR y BWR, incorporan las mejores prestaciones de diseño, que han sido desarrolladas a lo largo de la historia de la industria nuclear. A finales de enero de 2015, Enusa ha acumulado una experiencia de fabricación y operación de más de 20.000 elementos combustibles, siendo aproximadamente la mitad de ellos PWR y la otra mitad BWR, operando en múltiples condiciones que incluyen variaciones de potencia del núcleo, ampliaciones de longitud de ciclos y diferentes estrategias de operación y químicas del refrigerante.Esta experiencia aporta el conocimiento necesario para modelar el comportamiento del combustible, y sirve como instrumento esencial para poder identificar y caracterizar los mecanismos de fallo en nuestro combustible. A partir de la información obtenida durante todos estos años de operación, Enusa ha desarrollado e implantado progresivamente las necesarias acciones mitigadoras definidas a partir del conocimiento de las causas de fallo, las cuales forman parte del programa encaminado a conseguir la mejora de la fiabilidad y del comportamiento del combustible. Al mismo tiempo que se ha ido cumplimentado lo anterior se ha observado una tendencia positiva en cuanto a mejora en la fiabilidad del combustible.

INTRODUCCIÓNEl combustible MAEF fabricado por Enusa se corresponde en su diseño con el combustible RFA/RFA-2 fabricado por Westinghouse, del cual, por el nú-mero de plantas USA en el que opera, se dispone de gran información. Aun-que este artículo se centra en la infor-mación del diseño fabricado en Enusa, ésta se complementará con la experien-cia de toda la flota de este diseño.

FIABILIDAD DEL PRODUCTOLa identificación y mitigación con éxi-to de los mecanismos que provocan los fallos ha sido un factor clave en la mejora observada en la fiabilidad del combustible. Enusa sistemáticamente ha ido identificando mecanismos de fallo mediante inspecciones en central

ENUSA is committed to providing our customers with fuel designs that meet their needs for operational efficiency, power, energy, performance and reliability. ENUSAs current fuel designs, covering BWR and PWR technologies, incorporate highest performance with proven reliability features developed along nuclear power operation history. As of January 2015, ENUSA has manufactured more than 20.000 fuel assemblies (around half BWR and half PWR), with operating conditions reflecting varying reactor power densities, cycle lengths, operating strategies and water chemistry environments.This experience brings the knowledge to model our fuel behavior and acts as the principal instrument to identify and characterize the failure mechanisms of our fuel. Based on the information obtained from all this years of operation, ENUSA has progressively developed and implemented numerous mitigating actions identified upon the knowledge on failure mechanisms, which are the bases for the fuel reliability improvement program. Contemporaneously to this implementation, a positive trend on ENUSA’s fuel reliability has been observed.

y en celdas calientes, y realimentando los procesos de diseño y fabricación con lecciones aprendidas.

Del combustible MAEF/MAEF-2007, se han identificado desde 1998 y has-ta fin de 2014, 44 barras con falta de estanqueidad en 51 elementos com-bustibles de los más de 2.000 elemen-tos combustibles (más de 1,3 millones de barras) suministrados hasta 2014. Hoy en día, una minoría de las plan-tas operando con combustible Enusa experimenta fallos, y éstos están en los últimos años y de forma recurrente, relacionados con partículas extrañas.

El mecanismo de fallo que acapa-ra el mayor número de elementos fa-llados, 41 %, es abrasión de la barra con la rejilla inferior en los diseños que carecen de rejilla protectora de este tipo de combustible, (Figura 1). La

manUEl QUECEDo GUtiÉrrEZResponsable del Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos. ENUSADoctor ingeniero de Caminos por la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Caminos, Canales y Puerto de la Universidad Politécnica de Madrid.

causa raíz de los fallos por abrasión en la rejilla inferior es la insuficiente sujeción de la barra por la rejilla infe-rior, causada por la relajación de los muelles por efecto de la irradiación, en combinación con los altos flujos cruzados en el núcleo. El uso de la rejilla protectora, aunque su función es prevenir los fallos por desgaste por vibración con partículas, proporciona mayor sujeción a la barra en una zona de altos flujos cruzados y constituye una barrera adicional al desgaste de la barra contra la rejilla. Los suminis-tros de combustible con diseños sin rejilla protectora finalizaron en 2008, por lo que ya no quedan elementos sin rejilla protectora operando en las plantas donde aún se cargaba este tipo de combustible.

Es de notar que ninguno de los fallos en el combustible MAEF/MAEF 2007 se ha producido por me-canismo de desgaste barra-rejilla en


las rejillas intermedias. El diseño del MAEF/MAEF 2007 ha eliminado este mecanismo de fallo en las rejillas inter-medias, existente en el diseño anterior AEF. La experiencia en la ausencia de fallos por desgaste en rejillas interme-dias incluye varios elementos que han operado cuatro ciclos de 18 meses, es decir, tiempos de residencia de unos seis años. Esto confirma la eficacia de las mejoras incorporadas en el diseño MAEF con respecto a su antecesor AEF.

Tal como muestra la Figura 1, le sigue en proporción de fallos, 27 %, con 12 elementos fugados, el mecanismo de fallo más probable a día de hoy en la industria, abrasión por partículas extra-ñas, también conocido como debris fret-ting en la industria. El comportamiento global del combustible PWR MAEF/MAEF-2007 con cabezal inferior anti-partículas y rejilla protectora suminis-trado por Enusa se considera efectivo ante fallos por partículas extrañas. Es importante destacar que se ha cuan-tificado la incidencia en el número de fallos en función de las distintas opcio-nes de diseño frente a la abrasión que se incorporen. Si a los diseños que utilizan el cabezal antipartículas le sumamos la introducción de la rejilla protectora, la tasa de fallo se reduce un tercio. Si ade-más, se incorpora el recubrimiento de óxido en las barras combustible, en fase de implantación en las fabricaciones de Enusa, la tasa de fallos se reduce a cero. Es de notar que no se han producido fallos en los más de 7.500 elementos combustibles que contienen estas tres opciones simultáneamente.

Finalmente, ha habido dos elementos cuyos fallos se atribuyeron a defectos de fabricación: ausencia de soldadura de sellado y contaminación interna por hidrógeno respectivamente, estando el resto de elementos fallados aún por inspeccionar.

Tal como muestra la Figura 2, en el año 2014 cerca de un 95 % de las plantas PWR suministradas por Enusa operaban libres de fallos. En 2014, de toda la flota de combustibles PWR suministrados por Enusa, se ha descargado sólo un elemen-to fallado en una central PWR española, atribuyéndose preliminarmente el meca-nismo de fallo más probable a abrasión por partículas, mecanismo muy habi-tual en el resto de la industria.

EL PROCEsO mEjORA DE LA FIABILIDAD DEL PRODUCTO

Cualquier comportamiento inespera-do del combustible operando tiene un impacto negativo sobre la confianza en Enusa de nuestros clientes ya que esto implica contaminación por fugas en las barras combustibles, inspecciones para identificar y reparar el elemento con el

Seis Sigma de Mejora Continua, el pro-grama de Acciones Correctoras, o el programa de Factor Humano.

El procedimiento de mejora de la fia-bilidad de combustible de la Unidad de Negocio de Combustible se basa en asegurar que la información de expe-riencia operativa, procedente de todas las fuentes posibles, es retroalimentada a los procesos de diseño, fabricación, operación y gestión del combustible gastado. Estas fuentes de información pueden provenir, entre otras, de•Resultados de análisis de causa

raíz de los fallos. Los elementos fugados son una valiosa fuente de información para Enusa ya que, aunque su efecto es negativo tanto para las plantas como para Enusa, ofrecen información sobre la forma de operar que ha producido fallo, y sobre todo las áreas en las que tanto Enusa como la planta pueden ejercer acciones correctoras.

• Inspecciones de combustible sano. El seguimiento del comportamiento del combustible en operación pro-porciona la mayor realimentación a nuestros códigos y modelos de com-portamiento. Conocer cómo evolu-ciona el elemento a lo largo de su

consiguiente aumento del tiempo de recarga, y posibles impactos en los di-seños de los ciclos siguientes.

Por este motivo, Enusa siempre ha destinado esfuerzos y recursos consi-derables en proyectos de fiabilidad y de seguimiento de comportamiento de sus productos. Aun así, a principios de 2012 los niveles de los indicadores de fiabilidad supusieron una llamada de atención que identificó la necesidad de implantar un programa de mejora que disminuyera la tasa de fallo de nuestra flota. Enusa ha esforzado en alinearse con las iniciativas de la in-dustria (INPO, EPRI) por mantener las plantas operando libres de fallos desde la década de los 2000, reforzando el seguimiento de conocidos programas de reducción de fallos de combustible, en los que Enusa ha participado acti-vamente desde su creación.

Como decíamos, a principios de 2012, Enusa implantó un programa para la mejora del comportamiento y fiabilidad de sus combustibles. Éste sigue un proceso que permite antici-parse y prevenir los posibles eventos relacionados con la fiabilidad, y tiene sus bases en los procesos de mejora de Enusa ya existentes, como el programa

Figura 1. Distribución de elementos fallados en función del mecanismo de fallo.

Figura 2. Evolución de la tasa de fallo en el combustible Enusa.


COMBUSTIBLE

vida en operación, cambios dimensio-nales, su respuesta a la corrosión, etc. son factores importantes que constatan el diseño actual y alimentan diseños futuros.

• Incidencias y cambios en la fabrica-ción. La fabricación de nuestros elemen-tos está sometida a controles de calidad con los requisitos más exigentes de cual-quier industria. Es por eso que nuestros procesos están en continua evaluación. Aun así, se hace adicionalmente un se-guimiento especialmente sobre los Pa-rámetros Críticos para la Fiabilidad que son características concretas de cada uno de los componentes del combustible que, de encontrarse fuera del valor espe-cificado, afectarían al comportamiento del combustible. Para ello, las no confor-midades de fabricación relacionadas con estos parámetros críticos son analizadas específicamente. Enusa, además, ha lle-vado a cabo varias sesiones de forma-ción a la plantilla sobre los parámetros críticos para la fiabilidad y sobre su po-tencial impacto en el combustible.

•Realimentación de nuestros clientes. Enusa dispone de un sistema de me-dida de satisfacción del cliente, por el cual se obtiene el reporte de cualquier incidencia o queja que el cliente haya podido identificar durante un servicio suministrado por Enusa.

• Información procedente de la caracte-rización para el almacenamiento del combustible gastado. Hoy en día Enusa desarrolla proyectos de caracterización del combustible de las piscinas de las centrales nucleares españolas. Esta ca-racterización, con el fin último del al-macenamiento del combustible, aporta información sobre las características relevantes para el comportamiento del combustible en la tercera parte del ciclo.

•La realimentación de los servicios pres-tados en la central nuclear, durante la inspección de recepción, la carga del nú-cleo o el manejo de los elementos com-bustibles, es crucial para los diseñadores por ejemplo para asegurar la compatibi-lidad de los elementos con el núcleo, con el contenedor de transporte o con el rack de la piscina de combustible.

•Experiencia operativa de socios y com-petidores. Nuestros socios tecnológicos son una fuente de información técnica muy valiosa de manera que cualquier evento relevante que les suceda en di-seños de combustible análogos a los nuestros, siempre será de utilidad para nuestra realimentación. También es im-portante conocer el estado del arte de la industria, para lo cual el personal de Enusa acude a cursos y congresos inter-nacionales de más alto nivel para conocer la problemáticas de otras tecnologías y los desarrollos en los que se está trabajando.

• I+D+i. Enusa participa en programas de investigación que incluyen actua-

ciones en celdas calientes sobre ba-rras irradiadas en nuestras centrales para profundizar al máximo en el conocimiento del comportamiento de sus materiales en irradiación. Además, Enusa es centro de referen-cia de Unesa para el programa de mejora de la fiabilidad del combus-tible (BASE-TAC) de EPRI, donde se discuten a nivel global temas en in-vestigación como nuevos equipos de inspección en desarrollo o técnicas de reducción de material extraño (Fo-reign Material Exclusion) tanto a nivel de fabricación como a nivel de opera-ción. Además, Enusa participa en el programa de investigación financiado y promocionado por el Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE) de Accident Tolerant Fuel (ATF), en el que se presentan diseños en inves-tigación, como nuevos materiales y aleaciones tanto de vaina como de pastilla, que se comportan mejor ante accidente severo, como el caso del car-buro de silicio, actualmente en prue-bas para validación como material de canales BWR. Todas estas entradas son examina-

das, analizadas y priorizadas por un grupo de expertos en Enusa. Este gru-po, denominado “Grupo de Fiabilidad de Combustible” (GFC) está formado por ingenieros senior de Ingeniería Operacional del Combustible, Ingenie-ría de Desarrollo de Tecnología, Inge-niería de Calidad de Fabricación, y un representante de Mejora Continua.

La evaluación desarrollada por el GFC deriva en propuestas de proyec-tos clasificados por áreas de mejora: Diseño, Materiales, Fabricación, Ex-periencia Operativa y Combustible Gastado (caracterización y almacena-miento) que son enviadas al Comité de Seguimiento de Fiabilidad. Este comité, gobernado por la dirección de Enusa, sanciona y aprueba en función de su relevancia los proyectos considerados estratégicos. Además, comprueba que se destinan los esfuerzos y recursos ne-cesarios para asegurar la continuidad de los proyectos y monitoriza el estado de los mismos hasta su cierre, median-te el seguimiento los indicadores desa-rrollados para ello.

Además, este mismo proceso se ha extendido para abarcar al mercado euro-peo en el marco del European Fuel Group (EFG), donde también existe un Comi-té de Seguimiento conjunto con Wes-tinghouse en el que se tratan proyectos estratégicos que generalmente tienen aplicación a nuestra flota nacional.

El proceso descrito ha sido incluido en el Sistema de Calidad de Enusa in-troduciéndolo en el más alto nivel, co-mo Procedimiento Operativo de Enusa,

concretamente en el de Realimentación de la Experiencia. De esta manera, la impli-cación de la Unidad de Negocio de Com-bustible en su totalidad, así como la de las direcciones de Calidad de Enusa está asegurada.

Con el procedimiento establecido, Enusa ha alcanzado niveles en su indi-cador de plantas con combustible Enusa PWR libres de fallo de hasta un 97 %, descargándose únicamente dos elemen-tos combustibles en 2013 y uno en 2014. Con la introducción del combustible MAEF-2012, que ya opera las plantas es-pañolas, se pretende mantener e inclu-so mejorar los estándares de calidad de nuestro producto. Además, se está im-plantando en la fábrica de Juzbado el sis-tema de preoxidación de la barra en su parte inferior, introduciendo una capa protectora a la vaina que evitará su abra-sión en los primeros ciclos de operación del elemento combustible.

EL REsULTADOAunque Enusa siempre ha apostado por implementar herramientas la mejora de sus procesos y productos, el impulso a la fiabilidad en los últimos años ha sido muy importante. El seguimiento de los indica-dores de comportamiento y fiabilidad ha supuesto una base de información sobre la que realimentamos nuestros códigos, modelos y diseños. La implantación del proceso de mejora de fiabilidad de com-bustible ha supuesto la estandarización de un sistema de evaluación de experiencia propia y ajena que asegura la anticipación a eventos no deseados en la fiabilidad y el comportamiento de los combustibles. Igualmente, propone un sistema de iden-tificación de áreas de mejora robusto que asegura la cobertura de todas las áreas de la unidad de negocio de combustibles así como las áreas de calidad de Enusa. De esta manera, por ejemplo, dado que la abrasión por partículas es el mecanismo de fallo más probable, se han destinado múltiples esfuerzos en promocionar e im-plantar programas de exclusión de mate-rial extraño, tanto en la planta de fabrica-ción de Juzbado como en las plantas a las que Enusa suministra combustible.

CONCLUsIÓNEnusa, una vez establecido el Proceso de Mejora de la Fiabilidad de Combustible, ha elevado los programas de calidad a un nuevo nivel, en el que el foco es la fiabilidad y calidad de nuestro producto, en todas las áreas de competencia: Ma-teriales, Diseño, Fabricación, Experien-cia Operativa y Combustible Gastado. Enusa está globalmente comprometida a suministrar combustible con cero defec-tos a nuestros clientes, satisfaciendo sus metas de flexibilidad, comportamiento y fiabilidad.


Pierre Mollard

Fuel BtoB and Customer Relations Manager. AREVA NP, Lyon - Francia.

Nuevos diseños de combustible Areva: aumento de fiabilidad, márgenes operativos y eficiencia del funcionamientoP. Mollard, N. Vollmer, F. Curca-Tivig, S. Cole y H. P. Louf

Areva trabaja de forma continua en la mejora del diseño del combustible para satisfacer las necesidades presentes y futuras de las empresas explotadoras. Este proceso de mejora produce regularmente cambios graduales e innovaciones radicales ajustadas a las necesidades futuras del mercado. Desde hace algunos años, se vienen produciendo progresos en el diseño de combustible y en el régimen de licencias basados en la mejora y actualización de códigos y métodos y en los avances en los sistemas computacionales. Los cambios del diseño se sustentan en estas herramientas fenomenológicas de mayor potencia, que garantizan y aseguran la optimización del diseño del combustible y su implementación.

GAIA: un GrAn AvAncE En EL rEnDImIEnto DEL combustIbLE PWrEn este marco, Areva ha desarrollado un diseño de combustible PWR de-nominado GAIA. GAIA ofrece alto rendimiento en todos los aspectos: rigidez, resistencia al arqueamiento, comportamiento termohidráulico, ca-pacidad de quemado y resistencia a la rotura en condiciones sísmicas. El combustible se adecúa especialmente a los aumentos de potencia nominal más exigentes y a los diseños de nú-cleo de bajas fugas, que aumentan sig-nificativamente las exigencias de ren-dimiento termohidráulico y mecánico.

La robustez del diseño del elemento combustible GAIA en lo que respecta a las deformaciones laterales se basa en características ya aplicadas con éxito en el diseño actual de Areva, como son los tubos guía reforzados, la rejilla reforzada de guía de las conexiones de tubos y la aleación cuaternaria Q12™ resistente al creep, utilizada en la es-tructura (Figura 1).

El diseño de la rejilla espaciadora GAIA de Areva combina las caracte-rísticas de resistencia al fretting con-

AREVA is continuously working on the improvement of the fuel design to address immediate and future needs of the utilities. This improvement process regularly leads to incremental changes but also to breakthrough changes addressing the next needs of the market. Since a few years now, the improvements of the fuel design and licensing benefit from the improvement and upgrade in codes & methods and computational capabilities. Changes in design are sustained by these more powerful and phenomenological tools which secure and fasten the fuel design optimization and its implementation.

trastada de la tecnología HTP™ –que ofrece un contacto de línea del sopor-te de la barra combustible similar a la de la rejilla espaciadora HTP™– y de las aletas mezcladoras, como las utili-zadas, por ejemplo, en el diseño AFA 3G®, para mejorar el rendimiento ter-mo-hidráulico (véase la figura 2). Las bridas exteriores son más gruesas que las interiores e incluyen un conjunto completo de aletas de desviación pa-ra evitar cualquier riesgo de parada durante las operaciones de carga / descarga, tal como se ha confirmado con las tecnologías AFA 3G® y HTP™ tras la implantación de dicha opción.

GAIA incorpora una rejilla de ex-tremo inferior de aleación 718 HMP™ de eficacia probada que garantiza una resistencia superior de la rejilla al fre-tting de la barra, así como tubos de guía Monobloc™ de mayor grosor que mejoran la rigidez lateral de la estructura y aumentan la resistencia a la deformación lateral.

La tobera inferior GRIP™ permite márgenes de vibración de la barra de combustible inducidos por el flujo, a la vez que garantiza una pérdida de presión baja y una alta eficiencia de

Nico VollMer

Fuel Product Implementation. AREVA GmbH, Erlangen - Alemania.

FloriN curca-TiVig

Directr Codes & Methods. AREVA GmbH, Erlangen - Alemania.

STeVe cole

BWR Line Manager. AREVA Inc, Richland, Washington - EEUU.

HeNry-Pierre louF

Fuel Project Manager. AREVA Inc, Richland, Lyon - Francia.


COMBUSTIBLE

caudal garantiza un bajo nivel de ex-citación en las barras combustibles y en la estructura. Esto se ha compro-bado durante 1000 horas de vida con un ensayo homologado de desgaste efectuado en el loop Hermes-P (CEA Cadarache – Francia) que reprodu-ce fielmente las condiciones termo-hidráulicas de un PWR. Las barras simuladas M5® se cargaron con pas-tillas de uranio empobrecido y los so-portes de las barras se relajaron para reproducir un estado de fin de vida útil. El caudal axial era representati-vo de plantas de cuatro loops de 12”, donde quedan incluidas las plantas de tres loops de 12”. La mayoría de las marcas de desgaste observadas delan-

te de las rejillas número 1 (aleación 718 HMP™) y 2 (primer espaciado GAIA) mostraron una profundidad máxima de sólo 22 µm después de 1.000 horas.

La alta resistencia al fretting entre rejilla y barra es fundamental para garantizar una alta capacidad de que-mado del diseño del elemento com-bustible.

El diseño GAIA mantiene las ven-tajas mecánicas del HTP™ y mejora su rendimiento termohidráulico. Es-to se ha conseguido en dos fases. El diseño GAIA preliminar de 2011 e implementado en los LTA GAIA su-peraba ya en rendimiento al HTP™, aunque con una pérdida de presión similar. Posteriormente, un proceso de optimización de dos años permi-

tió conseguir un diseño toda-vía mejor en el rendimiento del flujo calorífico crítico (CHF), manteniendo a la vez una pér-dida de presión plenamente compatible con otros diseños cargados en reactores 17x17 hasta la fecha. El rendimiento de DNB del diseño GAIA en un amplio conjunto de configura-ciones se ha medido en el loop KATHY en un amplio espectro de condiciones termohidráu-licas (véase en la Figura 4 la configuración sin mezcladores de flujo intermedios). En el grá-fico se muestran las líneas de regresión basadas en datos de ensayos reales.

Además, GAIA incorpora una innovación radical en el comportamiento en condicio-nes sísmicas. Tras el terremo-to registrado en Japón el 11 de

marzo de 2011 que produjo el acci-dente de nivel 7 en Fukushima y el incidente sísmico que tuvo lugar el 23 de agosto de 2011 en Virginia (Es-

filtrado. La placa de sujeción está di-señada para alinear la pieza del extre-mo inferior y las barras de combusti-ble para minimizar la turbulencia de flujo en la parte inferior de las barras.

La barra de combustible GAIA M5® está cargada con pastillas de combus-tible biseladas con aditivo Cr2O3, de más diámetro y de mayor densidad de uranio, que incorporan un masa de uranio superior y permiten márgenes de presión de la varilla más amplios al final de su vida útil. De esta manera, aumenta el coeficiente de quemado y la capacidad de utilización de uranio de las compañías explotadoras.

El diseño GAIA garantiza una re-sistencia al fretting entre rejilla y ba-rra única en su género. El espa-ciador GAIA ofrece un soporte de barra muy cercano al soporte de barra HTP™ de máxima se-guridad, que se ha verificado me-diante la realización de ensayos comparativos en Autoclave. Como puede apreciarse en la Figura 3 (derecha) las marcas de desgaste de los contactos de línea de GAIA y HTP™ son muy similares en lo que se refiere a la profundi-dad máxima (aproximadamente 20 µm) y a la forma.

Además, el diseño del elemen-to combustible garantiza un bajo nivel de excitación hidráulica. En el loop PETER de Erlangen utili-zado para realizar los ensayos FIV (vibración inducida por caudal) y SIE (excitación autoinducida) rea-lizados sobre una maqueta de un elemento de combustible de ta-maño natural, las amplitudes de vibración del elemento siguieron sien-do muy bajas (< 12 µm) en las diversas situaciones investigadas.

La forma en la que el elemento de combustible GAIA interactúa con el

Figura 1. Comportamiento frente al creep axial de la aleación Q12™.

Figura 3. Configuración de Autoclave (izquierda). Ensayos en Autoclave de la topología de la marca de desgaste des-pués de 1500 h con niveles de excitación idénticos (derecha).

Figura 2. Sección 2x2 de la rejilla espa-ciadora GAIA en la que se muestran los detalles del soporte de la barra.


tados Unidos), ha aumentado conside-rablemente el interés por el comporta-miento de los elementos combustibles en caso de accidentes graves. Se espera una evolución a medio plazo del entor-no normativo que aumentará la deman-da de diseños de elementos combus-tibles intrínsecamente más robustos y seguros en dichas condiciones.

Es sabido que los espaciadores de elementos combustibles pueden -en caso de accidentes graves o configu-raciones restrictivas- sufrir deforma-ciones permanentes. Es necesario ve-rificar que estas deformaciones no provoquen la inserción incompleta de las barras (IRI) ni impidan la re-frigeración segura de las barras de combustible tras el accidente. Las propiedades mecánicas de las rejillas espaciadoras GAIA se determinaron durante los ensayos dinámicos de compresión lateral y cuasi estáticos realizados en condiciones de frío y calor. Las pruebas mostraron que el espaciador GAIA, debido a su estruc-tura específica, mantenía en todas las condiciones ensayadas un modo de

deformación único y seguro (Figura 5). A diferencia de los diseños de los espaciadores actuales, que muestran generalmente deformaciones por ro-tura posterior al pandeo, la defor-mación plástica del espaciador GAIA se distribuye uniformemente por la rejilla. Este comportamiento particu-lar resulta muy prometedor ya que permite demostrar fácilmente la in-serción de elementos de control y la posibilidad de refrigeración de las barras combustible incluso en el caso de accidentes graves.

Los elementos combustibles avan-zados GAIA están siendo sometidos actualmente a irradiación en la Uni-dad 3 de la central nuclear de Rin-ghals (Suecia).

Antes de esta irradiación LTA, las barras combustibles GAIA se carga-ron en 2009 en elementos anfitriones para cumplir un programa de irra-diación de cinco años en la Unidad 4 de la central nuclear de Ringhals. Este programa terminó en 2014, y ya están disponibles los resultados de los exámenes practicados tras la irradiación a las barras extraídas des-pués de cuatro ciclos de irradiación. La expansión y el óxido son idénticos a los de las barras con vaina M5™ estándar y el cambio de diámetro confirma el huelgo pastilla-vaina an-terior. La medida de presión de la varilla realizada con un coeficiente de quemado de 52 GWd/tU confirma que la liberación de gas de fisión en la barra combustible de alto rendi-miento es notablemente inferior a la de las barras combustibles UO2 están-dar, lo que implica una capacidad de quemado superior. Los resultados de la investigación con cinco ciclos esta-rán disponibles en 2015.

Los elementos combustibles test GAIA, también cargados con barras

Figura 4. M/P frente a X utilizando ORFEO-GAIA para versiones GAIA, AFA 2G™/AFA 3G® y HTP™ -configuración sin IFM-.

Figura 5: Ejemplo de espaciador GAIA tras un ensayo de compresión lateral (defor-mación permanente de 3 mm).

combustibles GAIA, están en funcio-namiento desde 2012 en la Unidad 3 de la planta nuclear de Ringhals. Du-rante las paradas del reactor de 2013 y 2014, se efectuaron inspecciones visuales y exámenes posirradiación de los elementos test con coeficien-tes de quemado de 20 y 30 GWd/tU. Estos exámenes se centraron princi-palmente en la capa del óxido de la vaina, en las dimensiones axiales y radiales de la barra combustible y en la expansión y distorsión del elemen-to combustible. Los resultados de las inspecciones de las barras se ajustan a las expectativas y son plenamente compatibles con el programa de ba-rras combustibles avanzadas GAIA de 2009. El comportamiento de la ex-pansión de los elementos combusti-bles GAIA se sitúa dentro del margen previsto derivado de los resultados experimentales ya disponibles en estructuras similares irradiadas en varios tipos de reactores que abar-can retículos de 15x15 a 18x18. Las mediciones de distorsión de la ba-rra combustible GAIA se sitúan en el mismo abanico de bajo nivel que los elementos HTP™ residentes. El pro-cesado de los registros en vídeo con-firma la ausencia de arqueamiento de la barra combustible después de dos ciclos. Los elementos combustibles avanzados GAIA están siendo some-tidos actualmente a un tercer ciclo de irradiación.

En Estados Unidos, seis utilities han establecido un consejo de aseso-ramiento técnico denominado GAIA Alliance, para la implementación de GAIA. Estas seis empresas – entre las que figuran Dominion, Duke Energy, Exelon y PSEG – comparten un in-terés común por asegurar el avance técnico y la demostración del poten-cial de este combustible en el merca-do estadounidense. Como parte de este programa, una de las empresas explotadoras controlará un conjunto de siete elementos de prueba a partir de la primavera de 2015. El innovador diseño del combustible GAIA per-mitirá a estas empresas el ahorro de costes mediante su resistencia al fret-ting mecánico, un mejor rendimiento térmico y su mayor tolerancia a los terremotos. El diseño también inclu-ye la vaina M5™ que se ajusta a los cambios de los requisitos normativos previstos en Estados Unidos.

AtrIum™ 11: A LA vAnGuArDIA DEL DIsEño bWrAreva ha desarrollado el Atrium™ 11 (Figura 6), la primera matriz de ba-rras combustibles 11x11 existente en un BWR moderno. El gran canal de


COMBUSTIBLE

Figura 6: ATRIUMTM 11 axial & radial configuration.

agua cuadrado que desplaza nueve posiciones de barras combustibles en la matriz de barras sirve para au-mentar la reactividad en caliente y disminuir la reactividad en frío co-mo precisan los ciclos eficientes de combustible de alta energía. El retí-culo 11x11 permite contar con una matriz completamente simétrica de 112 posiciones de barras combustibles frente al intervalo de 91 a 96 barras disponible actualmente en las confi-guraciones 10x10. Considerando las barras combustibles de longitud parcial (PLFR), la longitud total de la columna de combustible dentro del haz au-menta ~20% en el diseño Atrium™ 10XM. Aumentando la longitud total de la barra combustible dentro de un haz se reduce significativamente la densidad lineal de potencia (LHGR) de las barras combustibles individua-les a una potencia determinada. Una densidad de potencia inferior, a su vez, presenta la ventaja de reducir la carga de potencia relacionada con el esfuerzo en la vaina de las barras

combustibles, las temperaturas de las pastillas de combustible y la libera-ción de gases de fisión. Esto permite obtener ganancias de eficiencia de combustible que no son posibles con una matriz 10x10.

La mejora de la protección contra los fallos de interacción entre las pas-tillas y la vaina (PCI) fue también un objetivo clave del Atrium™ 11. Se ha conseguido un grado de protección notable con la reducción de la car-ga de potencia inherente a la matriz 11x11. Se ha utilizado la relación entre grosor y diámetro para establecer el grosor de la vaina a fin de garanti-zar que los niveles de esfuerzo pico de vaina en las barras combustibles 11x11 de menor diámetro sean com-parables a los obtenidos en diseños precedentes. Este mantenimiento de esta relación garantiza la predicción precisa de los niveles de esfuerzo con la metodología termomecánica de referencia. Por último, las barras combustibles Atrium™ 11 utilizan pastillas de combustible con aditivo Cr2O3 en vainas sin revestimiento. Las ventajas de la carga de potencia re-ducida y del combustible con aditivo Cr2O3 hacen que el revestimiento sea superfluo. Esto permite optar por un mayor grosor absoluto de la pared estructural de la vaina en una barra combustible 11x11 optimizada respec-to a la barra 10x10 con revestimiento, lo que facilita mayor tolerancia a la corrosión.

La dinámica de fluidos computacio-nal (CFD) ha desempeñado una fun-ción importante en la definición del diseño de combustible Atrium™ 11. La creación de modelos Fuelguard™ de tercera generación con CFD permitió a los diseñadores maximizar la eficien-cia de filtrado al mismo tiempo que se mantenía la pérdida de carga de entrada dentro de límites aceptables. Las aletas mezcladoras de las rejillas separadoras también se beneficiaron del análisis CFD, eliminando el exceso de material que sólo contribuía a la pérdida de carga sin aumentar la velo-cidad lateral transferida a las gotas de líquido, que es necesaria para mejorar el rendimiento de potencia crítica.

Las características de diseño de Atrium™ 11 se complementan con la utilización de materiales contras-tados. Ello supone el uso de la alea-ción Zry-BWR de Areva tanto en la estructura del canal de agua interno como en la del canal de combusti-ble externo. Zry-BWR es un derivado de Zry-4 con niveles de acero y cro-mo superiores a las especificaciones ASTM de referencia para mejorar la resistencia a la corrosión respecto a

Zry-4. La irradiación de las rejillas es-paciadoras Zry-BWR ha mostrado que este material es poco sensible a la co-rrosión galvánica y a la incorporación excesiva de hidrógeno. Los canales de agua y de combustible fabricados con Zry-BWR están sometidos a irra-diación en el seno de un programa de cualificación independiente que concluirá antes de las recargas del primer suministro de Atrium™ 11. Se tomarán muestras para cuantifi-car las características de corrosión e incorporación de hidrógeno al aplicar estos componentes estructurales Ade-más, el material del canal de combus-tible externo recibirá un tratamiento térmico de temple beta en el grosor final. Esto elimina eficazmente la ex-pansión inducida por fluencia para mejorar la estabilidad dimensional y minimizar el riesgo de interferencia con la hoja de la barra de control.

El Atrium™ 11 permite un cambio económico escalonado en el ciclo de combustible para el mercado de BWR. Para evaluarlo, el cálculo exclusivo de la eficiencia máxima teórica de un diseño es insuficiente para conseguir las ganancias económicas posibles en un reactor determinado, ya que la distribución del enriquecimiento fi-nal en un elemento y la carga de com-bustible en el núcleo pueden diferir de la eficiencia teórica máxima ideal. Por ejemplo, en BWR en los que los que los ciclos de operación normales duran de 18 a 24 meses, la capacidad de secado y el margen de reactividad de parada en frío tienden a conver-tirse en el criterio de limitación de la optimización de la eficiencia del com-bustible. Cualquier deficiencia en el diseño de un elemento en una o más de estas características limitadoras exigirá compromisos en el patrón de distribución del enriquecimiento y de carga del núcleo para garantizar el mantenimiento de los márgenes operativos durante todo el ciclo. En relación con estas condiciones limita-doras, el Atrium™ 11 permite aumen-to de todas las categorías con respecto al diseño de combustible BWR pri-mario actual de Areva, el Atrium™ 10XM. El Atrium™ 11 mantiene la rejilla espaciadora suplementaria in-troducida con el Atrium™ 10XM, que permite una mejora de ~10% en la capacidad de secado con respecto al diseño del Atrium™ 10 precedente. El aumento de la superficie de la barra combustible de Atrium™ 11 respecto al Atrium™ 10XM permite aumentar todavía más la potencia crítica, tal como se ha demostrado con los ensa-yos de potencia con distribuciones de potencia envolventes. El Atrium™ 11


Figura 7: Los estudios de ciclos en una amplia gama de reactores y las estrategias operativas muestran que el AtriumTM 11 supone un salto significativo de la eficien-cia comparable al cambio que supuso el paso del AtriumTM10 al AtriumTM 10XM.

también mantiene la ubicación de las PLFR en las esquinas periféricas, de la forma introducida con la versión de ciclo largo del Atrium™ 10XM. Así se crea una geometría de distribución de agua favorable en estado frío que reduce significativamente la reactivi-dad en frío. Debido a ello, en aplica-ciones de ciclo largo, el alcance de los límites operativos apenas afecta a la eficiencia óptima del combustible.

El aumento de ~20% en la longitud de las barras combustibles reduce la LHGR del haz, lo que a su vez reduce las limitaciones de TMOL (es decir, la deformación de la vaina y la presión interna pico de la barra combustible). La estabilidad termohidráulica mejo-ra por un coeficiente por huecos más negativo que en los diseños prece-dentes y por una relación de caída de presión de una fase a dos fases más favorable. En el último caso, esto se consigue mediante una combinación del aumento de la caída de presión de entrada, junto con el filtro de partícu-las mejorado, y una reducción de la presión de caída en la parte superior del haz, conseguida mediante el corte de material en la pared interior del canal de combustible. En consecuen-cia, en aplicaciones de ciclos anuales, apenas afecta a la eficiencia óptima del combustible el alcance de los már-genes operativos deseados.

Para poder cuantificar mejor los beneficios factibles obtenidos con un nuevo diseño de combustible, Areva ha definido un conjunto de plantas y de ciclos operativos de referencia pa-ra los que se han desarrollado diseños de ciclo detallados. En la Figura 7 se ilustran estos beneficios en forma de reducción efectiva del enriquecimien-to para alcanzar la energía del ciclo definido correlacionada con un peso de lote de recarga fijo.

En julio de 2014, completaron su segundo ciclo de irradiación ocho ele-mentos combustibles (LTA) Atrium™ 11 en funcionamiento en un reactor alemán. Durante la parada de recar-ga se efectuaron exámenes in situ, después volvieron a ponerse en servi-cio los ocho elementos y ahora están funcionando en su tercer ciclo. Los datos obtenidos durante los exámenes in situ muestran que los elementos combustibles están en excelentes con-diciones y funcionan de la forma pre-vista. Ocho LTA Atrium™ 11 están en su segundo ciclo en un reactor suizo y otros ocho LTA están en su primer ciclo en un reactor finlandés, con lo que el número de elementos A ™ 11 en funcionamiento llega a 24.

Además, 16 LTA Atrium™ estarán en funcionamiento en dos reactores

en Estados Unidos en la primavera de 2015.

DEsArroLLo DE combustIbLEs DE ArEvA: EnhAncED AccIDEnt toLErAnt FuELs

Areva participa en varios proyectos para el desarrollo de combustibles con mayor tolerancia a los acciden-tes, en los que se investigan diversos conceptos. Este desarrollo se realiza a través de dos proyectos principales: el proyecto de combustible con mayor tolerancia a accidentes DOE-NE de Estados Unidos y el del Instituto Tri-partito Francés (I3P).

Areva investiga con la Universidad de Florida la fabricación de nuevas pastillas UO2 que contienen aditivos de SiC para aumentar la conductivi-dad térmica y así reducir la tempe-ratura de la pastilla durante el fun-cionamiento y la liberación del gas de fisión. En relación con las posibles soluciones aplicadas a la vaina, Areva también participa en calidad de pro-veedor de combustible en el proyecto DOE-NE de Estados Unidos en el de-sarrollo de una vaina de molibdeno (Mo) dirigido por EPRI. En éste se uti-

lizan las propiedades termodinámicas a alta temperatura del molibdeno (alta conductividad térmica y resistencia mecánica) para mejorar el comporta-miento en caso de accidente.

Además, Areva participa con la CEA y EDF en proyectos tripartitos de I+D para el desarrollo de dos conceptos po-tenciales de vaina: de aleaciones de cir-conio revestidas de cromo y de capas tipo sandwich de SiC. Se ha demostrado el gran potencial de las aleaciones de circonio revestidas de cromo para inhi-bir la reacción de oxidación del vapor a alta temperatura y para preservar las propiedades mecánicas de la vaina. La vaina de capas de amalgama de car-buro de silicio alternas, desarrollada inicialmente para aplicaciones de re-actor reproductor rápido muestra una cinética de oxidación del vapor baja a alta temperatura, con lo que mejora el comportamiento del combustible del LWR en caso de accidente.

rEFErEncIAs– AREVA Advanced Fuel Design and Codes

& Methods – Increasing Reliability, Operating Margin and Efficiency in Operation - P Mollard, G. Gentet, F. Curca-Tivig, S Cole, N. Garner - SNE 2014, Valencia (España), 1-3 de octubre de 2014.

– Stakes & Solutions for current and up-coming Licensing Challenges in PWR & BWR Reload and Safety Analysis – Florin Curca-Tivig & Al – SNE 2014, Valencia (España), 1-3 de octubre de 2014.

– AREVA product experience in support of EPR™ fuel design - G. Gentet & Al – TOPFUEL 2012 – Manchester, Reino Unido.

– AREVA optimized fuel rods for LWRs – Steven E. Cole & Al – TOPFUEL 2012 – Manchester, Reino Unido.

– Ultra low tin Zr1NbSnFe quaternary alloys – Perspectives for structural components in PWR fuel assemblies – S. Trapp-Pritsching & Al - TOPFUEL 2012 – Manchester, Reino Unido.

– Protecting AREVA ATRIUM™ BWR Fuel from Debris Fretting Failure Steven E. Cole & Al – WRFPM 2014 - Sendai, Jaón, 14-17 de septiembre de 2014.

– ATRIUM™ 11 – The Utilization of Reduced LHGR for Optimized BWR Operations Norman Garner & Al – LWRFPM 2013 – Charlotte (NC) Estados Unidos - 15 – 19 de septiembre de 2013.

– ATRIUM™ 11 – The transition from development to in-service qualification of advanced fuel design for boiling water reactors – N.L Garner & Al – TOPFUEL 2012 – Manchester, Reino Unido.

– Development and application of ATRIUM™ 10XM BWR fuel assemblies – Steven Cole & Al – LWRFPM 2010 - Orlando (FL) Estados Unidos.


COMBUSTIBLE

Jeremy King

Director for BWR Fuel Product and is located by the Westinghouse fuel manufacturing site in Columbia, SC, USA. In this role he has a global responsibility for the BWR fuel products and oversees both the operation of the current products and the development of new designs.

OPTIMA3 - when flawless fuel performance becomes a realityJ. King, U. Benjaminsson, U. Bergmann & L. Hallstadius

Fuel failures and enhanced channel bow are the most challenging issues to a majority of all boiling water reactor (BWR) fuel operators. With SVEA-96 Optima3, Westinghouse has developed a fuel design that has the potential to operate flawlessly. The risk of debris failures has been effectively reduced through the combination of a new spacer design and the enhanced TripleWave+TM debris filter. To minimize channel distortion a new channel material, Low-Tin ZIRLOTM, has been implemented and measurements show that the channel bow has been effectively reduced. More than 500 Optima3 fuel assemblies have already been delivered, and the operating experiences up to more than 50 MWd/kgU, as well as the performed inspections, confirm the anticipated behavior and function.

THE IMPORTANCE OF FUEL RELIABILITYFor many years and on many occa-sions Westinghouse has asked its customers about the key parameters to consider when developing new boiling water reactor (BWR) fuel de-signs. With almost no exception the answer has been: “reliability”. This is understandable since not only does a fuel leaker cause a lot of extra work and operational uncertainties, it can ultimately force a utility to an un-planned mid-cycle outage to unload the failed fuel assembly. Such disrup-tions often result in costs which far exceed the economic advantages of design features implemented to im-prove the neutron economy. This very clear message about priorities from the customers guided and inspired Westinghouse to develop its most re-cent fuel design, SVEA-96 Optima3 – or simply Optima3 when written without its family name.

1 + 1 = 0Studying the operating data of West-inghouse 10x10 liner fuel with the current fuel cladding material, we could conclude that all determined

Los fallos de combustible y las mejoras en las deformaciones por arqueamiento del canal son los desafíos más importantes a las que se enfrentan la mayoría de operadores de BWR. Con SVEA-96 Optima3, Westinghouse ha desarrollado un diseño de combustible que posee el potencial de operar sin fallos. El riesgo de fallos por restos ha sido reducido eficientemente con la combinación de un nuevo diseño de espaciado y un optimizado filtro para restos TripleWave+TM. Para minimizar la distorsión del canal de combustible un nuevo material, Low-Tin ZIRLOTM, se ha implementado mostrando las medidas que el arqueamiento del canal se ha reducido. Más de 500 elementos combustible Optima3 han sido entregados, y la experiencia en operación de hasta más de 50 MWd/kgU, asi como las inspecciones realizadas, han confirmado las expectativas en comportamiento y funcionalidad.

failures originate from debris fret-ting. In most cases the debris enters the fuel assembly with the coolant and can potentially get caught by a spacer grid on its way through the fuel assembly. Once captured by a spacer, the debris can be brought to very rapid oscillation by the coolant flow. If such debris is in contact with a fuel rod, the high frequency of the oscillations can rupture the cladding within a few days. Long and slender debris, such as small pieces of metal, are particularly harmful.

A common remedy, applied by all BWR fuel suppliers, is to equip the fu-el assembly with a debris filter in the bottom where the coolant enters the assembly. This has been proven to be an effective measure, and operating experience shows that the most ad-vanced filters can significantly reduce the number of failures. However, a filter must allow sufficient coolant to the fuel rods, also under anticipat-ed events where massive amounts of smaller debris particles are released and may potentially clog the filter. Consequently, the filter must allow small debris to pass through. Larger

Ulf BenJaminsson

Fuel Marketing Manager in the global Westinghouse organization. He is located in Västerås, Sweden, and has an extensive experience of working with European and US BWR fuel customers.

Dr Uffe Bergmann

Fellow Engineer in the Swedish Fuel Engineering organization in the BWR Core Analysis, Methods and Methodology group. He is leading the technical development of the new BWR fuel designs.

Dr lars HallstaDiUs

Leading the global Westinghouse Center-of-Excellence for fuel and core materials. He is working at the Västeras office in Sweden and has been with the company for almost 30 years in various position, including Director of Research and Development and Director of the PWR Product line.


debris that is captured by the filter tends to break up over time and the resulting smaller pieces can escape the filter and enter the assembly.

Debris which has passed through the assembly will follow the recir-culation flow path and return at the bottom of the core after a few min-utes. Each time the debris enters the fuel assembly there is a small probability that it will get caught at each spacer level. Considering the number of opportunities for the de-bris to get captured, the importance of the design of the spacer becomes evident.

The Optima3 design is equipped with the debris filter TripleWave+TM, which has been proven to effectively capture debris exceeding 10 millime-ters. Operating experience also clear-ly indicates a significant decrease of the debris-induced failures in fuel assemblies equipped with the Triple-Wave+ filter. However, due to the required margins to clogging and pressure drop limitations the debris filter could not be designed to capture smaller size debris.

To address smaller size debris Westinghouse realized that the de-sign of the spacer had to be changed. The new spacer design of Optima3 resembles the shape of a honeycomb, consisting of almost identical thin straps that are formed into individual cells. The cells are placed side-by-side inside a frame and welded together. The manufacturing process has been completely automated, which has en-abled excellent precision. The flexible walls of each spacer cell replace the dimple-spring concept used in traditional spacers, and thereby the contact points and openings with potential to catch debris have been eliminated. More-over, each cell is curve-shaped to guide debris away from the fuel rod. The debris will imme-diately pass the spacer, or may rest at a safe location underneath the spacer where the curved cell provides efficient protection of the fuel rod. From that location, the debris is too short to reach a neighboring fuel rod (large debris will not pass the Triple-Wave+ filter).

What makes the Optima3 fuel assembly unique is the combi-nation of the two features: the TripleWave+ debris filter and the new spacer design. By adding the functionality of the two it is believed that the ultimate goal of zero fuel failures can be achieved, in other words, one plus one equals zero.

Today, many utilities are strug-gling with channel distortion issues as a result of higher average burnup and 24-month cycle operation with control rods inserted adjacent to fresh fuel. The most obvious consequence of excessive bow is mechanical inter-ference with the control rods. Since a distortion changes the geometry of the core, there is also an impact on the power distribution, which leads to a less effective fuel utilization, as well as reduced dryout and thermal margins. The extra management of the channels due to distortion, and sometimes also premature replace-ment, cause the utilities significant costs.

The main distortion mode of the channel is caused by bowing. Bowing is a result of differ-ential growth – meaning that one side of the channel grows faster than the opposite side, which forces the channel to bow. Differential growth is caused by the variation of the fast neutron flux in the core, for example, the channel wall facing the core periphery is usually exposed to a lower flux than the opposite wall facing the center of the core. Although there are means to reduce the effects from the gradients in the neutron flux, it is a difficult condition to control.

Following the transition, especial ly in the U.S., of many reactors from annual to 24-month cycle operation, some BWR units started to re-

port observation of enhanced chan-nel bow. This type of bow could not

MINIMIZED CHANNEL DISTORTIONThe family name “SVEA” was intro-duced in 1980 in conjunction with the implementation of a water cross structure inside the fuel channel. The main purpose of the cruciform structure and its central water canal was to improve the moderation of the fuel assembly, but it was also found to provide excellent mechanical sup-port. The SVEA channel has prov-en to have less bulge (since the free length of the wall is only half as long) and better flexibility (due to a thinner channel wall). The flexibility is im-portant, since it means that the fuel channel will easier give way in case of mechanical contact with a control rod during maneuvering.

Debris enters the bottom of the fuel assembly with the coolant flow. The recirculation of the flow gives the debris a very large number of attempts to get caught in a spacer during a cycle of operation.

Optima3 retains the SVEA channel design, but incorporates Low-Tin ZIRLO

material.


COMBUSTIBLE

be explained by the regular (fluence gradient-driven) differential growth only. Instead, it was concluded to be caused by the presence of a control rod early in life of the fuel assem-bly, which is common for cores op-erating 24-month cycles. The control rod causes shadow corrosion to the two sides of the channel it is facing, which leads to hydrogen uptake of the channel. This early-life hydrogen pickup causes an enhanced irradi-ation growth later in life, that is, an increased differential growth and consequently an enhanced bow. The mechanisms are only partially un-derstood, but the phenomenon was clearly demonstrated under the Nu-clear Fuel Industry Research Program managed by the Electric Power Re-search Institute.

Westinghouse’s solution to address channel bow, in particular the en-hancement caused by early life shad-ow corrosion, was to introduce a new Low-Tin ZIRLOTM material, known from pressurized water reactor (PWR) experience to have very low rate of irradiation-induced growth and hydrogen pick-up. As shown in the next section, extensive operating experience, as well as channel growth and bow measurements, confirm the improved behavior. It can therefore be concluded that the Low-Tin ZIRLO channels of Optima3 has the proper-ties needed to keep the channel dis-tortion at a minimum.

OPERATING EXPERIENCE CONFIRMS THE ANTICIPATED BEHAVIOR To date, more than 500 Optima3 fu-el assemblies have been delivered to seven BWR units, with the leading fuel assemblies at an average bur-

nup of between 50 and 55 MWd/kgU. Several inspections and measure-ments have been performed, verify-ing the expected behavior. Optima3 does include several new mechanical features, such as free-standing rods (resting on the bottom tie plate), re-placement of the top tie plate with an additional spacer, a modified bottom

tie plate and most importantly, the new spacer design. The inspections of these components confirm the an-ticipated behavior and function.

The first full reload with Low-Tin ZIRLO channels was delivered in 2011, and the experience base now encompasses 670 channels. The Low-Tin ZIRLO channel material has been verified to very high burnup (more than 70 MWd/kgU), as well as full lives in 24-month cycle operation in locations with extensive control rod presence early in life. The diagram below shows that, despite the chal-lenging operating conditions, the bow of the Low-Tin ZIRLO channels has been limited to a level of 3 mm.

FLAWLESS FUEL BECOMING A REALITY

A long-term ambition of the West-inghouse Electric Company has been to create a product that addresses the reliability concerns raised by the BWR utilities. With Optima3, a fuel design that has the potential to op-erate flawlessly both with regard to fuel failures and channel distortion has become a reality.

The diagram shows the measured bow of regular Zry2 and Low-Tin ZIRLO fuel chan-nels. The Low-Tin ZIRLO channels have successfully limited the channel bow to a level of 3 mm.

oPtima3 sPaCerThe spacer sleeve is formed from thin sheets and shaped to provide four linear supports to the fuel rod. The simplified design improves reliability while retaining flexibility. The design• is less prone to catching debris – flexible

cell walls replace dimple-springs,• has unmatched mechanical strength due

to the elastic interaction between neigh-boring cells,

• provides lower two-phase pressure drop, which provides a better protection against core instabilities,

• uses less material and experiences less parasitic absorption,

• shows improved dry-out performance for better operating margins,

• has larger margins to grid-rod fretting – the new spacer sleeve design provides long linear contact rather than point contact with the rod.

triPleWaVe+ DeBris filterThe TripleWave+ name refers to three successive barriers to debris passage: two perpendicular to the inlet and outlet flows and one parallel to the center.Thinner, more closely spaced plates with a slightly different shape increases its catch-ing abilities, further minimizing the risk of debris-induced fretting. In fact, testing confirms that it provides three times better catching efficiency than its predecessor.


CRISTINA MUÑOZ-REJA RUIZ

Responsable de Tecnología de Combustible en el Departamento de Desarrollo de Tecnología y EquiposENUSALicenciada en Ciencias Químicas por la Universidad Autónoma de Madrid.

El papel de las herramientas avanzadas de cálculo y simulación en la evolución del combustibleC. Muñoz-Reja, A. Cerracín y R. Corpa

El artículo presenta el papel de las herramientas avanzadas de cálculo y simulación en la evolución del diseño del combustible y en la evaluación del efecto de cambios de operación. Para ello, se describen y se ilustra con ejemplos, alguna de las herramientas que Enusa Industras Avanzadas utiliza en la ingeniería del combustible. Por último, se presenta el futuro al que evolucionan dichas herramientas.

INTRODUCCIÓNLa historia del diseño del combustible nuclear se ha caracterizado porque, partiendo de un diseño conceptual muy robusto, ha ido evolucionando obedeciendo a la necesidad de man-tener la generación eléctrica de ori-gen nuclear competitiva frente a otras fuentes de generación. Para conseguir este objetivo, el combustible tiene que afrontar con la máxima fiabilidad cambios en la operación tales como aumentos de potencia, aumento de la energía generada –quemado de des-carga–, ciclos más largos, mayores enriquecimientos y condiciones más agresivas de química del primario.

A lo largo del tiempo se han intro-ducido cambios en el diseño del com-bustible, tanto geométricos como en los materiales cada vez más avanzados en la composición de las aleaciones y en su procesamiento. La evolución de los materiales del combustible, fueron objeto de un artículo específico en el número de Materiales de esta revista en noviembre de 2013 [1].

En paralelo a los cambios en el combustible también han ido avan-zando las herramientas analíticas uti-lizadas en su diseño. En efecto, antes de introducir en un reactor un nuevo diseño de combustibles o de cambiar la forma en la que un diseño probado va a operar, se deben dar las máximas garantías de que su operación será segura y de que se alcanzarán los ob-jetivos previstos. Para ello, es impres-cindible disponer de herramientas

This article is focused on the role of the advanced calculation/simulation tools on the development of the fuel designs as well as in the assessment of the effect of the changes in the operation. With this purpose, the article describes and shows some examples of the use by ENUSA of some of these tools in the fuel engineering. To conclude, the future on the evolution of the advanced tools is also presented.

analíticas capaces de reproducir los complejos fenómenos que ocurren en el combustible durante la operación en el reactor de tal forma que se pue-da predecir su comportamiento.

En las últimas décadas se ha produ-cido un gran avance en los métodos numéricos disponibles en Mecánica de Sólidos Aplicada (métodos no li-neales de elementos finitos, métodos espectrales...) y en Mecánica de Flui-dos Computacional (volúmenes fini-tos, métodos nodales discontinuos...) así como en la disponibilidad de una capacidad de cálculo sin precedentes. Este avance en los métodos numéricos, unido al producido en las teorías des-criptivas del comportamiento de los materiales sólidos (plasticidad, daño) y fluidos (turbulencia) y la caracteri-zación de los fenómenos que tienen lugar en el combustible nuclear gracias a la investigación en celdas calientes y reactores experimentales, han posibili-tado incorporar estas herramientas en el diseño del combustible.

El siguiente paso, que ya ha co-menzado, consiste en analizar la in-teracción entre distintos fenómenos acoplando varias herramientas. Por ejemplo, el acoplamiento termohi-draúlico y el mecánico del combusti-ble para predecir su arqueo o el des-gaste inducido por vibración.

Este artículo presenta algunas de las herramientas avanzadas utilizadas por Enusa en la ingeniería de com-bustible, ilustrando con ejemplos la forma en la que han colaborado en la ejecución de los objetivos de economía

AlbERTO CERRACíN ARRANZIngeniero de Tecnología de Combustible en el Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos.ENUSAIngeniero de Caminos por la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Caminos, Canales y Puerto de la Universidad Politécnica de Madrid.

RICARdO CORpA MASAingeniero de Tecnología de Combustible en el Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos.ENUSAIngeniero Aeronáutico por la Escuela Técnica Superior de I. Aeronáuticos de la Universidad Politécnica de Madrid.


COMBUSTIBLE

y seguridad que exige la industria nuclear.

QUímICA y RADIOQUímICAEn esta categoría se incluyen los códi-gos cuyo objetivo fundamental es la predicción de los fenómenos derivados de la interacción del refrigerante con el combustible. También se incluyen las herramientas capaces de traducir los datos radioquímicos proporcionados por el primario en información sobre la integridad del combustible.

BOA (Boron-Induced Offset Anomaly)Se trata de un código desarrollado por Westinghouse y EPRI capaz de predecir la deposición sobre el com-bustible y las características clave del crud (sedimento) con objeto de ana-lizar la susceptibilidad de un núcleo y prevenir la aparición de anomalías axiales de potencia (AOA).

El crud está compuesto por produc-tos de corrosión que se liberan de los componentes del primario y que son arrastrados por el refrigerante al nú-cleo depositándose finalmente en las superficies más calientes del elemen-to combustible. En aquellas regiones del núcleo con depósitos de crud más gruesos, precipitan compuestos de bo-ro. A su vez, la absorción del boro re-duce el flujo neutrónico y el quemado local pudiéndose generár una anoma-lía axial de potencia (AOA) que puede llegar en casos límite, a la toma de acciones si afecta al margen de parada.

El código BOA acopla modelos químicos de deposición de crud aco-plados a modelo de transmisión de calor barra/refrigerante. Los códigos neutrónicos calculan la distribución de potencia en un núcleo específico. Esta información, se pasa a códigos termohidraúlicos que determinan la distribución (x,y,z) de densidad del refrigerante combinándola con la pre-sión, la velocidad del primario y el flujo calorífico. BOA utiliza esta in-formación, junto con la información química del primario, para calcular la distribución de crud en el núcleo y la masa y distribución de boro pre-cipitado [2]. Con esta información se puede analizar el efecto de distintas opciones de química del primario y/o esquemas de recarga del combustible y prevenir la aparición de AOA.

Enusa ha trabajado con EPRI en la actualización de las distintas versio-nes del código utilizando información de plantas españolas asegurando, así, la calibración del mismo a las carac-terísticas y condiciones de operación específicas de nuestros reactores. Enusa utiliza este código para la de-

TERmOmECáNICAEn este apartado, se incluyen las he-rramientas avanzadas de simulación o análisis de sistemas mecánicos in-cluyendo en ocasiones los fenómenos de transferencia de calor.

TREQSe trata de un código de modelización del comportamiento termomecánico de la barra combustible PWR desarro-llado a principio de los 90 inicialmen-te por Enusa, Westinghouse y BNFL. Las sucesivas actualizaciones, man-tenimiento y modificaciones de TEQ han sido realizadas íntegramente por Enusa gracias a la continua actualiza-ción de las bases de datos, fruto de nu-merosos programas de I+D+i, que han permitido la ampliación de sus capa-cidades predictivas a mayores rangos de quemado, potencias y tipos de com-bustible de los inicialmente cubiertos.

Al ser un código desarrollado con un objetivo industrial, TREQ busca el equilibrio entre un modelo micros-cópico intensivo en tiempo compu-tacional y la aproximación ingenieril basada en modelos semiempíricos, de los fenómenos físicos que ocurren en la barra combustible durante la operación en estacionario y en tran-sitorios de condiciones I y II. Por ello, los modelos térmicos, mecánicos y de gases de fisión del código nacen a partir de consideraciones microscó-picas que permiten seleccionar para cada modelo, un modelo reducido de parámetros importantes que determi-nan el comportamiento macroscópico del combustible. Aunque la barra de combustible es un cuerpo en 3D, su simetría axial, típica de un cilindro,

terminación de esquema de recarga que minimicen el riesgo de AOA en plantas que utilizan la inyección de cinc como sistema de protección de los componentes del primario y de reducción de dosis [3, 4]. Un ejemplo de las salidas de BOA se muestra en la Figura 1 donde se evalúa el riesgo de AOA, (en función de la masa de boro retenido en el núcleo) para distintas adiciones de cinc en el primario. FPA (Fission Products Analysis)Este código, desarrollado por Wes-tinghouse, utiliza como entradas las medidas radioquímicas (composición isotópica y concentración) tomadas por las plantas nucleares en el refrige-rante con objeto de predecir durante la operación, un posible fallo en la ba-rra combustible que esté produciendo liberación de productos de fisión al refrigerante.

Cuando rompe la primera barrera de protección del material fisil, la vai-na de la barra combustible, pueden “escapar” de la barra los productos de fisión generados por la reacción nu-clear, o incluso el mismo combustible, en función de las características del defecto producido. Disponer de esta información durante la operación es importante para decidir la toma de medidas para evitar que el fallo pro-grese con el consecuente aumento de liberación de productos de fisión al primario. Finalmente, las predicciones del código en cuanto a número de fa-llos, características de la barra fugada en términos de quemado y potencia a la que está operando, etc.permiten preparar por adelantado planes de ins-pección y reparación del combustible.

Figura 1. Uso del código BOA para evaluar el efecto del cinc en el boro retenido por los elementos combustibles en un ciclo real.


permite transformar el problema ori-ginal 3D en uno más simple de 1D donde las ecuaciones termomecáni-cas sólo se resuelven en la dirección radial por lo que el tratamiento se convierte 1-1/2D [5, 6].

El código TREQ ha sido licenciado por Enusa ante el organismo regula-dor belga, para su uso en el diseño de la barra combustible y para la gene-ración de entradas (presiones y tem-peraturas) a los análisis de seguridad hasta un elevado grado de quemado de barra combustible.

Savan

El objetivo del código Savan es repro-ducir los mecanismos de deformación de los elementos combustible por lo que constituye una herramienta efectiva para evaluar los efectos de los cambios o modificaciones de diseño en la estabi-lidad dimensional de los mismos.

La simulación mecánica de los nú-cleos del reactor requiere de códigos avanzados, como Savan, que sean capaces de considerar los diferentes factores que afectan a la estabilidad dimensional de los elementos com-bustibles. La irradiación, la tempera-tura, la fuerza de los resortes en la in-teracción elemento combustible-tapa de núcleo, las fuerzas de arrastre de las barras combustible sobre la estruc-tura, las fuerzas laterales inducidas sobre el elemento combustible por sus elementos vecinos que incluyen de-formaciones, la gravedad, la flotación y las fuerzas de empuje producidas por el refrigerante son sólo algunos de los factores a considerar en la defor-mación del combustible. Para permitir el análisis de la distorsión de núcleos específicos, Enusa desarrolló en el año 2000 un código 2D de elementos finitos con una metodología asociada. Poste-

riormente, en 2010, Savan fue actuali-zado añadiendo nuevas propiedades de los materiales e incluyendo la capa-cidad para modelizar núcleos comple-tos, 3D, en un proyecto de colaboración Enusa-Westinghouse-Kepco [7, 8].

El código incorpora modelos mecá-nicos por elementos finitos de todos los componentes del elemento combus-tible que contribuyen a su estabilidad dimensional, los modelos de compor-tamiento que impactan a las dimensio-nes tales como fluencia mecánica por efecto del flujo neutrónico, crecimiento por daño por irradiación, propiedades elásticas... El modelo de elementos fi-nitos del conjunto combustible, simula con elementos viga, muelles y de con-tacto los tubos guía, manguitos, resor-tes del cabezal, muelles y resaltes de las rejillas y barras combustibles.

De esta estabilidad dimensional dependen factores tan importantes como la carga y descarga del núcleo o la parada del reactor. Efectivamen-te, la deformación excesiva de los elementos combustibles del núcleo puede producir enganches entre ele-mentos que impidan la carga o des-carga del núcleo sin producir daños estructurales en el combustible.

Además, y más importante aún, un elemento excesivamente defor-mado podría ralentizar el desli-zamiento de las barras de control por el interior de los tubos guía o incluso impedir su inserción, fenó-meno denominado IRI (Incomplete Rod Insertion). La Figura 2 ilustra los resultados reales del tiempo de in-serción de las barras de control des-pués de los cambios en el diseño del elemento combustible y los análisis realizados con Savan para optimizar la disposición de los elementos en el núcleo con objeto de reducir los arqueos de los mismos. Todo ello logró pailar este problema hasta su completa eliminación con el paso del diseño AEF al MAEF.

Códigos de Elementos Finitos

Las principales capacidades de los programas de elementos finitos con una aplicación en el diseño mecánico del conjunto combustible y sus com-ponentes son:•Análisis estructural: 2D ó 3D, li-

neal o no lineal, estático o dinámi-co, fractura.

•Análisis térmico: Estacionario otransitorio, lineal o no lineal.

•Conexióndirecta entre elmodelotérmico y el estructural.Los análisis no lineales contemplan

tanto la no linealidad en los materia-les (plasticidad, fluencia,..), como las

Figura 2. Uso del código SAVAN para el análisis del IRI y del efecto de las modificacio-nes de diseño en el fenómeno.

Figura 3. Simulación del expansionado entre manguito cabezal superior y tubo guía.


COMBUSTIBLE

no linealidades geométricas: grandes deformaciones/grandes rotaciones.

Como ejemplo de no linealidades, la Figura 3 muestra el modelo usado para simular el proceso de expansionado entre el manguito del cabezal superior y el tubo guía durante la fabricación del conjunto combustible. El modelo incluye la plastificación del material y las no linealidades geométricas debi-das a los huelgos entre los componen-tes (pinza, tubo guía y manguito).

La Figura 4 muestra el modelo del muelle del cabezal superior. La fun-ción de este muelle es la de mantener el conjunto combustible apoyado en la placa inferior del núcleo durante la operación en el reactor, evitando que se despegue de la misma. El muelle está compuesto por varia láminas de Alloy 718 y tiene un comportamiento no lineal, pudiendo acumular asenta-mientos por plasticidad según aumen-ta la compresión en operación causada por el crecimiento del conjunto com-bustible y los cambios que se originan en los ciclos de calentamiento y enfria-miento por operación y parada.

El modelo se ajusta con resultados de ensayos y es una herramienta vá-lida para conocer tanto el estado ten-sional del mismo en detalle, como las deformaciones originadas por la no linealidad.

Estas simulaciones de detalle de componentes, con el aumento que se ha producido en la capacidad de cálcu-lo, se ha extendido a la modelización del elementos combustible, por ejem-plo, impactos dentro de un contenedor ampliando los antiguos modelos de vigas, muelles, deslizaderas y huelgos.

TERmOhIDRAúlICALos avances en los algoritmos para resolver numéricamente las ecuacio-nes diferenciales de conservación de la energía y del momento lineal, in-corporando turbulencia, en fluidos así como la capacidad de cálculos van incorporando los códigos de Mecáni-ca de Fluidos Computacional (Com-putational Fluid Dynamics) como una herramienta adicional de diseño.

Gracias a estos códigos se puede eva-luar el efecto de cambios de diseño en el comportamiento termohidráulico del elemento combustible. En la Figura 5 se puede ver como ejemplo el campo de ve-locidades del refrigerante a la salida del cabezal inferior del elemento combusti-ble. Es posible utilizar este tipo de códi-gos para evaluar el impacto de cambios de geometría en la refrigerabilidad del combustible, en el campo de velocidades y presiones a la salida del cabezal.

En Enusa se ha utilizado en distin-tas aplicaciones como la simulación

de la caída de un elemento combusti-ble en la piscina de almacenamiento de combustible [9, 10], uno de los acci-dentes base de diseño. Este evento po-dría conducir a la rotura de una o va-rias de las barras combustible con la consiguiente liberación de productos de fisión. Sin embargo, los accidentes de caída que han tenido lugar en la historia [11, 12], ponen de relieve el alto nivel de conservadurismo de las hipótesis consideradas en el análisis. Enusa ha desarrollado, junto con la Escuela Técnica Superior de Ingenie-ros Industriales (ETSII) de Madrid, una metodología para el cálculo de la velocidad de impacto de un elemento combustible en función del ángulo de caída. Con esta información, ha sido posible la determinación de la velocidad de impacto del elemento combustible en el accidente de forma mucho más realista, entrada crítica

para el cálculo estructural durante del impacto.

Así mismo, junto a la ETSII de Ma-drid, utilizando estos códigos, se han calculado las fuerzas hidráulicas la-terales ejercidas por el refrigerante entre elementos combustible.

En la Figura 6 se puede apreciar la evolución de la velocidad (extraída en líneas de corriente) al pasar el refrige-rante a través de una rejilla, a la vez que se puede observar el campo de presiones que este flujo provoca sobre la propia rejilla.

Con simulaciones como esta se ob-tienen campos de fuerzas asociados a estos fenómenos, pérdidas de carga a través de componentes o distribución real de los perfiles de velocidad aguas abajo de una rejilla, entre otras carac-terísticas del flujo.

Estos perfiles de velocidad se pue-den observar en la Figura 7, donde aparecen de izquierda a derecha, una

Figura 4. Simulación de la deformación del muelle del cabezal superior.

Figura 5. Velocidad del refrigerante a través del cabezal inferior.


imagen con el módulo de la velocidad al atravesar el fluido una rejilla inter-media y un perfil de velocidades trans-versales justo después de dicha rejilla.

Estas fuerzas son una entrada al código Savan para predecir, junto a otras fuerzas, el arqueo del elemento combustible constituyendo así el pro-blema completo de interacción flui-do-estructura.

FUTURO DE lAS hERRAmIENTAS DE DISEñOA lo largo de este artículo se puede apreciar que, en numerosas ocasiones, existe una realimentación entre fenó-menos. Por ello, las salidas de algunas herramientas son utilizadas por otros códigos aguas abajo para la genera-ción de sus predicciones.

La tendencia actual es desarrollar métodos avanzados multifísicos que ayuden a la interpretación y el análisis de todos los fenómenos que ocurren en el reactor de una forma global per-mitiendo mejorar la operación de los reactores. En ese sentido existe un con-sosrcio del Department of Energy (DOE) de Estados Unidos, denominado Con-sortium for Advanced Simulation of Light Water Reactors (CASL) cuyo objetivo es la creación de un “reactor virtual” capaz de analizar el diseño del com-bustible, la operación y los criterio de seguridad de una forma integrada [2].

A una escala menor, se continúa tra-bajando sobre las preocupaciones ma-yores en la operación en estos momen-tos: depósitos de crud en el combustible, interacción pastilla-vaina, PCI, desgaste barra-rejilla incorporando modelos de interacción fluido-estructura y la distor-sión de los elementos combustible.

CONClUSIONES

Los objetivos de la industria nuclear en economía y fiabilidad han marcado el camino a la evolución del combustible nuclear. Las presiones para mejorar la economía de los ciclos han supuesto un reto para el combustible que tiene que afrontar con la máxima fiabilidad cambios en la operación tales como au-mentos de potencia, aumento de que-mados de descarga, ciclos más largos, mayores enriquecimientos y condicio-nes más agresivas de química.

Esta evolución ha requerido modi-ficaciones en el diseño y cambios en los materiales de los elementos com-bustible. En paralelo a los cambios en el combustible también han ido avanzando las herramientas analíticas capaces de reproducir los complejos fenómenos que ocurren en el combus-tible durante la operación en el reactor de tal forma que se pueda predecir su comportamiento. El avance en los mé-

todos numéricos, unido al producido en las teorías descriptivas del compor-tamiento de los materiales sólidos y de los fluidos y la caracterización de los fenómenos que tienen lugar en el combustible nuclear, han posibilitado incorporar estas herramientas en el diseño del combustible.

Enusa en la ingeniería de combus-tible, utiliza de forma habitual estas herramientas en la ejecución de los objetivos de economía y fiabilidad que exige la industria nuclear

REFERENCIAS[1]. C. Muñoz-Reja, L. Fuentes, J Mª

García de la Infanta, A, Muñoz, “Selección de materiales en el combustible nuclear: presente y futuro”. Nuclear España,nº 345, Noviembre 2013.

[2]. B K Kendrick et al., “CASL multiphysics modeling of crud deposition in PWRs”. WRFPM 2013, Charlotte NC September 2013.

[3]. Artículo de Nuria sobre inyección de cinc.

[4]. Otro artículo de Nuria.[5]. N Doncel, I Pastor y A Romano,

“TREQ:Modelo de coportamiento termo-mecánico del combustible”. 34 Reunión de la SNE, Murcia, Octubre 2008

[6]. I Pastor, N Doncel, “TREQ-Fuel rod performance code for demanding PWR plants”. ICONE17. Brussels, Belgium July 2009.

[7]. Y Aleshin, M Aulló, A Cerracín, S-Y Jeon, H-K Kim, “Methodology to assess fuel assembly dimensional stability on design stage”. WRFPM 2009,Paris-France, 2009.

[8]. E Gutiérrez, J Muñoz, Y Aleshin, DHubert and R Fernandes, “Benchmarking os SAVAN2D and MAC3S2 (stage 1): Simulation of fuel assembly mechanical performance”. WRPM 2013, Charlotte NC September 2013.

[9]. R Corpa, B Montero; “Fuel assembly drop accident simulation with CFD”. Congreso Internacional de Jovenes Nucleares, Burgos 2014.

[10]. B Montero, R Corpa, G Jiménez, C Muñoz-Reja, “Simulación CFD de un accidente de caída de un elemento combustible en piscina”. Reunión de la Sociedad Nuclear Española, Valencia 2014,

[11]. HM Nuclear Installations Inspectorate, “An investigation into a dropped fuel incident at Chapelcross Nuclear Power Station”, Health and Safety Excute, 2002.

[12]. Consejo de Seguridad Nuclear, “Acta de inspección CSN/AIN/COF/09/692”, 2009.

Figura 6. Líneas de corriente y campo de presiones en una rejilla mezcladora.

Figura 7. Perfiles de velocidad a través de una rejilla intermedia.


COMBUSTIBLE

Isabelle MORlaes

Vicepresidenta de Desarrollo de Negocio de Servicios de Combustible, Línea de Negocio de Combustible, Grupo de Negocios de Ciclo Inicial.AREVA

Experiencia de Areva en servicios de combustible para PWR y BWRI. Morlaes

Areva, proveedor integrado de elementos combustibles, ha incluido en su estrategia el desarrollo de servicios y soluciones para clientes que desean mejorar el rendimiento y la seguridad de su combustible. Estos servicios van más allá de la simple asistencia “postventa” que puede esperarse de un proveedor de combustible. La cartera de Areva incluye una amplia variedad de propuestas, desde cálculos científicos a servicios de gestión de combustible en una central nuclear. Areva tiene el compromiso de colaborar y proponer soluciones únicas en su género que supongan una diferencia real para el cliente, basadas en 40 años de experiencia en el diseño y la fabricación de combustible.

Por su larga experiencia de más de 40 años en el diseño, la fa-bricación y la licenciamiento de

combustible, Areva ofrece a clientes de todo el mundo soluciones que les ayudan a mejorar el rendimiento de sus plantas y a resolver cualquier pro-blema relacionado con el combustible.

UnA cArtErA compLEtALa cartera de Areva incluye una am-plia variedad de propuestas, desde cálculos científicos a servicios de ges-tión de combustible en una central nuclear. Los servicios de combusti-ble se clasifican generalmente en tres áreas principales: servicios in situ, co-mo inspección, reparación y limpieza de elementos combustibles; servicios de ingeniería, como análisis de se-guridad y estudios de optimización del rendimiento del combustible y del núcleo, y servicios de fabricación, como el lavado de cilindros, la recu-peración de uranio de combustible nuevo o scraps, y muchos otros servi-cios que pueden prestar los equipos de ingeniería y servicios de Areva, in-cluyendo los cursos de formación en todas las materias relacionadas con el combustible (Tablas 1, 2 y 3).

Tradicionalmente, estas actividades se han desarrollado como soporte del negocio de suministro de combusti-

AREVA being an integrated supplier of fuel assemblies has included in its strategy to develop services and solutions to customers who desire to improve the performance and safety of their fuel. These services go beyond the simple “after sale” services that can be expected from a fuel supplier: The portfolio of AREVA includes a wide variety of services, from scientific calculations to fuel handling services in a nuclear power plant. AREVA is committed to collaborate and to propose best-in-class solutions that really make the difference for the customer, based on 40 years of Fuel design and manufacturing experience.

ble. Se ofrecían, y todavía se ofrecen, bajo demanda de los clientes, gene-ralmente como “servicios postventa”. El aumento de las exigencias en lo que respecta a las condiciones de fun-cionamiento y el rendimiento eco-nómico de las centrales nucleares y las condiciones más estrictas de las autoridades reguladoras han ido am-pliando progresivamente el alcance y la complejidad de las necesidades relativas al combustible; antes esta situación, Areva ha respondido con el desarrollo continuo de una serie de soluciones adaptadas.

Los servicios de combustible son actualmente una parte integrante del negocio principal de Areva, y por ello, en ellos se presta la máxima atención a la satisfacción de los clientes.

UnA rEd intErnAcionAL dE ExpErtos pArA AUmEntAr AL máximo EL vALor ofrEcidoAreva presta servicio a clientes de to-do el mundo, incluida China, donde mantiene una relación duradera con las empresas nucleares chinas y ofrece desde hace muchos servicios y herra-mientas para sus centrales nucleares.

Los servicios de combustible co-rren a cargo de equipos locales en Europa (Francia y Alemania) y en Estados Unidos, con el apoyo de una

red internacional de expertos alta-mente cualificados. Aunque la proxi-midad a los clientes es una condi-ción necesaria, la amplia experiencia mundial puede ser esencial al en-frentarse a un problema nuevo en una central. Los equipos locales de Areva comparten continuamente el conocimiento de los diversos contex-tos normativos, la experiencia prácti-ca y la tecnología para proponer las soluciones más adecuadas a necesi-dades específicas.

Por ejemplo, los equipos estadou-nidenses de Areva están autorizados por EPRI para efectuar la limpieza de combustible con tecnología ultrasóni-ca (UFC, y desde hace algunos años HE-UFC, es decir, limpieza ultrasóni-ca de combustible de alta eficiencia). Cuentan con una larga experiencia en Estados Unidos y pueden ofrecer este servicio en cualquier otro lugar del mundo, con o sin evaluación del riesgo de crud o análisis de muestras, en función de la situación concre-ta. Otro ejemplo es la tecnología de inspección In-Mast Sipping de com-bustible desarrollada por los equipos alemanes, que se ha implantado en muchos países europeos y en Estados Unidos, y que ha sido recientemente contratada por Eskom en Sudáfrica (Figura 5).


innovAción pArA prEpArAr soLUcionEs pArA nEcEsidAdEs y rEqUisitos EmErgEntEsAreva está comprometida con la exce-lencia tecnológica e invierte en la pre-paración de servicios futuros: la mejo-ra y el desarrollo continuo de técnicas y herramientas nuevas, y el desarrollo de códigos y métodos avanzados es-tán motivados por la anticipación de los requisitos de operación y de segu-ridad del futuro.

Por ejemplo, es un hecho que las piscinas de combustible gastado cada

combustible desarrollaron una solu-ción nueva de almacenamiento a largo plazo del combustible defectuoso, que consiste en el encapsulado de barras combustibles defectuosas en recipien-tes soldados que se cargarán en un contenedor de doble propósito de Are-va, y que es la mejor tecnología actual para el cumplimiento de los requisitos de seguridad (Figura 1). En relación con esta tecnología innovadora, Areva ha firmado un contrato en Bélgica con Synatom para efectuar el encapsulado de barras combustibles defectuosas en Doel 1 y 2, para acondicionarlas en contenedores de transporte y alma-cenamiento TN®24 SH, con opción a realizar operaciones similares en Doel 2 y 4 y en Tihange 1, 2 y 3. Aunque el encapsulado de barras combustibles defectuosas es un proceso bien cono-cido aplicado desde hace años por los servicios de combustible de Areva , la innovación -protegida por diversas patentes- consiste en el secado de las barras y en el soldado posterior de la cápsula controlados de forma precisa, lo que permite el almacenamiento a largo plazo de dichas barras en las máximas condiciones de seguridad.

Ahora que las autoridades regu-ladoras están revisando en algunos países los requisitos que hay que cumplir, especialmente después del accidente de Fukushima, Areva pres-ta apoyo a los clientes que desean an-ticiparse a las exigencias de los nue-vos criterios y de las nuevas normas mediante análisis y cálculos.

sErvicios dE ingEniEríA: LA combinAción dEL conocimiEnto dE LAs pErsonAs y dE LA ApLicAción dE códigos y métodos AvAnzAdosEntre las áreas de conocimiento téc-nico de Areva figuran las siguientes: análisis de criticidad, evaluación de riesgos químicos y de crud, análisis estructurales y sísmicos, análisis de ingeniería de núcleo, formación y so-porte in situ, etc. (Tabla 1).

La mayor parte de estos servicios se basa en el uso de códigos y métodos avanzados. Areva ha desarrollado un nuevo sistema de códigos denomina-do Arcadia® que es el resultado de la convergencia de distintos métodos y de la experiencia de ingenieros espe-cializados altamente capacitados de Europa y Estados Unidos (Figura 2). Este sistema de códigos que combina la neutrónica, la termohidráulica de núcleo y la termomecánica se apli-ca en los cálculos para el diseño del núcleo del reactor y de los elementos combustibles y para los análisis de se-guridad. Permite una excelente crea-ción de modelos físicos y contribuye

vez están más saturadas en muchos países, por no hablar de los reacto-res parados que están en espera de una solución de “final de vida útil” segura. Los equipos de combustible de Areva están desarrollando servi-cios para gestionar y eliminar todo tipo de desechos y componentes del combustible que están en espera de embalado y almacenamiento fuera de las plantas. Desde la misma perspec-tiva, y en colaboración con expertos en el ciclo final del combustible de Areva, los equipos de servicios de

Areas principales de

servicios

necesidad del cliente soluciones propuestas

Engineering services

Rendimiento económico

Estudios de duración del ciclo

Estudios de maniobrabilidad (p. ej. modulación de potencia)

Gestión y reducción de tiempo de parada

Estudios de aumento de potencia

Sistema de supervisión del núcleo ARGOS

Cumplimiento de requisitos de

seguridad

Estudios sísmicos

Estudios de seguridad LOCA y no LOCA

Análisis de criticidad

Fiabilidad del combustible

Estudios de evaluación del riesgo de crud

Gestión y mitigación del arqueamiento de elementos combustibles

Estudios de integridad de la vaina de combustible (PCI)

Asistencia al cliente

Asistencia en el reactor (p. ej. análisis de causa raíz)

Soporte técnico genérico

Soporte de clico final (p. ej. comportamiento del combustible gastado a largo plazo)

Soporte de transición de productos y programas de cualificación del proveedor

Formación Formación relacionada con el diseño e ingeniería de combustible o el uso de códigos y métodos

Códigos y métodos Códigos y métodos avanzados

Figura 1: Las cápsulas de barras combustibles (a la izquierda) se insertan en contenedores para cápsulas (a la derecha), que tienen unas dimensiones similares a las de los elemen-tos combustibles PWR o BWR y que pueden manipularse como éstos.

Tabla 1: Cartera de servicios de ingeniería del combustible de Areva clasificados por necesidades de los clientes.


COMBUSTIBLE

al funcionamiento más económico y aún más seguro de los reactores.

Por ejemplo, en Estados Unidos, el código termohidráulico Cobra-FLX™ aprobado por la NRC, que forma par-te del paquete de códigos Arcadia®, es uno de nuevos códigos que utiliza Areva para prestar servicios innova-dores de ingeniería. Cobra-FLX™ y la tecnología de modelado de depósitos de impurezas químicas, conocida co-mo FDIC (Fuel Deposit Interactive with Chemistry) constituyen la esencia del programa de evaluación de riesgos

áreas principales de servicios


Servicios in situ

Inspección y caracterización

Medición de elementos combustibles (longitud, arqueamiento, rotación, etc.)

Medición de dimensiones de barras combustibles (longitud, diámetro, etc.)

Medición del ancho de la rejilla

Medición del grosor del óxido de la barra combustible

Ensayos de prueba por lavado en línea y fuera de línea

Detección y localización de fugas de barras combustibles

Examen visual de elementos y barras combustibles

Toma de muestras de crud

Reparación y restauración de combustible

Extracción y sustitución de barras de combustible con fugas

Reparación del armazón: rectificado y enderezado de aletas

Sustitución del armazón

Limpieza de combustibleLimpieza de combustible ultrasónica (UFC) y de alta eficiencia (UFC)

Retirada de piezas sueltas

Manipulación y acondicionamiento de

combustible

Corte y compactación

Encapsulado de barras de combustible defectuosas

Manipulación y encapsulamiento


Asistencia in situ durante las operaciones de carga y descarga de elementos combustibles

Coordinación de operaciones in situ

Desbloqueado de elementos combustibles atascados durante una parada

Formación Formación para los servicios de campo o para efectuar operaciones específicas in situ

Equipamiento y herramientas Equipamiento y herramientas para prestar servicios in situ

Figura 2: Ejemplos de predicción de Arcadia®: temperatura de la superficie de la barra y entalpía de subcanal.

Figura 3: Ejemplo de predicción de cambio de potencia inducido por crud (CIPS) para condiciones límite del núcleo.

Tabla 2: Cartera de servicios combustible in situ de Areva clasificados por necesidades de los clientes.

de crud de Areva. La particularidad y la ventaja de este modelo estriban en que tiene en cuenta la temperatura, el calor y las condiciones químicas diarias y predice más eficazmente los factores limitadores localizados que un modelo de equilibrio de masas ba-sado en proporciones. Debido a ello, Areva disfruta de una posición de liderazgo en capacidad de predicción de riesgos de crud de nivel 3 y 4. Este programa se ha aplicado en diversas ocasiones en los últimos cinco años, en los tres tipos de reactores PWR

(B&W, C-E y Westinghouse) y BWR. Recientemente, Areva ha firmado un contrato en Sudáfrica con Eskom pa-ra efectuar una evaluación de riesgo de crud en el marco del proyecto de sustitución de generadores de vapor.

sErvicios dE cAmpo: técnicAs y EqUipos cApAcitAdos y ExpErimEntAdos pArA ofrEcEr AsistEnciA intEgrAL Areva dispone de un conjunto moder-no y completo de técnicas y equipos (tool box) para servicios de combustible


PWR y BWR que pueden aplicarse in situ cuando el cliente lo solicita (Tabla 3). Para satisfacer cada una de las numerosas necesidades potencia-les de caracterización y examen de combustible (elementos combustibles y RCCA), Areva ha desarrollado dis-

Figura 4: Varias pinzas y garras para recoger piezas sueltas.

Figura 5: Detección en línea de fugas de elementos combustibles con el equipo de In-Mast Sipping (a la izquierda) y la detección fuera de línea con el Vacuum Box Sipping móvil instalado en la piscina de combustible gastado.

áreas principales de servicios


Servicios de

fabricación

Recuperación de uranio

Recuperación de uranio de elementos combustibles nuevos no utilizados

Recuperación de uranio de desechos y cenizas

Servicios de lavado de cilindros

Actualización de elementos combustibles nuevos nos utilizados

Servicios de almacenamiento Almacenamiento de componentes, cilindros de uranio, etc.

Productos de fabricación intermedia

Polvo de UO2, componentes, etc.


Control de calidad y supervisión de equipos de fabricación para operaciones específicas

Estudios de ingeniería y ensayos de adaptación de procesos

Mejora de la capacitación (seguridad) tras el accidente de Fukushima

Formación Formación relacionada con los procesos, operaciones y control de calidad de la fabricación

Equipamiento Equipamiento para plantas de fabricación

Tabla 3: Cartera de servicios de fabricación del combustible de Areva clasificados por necesidades de los clientes.

positivos de medición que pueden adaptarse a manipuladores o plata-formas multiuso. Estos manipulado-res permiten la inspección, la carac-terización, el desmantelamiento, el cambio de armadura o la reparación de elementos combustibles.

Areva también ha desarrollado he-rramientas y sistemas especiales para completar su oferta, como, por ejem-plo, una máquina compactadora del esqueleto del combustible (que reduce el volumen siete veces), varias pin-zas, garras, cortadores, dispositivos de absorción, etc. para recoger piezas sueltas y pastillas de combustible (Fi-gura 4), así como sistemas de Sipping avanzados adaptados a distintas con-figuraciones.

El sistema de inspección de In-Mast Sipping de Areva (Figura 5) es una técnica rápida y fiable para la identificación de fugas de elementos combustibles PWR y BWR durante la descarga o recolocación del núcleo. Utiliza la diferencia de presión que se produce cuando se levanta del núcleo un elemento combustible. Se deter-mina si los elementos combustibles están defectuosos o en buen estado en función de la medición de la con-centración de productos gaseosos de fisión Kr-85 y Xe-133 en relación con una magnitud de fondo. La detección es inmediata y no ralentiza el proceso de manipulación del combustible. Su uso también es adecuado con elemen-tos de combustibles almacenados a largo plazo (se ha experimentado con un elemento combustible almacenado más de 12 años). Esta tecnología con-trastada se ha utilizado desde 1996 en más de 20 centrales nucleares con una eficacia del 100 %. Para uso en los BWR, Areva ha desarrollado una cam-pana de Sipping que combinada con la técnica de In-Mast Sipping (denomi-nada Sipping 16), permite la detección simultánea de 16 elementos combus-tibles.

Otra tecnología es la Vacuum Box Sipping para elementos combustibles PWR y BWR (Figura 5). La identifica-ción de combustible defectuoso se rea-liza aislando elementos individuales en un equipo de Sipping, reduciendo la presión del recipiente y tomando muestras de los gases de fisión libera-dos. El sistema cuenta con dos celdas para aumentar la velocidad de la ins-pección (cuatro elementos por hora).

LA cApAcidAd dE rEspUEstA y profEsionALidAd son vALorEs fUndAmEntALEs compArtidos por nUEstros EqUipos LocALEsLa flexibilidad y receptividad ante cualquier necesidad o requisito, y la preparación para situaciones inespe-radas en el comportamiento del com-bustible son indispensables en este campo. Las herramientas comunes no están siempre adaptadas, y aquí es cuando juega un papel fundamental el conocimiento práctico y la experiencia.


COMBUSTIBLE

Figura 6: Piscina en Cadarache: Ensayos bajo el agua, capacitación y formación del per-sonal para uso del equipo de rectificado de la rejilla espaciadora.

Por ejemplo, en Alemania se de-tectó un elemento combustible con un cabezal superior defectuoso en una central nuclear PWR (de diseño 16x16), que no podía manipularse con métodos convencionales y homologa-dos. El equipo de servicios alemán, basándose en la experiencia de sus colegas estadounidenses en un caso similar, desarrolló en colaboración con el cliente un sistema para recu-perar el elemento combustible, que se probó y fue autorizado por las autori-dades encargadas de la seguridad en cuatro semanas. Tras la aprobación de la técnica, Areva recuperó satisfac-toriamente el elemento combustible in situ.

Una cooperación similar tuvo lu-gar en Francia cuando un elemento combustible bloqueó la operación de recarga de una central nuclear a fina-les de 2013. Tras recibir la llamada por la hotline de Areva Fuel, los equipos se pusieron rápidamente a trabajar en el diseño de una solución adaptada, se la propusieron al cliente, recibieron la

autorización y la implantaron in situ. En comparación con la solución que quería aplicar inicialmente el cliente, se ahorraron aproximadamente tres días del camino crítico de la parada. El equipo francés también aprovechó la experiencia de los equipos de Ale-mania y Estados Unidos en cuestiones similares para desarrollar su solución específica y también fue un factor im-portante para convencer al cliente y a las autoridades responsables de la seguridad.

También es interesante comprobar que en diversas ocasiones, los clientes han recurrido a Areva para la inspec-ción y reparación de conjuntos com-bustibles que no habían sido diseña-dos por Areva (por ejemplo para la retirada o sustitución de barras com-bustibles dañadas).

sErvicios dE fAbricAción: UnA ActividAd compLEmEntAriA dE LA fAbricAción dE combUstibLEAreva puede ofrecer servicios direc-tamente desde sus plantas de fabrica-

ción (Tabla 3). Por ejemplo, desde ha-ce más de 20 años, Areva ayuda a sus clientes a optimizar la recuperación de sus recursos de uranio para reuti-lizarlos, basándose en su experiencia de desmantelamiento de combustible de una amplia variedad de diseños en sus instalaciones homologadas americanas y europeas (Richland, WA, y Lingen, Alemania).

LAborAtorios y árEAs dE formAciónComo complemento a muchos de los análisis y evaluaciones de inge-niería, Areva puede efectuar aná-lisis químicos y radioquímicos en sus propios laboratorios, tanto en Estados Unidos (Lynchburg, VA) co-mo en Europa (Erlangen, Alemania). Estos dos laboratorios están diseña-dos y homologados para manipu-lar muestras radioactivas o conta-minadas procedentes de centrales nucleares y de otras instalaciones comerciales. En ellos se utilizan los equipos más modernos y las tecnolo-gías más innovadoras para efectuar análisis químicos especializados ru-tinarios o emergentes, ensayos meta-lúrgicos y de corrosión, y análisis de sólidos, líquidos y gases radioactivos y no radioactivos procedentes de to-das las áreas de las plantas PWR y BWR.

Areva también gestiona zonas controladas y centros de manteni-miento (en Francia, Alemania y Es-tados Unidos) para mantener, me-jorar, ensayar y homologar equipos y herramientas. Estas instalaciones también se utilizan para formar a los operadores antes de su desplaza-miento para la intervención in situ. Por ejemplo, en los CETIC de Cada-rache y Chalon (ambos en Francia), los operadores pueden comprobar el equipo bajo el agua en piscinas de 14 metros de profundidad que reproducen la configuración de las instalaciones reales.


Ensa, cargando contenedores: la experiencia operativa como base de un futuro vitalH. García y a. soto

La gestión del combustible nuclear se ha convertido en una necesidad vital para las centrales a corto y medio plazo, especialmente para aquellas de mediana antigüedad.ENSA, con una experiencia que relata ya la cifra de 50 contenedores cargados, está preparada para dar un paso más y cargar en el plazo de un año, su primer contenedor Ensa Universal (ENUN) . Con un sólido transcurrir en las actividades de carga de contenedores, especialmente con el hasta ahora su buque insignia, el DPT-21, nos lanzamos a dar un paso más en la mejora continua de nuestra tecnología y a aplicar todas nuestra lecciones aprendidas en aras de la mejora de los equipos auxiliares para carga de contenedores.En este artículo, trataremos de explicar las claves de nuestra experiencia y cómo evoluciona nuestra tecnología, en beneficio de la efectividad y sin perder de vista la seguridad para el equipo humano.

INTroDUCCIóNLa gestión del combustible nuclear se ha convertido en una necesidad vital para las centrales a corto y medio plazo, es-pecialmente para aquellas de mediana antigüedad. Alrededor de esta situa-ción, se ha creado un nuevo mercado de competencia en el que una vez más, la experiencia e innovación compiten con una excelente exigencia y compe-titividad de costes. Es dentro de este mercado, donde Equipos Nucleares S.A. (ENSA) se esfuerza para conquistar su espacio con un producto a la vanguar-dia de las necesidades, acompañándolo de casi 20 años de experiencia.

Despues de esta experiencia que rela-ta la ya cifra de cincuenta contenedores cargados, ENSA está lista para dar un paso más y cargar su primer contenedor ENSA Universal (ENUN) en los próxi-mos meses. Con un sólido transcurrir en las actividades de carga de contene-dores, especialmente con el hasta ahora su buque insignia, el ENSA- DPT21, nos lanzamos a dar una vuelta de tuerca en tecnología y mejoras en los equipos au-xiliares de carga de contenedores.

Nuestro primer reto con estas mejo-ras tendrá lugar previsiblemente en el año 2016, en la central nuclear de Santa

Used Fuel Management have turned itself a vital necessity for the nuclear power plants for a short and mid-term, especially for those in its halfway.Ensa, with a proved experience over 50 cask loading, is now ready to make the step forward and load its first new design Ensa Universal Cask (ENUN) in the incoming year. After the experience carried out with the reference cask DPT-21, is also time to jump into the continuous improvement and where all the lessons learned can be applied in benefit of a new generation of auxiliary tools.Through this post, we try to explain our experience keys and how the technology progress contributes towards the effectiveness with the personnel safety point of view as a reference.

María de Garoña (Burgos). En este artí-culo, trataremos de explicar las claves de nuestra experiencia y como evolu-cionamos la tecnología, en beneficio de la efectividad y sin perder de vista la seguridad para el equipo humano.

ANTECEDENTESDesde que España optó por el almace-namiento de combustible usado, ENSA ha estado profundamente ligada a las actividades de gestión: tanto con la in-versión en el desarrollo de soluciones técnicas, pasando por una exquisita calidad en la fabricación de componen-tes y hasta completar con un eficiente proceso de carga de combustible en los emplazamientos. Es aquí, en las plan-tas, donde la fiabilidad y la eficiencia deben demostrarse al compás de las exigencias de las centrales, para las que la carga de contenedores resulta un proceso de alta importancia.

Tres experiencias reseñables son las cargas de contenedores realizadas en la central nuclear Jose Cabrera (Zo-rita) y en la central nuclear de Ascó. En la central nuclear de José Cabre-ra se han cargado 12 contenedores con elementos combustibles y cuatro contenedores con el despiece de las

Hugo garcía Merino Ingeniero de proyecto para el “Suministro de equipos auxiliares y preparación de la carga de contenedores ENUN 52B en CN Sta. Mª de Garoña”.ENSAIngeniero técnico industrial por la Universidad de Cantabria. Ha desarrollado su actividad profesional como ingeniero de proyecto y jefe de obra en Equipos Nucleares desde 2009.

Álvaro Soto Jefe de obra en la carga contenedores decombustible gastado ENSA-DPT e ingeniero de proyecto en Eq. Auxiliares Chinas de Daya Bay y Ling Ao” para el contenedor de almacenamiento y transporte ENUN-24P.ENSAIngeniero técnico esp. Electrónica Industrial por la Universidad de Cantabria. Comenzó su actividad profesional como ingeniero de proyecto en Equipos Nucleares desde 2010.


COMBUSTIBLE

internas de la vasija. Por otro lado, en la central nuclear de Ascó, se han cargado ya cinco contenedores en campañas an-teriores y este año 2015 se prevé llevar a cabo un exigente programa de carga para seguir garantizando la capacidad de las piscinas.

Además de estas experiencias, el de-sarrollo de tecnología para los nuevos contenedores ENUN tendrá sus ba-ses en las 28 cargas de contenedores ENSA-DPT21 completadas hasta la fe-cha en la central nuclear de Trillo I. La similitud operativa que requiere el sistema de tapas empernadas que, sim-plifica, reduce tiempos de operación, y facilita además la reutilización del con-tenedor una vez que éste se descarga, se ve reflejada en los nuevos diseños que ENSA está poniendo en el mercado (ENUN32P, ENUN52B y ENUN24P).

PrINCIPALES ProCESoS DE LA CArGA DE UN CoNTENEDor ENUNoperaciones de la carga del contenedor en piscinaEl proceso de carga de un contenedor se compone de una secuencia de opera-ciones destinadas al acondicionamien-to del contenedor para el almacena-miento de forma segura de los EECC.

Para colocar la tapa interior sobre el contenedor, estando éste situado en el fondo de la piscina, se usa un útil acoplado a la grúa auxiliar (la morfo-logía y altura de cada gancho en cada central es diferente, lo que presenta nuevos retos con diferentes diseños y soluciones) que permite descender la tapa perfectamente nivelada y asegu-rar una perfecta colocación.

Como ejemplo, para realizar la maniobra de introducción de la tapa interior durante las actividades de carga del contenedor ENUN 52B en la central nuclear Sta. Mª de Garoña, se ha diseñado y fabricado un útil de manejo, formado por dos pértigas telescópicas. La pértiga interior se ex-tiende y se retrae por la acción de un polipasto eléctrico situado en la parte superior del útil. Mediante este dis-positivo se consigue reducir la altura de maniobra necesaria bajo grúa y se evita la introducción del gancho de la grúa en la piscina. De esta forma, el operador puede controlar en todo mo-mento el posicionamiento de la tapa sobre la brida del contenedor.

Esta maniobra se acompaña de un equipo de cámaras que permita tener una visión directa de la aproximación de la tapa a la brida del contenedor ya que, un leve golpe en las juntas o en la tapa puede tener consecuencias en la estanqueidad de la cavidad del contenedor y echar por tierra la carga del propio contenedor.

A continuación, ayudados del yu-go de elevación que permite el en-ganche/desenganche a distancia del contenedor por los muñones supe-riores, se procede a la extracción del contenedor fuera de la piscina o pozo de cofres, según el diseño de la plan-ta. La verificación del correcto posi-cionamiento y ajuste de las palas del yugo en los muñones del contenedor se debe realizar de forma cuidadosa y exhaustiva para evitar cualquier problema en la posterior elevación del contenedor.

La primera de ellas, como se entien-de, es la propia carga de los elementos combustibles (previamente seleccio-nados y que cumplan con los requi-sitos de almacenamiento por parte de los organismos internacionales, OIEA y Euratom) en las celdas del bastidor, siendo sus posiciones en és-te, también analizadas en función de su calor residual entre otros factores. Este proceso se realiza una vez que el contenedor se encuentra inundado de agua en la piscina.

Durante el proceso de carga, se ve-rifica elemento a elemento que el ma-terial está irradiado mediante una herramienta especial (Ion-fork), pro-ceso que queda registrado y grabado. Antes de esto, también cada elemento seleccionado ha sido inspeccionado para conocer su estado mediante téc-nicas que garanticen la estanqueidad e integridad de las vainas (ultrasoni-dos, visuales, in-sipping…).

Tras el proceso de carga, se coloca la tapa interior, momento en el que empe-zaría a contar el tiempo de ebullición, ya que prácticamente queda cerrado el contenedor y, aunque todavía esté in-merso bajo agua, la recirculación en el interior en la cavidad ya no existe.

Figura 1: Contenedores ENSA Universal (ENUN).

Figura 2: Carga con EECC del contenedor DPT 21. Figura 3: Montaje de la tapa interior del contenedor DPT 21.


Cierre de tapasUna vez que el contenedor se encuentra en la zona de preparación, se comienza el proceso de apriete de los pernos de las tapas del contenedor. Estas operaciones son fundamentales para garantizar el correcto cierre de las tapas y, por tanto, la estanqueidad de la cavidad del conte-nedor. Estas operaciones deben ser rea-lizadas de manera segura pero también de manera ágil de forma que el tiempo empleado sea el mínimo y se reduzcan los tiempos de exposición del personal.

El aseguramiento del par aplicado sobre los pernos de cierre de ambas ta-pas interior y exterior del contenedor es un parámetro clave a registrar durante el proceso de carga del contenedor. Pa-ra esta aplicación, ENSA ha diseñado y fabricado un nuevo sistema de apriete de pernos que consta de dos grupos motor-reductor colocados en los extre-mos de una viga soporte. Estos mo-to-reductores van controlados en par, mediante un servo-amplificador, de modo que se puede visualizar, aplicar y verificar en cada caso el par requerido en la secuencia de apriete.

Este sistema de apriete permite rea-lizar las operaciones de forma auto-mática, indicando además el punto de la secuencia en la que se encuentra la máquina en todo momento. De esta manera, se garantiza el correcto cierre de las tapas del contenedor con un alto grado de eficacia y fiabilidad.

Drenaje, secado y llenado de helio del contenedorPara garantizar la integridad del com-bustible gastado en el interior de nues-tro contenedor, es preciso dejarlo en unas condiciones de absoluta seguridad para su transporte y almacenamiento.

Es aquí donde ENSA tiene su sello de identidad, con el diseño propio de un sistema integrado capaz de desalojar el agua de la cavidad interior, realizar un vacío y secado lo suficientemente bajo,

así como las requeridas pruebas de estanqueidad, todo ello en un espacio de tiempo menor al previamente obte-nido como tiempo de ebullición.

Para conocer este valor límite, en un previo análisis, se requiere cono-cer el tipo de combustible, calor resi-dual (kW), grado de quemado (MWd/Kg U), enfriamiento (años) y enrique-cimiento (%).

El proceso se inicia drenando el agua de la cavidad, y se debe garan-tizar que durante esta operación, el agua en su interior no alcance la tem-peratura de ebullición (100 ºC), pudien-do generar sobrepresiones inesperadas y dificultando la secuencia de trabajos establecida.

Una vez extraída la mayor parte de agua de la cavidad, se comienza la operación de secado por vacío hasta alcanzar el valor deseado.

Cuando esto suceda y comprobando que se mantiene el vacío requerido indicado en el estudio de seguridad del contenedor, es cuando se ha logra-do el secado de la cavidad y podemos inyectar helio puro en el interior, que por diferencia de densidades actúa a modo refrigerante del combustible. Estas operaciones tan delicadas, han de conseguirse en un tiempo menor que el arriba indicado como tiempo de ebullición, ya que la temperatura de

las vainas de los elementos combusti-bles no deben exceder nunca el valor de 400 ºC, de acuerdo a la normativa NUREG-1536, Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems, U.S. NRC, Rev. 1, jul 2010.

Si durante estas operaciones, ocu-rriese algún suceso anormal que com-prometiese la integridad de los ele-mentos combustibles, el sistema de drenaje y secado dispone además de un sistema de re-inundación de la ca-vidad interior, que permite llenar de agua de nuevo la cavidad del contene-dor y enfriarla, controlando en todo momento, las sobrepresiones que se puedan dar durante esta operación. Se reduce de esta manera la tempera-tura de los elementos combustibles y se evitan que lleguen a la temperatura máxima de 400ºC. Posteriormente, se puede realizar la recirculación de agua en la cavidad interior para continuar con el proceso de enfriamiento y poder actuar en la resolución de cualquier incidencia detectada.

ENSA lleva tiempo trabajando en la mejora del equipo de secado, para ha-cer que este proceso de vital importan-cia dentro de la carga del contenedor pueda desarrollarse con los menores imprevistos posibles y con un control absoluto de los diferentes parámetros asociados. Se pretende además reducir en la medida de lo posible el tiempo de

Figura 6: Diagrama del proceso de secado del contenedor ENUN.

Figura 4: Manejo del contenedor ENUN 52B con el yugo de elevación. Figura 5: Operación de apriete de pernos en contenedor ENUN.


COMBUSTIBLE

secado y la necesidad de trabajos con personal en las inmediaciones del con-tenedor, tratando de lograr una mayor eficacia y una reducción en las dosis del personal durante este proceso.

Esta mejora tecnológica implica ade-más, una disminución considerable en las probabilidades de error humano du-rante estas tareas críticas para el correc-to acondicionamiento del combustible en el interior del contenedor.

Para conseguirla, ENSA se ha volca-do en la automatización del proceso. El Sistema de Drenaje, Secado e Inertizado por He, en adelante SDSI, dispone de una consola de control, situada en las in-mediaciones del contenedor pero fuera de las zonas con mayores tasas de dosis. En esta consola, el operador puede se-leccionar la actividad a desarrollar, fijar los valores de presión/vacío objetivos en cada operación y controlar en todo momento la situación del proceso de secado.

El SDSI dispone de paneles auxiliares de medida conectados a las tomas de venteo y drenaje del contenedor, en los que se encuentran los sensores de medi-da. Además, está formado por el conjun-to de válvulas automáticas comanda-das por el control del SDSI necesarias para realizar las diferentes operaciones sin necesidad de que los operadores abran o cierren dichas válvulas.

Por lo tanto, una vez conectado co-rrectamente a las diferentes tomas del contenedor, el operador deberá única-mente actuar sobre la consola de con-trol y controlar el proceso, asegurando que éste se realiza de forma segura.

Traslado del contenedor al ATICuando el contenedor cargado con combustible se encuentre en unas con-diciones seguras y haya superado todas las pruebas de fugas, necesarias para garantizar la estanqueidad del cierre del contenedor, está en disposición de ser trasladado a su almacén temporal individualizado ATI, o al futuro ATC.

En función de las características de cada central nuclear donde se decida

usar el contenedor ENUN, ENSA es capaz de diseñar y fabricar los equipos adecuados y necesarios que permitan el manejo y el traslado del contenedor ENUN cumpliendo con las normativas aplicables y manteniendo la seguridad como objetivo principal.

En el caso próximo de la nentral nu-clear de Sta. Mª de Garoña, la disposi-ción de la central y las capacidades de distribución de cargas al suelo del edi-ficio, ha exigido la implementación de un sistema específico para el transpor-te del contenedor ENUN 52B desde el Edificio del Reactor hasta el Almacén Temporal Individualizado (ATI).

Las dimensiones del hueco y del túnel de equipos por las que se debe extraer el ENUN 52B del interior del edificio del reactor, requieren de una plataforma donde se acomoda la cuna de transporte y ambos son capaces de recepcionar el contenedor, volteándolo sobre las torres de la cuna. Este volteo es una maniobra de gran precisión que exige además de la mayor atención y sincronización posible de los operado-res, requiriendo además de una alta

sensibilidad en el control de los equipos implicados.

Esta plataforma dispone de un motor diesel y otro eléctrico que accionan un grupo hidráulico y que alimentan a su vez el conjunto de 24 bogies (cada uno compuesto por dos neumáticos) y que son capaces de ascender y descender la carga, así como de girar 360º para realizar cualquier giro solicitado a la plataforma, en condiciones de espacio limitado.

Además, la plataforma de traslado es la encargada de realizar el transporte del contenedor en horizontal sobre la cuna de transporte hasta situarlo en el ATI, discurriendo por los viales habili-tados en la central nuclear, superando si es preciso pendientes y giros desfa-vorables.

Otro ejemplo de la adaptación de ENSA a cada una de las centrales nu-cleares, es el caso del manejo del con-tenedor en el ATI. En el caso del ATI de Trillo, éste al ser cubierto dispone de un puente grúa capaz de izar el contenedor desde su cuna de transporte y voltearlo para su almacenamiento en posición vertical. Sin embargo ahora, para el ma-nejo en el ATI del contenedor ENUN 52B en la central nuclear de Sta. Mª de Garoña, al no disponer de ATI cubier-to, ha sido necesario definir una grúa pórtico móvil capaz de completar estas maniobras con el contenedor en el ATI.

La grúa es capaz de descargar y transportar el conjunto del contenedor + cuna de transporte y además de vol-tear el contenedor hasta la vertical de forma automatizada. Posteriormente con el contenedor en vertical, lo trasla-da hasta la ubicación definida en la losa del ATI para el almacenamiento defini-tivo. Todos estos movimientos los reali-za con la precisión y seguridad requeri-da para garantizar en todo momento la integridad del contenedor ENUN 52B.

Monitorización del contenedor en el ATIComo fase final de la campaña de car-ga del contenedor ENUN, el contene-dor permanece en el ATI, siendo mo-nitorizado en todo momento hasta su futuro traslado al ATC, para la recupe-ración del combustible en su interior.

Trascurrida más de una década des-de la carga de los primeros contene-dores DPT-21, éstos se encuentran en el ATI de la central nuclear de Trillo, siendo controlados presostáticamente y monitorizados en todo momento, ante un suceso anormal que ponga en entredicho la integridad del com-bustible. De producirse, el sistema de doble tapa proporciona la opción de la recuperación del combustible me-diante unas operaciones inversas a las

anteriormente explicadas.

Figura 7: Maniobra de descenso y volteo del ENUN 52B en C.N. Sta. Mª de Garoña.

Figura 8: Grúa de manejo de contenedo-res ENUN.

De izquierda a derecha: Enrique Pastor, José Ramón Torralbo, Francisco López y Pedro Ortega.

La Sociedad Nuclear Española celebró el 10 de marzo la Asamblea General Ordinaria correspondiente al ejercicio 2014, tras la jornada Experiencias y Perspectivas de las Centrales Nucleares Españolas 2014 en la Escuela Técnica

Superior de Ingenieros Industriales de la Universidad Politécnica de Madrid.

ASAMBLEA GENERAL 2014S o c i e d a d N u c l e a r e S pa ñ o l a

FUNCIONAMIENTO DE LA SOCIEDADLa Sociedad contaba a 31 de diciembre de 2014 con 63 socios

colectivos y 917 socios individuales, de los que 635 son profe-sionales, 105 jubilados, 134 jóvenes y 43 estudiantes. Estos nú-meros suponen una disminución de 75 socios y un incremento de un socio colectivo, respecto al anterior ejercicio. Hay que hacer notar que 90 bajas fueron de socios por falta de pago, por lo que el balance real es de 15 socios más que el año anterior. Se puede ver la variación en el siguiente cuadro:

Categoría de socios 2011 2012 2013 2014 Variación

S. Profesionales 909 744 736 635 -101

S. Jubilados 88 101 110 105 -5

S. Jóvenes 93 104 105 134 29

S. Estudiantes 24 31 41 43 2

Total S. Individuales 1.114 980 992 917 -75

Total S. Colectivos 56 56 62 63 1

La Junta Directiva celebró 11 reuniones ordinarias, habién-dose emitido actas de todas ellas, que se encuentran en los archivos de esta Sociedad y dos reuniones de la Comisión Permanente.

Una nueva revisión del Reglamento de Régimen Interior de la SNE fue aprobada por la Junta Directiva el 27 de mayo de 2014.

40º ANIvERSARIO DE LA SNE Dado que en 2014 se cumplía el 40º Aniversario de la SNE se desarrollaron una serie de actividades durante todo el año co-mo consecuencia de esta efeméride:

• Presentación del logo conmemorativo y nueva imagen de la sede social

Como primer acto conmemorativo del 40º aniversario, con asistencia de la Junta Directiva y los presidentes de las comi-siones, el jueves 30 de enero 2014 se presentó el logotipo gana-dor del concurso y se realizó la entrega del premio a la ganadora María Iglesias Alperi. Este acto ofi-cial fue el primero celebrado en la sede social tras su profunda remodelación, en la que se han modernizado todas sus instalaciones.

El logo ganador se utilizó en todos los eventos y documentos que se utilizaron durante el año 2014

• Sello Conmemorativo del 40º Aniversario de la SNE Se editó el sello que conmemoraba el 40º Aniversario de la SNE y que fue empleado en la correspondencia oficial de la Sociedad relacionada con los actos conmemorativos.

• Mesa de Análisis de la Comunicación Nuclear Encuadrada en los actos de conmemoración del 40º Aniver-sario, el 8 de mayo de 2014 se celebró una Mesa de Análisis de la Comunicación Nuclear con periodistas especializados, con el propósito de reforzar la comunicación de la SNE con los me-dios. Coordinada por el portavoz de la SNE y presidente de la Comisión de Comunicación, Eugeni Vives, a la convocatoria asistieron seis periodistas representando a una agencia de prensa, tres medios escritos y dos radios. Por parte de la SNE

1974 - 2014


ASAMBLEA GENERAL

asistieron cinco miembros de la Comisión de Comunicación y un representante de Grupo Senda encargado de escribir una crónica que se incluyó en el número de Nuclear España del mes de junio, dedicado íntegramente al 40º aniversario de la SNE.

• Acto Conmemorativo del 40º Aniversario El pasado 18 de junio se celebró la jornada conmemorativa del 40º Aniversario de la SNE en el Palacio de Linares, sede de Ca-

sa de América, un mar-co espléndido e idóneo para albergar todas las actividades programa-das, que cautivó a los asistentes. La jornada comenzó con un en-cuentro de todas las juntas directivas que han dirigido la SNE desde su fundación, se-guido por un acto para todos los socios que se abrió con una bienveni-da en el salón de actos del palacio por parte del presidente, Francis-co López, y la presen-tación de la jornada por el vicepresidente, José Ramón Torralbo.

Seguidamente, la in-vestigadora Margarita Salas Falgueras, impul-sora de la investigación en España en el campo de la bioquímica y de la biología molecular, ofreció a los asistentes una interesant ísima Conferencia Magistral

sobre su actividad investigado-ra, recibiendo a su término el reconocimiento y homenaje ofi-cial de la Sociedad y un gran aplauso de los presentes.

La Sociedad Nuclear Españo-la, sensible al desarrollo cien-tífico, ha querido reconocer en este 40º Aniversario a Marga-rita Salas por su insigne labor investigadora y su aportación científica. El presidente de la Sociedad, Francisco López Gar-cía, le entregó una placa conme-

morativa destacando su pre-miada y dilatada trayectoria investigadora.

El acto continuó con la proyección de un video rea-lizado expresamente para este 40º Aniversario de la SNE y la presentación del Libro Conmemorativo edi-tado para la ocasión y que al finalizar la jornada se entre-gó a los asistentes.

La última parte consistió en la intervención de cua-tro expresidentes represen-tando a cada una de las dé-cadas de la Sociedad, que

recordaron acontecimientos, anécdotas y juntas directivas de su etapa al frente de la SNE. Intervinieron, sucesivamente, Agustín Alonso (1974-1984), Manuel Acero (1984-1994), Lucila Izquierdo (1994-2004) y Lola Morales (2004-2014), a cuyo térmi-no, todos los asistentes pasaron a los salones del palacio para degustar un vino español y tener la oportunidad de saludar a los amigos y compañeros, a muchos de los cuales, ya retira-dos, no se había tenido ocasión de ver en bastante tiempo.

La jornada resultó un rotundo éxito, realizada en un marco inigualable contó con un maravilloso ambiente de reencuen-tro, elevada asistencia de socios y alta participación institucio-nal, que la SNE desea agradecer.

• libro "Enrico Fermi y los Primeros reactores Nucleares Americanos"

Englobado dentro de las actividades de conmemoración de su 40º Aniversario, la SNE ha editado el libro Enrico Fermi y los primeros reactores nucleares americanos, escrito por Vicente Alco-ber Bosch, sobre la vida y obra del gran físico, que desarrolló su labor investigadora en Estados Unidos.

El libro fue entregado a los con-gresistas de la 40º Reunión Anual

de Valencia, en el sta nd que las comisiones de la SNE ins-talaron en la exposición, y se encuentra a disposición de los socios de la SNE en la Sede, donde pueden r e cogerlo e n horario de ofi-cina.


Participantes en la Mesa de análisis de la comunicación nuclear.

sobre su actividad investigado-ra, recibiendo a su término el reconocimiento y homenaje ofi-cial de la Sociedad y un gran aplauso de los presentes.

la, sensible al desarrollo cien-tífico, ha querido reconocer en este 40º Aniversario a Marga-rita Salas por su insigne labor investigadora y su aportación científica. El presidente de la Sociedad, Francisco López Gar-cía, le entregó una placa conme-

PÁgiNAS WEB Y rEdES SoCiAlESSe han mejorado los contenidos de la página web de la SNE y de la Reunión Anual. Se ha hecho un esfuerzo para mantener la información actualizada en las dos webs. En la primera se están incluyendo las noticias, actividades e información diver-sa de la SNE, del sector nuclear en España e internacionales, y los cursos, jornadas y seminarios más interesantes dentro del ámbito nuclear y del sector de la energía. Además se realizan las inscripciones a nuestros eventos. En la segunda se incor-pora amplia información técnica y de las actividades sociales de la Reunión Anual, para mayor información de los socios, se emplea para la gestión de sinopsis y ponencias y para el proceso de inscripción a la Reunión. Se ha desarrollado una Hemeroteca Digital de las ponencias expuestas en las sesio-nes técnicas de las Reuniones Anuales de la Sociedad Nuclear Española, para que se puedan consultar las ponencias publica-das desde la 36ª edición hasta la 40ª actual.

Se continúa con el esfuerzo de comunicación hacia el exte-rior por medio del Plan de penetración en los medios de co-municación que poco a poco está dando sus frutos, en recono-cimiento de la voz de la SNE entre los medios de comunicación para convertirnos en una referencia en los aspectos técnicos y profesionales de la energía nuclear y los acontecimientos más importantes que se produzcan. Hay que destacar el esfuerzo para participar en las redes sociales de la Comisión de Co-municación, Jóvenes Nucleares (JJNN) y Women in Nuclear (WiN).

ACUERDOS DE COLABORACIóNLa SNE y la Real Academia de la Ingeniería han alcanzado un acuerdo por el cual nuestra Sociedad, a través de la Comisión de Terminología, será responsable de la actualización de los voca-blos nucleares del Diccionario Español de la Ingeniería (DEI).

Este año se han concedido catorce becas con un importe glo-bal de 22.400 € para estudiantes de alguno de los másteres más representativos del sector.

La Jornada Técnica consiguió una importante asistencia consolidándose así como uno de las acti-vidades más interesantes organizadas por la SNE.

Se va consolidando po-co a poco la emisión de Notas Técnicas. La pirá-mide normativa se está consolidando y se están incluyendo normas inter-nacionales.

Por tercera vez, este año la SNE ha participado con una con-ferencia en la Semana de la Ciencia.

La Jornada Centrales Nucleares en 2013. Experiencias y perspectivas tuvo 232 inscritos frente a los 249 del año ante-rior. Fueron invitados los alumnos de los másteres nucleares y, por primera vez, se realizó una encuesta de satisfacción de la jornada a todos los asistentes.

Las actividades culturales de la Comisión de Programas han tenido un gran éxito.

Se consolida el Seminario de Reactores Avanzados y el Curso de Ciencia y Tecnología Nuclear impartidos por JJNN, que han sido seguidos con gran interés y asistencia.

La 40ª Reunión Anual celebrada en Valencia supuso un éxito de participación de congresistas y ponen-tes y ha conseguido una aceptable repercusión en medios de comunicación y en el entorno, cum-pliendo a la perfección los objetivos de la SNE en estas reuniones. En esta Reunión se montó por tercera vez un stand de la Sociedad que tuvo mu-chas visitas y aceptación.

To d a s l a s a c t u a c i o n e s llevadas a ca-bo en el año s e p u e d e n ver con más detalle en el apartado que cont iene los in formes de las diversas comisiones.

Este año, por primera vez, se han firmado Convenios de Colaboración para promover las prácticas de alumnos en la Sociedad Nuclear Española:• I.E.S.BeatrizGalindo• I.E.SJorgeManrique•King’sCollege•UniversidadComplutensedeMadrid

Incorporándose a realizar prácticas en la Sociedad, este año 2014, alumnos de los tres primeros centros indicados anterior-mente.

Se ha establecido un acuerdo con AENOR para el acceso, por los socios de la SNE, de las normas UNE emitidas por el Comité Técnico 73, incluidas las de Garantía de Calidad y For-mación.

ACTIvIDADES 2014Por lo que se refiere a la revista Nuclear España, se ha conti-nuado en la misma línea del año anterior y se está publicando en la página web de la SNE en versión digital.


NUEvA JUNTA DIRECTIvAPor lo que se refiere a la organización de la Sociedad, y en cumplimiento de lo establecido en sus Estatutos Sociales, co-rrespondería a esta Asamblea proceder a la renovación de la Junta Directiva.

El presidente finaliza el periodo estatutario siendo sustitui-do automáticamente por el vicepresidente. También por fina-lización del plazo fijado en los estatutos deben cesar en sus cargos el secretario general, el tesorero y los vocales, Antonio Colino, Pablo León, Luis Martínez, Emilio Mínguez, Juan Or-tega y Juan José Serna.

Los vocales Emilio Mínguez y Juan Ortega no son reele-gibles en sus cargos, al haber cumplido el máximo de dos periodos que fijan los estatutos de la Sociedad, mientras que el secretario general, el tesorero y los vocales Antonio Colino,

Pablo León, Luis Martínez y Juan José Serna pueden ser reele-gidos para un segundo periodo. Antonio Colino y Luis Martí-nez no se presenta a la reelección.

Como se indica en la convocatoria de esta Asamblea, se ha presentado una única candidatura para la renovación de estos cargos, que es la siguiente:Presidente: José Ramón Torralbo EstradaVicepresidente: José Antonio Gago BadenasTesorero: Pedro Ortega PrietoSecretario General: Enrique Pastor CalvoVocales: Carolina Ahnert Iglesias, Pablo León López, Beatriz Liébana Martínez , José Luis Pérez Rodríguez, Marina Ro-dríguez Alcalá, Francisco Sánchez Álvarez, Juan José Serna Galán y Marta Vázquez Cabezudo.

José Ramón Torralbo Presidente

José Antonio GagoVicepresidente

Pedro OrtegaTesorero

Enrique PastorSecretario General

Beatriz LiébanaVocal

Pablo LeónVocal

José Luis Pérez Vocal

Francisco SánchezVocal

Marina RodríguezVocal

Juan José SernaVocal

Marta VázquezVocal

Carolina AhnertVocal

COMISIONES DE TRABAJOCOMISIóN DE COMUNICACIóNEsta Comisión realizó durante el año 2014 dos actividades intensas y otras actividades de comunicación durante todo el año:•LaJornadaLas centrales nucleares en 2013. Experiencias y Pers-

pectivas, en febrero 2014.•40ªReuniónanual.•Actuacionesde comunicación relacionadas conel 40ºAni-

versario de la SNE.•Actuacionescontinuasduranteelaño.Todos los resultados de comunicación se pueden ver en la web de la SNE en Sala de Prensa/ (Opinión, que son los editoriales de la revista), (Notas de Prensa), (Artículos de Prensa), (Docu-mentación de Prensa), (Resúmenes de Prensa).•Sehanemitido7notas de prensa durante el 2014:

– 1 de experiencias operativas.– 1 sobre el cumplimiento de los 40 años de la SNE.– 5 de la 40ª Reunión Anual.

•Sehanemitido4convocatoriasaRueda de Prensa.•Seharealizado3ruedas de prensa y un encuentro con me-dios locales

– 1 en la Jornada Las centrales nucleares en 2013. Experiencias y Perspectivas.

– 1 en la 40º Reunión Anual.– 1 con JJNN en el Congreso de Burgos.

– Encuentro con medios locales previo a la 40ª Reunión Anual.Con motivo del 40º Aniversario de la SNE, la Comisión de Comunicación celebró un encuentro con seis periodistas, de radio, agencia y prensa escrita con el fin de analizar la comunicación nuclear. Los resultados se han publicado en la revista Nuclear España de junio 2014, correspondiente al 40º aniversario.

•Apoyo a JJNN en las tareas de comunicación del congreso de Burgos.

•Sehanatendidoa9entrevistas:– 1 durante la Jornada Las centrales nucleares en 2013. Expe-

riencias y Perspectivas.– 1 entrevista del presidente coincidiendo con el congreso

de JJNN, en Burgos.– 2 entrevistas durante la 40ª Reunión Anual.– 5 intervenciones en medios durante el año.

•Artículos de opinión publicados en medios:– 3 en el entorno de la 40ª Reunión Anual.

•Resúmenes de prensa recogidos en medios escritos, radios y TV:

– La Jornada Las centrales nucleares en 2012. Experiencias y Perspectivas: 15

– 40ª Reunión Anual: 42– Durante el año: 2

ASAMBLEA GENERAL


•Redes sociales:Se ha realizado un gran esfuerzo de comunicación a tra-vés de redes sociales en cuatro situaciones:

– Durante la reunión de experiencias operativas.– Durante los actos de celebración del 40 aniversario de la

SNE.– Durante la 40ª Reunión Anual.– De forma sistemática durante todo el año.

La situación de las cuentas de redes sociales es:– La SNE han realizado desde origen 1.512 twitts.– La cuenta de twitter de la SNE la siguen 375.– El grupo de la SNE de Linkedin tiene 260 miembros.– En Linkedin se han lanzado 250 debates informativos.

•Página web:– Actualización continúa de contenidos en la página web

con noticias de actualidad internas y externas.– Incorporación de las actividades que programa la SNE así

como otras del sector nuclear realizadas en España y en el extranjero.

– Comunicaciones continuadas por newsletter a los socios de la SNE para una mayor información.

– Incorporación de imágenes de los diferentes eventos de la SNE.

– Actualización de la composición de las comisiones de la SNE.

– Cumplimiento con la LOPD.– Noticias específicas del 40 Aniversario de la SNE y de la

40ª Reunión Anual.– Noticias destacadas en la página de entrada.– Adaptación de la zona de encuesta Queremos saber tu opi-

nión en la página de entrada.– Inclusión de tweets de la SNE en la página de entrada.– Actualización del área Energía Nuclear.– Inclusión de nuevos números de la revista Nuclear España– Actualización de la pirámide normativa.– Incorporación de nuevas definiciones de términos nuclea-

res.– Utilización de la web para la inscripción a los eventos de

la SNE.– Actualización de información en el apartado de sala de

prensa.– Diversas mejoras realizadas en la web para presentar la

información de forma más útil y de fácil acceso y consulta.•Preparaciónde los11 editoriales de la revista Nuclear Es-

paña y atención continuada a los medios durante todo el año.

COMISIóN DE REDACCIóN DE LA REvISTA• Miembros de la Comisión de redacción

Durante el año 2014 en la Comisión de Redacción se han pro-ducido dos bajas, ambas por el cese de la actividad profesional. La baja de José Luis Butragueño, que ha sido sustituido por Eugenio Gil, y a final de año la de José Luis Mansilla, que cesa como presidente de esta Comisión después de casi tres años. Miguel Sánchez López le ha sustituido como presidente, tras haber sido vocal durante más de siete años. Asimismo, se han incorporado como vocales Manuel Fernández Ordóñez, Mi-guelBarreiroBugalloyKevinFernándezCosials.

• Programa 2014: editoriales, artículos y entrevistas

El principal cometido de esta Comisión en 2014 ha sido, como en años anteriores, la planificación, gestión y seguimiento de la edición de la revista Nuclear España que, de forma resumida, ha constado de:– Dos editoriales en cada número. Uno de carácter general,

que refleja la posición de la Junta Directiva, y otro, resumen

ejecutivo, relativo al tema del monográfico, firmado por el Comité de Redacción. (Un total de 20 editoriales).

– 11 números monográficos (dos de ellos bilingües, el número dedicado a la operación de las centrales nucleares españolas en abril, y el de diciembre sobre la 40ª Reunión Anual, y otro en septiembre The 8th International Youth Nuclear Congress íntegramente en inglés en línea con el objetivo de la difusión internacional de la revista).

– Un total de 62 artículos publicados (17 en inglés), con la par-ticipación de 153 autores más la colaboración de 8 grupos o unidades de trabajo. En consecuencia, por tercer año conse-cutivo, en 2014 se ha logrado el récord de artículos publica-dos.

– 9 entrevistas. – Como novedad en 2014, la publicación de 3 artículos de di-

vulgación sobre temas de naturaleza histórica y científica.La temática de cada número de la Revista durante 2014,

junto con las personas entrevistadas, se describe en la tabla adjunta.

MES TEMA ENTREVISTA

Enero Seguridad Nuclear Federico de la Hoz (Director general de Iberdrola Ingeniería)

Febrero Mantenimiento Rufino Villa (Director general de Moncobra)

Marzo Operación a largo plazo

Abril Operación de las centrales nuclea-res 2013

Baldomero Navalón(Director generación para Europa Iberdrola)

Mayo Suministros Nucleares Mª Teresa Estevan(Decana del Colegio de Ingenieros Industriales de Madrid)

Junio 40º aniversario de la SNE

Jul-Ago 30º aniversario de CN Cofrentes Tomás Lozano (Director de central)

Septiem-bre

Congreso internacional de Jóvenes Nucleares

Raquel Ochoa (Presidenta de JJNN de España)Denis Janin (Jefe Técnico del IYNC 2014)

Octubre Directorio nuclear 2014 de empresas y másteres

Noviem-bre

El refuerzo de la Seguridad tras Fukushima Emilio Mínguez (Catedrático de Tecnología Nuclear )

Diciembre 40ª Reunión Anual Luis García (Presidente del Comité Organizador)

• Monográfi cos especiales

Junto a los números tradicionales establecidos, a saber, el nú-mero de abril dedicado a la operación de las centrales nuclea-res españolas, el directorio de empre-sas y másteres en España en octubre, y, el número de diciembre dedicado a la Reunión Anual de la SNE, se debe destacar dos números monográficos que representan dos hitos importan-tes en la historia del sector nuclear español:1. El 40º aniversario de la SNE, editado

en el mes de junio, y2. El 30º aniversario de CN Cofrentes,

publicado en el monográfico de ju-lio-agosto.Asimismo, por el interés y calidad

de su temática debemos destacar el monográfico dedicado al Congreso internacional de Jóvenes Nucleares, celebrado en Burgos, que reunió al-rededor de 400 jóvenes profesiona-les y estudiantes relacionados con el sector nuclear. Con este monográfico, íntegramente en inglés, se consolida el número de septiembre como edición internacional, con el objetivo de llevar los logros del sector nuclear español a los mercados internacionales


• Premios y Menciones

La Comisión de Redacción de la Revista de la SNE, ha elegido el artículo y los números monográficos siguientes como merecedo-res de los premios Nuclear España 2014: – Premio Nuclear España al mejor artículo: Misiones internacio-

nales del OIEA a Japón sobre los proyectos de desmantelamiento de la central nuclear TEPCO-Fukushima Daiichi y de rehabilitación de áreas afectadas por el accidente nuclear. Autor: Juan Carlos Lentijo (OIEA). Publicado en el nº 356 de noviembre de 2014 dedicado a El Refuerzo de la Seguridad tras Fukushima.

– Mención de Honor al mejor número monográfico: Manteni-miento. Nº 348 de febrero 2014. Coordinadores: Miguel Sán-chez López y José Luis Mansilla.

– Menciones especiales: Central Nuclear de Cofrentes. 30 Años. Nº 353 de julio-agosto de 2014.

CoMiSióN dE ProgrAMAS La Comisión de Programas ha proporcionado el encuentro a más de 500 socios a lo largo del año 2014, posibilitando su desarrollo personal a través de 12 actividades de tipo cultural, deportivo y formativo.

Este informe presenta los resultados, del año 2014, de las ac-tividades de la Comisión de Programas de la SNE. Se resumen en doce (12) las actividades llevadas a cabo. Concluye el mismo, con el logro del primer objetivo previsto de ofrecer a los socios un foro de diálogo sobre temas de interés cultural, como confe-rencias, visitas a museos y senderismo según se muestra en el informe.

El segundo objetivo cumplido el de organizar las jornadas de experiencia de centrales nucleares, que viene realizándose desde hace 25 años, y tras ese larga travesía de organización, la jornada sigue siendo un foro del máximo interés para nuestros socios, en el ámbito de intercambio personal y técnico relevante, como así lo muestra el alto grado de aceptación en el cuestiona-rio de satisfacción.

Finalmente, el tercer objetivo de proporcionar actividades formativas, se ha cumplido con la actividad de desarrollo per-sonal mediante el taller de Mindfulnnes (atención plena), muy apreciado por sus asistentes, así como el interés despertado según nos lo indica el número de socios en lista de espera para próximos talleres.

• Actividades realizadas

VISITA a la Exposición Fernando Alonso CollectionEl sábado 25 de enero, un grupo de 20 socios y acompañantes tu-vieron la oportunidad de acudir a la visita guiada a la exposición “Fernando Alonso Collection” en el Centro de Exposiciones Arte Canal del Canal de Isabel II de Madrid, que había sido organiza-da por la Comisión de Programas.

La visita nos hizo revivir los triunfos de Fernando Alonso en la Formula 1, la pasión por la conducción y observación de sus diferentes coches que la muestra nos permitió apreciar y recrearnos en ellos, ¡¡ un éxito !!

JORNADA de Experiencias y Perspectivas. Centrales nuclea-res españolas en 2013La Jornada sobre Las centrales nucleares en 2013. Experiencias y perspectivas, realizada el 26 de febrero de 2014, en la que direc-tivos y profesionales del sector eléctrico español y de institu-ciones y organismos oficiales competentes trataron aspectos relevantes de la explotación del parque nuclear español durante 2013.

La situación del parque nuclear en operación y construcción en el mundo ha tenido, como en el año pasado, un resumen detallado recogido en la tabla de las Centrales nucleares en el mundo en 2013, publicada en el número de abril.

Destacar también el ya tradicional artículo Panorama ener-gético y energía nuclear a octubre de 2014, incluido en la edición de octubre, que ofrece una visión actualizada del papel de las centrales nucleares en el abastecimiento de energía primaria y eléctrica, el ahorro de emisiones de CO2 a la atmósfera, y su excelentes ratios de comportamiento y disponibilidad.

• Mejoras y novedades

Entre otras novedades, cabe mencionar la nueva sección Di-vulgación, que pretende mejorar el interés y la difusión de la revista hacia un lector menos especializado, publicando artí-culos más generalistas, de especial significado y actualidad sobre temas diferentes del monográfico.

En este sentido se deben reseñar los avances o mejoras si-guientes:– Desde abril, el nuevo boletín digital con periodicidad men-

sual, realizado por Grupo Senda.– El nuevo formato electrónico de la revista.– La puntualidad de la revista. – La actualización de la base de datos de distribución interna-

cional.– Durante 2014 se han publicado 3 artículos de divulgación

sobre temas de naturaleza histórica y científica.– El aumento significativo de artículos editados en inglés (el 27 %).– La propuesta de publicar el libro de Vicente Alcober sobre

Enrico Fermi que editó la SNE para la 40ª Reunión Anual de la SNE.

• Secciones fijas

Durante 2014, se ha proseguido con la implantación del Plan Estratégico de la SNE, en estrecha coordinación con la Comi-sión de Comunicación.

Las secciones de la revista se consolidan en 2014, siendo las principales: 1. La Junta Directiva informa.2. Noticias de España y del Mundo.3. Calendario de Convocatorias –congresos, cursos, reuniones,

etc.- de interés sectorial.4. Las noticias mensuales de prensa nacional Lo nuclear en los

medios y Las noticias en el mundo –ya por 4º año consecutivo- se han publicado en los números correspondientes.

5. Durante 2014 se han ido publicando periódicamente cada una de las Ponencias premiadas en la 39ª Reunión Anual, hasta un total de quince artículos.

6. Información de las centrales nucleares españolas facilitados por Unesa.

7. Las actividades de otras Comisiones de la SNE –Comunica-ciones, Técnica, Terminología, Programas, JJNN, WIN- tam-bién han tenido la debida presencia en la revista.

8. Noticias de empresas, cambios organizativos, nombramien-tos, etc.

• distribución de la revista

Por término medio se han impreso unos 1.500 ejemplares por número, que se han distribuido entre los socios de la SNE y las más importantes instituciones españolas relacionadas con la energía nuclear, además delos medios de comunicación.

En lo referente a los números bilingües, se ha procedido a la revisión de la base de datos de envíos con el fin de optimizar el coste de la difusión internacional. En 2014 se ha generado una nueva lista de distribución, con un total de 150 direccio-nes contrastadas, lo que ha permitido llegar a los mercados de mayor interés para las empresas, así como reducir los costes de tirada y envío de estas ediciones.

ASAMBLEA GENERAL


En esta edición, la sesión especial de la jornada se dedicó al papel que la energía nuclear juega en la reducción de emisio-nes.

El ponente fue: Manuel Lozano Leyva, Catedrático de Física Atómica, Molecular y Nuclear. Universidad de Sevilla

La Jornada transcurrió de acuerdo al programa con una presencia de 232 personas, desglosadas en: 96 socios, 29 no socios, 17 socios JJNN, 10 socios jubilados, 22 invitados y po-nentes, 58 estudiantes.

Por primera vez se realizó una encuesta de satisfacción de la jornada a todos los asistentes. Se solicitó se graduara entre buena, regular o mala, obteniéndose los siguientes resultados: 1. Organización de la jornada, un 87% de buena; 2. Confe-rencia de la sesión especial, 90% de buena; 3. Sesión Técnica, presentaciones de las centrales nucleares. Valor medio de la percepción a las ponencias, 75% de buenas; 4. Visión general de la jornada, 87% de buena.

CONFERENCIA Jueves Nucleares. Astronomía para todos.

La conferencia impartida en la sede de la SNE por Ramón Del-gado Fernández el pasado jue-ves 20 de marzo de 2014 sobre el tema Astronomía para todos. La pasión de observar el cielo. Una experiencia personal", tuvo una gran acogida por el público asistente que llenó el nuevo sa-

lón de actos reformado tras las obras en la oficina.La contemplación del cielo nocturno puede ser una expe-

riencia muy gratificante, repleta de sensaciones que nos trans-portan a nuestro lugar real en el Cosmos desde este punto azul pálido, La Tierra, tal y como la definió Carl Sagan.

El conocimiento de la dinámica del cielo y de sus maravillas, y de las técnicas para su observación nos puede ayudar a que este viaje personal sea aún más extraordinario. Asistentes: 45

CONFERENCIA Jueves Nucleares. Billetes y monedas del euro.La conferencia de Jueves Nu-clear Billetes y monedas de euro: características y elementos de se-guridad. La nueva serie Europa fue impartida por Mª Isabel Maizonada Hernán en la sede de la SNE, asistiendo unas 15 personas.

La conferenciante nos mos-tró una historia del euro. Las características y elementos de seguridad de que disponen actualmente los billetes y mone-das de euro, así como los que incorpora la nueva serie Europa, la convierten en una de las monedas más seguras que existen

TALLER de introducción al MindfulnessLa Comisión de Progra-mas de la SNE en cola-boración con la Sociedad para el Aprendizaje Or-ganizativo (SoL España) organizó el taller de in-troducción al Mindful-nnes impartido por Ana

Arraben con asistencia de 25 personas. Por limitación del tamaño del grupo, se quedaron en lista

de espera un número de solicitudes de socios para futuros talleres.

Mindfulness, o atención plena, es la habilidad de centrarse en el presente, de enfocar la atención con intención y suspendien-do juicios. Se trata pues de una habilidad universal y si bien

su práctica es muy antigua, sólo recientemente ha comenzado a entrar con fuerza en la ciencia occidental y a ser objeto de numerosos estudios científicos en universidades de gran pres-tigio.

Durante este taller practicamos un recorrido por el origen, los fundamentos y resultados de la aplicación del Mindfulness como instrumento para desarrollar la capacidad de mejorar nuestro nivel de atención y consciencia del momento presente. La idea es evaluar, desde la experiencia, el impacto de la prác-tica del Mindfulness sobre nuestra condición física, mental y espiritual y sobre nuestro comportamiento.

VISITA exposición CEZANNEVisitas Guiadas a la Exposición Cezánne Site/Non-SiteLa Comisión de Programas, siguiendo con su objetivo de faci-litar a los socios el acceso a las exposiciones de figuras funda-mentales de la pintura, los días 13 y 15 de mayo de 2014 visita-mos el Museo Thyssen que dedica una gran exposición a Paul Cézanne (1839-1906), considerado el padre del arte moderno.

La visita duró aproximadamente una hora, comentada me-diante una guía que nos fue ilustrando de las características de la misma que reseñamos a continuación.

El título de la exposición, Site/Non-site, ha sido tomado del artista y teórico irlandés Robert Smithson, y alude a esa dia-léctica entre exterior e interior, entre la pintura al aire libre y el trabajo en el estudio.

ACTIVIDAD AL AIRE LIBRE. Senderismo en primavera. Del Puerto de Navacerrada a NavalmedioLa ruta de senderismo organizada por la Comisión de Progra-mas el sábado 24 de mayo de 2014, transcurrió agradablemen-te por los términos municipales de Navacerrada y Cercedilla, bajando desde el puerto de Navacerrada por los valles de La Barranca y Navalmedio. El grupo senderista de la SNE dis-frutó del paseo, del paisaje y del excelente tiempo, ideal para andar por la sierra.

CONFERENCIA Jueves Nucleares. Enrico Fermi y los pri-meros reactores nucleares americanos Vicente Alcober es el autor del libro publicado por la SNE, con motivo de su 40 aniversario, sobre este investigador y que, co-mo él mismo dice, “No trato de hacer una biografía de Fermi (1901-1954) en el sentido tradicional, pues existen dos biogra-fías magníficas aparecidas después de su temprana muerte. Lo que persigo con este trabajo es rememorar la figura de tan insigne físico, del que recientemente se ha celebrado el cente-nario de su nacimiento”.

ACTIVIDAD AL AIRE LIBRE. Senderismo en otoño en el cañón de BonavalLa Comisión de Programas orgtanizó una nueva ruta de senderismo a la que acudieron 21 excursionistas y que trans-currió por el norte de la provincia de Guadalajara en las estri-baciones meridionales del macizo de Ayllón, recorriendo el río Jarama, cañón de Bonaval, pueblo de Retiendas y Sabinar de Almiruete. En el camino se visitaron las ruinas del monasterio de Bonaval.

CONFERENCIA Jueves Nucleares. Componentes falsifica-dos, fraudulentos y por debajo de los estándaresImpartida por Ana Belén García Pérez, con asistencia de 19 personas, se dio una visión del problema que plantean los componentes falsificados. En los últimos años, está creando un verdadero reto a la industria en general. La comunidad internacional está aportando medidas para hacer frente a esta amenaza creciente, incluyendo normativa, procedimientos de compra, auditorías, intercambio de información, formación y,


sobre todo, la realización de una intensa labor de conciencia-ción de los riesgos que dichos componentes presentan para la seguridad de las instalaciones nucleares.

El propósito es alertar sobre este problema de máxima ac-tualidad y proponer una respuesta avalada por una metodolo-gía aplicada con buenos resultados.

CONFERENCIA Jueves Nucleares. La Energía Nuclear en España a través de los comicsEnmarcada en el catálo-go de actividades de la XIV Semana de la Cien-cia de la Comunidad de Madrid, tuvo lugar en la sede de la SNE, a cargo de Maite Torres, docu-mentalista de Foro Nu-clear,. La actividad fue organizada por las Co-misiones Técnica y de Programas de la SNE y contó con la exposición de un amplísimo núme-ro de ejemplares de có-mics, que permitió a los presentes adentrarse en los diferentes tipos de cómics publicados por instituciones y empresas del ámbito de la energía en general y la nuclear en particular, así como otro tipo de cómic de ocio y mar-keting editorial referido a este controvertido tema, incluyendo los utilizados por organizaciones antinucleares.

VISITA Museo Thyssen. Impresionismo Americano

El Museo Thys-sen-Bornemis-za presentó la primera exposi-ción en España dedicada a la expansión del impresionismo en Estados Uni-dos. La mues-tra, que ya ha sido presentada en el Musée des Impressionnismes de Giverny y las National Galleries of Scotland de Edimburgo, rastrea a través de casi ochenta pinturas el modo en que los artistas norteamericanos descubrieron el impresio-nismo en las décadas de 1880 y 1890 y su desarrollo posterior, en torno a 1900.

COMISIóN TéCNICA No ha habido variaciones durante este año 2014en los miem-bros de la Comisión y se mantuvieron 8 reuniones.• Normativa

• Nuevas Instrucciones y Guías de Seguridad del CSN para comentarios:– Revisión 1 de la Guía de Seguridad GS-05.14 Seguridad y

protección radiológica de las instalaciones radiactivas de gam-magrafía industrial (NOR/11-007). Recibidos comentarios. Analizados y remitidos al CSN.

– Instrucción del CSN sobre la formación de las personas que intervienen en los transportes de material radiactivo por ca-rretera. (NOR/13-004). No se han emitido comentarios.

– Instrucción del CSN sobre el control y seguimiento de la fabricación de embalajes para el transporte de material radiactivo. (NOR/13-005). No se han emitido comentarios.

• Informadoa los socios sobre elprocesode revisiónde losniveles Wenra y la posibilidad de emitir comentarios.

• Nuevas Guías de Seguridad del OIEA para comentarios:– Guía de Seguridad sobre Occupational Radiation Protection

(DS_453). Recibidos comentarios. Analizados y desesti-mado su envío al CSN.

– Guía de Seguridad sobre Radiation Protection and Safety in Well Logging (DS_419). No se han emitido comentarios.

– Guía de Seguridad sobre Radiation Protection and Safety in Nuclear Gauges (DS_420). No se han emitido comentarios.

– IAEA Draft Implementation Guide NST002: Regulations and Associated Administrative Measures for Nuclear Security. No se han emitido comentarios.

– IAEA Draft Safety Guide DS454: Predisposal Management of Radioactive Waste from the Use of Radioactive Materials in Medicine, Industry, Agriculture, Research and Education. No se han emitido comentarios.

– IAEA Draft Safety Guide DS455: Establishing the Infrastruc-ture for Radiation Safety. No se han emitido comentarios.

– IAEA Draft Safety Guide DS-360: Safety of Nuclear Fuel Re-processing Facilities. En proceso de recopilación de comen-tarios.

– IAEA Draft Safety Guide DS-460: Communication and Con-sultation with Interested Parties by the Regulatory Body. En proceso de recopilación de comentarios.

– Guía de Seguridad del OIEA: Safety of Nuclear Fuel Cycle Research and Development Facilities. (DS-381). En proceso de recopilación de cometarios.

– NST-033 - Establishing a System for Control of Nuclear Material for Nuclear Security Purposes at a Facility During Storage, Use and Movement. En proceso de recopilación de cometarios.

•Establecidoque laemisióndecomentariosaborradoresdenormas ISO que puedan facilitarse desde Aenor, estará limi-tada a los miembros de la Comisión Técnica.

•Establecidoun acuerdo conAenorpara el acceso,por lossocios de la SNE de las normas UNE emitidas por el Comité Técnico 73, incluidas las de Garantía de Calidad y Forma-ción. Acceso a través de la aplicación Pirámide Normativa (ver siguiente apartado).

• Pirámide Normativa•DistribuidoeltrípticoelaboradoparaladifusióndelaPirá-

mide Normativa entre los asistentes a la Jornada de experien-cias operativas de las centrales nucleares españolas.

•Desarrolladalaversión2.1delaPirámide.Ypuestaadispo-sición en red en marzo 2014.

• Incorporadasa laPirámide lasnormasUNEemitidasporel Comité Técnico 73 (ficha resumen de cada una de ellas) y hechas accesibles al público en marzo 2014.

•Incorporadoalaaplicación,elenlaceparaelacceso,sóloporlos socios registrados en la web de la SNE, a los textos com-pletos de las normas UNE emitidas por el Comité Técnico 73, incluidas las de Garantía de Calidad y Formación.

• Foro Punto de Encuentro•Distribuidanotaa los asistentes a laReuniónAnualde la

SNE en Valencia informándoles de la posibilidad de “se-guir” los debates, pospresentación de ponencias, en el Foro Punto de Encuentro. Subidas dos ponencias, habiéndose sus-citado intercambio de opiniones sobre su contenido.

• Jornada Técnica 2014•CelebradalaJornadaTécnica2014enlaEscueladeMinasde

la UPM. En sesiones de mañana y tarde, el tema tratado ha sido la Gestión de vida orientada a la operación a largo plazo de las centrales nucleares. Asistencia por encima de las 60 perso-nas. Se remite, para más detalles, a la reseña publicada en el

ASAMBLEA GENERAL


número de abril de 2014 de Nuclear España. Registrado el 100% de la Jornada en video. Elaborado y divulgado un video-reportaje resumen de la misma.

• Notas Técnicas•ElaboradaydifundidaunaNotaTécnicasobreFluidodinámica

computacional y sus aplicaciones en la industria nuclear.•Elaborada(porlaComisióndeTerminología)ydifundidauna

Nota Técnica sobre la Trilogía de las eses en terminología nuclear.•En cursode ediciónunaNotaTécnica sobre Interfaz hombre

máquina elaborada por la Comisión de Terminología.

• divulgación técnica. Concurso de videojuegos•Difundidaslasbasesdelconcursoparalacreaciónydesarro-

llo de un videojuego, de temática nuclear, para dispositivos móviles(teléfonos,pda’s,tablets,…).

•Canceladoelconcursoalhabersepresentadounsolopartici-pante al que se ha entregado un obsequio.

• Semana de la Ciencia•Conferencia:Exposición sobre el tratamiento de la energía nuclear

en España a través de los comics. Impartida por Mª Teresa Torres, documentalista de Foro de la Industria Nuclear, y en colabo-ración con la Comisión de Programas, como se ha informado en la sección anterior.

• Becas y premios • Premio SNE a trabajos, proyectos y tesinas fin de máster o

carrera. – Entregado el premio al trabajo ganador de 2013 durante la

Jornada de experiencias operativas de las centrales nucleares espa-ñolas de febrero de 2014.

– Elaboradas y difundidas las bases de la convocatoria 2014. – Realizada la selección de los tres trabajos finalistas por un

jurado formado por miembros de la Comisión Técnica de la SNE.

– Fallado el premio al mejor trabajo, de entre los tres finalis-tas, durante la Reunión Anual de la SNE celebrada en Va-lencia. El premio ha correspondido a D. Álvaro Bernal Gar-cía por su trabajo Desarrollo de un código neutrónico de difusión 2D y 3D estacionario por el método de volúmenes finitos (Máster Universitario en Seguridad Nuclear y Medio Ambiente de la Universidad Politécnica de Valencia).

• Premio SNE a la mejor tesis doctoral– Aprobada la propuesta de otorgar un premio anual a la me-

jor tesis doctoral sobre ciencia y/o tecnología nuclear.– Elaboradas, aprobadas y difundidas las bases de la convo-

catoria.– El Premio ha correspondido a D. Ramón Casanovas Alegre

por su trabajo Development and calibration of automatic real-ti-me environmental radioactivity monitors using gamma-ray spec-trometry (Unviersitat Rovira y Virgili de Tarragona).

• Becas para estudios de postgrado– Elaboradas las bases para la asignación de becas para estu-

dios de postgrado en ciencia y/o tecnología nuclear. Lanza-da la convocatoria.

– Asignadas 14 becas por una cuantía total de 22.400 € por un jurado formado por miembros de la Comisión Técnica.

• otras actividades•CSN,SEPRySEFM.Explorándose,enprimerainstancia,atra-

vés de la edición de Notas Técnicas.•Aenor.Verloindicadoenelapartadonormativadeesteinfor-

me.•ForodelaIndustriaNuclear.Acordadoestablecerenlacesre-

cíprocos desde las páginas web de ambas entidades, con texto explicativo previo, a Pirámide Normativa, Notas Técnicas, DiccionariodeTerminología,…(delaSNE)yRincónEducati-vo y Tabla Periódica (del Foro). En curso de implantación.

•NQSA (Francia). Trasladada aUnesa (GrupodeCalidad) la

información recopilada sobre lasactividadesde laNQSAenFrancia.

• Actividades•Revisión, en curso,delmanualdeorganizaciónde laComi-

sión Técnica de la SNE.•Participaciónenelgrupode trabajo encargadodeorganizar

los eventos de celebración del 40º Aniversario de la SNE en 2014.

•Visita a las instalacionesdeENSAen Santander (donde serealizó la reunión del día 03-09-14 de la Comisión Técnica de la SNE).

•Asistencia, en representaciónde la SNE a laAsamblea deCeiden.

COMISIóN DE TERMINOLOGíAConstituida en 1995 tiene como misión: “definir en español, de manera rigurosa, los vocablos de mayor uso e interés del léxico nuclear”. Esto se concreta y aplica, principalmente, en el mante-nimiento y actualización de la edición electrónica del glosario nuclear de SNE (www.sne.es), en la edición de glosas o notas téc-nicas de contenido terminológico de forma coordinada con la Co-misión Técnica, y en otras actividades e iniciativas emprendidas con ese fin, como es el caso de la edición de los vocablos nucleares en el Diccionario presentado por la Real Academia de Ingeniería.

El trabajo realizado durante el año 2014 ha permitido añadir 37 términos nuevos al glosario y actualizar otros 16, alcanzán-dose un total de 1187 vocablos con sus correspondientes acep-ciones inglesa y francesa, acompañados en determinados casos de un comentario más extenso. Los 53 términos analizados han constituido el cuaderno de trabajo número 26, índice que marca los editados desde el inicio de esta actividad.

Además, la Comisión ha aprobado la Nota Técnica La trilogía de las eses en terminología nuclear elaborada por el vocal y catedrá-tico emérito Agustín Alonso Santos, y que se ha distribuido en coordinación con la Comisión Técnica. Este documento formula y justifica la propuesta de utilizar los vocablos “seguridad nu-clear” y “protección nuclear” en lugar de los actualmente utili-zados “seguridad nuclear” y “seguridad física” que interpretan los términos ingleses safety y security.

El trabajo de la Comisión tiene como base de partida aquellos diccionarios y documentos actuales de trabajo que ha estableci-do como referencia y donde se definen vocabularios de forma expresa. Entre sus objetivos recientes está priorizar la incorpo-ración de términos modernos procedentes de la tecnología, la economía y la dirección y gestión empresarial, además de los de procedencia científica, así como el tratamiento de los léxicos de procedencia inglesa.

En lo que se refiere a las relaciones mantenidas con otras instituciones y organizaciones debe destacarse la firma de un acuerdo general de colaboración entre la SNE y la Real Academia de Ingeniería (RAING), con el compromiso del mantenimiento actualizado de los vocablos nucleares del Diccionario Español de la Ingeniería (DEI) editado por esa institución. Esta actividad se ha venido realizando a lo largo de los últimos años y ha sido animada y dirigida, entre otros, por el académico y vocal de la SNE, Antonio Colino, habiéndose presentado oficialmente el 26 de marzo de 2014. La Comisión ha redactado 2.662 vocablos nu-cleares, a partir de una propuesta inicial de 5500. Se consulta en http://diccionario.raing.es.

Por encargo de la Comisión Técnica de la SNE, la Comisión ha continuado atendiendo, cuando ha sido el caso, el análisis ter-minológico de las instrucciones y guías de seguridad del CSN recibidas, en fase de comentario público. Los vocablos de esta procedencia son utilizados también para la actualización del diccionario.

La Comisión está atenta para establecer contactos con orga-nizaciones afines (Asociación de traductores e intérpretes ante


la UE –Valiter-, etc.) y se esfuerza en recabar la colaboración y participación de los socios a través de la página web de SNE. En el transcurso de este año se ha puesto en marcha un punto de consulta terminológica en la web de SNE (http://sne.es/for-mulario-comision-de-terminologia).

Finalmente hay que reseñar la incorporación de Pedro Gon-zález Arjona como sexto vocal a la Comisión. Durante 2014 se celebraron un total de 20 reuniones de trabajo.

CoMiSióN WiNLa Comisión WiN España durante el año 2014 en su Asamblea General celebrada el 11 de septiembre renovó su Junta Di-rectiva, constituyéndose su nueva composición en base a sus estatutos.

De este modo, la nueva Junta Directiva está integrada por:Presidenta: Matilde PelegríVicepresidenta: Mª Luz TejedaSecretaria General: Elvira TejedorPortavoz: Marisa GonzálezTesorera: Trinidad Pérez AlcañizVocales: Paloma Castro, Eva Celma, Alegría Montoro, Mª

Luisa Pérez-Griffo, Marta Rodríguez, Amparo Soler y María Eugenia Vega.

En este informe, merece destacar la labor realizada por la Junta saliente, con Maribel Gómez como presidenta así como la colaboración prestada para esta transición.

En esta misma Asamblea se constituyó dentro de WiN Espa-ña una Comisión de Expertas, integrada por cada una de las expresidentas y socias jubiladas, de modo que dicha Comisión pueda prestar asesoramiento a la Junta Directiva actual desde la experiencia recabada durante todos sus años de ejercicio profesional.

Es impor ta nte destacar que gra-cias a la colabora-ción en esta tran-sic ión ent re los integrantes de las órganos directivos de WiN España, se han podido desa-rrollar durante el 2014 las actividades que a continuación se detallan y que están encaminadas a cumplir con uno de los ob jet ivos

principales de WiN, que es “Difundir información acerca de los usos y aplicaciones de la energía nuclear y las radiaciones ionizantes, así como de cualquier aspecto relativo a la tecnolo-gía nuclear en su conjunto, a todos los organismos, institucio-nes y público en general”.

En este marco, las principales actividades desarrolladas por WiN España durante 2014 fueron las siguientes:

• Actividades realizadas durante la reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española

Una de las actividades tradicionales en la Reunión Anual es la conferencia organizada por WiN España, enmarcada en el programa para acompañantes. En esta ocasión, la asociación que agrupa a las mujeres profesionales del cam-po nuclear avanzó en el objetivo marcado ya en la Reunión Anual de Reus de abrir la conferencia al público en gene-ral.

Bajo el título La nueva factura eléctrica, el director de re-gulación de Unesa, Albertó Bañón, pronunció dos charlas, con un importante éxito de público.

La primera de ellas estuvo dirigida a los miembros de la Asociación de amas de casa y consumidores de Valencia, Tyrius, una de las más numerosas de España. El acto contó con la participación de su presidenta, Asunción Francés, y de la directora general de Comercio y Consumo de la Gene-ralitat Valenciana, Silvia Ordiñaga. La Junta Directiva de la SNE estuvo representada por Emilio Mínguez, y el acto fue presentado por la presidenta de WiN, Matilde Pelegrí.

Esta charla se celebró en el salón de actos de la Asociación Valenciana de Agricultores, y contó con más de 150 asis-tentes. En su presentación, Alberto Bañón analizó los com-ponentes de la factura eléctrica y su influencia en el precio final de la electricidad que repercute en los consumidores.

Una vez finalizada se abrió un interesante e intenso coloquio, en el que las asistentes expusieron sus dudas y reflexiones sobre este tema, de tanta actualidad.

Ese mismo día, por la tarde, Al-berto Bañón expu-so su conferencia en el salón Sorolla del Ateneo Mer-cantil de Valencia, d i r ig ida f u nda-mentalmente a los acompañantes de la Reunión Anual, así como a los socios del Ateneo.

En esta ocasión, asistieron también los presidentes de la Confederación de Consumidores y Usuarios, CECU, y de la Asociación Valenciana de Consumidores y Usuarios.

La experiencia de acercar la información al público, espe-cialmente a través de las entidades más representativas de la sociedad civil, se ha considerado muy positivo, y se man-tendrá en los próximos congresos de la SNE.

La ponencia de Alberto Bañón y toda la información so-bre WiN España pueden consultarse en www.winspain.es

• Participación en un Curso sobre radiaciones ionizantes

Dentro del curso sobre Radiaciones ionizantes: aplicaciones y seguridad que el Colegio Oficial de Físicos realizó en colabo-ración con la Universidad Autónoma de Madrid, la Socie-dad Española de Protección Radiológica (SEPR), Enresa y WiN, el 14 de marzo se celebró una mesa redonda en la que se dieron a conocer diversas aplicaciones desde un punto de vista práctico de las radiaciones ionizantes.

De la mano de Maribel Gómez, se analizó la contribución que la energía nuclear hace al panorama energético actual, así como la tecnología de las centrales españolas. A su térmi-no, y ante las preguntas de los asistentes, explicó qué había ocurrido en el accidente de la central de Fukusima Dai-ichi y cuál es el estado actual en el que se encuentra la central.

Además de la aplicación energética, se trataron las apli-caciones industriales y las médicas, que quizá son menos conocidas, de la mano de Magdalena Gálvez y Marisa España, respectivamente. A lo largo de unas dos horas se explicó en qué consiste la irradiación de alimentos, el uso de las radiaciones para la eliminación de agentes patógenos y las diferentes técnicas médicas en las que las radiaciones juegan un papel

La audiencia, cerca de medio centenar de personas entre los que había estudiantes (principalmente de Física), recién licenciados o profesionales de diversos ámbitos ha valorado muy positivamente esta iniciativa.

En el mismo marco, el 4 de abril, de la mano de Ángela Villarreal se explicó a los alumnos las aplicaciones de la ionización industrial, mostrando con algunos ejemplos las

ASAMBLEA GENERAL


abundantes e interesantes aplicaciones que la ionización in-dustrial mediante aceleración de electrones tiene.

• Visita de WiN España a las instalaciones de José Cabrera (Zorita)El 25 de junio WiN España visitó las instalaciones de José Cabrera (Zorita), situada en Almonacid de Zorita (Guada-lajara) y siendo la primera central nuclear que entró en ope-ración en nuestro país, en 1968 y que tras 38 años de funcio-namiento y por Orden Ministerial, puso fin a su actividad el 30 de abril de 2006.

En esta visita se mostró a todos los asistentes las activida-des previas que se están realizando a su desmantelamiento; gestión del combustible gastado (evacuación desde la pisci-na y traslado al almacén temporal) y en el acondicionamien-to de los residuos de operación.

Al estar transferida la titularidad de la central nuclear a Enresa para la ejecución del Plan de Desmantelamiento y Clausura, fue personal de Enresa quien acompaño a todos los asistentes a cada una de las instalaciones donde se mos-traron cada una de las acciones que se están llevando a cabo en este proceso de desmantelamiento.

Esta visita, organizada conjuntamente por WiN y el Co-legio Oficial de Físicos, contó con la presencia de miembros de ambas organizaciones.

La visita concluyó con una comida en Zorita de los Canes y posterior visita turística a la ciudad visigoda de Recópolis y su centro de interpretación.

Todos los asistentes agradecieron tanto a WiN como al Colegio Oficial de Físicos la oportunidad de conocer una planta en proceso de desmantelamiento y poder ver las ac-ciones que se están llevando a cabo.

• Participación en la ii jornada sobre nuevas tecnologías energéticas

Inés Gallego participó en la II Jornada sobre nuevas tecnologías energéticas que se celebró el 25 de septiembre en Almería.

Inés Gallego, expresidenta de WiN España, ofreció a los asistentes una presentación sobre energía nuclear y parti-cipó en una mesa redonda sobre las diferentes fuentes de generación de energía eléctrica.

Durante la presentación, se habló de la situación actual de la generación de energía eléctrica de origen nuclear y sus perspectivas de futuro y también se dieron algunos apuntes sobre fundamentos y la situación actual de la fusión nuclear.

Esta jornada fue organizada por el Parque Científico-Tec-nológico de Almería y la Asociación provincial de Empresas de Energías Renovables de ASEMPAL-Almería

• Comunicación a través de internet y las redes sociales, en coordinación con la Comisión de Comunicación

Durante 2014 WiN se marcó el objetivo de continuar con su presencia en el mundo virtual. Para ello, el grupo se propuso mantener actualizada su página web, estrenada en 2012. Además, se propuso mantener la presencia iniciada en redes sociales durante 2012 (Facebook, Twitter y Slideshare).Todo lo anterior se ha realizado en estrecha colaboración y

coordinación con la Comisión de Comunicaciones, de forma que los esfuerzos no se duplicaran innecesariamente y los mensajes importantes se comunicaran por el mayor número de vías posible.

• Colaboración con grupos internacionales: WiN global y WiN Europa

WiN España ha mantenido, desde su creación, una estrecha vinculación con WiN Global, grupo internacional que con-grega a las mujeres profesionales del sector a nivel mundial. Actualmente WiN España cuenta con un miembro en el Comité Ejecutivo de WiN Global, con otro miembro en el

Comité de Dirección y otro más en el Comité de Comunica-ciones, que participan activamente en reuniones y activida-des de los diversos grupos.

WiN España también pertenece a WiN Europa desde 2011, y cuenta con un miembro en el Comité de Dirección, que asiste a las reuniones del grupo y realiza un seguimien-to de las actividades de esta agrupación europea de mujeres profesionales del sector

• Colaboración con la SNE

WiN España colabora con la SNE en sus diferentes activida-des, destacando especialmente la participación en el Comité de Comunicación, encargado de coordinar las actividades relacionadas con esta materia de los miembros y grupos de la sociedad. Adicionalmente, miembros de WiN prestan su apo-yo a otros comités, como el Comité Técnico y Organizador de la Reunión Anual de la SNE y la Comisión de Tecnología.

CoMiSióN JóVENES NuClEArES (JJNN)Los principales objetivos de los JJNN son:1. Promover la transferencia de conocimientos y experiencias

entre las generaciones madura y joven de profesionales del sector nuclear.

2. Fomentar la comunicación y el debate entre estos profesio-nales.

3. Difundir conocimientos sobre energía nuclear señalando el pa-pel que juega esta energía en el bienestar de nuestra sociedad.

4. Facilitar la incorporación de jóvenes profesionales al sector.En base a dichos objetivos se ha desarrollado la actividad de

Jóvenes Nucleares. Para lograr conseguir los mismos, se han realizado toda una serie de actividades que a continuación se detallan.

• Charlas en institutos de Enseñanza SecundariaSiguiendo la línea de años anteriores, JJNN ha continuado su labor divulgativa en colegios e institutos, principalmente dentro de la Comunidad de Madrid, durante el pasado cur-so escolar 2012/2014 y actual curso 2014/2015. El objetivo de las charlas es el de acercar a los jóvenes información rigu-rosa acerca de temas que en general son desconocidos para ellos como la generación energética, las centrales nucleares, la crisis energética actual, el cambio climático, etc., tratando de eliminar falsos mitos sobre la radiación y las centrales nucleares, fruto muchas veces de la información sesgada que inunda los medios de comunicación.

Para ello, JJNN ha realizado un total de 22 charlas en el curso 2013/2014. Como fruto de ese trabajo, para este curso 2014-2015 JJNN prevé mantener el calendario de charlas, e incluso intensificarlo en la medida de lo posible.

Los alumnos se mostraron especialmente interesados en temas relacionados con armas nucleares, proliferación nuclear, tratamiento de residuos, y en temas de actualidad como la construcción del ATC y el accidente de Fukushima.

• Curso Básico de Ciencia y Tecnología NuclearComo viene siendo tradición, en 2014 se ha celebrado el Curso Básico de Ciencia y Tecnología Nuclear en el marco de la Reunión Anual de la SNE, en Valencia. Dicho curso fue todo un éxito de asistencia (150 personas) así como de parti-cipación por parte el público, muy interesados en los temas tratados.

Adicionalmente JJNN ha organizado otros 3 cursos bási-cos en diferentes ciudades del territorio nacional: – Bilbao, ciudad a la que se desplazaba por primera vez

JJNN para la realización del curso asistiendo más de 200 personas.

– Madrid, dentro de la Semana de la Ciencia de la Comunidad de Madrid. En este caso, el aforo contó con más de 150 asistentes.


– Zaragoza, ciudad dónde año tras año JJNN realiza su cur-so y en dónde se sigue teniendo una gran presencia de alumnos de esta Universidad.

En total, se calcula que JJNN ha impartido su curso a unas 750 personas, la mayoría alumnos universitarios y de bachiller pero también de otros sectores no relacionados con la educación y/o el campo nuclear.

• Seminario de reactores AvanzadosTras el éxito del Seminario de reactores avanzados en las pasa-das ediciones de 2010, 2011, 2012 y 2013, Jóvenes Nucleares organizó la 5ª edición del Seminario de Seguridad en Reactores Avanzados en la Universidad Politécnica de Madrid.

• Seminario de FusiónTras el éxito de las tres primeras ediciones del Seminario de Fusión Nuclear en 2011, 2012 y 2013, se organizó en noviem-bre una cuarta edición conjuntamente por JJNN en colabo-ración de la UPM, trató de manera general los temas más destacados de la tecnología de Fusión. El aforo se completó y cada día contamos con más de 70 asistentes, lo que demues-tra el gran éxito y la buena acogida recibida. Además, dicho curso se enmarcó dentro de la Semana de la Ciencia, lo que le ayudó a darle difusión y reconocimiento.

• Visitas técnicasCon el objeto de que los Jóvenes Nucleares establezcan con-tacto directo con las instalaciones nucleares y con quienes allí trabajan, en 2014 JJNN ha organizado una visita a CN José Cabrera, y otra visita a CN de Trillo.

• Actividades de JJNN en la reunión Anual de la SNEAdemás de la celebración del Curso Básico de Ciencia y Tecno-logía Nuclear, tuvo una presencia muy activa en la Reunión Anual de 2014 en Valencia, aportando ponencias y a través del stand de las Comisiones de la SNE. Además, desde el punto de vista de comunicación, destaca la presencia en los medios locales, a través de la Rueda de Prensa convocada el martes antes del comienzo de las jornadas, y diversas entre-vistas personales y artículos en prensa.

Dada la buena experiencia y aceptación del curso básico a periodistas impartido por Jóvenes Nucleares en la Reunión Anual de 2013 en Reus, se realizó una nueva edición de este curso en Valencia, siendo todo un éxito.

• Actividades internacionalesLa principal actividad internacional de JJNN es la orga-nización del congreso mundial International Youth Nuclear Congress(IYNC)quetuvolugarenBurgos,enjuliode2014.Dentro de las actividades que esta organización conllevó destacan la preparación de todos los eventos sociales, vi-sitas técnicas, patrocinios, comunicación, contabilidad y coordinación en general. También hubo una muy destacada participación española en el programa técnico, con diversos managers de sesiones y talleres. El congreso, que acogió a unas 400 personas procedentes de todos los rincones del mundo, resultó todo un éxito en todos los sentidos (técnico, social, organizativo y económico), dejando claro una vez más el alto nivel de los jóvenes nucleares españoles.

Además, se mantuvo una intensa presencia en los me-

dios de comuni-cación locales de Burgos, en la que algunos de los jóvenes nucleares enca rgados de la organización dieron diversas entrevistas en ra-dio, prensa e in-cluso en TV.

A s i m i s m o , dentro de su la-bor internacional JJNN participó como es habitual en las distintas reuniones del CCM (Core Commitee Meeting) de los jóvenes europeos (ENS-YG)queserealizaronenViena,MarsellayHamburgoa lo largo del año.

• redes socialesJóvenes Nucleares está en Twitter, Facebook y Linkedin. En todos ellos destaca por su creciente actividad. Durante 2014 alcanzó 1.000 seguidores en Twitter, entre los que se encuentra algún medio de comunicación (@abc_es y @voz_populi), y 800 seguidores en Facebook. En dichos foros, además de publicar noticias relacionadas con el sector, se establecen las condicio-nes para entablar animados debates sobre temas nucleares

• Actividades socioculturales

Jóvenes Nucleares está reforzando la relación entre los mis-mos para conocerse y ser un foro de intercambio de expe-riencias y opiniones. Para ello se organizan una serie de actividades socioculturales que son bien acogidas por parte de los miembros. Como viene siendo habitual en los últimos años se celebró la cena de Navidad que contó con más de 30 asistentes.

COMITéS DE LA 40ª REUNIóN ANUALLos días 1 a 3 de octubre de 2014 se celebró la 40ª edición de la Reunión Anual de la SNE, en el Palacio de Congresos de Valencia.

La Reunión Anual se convirtió, un año más, en un punto de encuentro de las empresas y los profesionales del sector nuclear español, con una importante presencia internacional. Con una participación, muy similar a la anterior reunión de Reus, de 627 congresistas, 65 acompañantes, 28 empresas loca-les y 35 empresas con stands.

• Programa generalEl programa general ha sido intenso y completo. Un pro-grama de esta intensidad ha permitido acomodar todas las actividades previstas en el Palacio de Congresos: 33 sesio-nes técnicas, sesiones póster, 3 sesiones plenarias (una de ellas llamada especial), 2 sesiones monográficas, 2 cursos aprende más de..., sesiones de apertura y clausura, conferen-cia inaugural, sesión con el empresariado local, cócteles de bienvenida y clausura. Hay que destacar que para el buen desarrollo del programa ha sido esencial que las actividades se ajustaran con rigor a los horarios establecidos.

En relación a la selección de los temas elegidos para sesio-nes plenarias, monográficas y cursos, se considera que han resultado de interés. No obstante, al objeto de poder valorar mejor el interés que despierta entre los congresistas, se ha recomendado para próximas ediciones realizar una encues-ta entre los congresistas sobre el interés de los temas.

• Sesiones técnicasHa habido 33 sesiones organizadas por temáticas en 5 blo-ques horarios, con 6 ó 7 sesiones en paralelo. En total han sido unas 300 ponencias y 16 pósters.

ASAMBLEA GENERAL


Las sesiones se desarrollaron en las salas de Comisiones del Palacio, que contaban con el equipamiento necesario. La valoración general ha sido muy buena. Cabe destacar:– La asistencia ha sido buena en la mayoría de las sesiones.– La calidad de los trabajos y las presentaciones ha sido bien

valorada.– Las sesiones se han desarrollado sin retraso en la mayoría

de los casos, evitando afectar a las siguientes actividades en el programa.

– La logística y gestión de las salas ha sido muy buena.En esta Reunión Anual se ha modificado el método de

elección de la mejor ponencia, estableciendo unos criterios que debían valorar el presidente y coordinador de sesión, y el responsable de la sesión por el Comité Técnico. Además, era requisito haber enviado la ponencia en los plazos estipulados por la organización. En general, la modificación de los crite-rios ha sido muy bien acogida.

Por otra parte, las ponencias se encontraban disponibles en la web el día antes del inicio de la reunión, práctica habitual en otros congresos, pero que no se había logrado hasta ahora.

Otra novedad positiva y bien valorada por los ponentes, ha sido bloquear el acceso a las salas mientras los ponentes realizaban sus presentaciones. El acceso se permitía solo al comienzo de la sesión o al comienzo de cada ponencia.

• Sesiones plenarias y especial

• Plenaria 1Versó sobre el Estado del arte en el almacenamiento de energía.Asistieron unas 120 personas. La sesión estuvo muy bien moderada y los ponentes realizaron buenas presentaciones.

• Plenaria 2Versó sobre El programa Nuclear en China. Tuvo muy buena acogida y se estima que al inicio de la sesión había más de 200 personas. Estuvo muy bien moderada, adaptándose a las circunstancias surgidas durante la sesión.

Como valoración general, se realizó un esfuerzo muy sig-nificativo para traer a los ponentes, que eran de alto nivel, habían preparado sus intervenciones y mostraron buenas capacidades de comunicación. La sesión levantó grandes expectativas, hubo muy buena afluencia de público y hubo muchas preguntas.

• Sesión especialVersó sobre 40 años de la SNE: una mirada al futuro. Fue conducida de manera excelente por un profesional de la co-municación, y los componentes de la mesa expusieron con claridad y convicción.

Hubo un turno animado de preguntas y se estima que asistieron entre 100 y 150 personas. En líneas generales, la valoración de esta sesión ha sido buena.

• Sesiones monográficasSe realizaron dos sesiones en paralelo sobre Fortalezas de diseño y nuevas estrategias de gestión de emergencias de centrales nucleares; y Técnicas asociadas a la reducción de volumen de resi-duos radiactivos.

Asistieron unas 90 y 50 personas, respectivamente, lo que se puede considerar como muy buena afluencia para este tipo de sesiones. Los ponentes expusieron muy bien, las presen-taciones estaban preparadas, fueron bien moderadas y hubo una discusión animada. La valoración general fue excelente.

• “Cursos “Aprende mas de…”Se realizaron dos cursos en paralelo sobre Estabilidad de red, energía de reserva; y Modelos de contratación para proyectos de nuevas centrales nucleares.

A la hora de inicio de las sesiones había muy poca au-diencia en las sesiones, y durante la presentación fueron llegando más congresistas hasta unos 25 y 30 respectiva-mente. Los temas eran de interés y los ponentes realizaron una muy buena exposición.

• Sesiones de apertura y clausuraA la sesión de apertura asistieron unas 200 personas. Se de-sarrolló con puntualidad, según lo previsto y a continuación se celebró la conferencia inaugural, a cargo de Francisco Pérez Puche, periodista y escritor, que impartió la conferen-cia titulada Valencia, la ciudad que quiere que la quieran. A la conferencia asistieron unas 100 personas.

A la sesión de clausura asistieron unas 100 personas. Co-mo única diferencia respecto a lo previsto en el programa, en representación de la Generalitat Valenciana, acudió el director general de Industria.

• Cena oficialDentro de los actos sociales la cena de gala se celebró en el Museo de las Ciencias Príncipe Felipe, en la zona llamada Calle Mayor. Se trata de un gran espacio diáfano, en la planta primera del Museo. Se habilitó una primera zona para el servicio del cóctel, y a continuación se dispusieron las me-sas. Al terminar el cóctel se ofreció un espectáculo pirotéc-nico, organizado por un patrocinador.

• Empresas localesComo novedad de esta 40ª Reunión Anual, se desarrolló una iniciativa para favorecer el contacto del sector nuclear con el empresariado local del área de Valencia. En la inicia-tiva han participado 14 empresas.

Comité Organizador 40 Reunión Anual.

Comité Técnico 40 Reunión Anual.


Para la sesión con el Empresariado Local se preparó un formato que favorecía la comunicación y el intercambio. El presidente de la SNE abrió la sesión con una breve alocu-ción, y cada empresa hizo una escueta presentación de sus servicios. Estuvieron presentes unas 15 personas de las em-presas del sector nuclear, fundamentalmente directivos del área de Compras y Servicios Técnicos, con responsabilidad sobre contrataciones de servicios y compra de bienes.

La mejor valoración es la opinión de las empresas locales tras el congreso, y en este sentido, se han recibido numero-sas comunicaciones de las empresas participantes valorando positivamente la iniciativa y agradeciendo la oportunidad que la SNE les ha ofrecido.

• Actividades complementarias

• Curso de Jóvenes NuclearesSe celebró en el Paraninfo de la Universidad Politécnica de Valencia. Asistieron unos 150 estudiantes. El curso fue impartido por varias personas de Jóvenes Nucleares, con re-presentación fuerte de personas de la provincia de Valencia. Se ha valorado muy bien el desempeño de los ponentes, la asistencia, y destaca especialmente el apoyo del Rector para celebrar la actividad.

• Acto WIN Se celebraron dos conferencias con el mismo contenido y diferentes públicos y escenarios. La conferencia versó sobre La nueva factura eléctrica y fue impartida por el director de Regulación de Unesa.

Por la mañana se impartió en el Salón de Actos de la Asociación Valenciana de Agricultores para Tyrius, Aso-ciación Provincial de Amas de Casa y Consumidores de Valencia. Tanto el desarrollo como la asistencia fueron ex-

celentes. La colaboración de la Asociación para la organi-zación fue muy buena y asistieron unas 160 personas, que se mostraron muy participativas.

Por la tarde se impartió en el Ateneo Mercantil de Va-lencia, y se incluyó en el programa de conferencias del Ateneo.

• relaciones institucionalesLa acogida fue muy buena por parte de las instituciones, y se plasmó en la asistencia de las siguientes autoridades:•En la sesiónde apertura, la alcaldesa y el rector de la

UPV•Enla inauguraciónde laexposicióncomercial,eldele-

gado del Gobierno•En la sesiónde clausura, eldirectorgeneralde Indus-

tria de la Generalitat Valenciana, por delegación del presidente y del consellerPor otra parte, el día antes de inicio de la reunión, el

Ayuntamiento ofreció una recepción en el Salón de Cris-tal a la que asistieron la Junta Directiva y el Comité Orga-nizador. La alcaldesa de Valencia dirigió unas palabras a los asistentes y saludó cordialmente a todos los presentes.

• otras actividades

Se ha desarrollado por primera vez una APP para dis-positivos móviles. La valoración del producto ha sido buena. El desarrollo ha permitido adquirir experiencia valiosa que puede permitir desarrollar una herramienta propia de la SNE para próximas edicionesPara finalizar, se puede concluir que la 40ª Reunión

Anual ha servido para que los profesionales del sector, la opinión pública y la sociedad en general aprecien la vitali-dad y potencia de la industria nuclear española.

RELACIONES INTERNACIONALES

ColABorACióN CoN oTrAS SoCiEdAdES ProFESioNAlES

ASAMBLEA GENERAL


• relaciones con la European Nuclear Society (ENS )

Nuestra Sociedad está presente en sus órganos de gestión y ha participado en sus actividades, aportando una cuota anual. Este compromiso siempre se ha mantenido y está re-cogido en nuestro Reglamento de Régimen Interior.

La posición de nuestra Sociedad, ya expresada en las ante-riores memorias desde 2003, establece con respecto a la ENS que esta organización debe mantener una dimensión mínima y orientada a la coordinación de las sociedades nacionales y con un presupuesto, en consecuencia, también mínimo.

La participación actual de la SNE en la ENS es la que sigue: En el Board of Directors está presente Enrique Pastor Calvo y en el High Scientific Committee, Emilio Mínguez y Gonzalo Jiménez Varas. Se han celebrado en 2014 dos reu-niones del Board of Directors y dos Asambleas Generales.

En la asamblea del 10 de diciembre se procedió a la elec-ción de los tres miembros del Board of Directors que habían finalizado su mandato. Como consecuencia de ello el actual Board of Directors de la ENS está compuesto por:Presidente: Noël Camarcat, French Nuclear SocietyVicepresidente: Marko Cepin, Slovenian Nuclear SocietyVicepresidente: Eric van Walle, Belgian Nuclear SocietySecretario General: Jean-Pol Poncelet

Tesorero: Fernando Naredo, Westinghouse (Corporate Member)Presidente anterior: Marco Streit, Swiss Nuclear SocietyPresidente honorario:FrankDeconinck,SCK-CENDirectores: Jari Tuunanen, Finnish Nuclear Society; Enrique Pastor Calvo, Spanish Nuclear Society; Valérie Faudon, French Nuclear Society; Norman Harrison, The Nuclear Institute; MiroslawKawalec,Czech Nuclear Society;DesislavaKirilova,Bulgarian Nuclear Society; Astrid Petersen, German Nuclear Society; y Ludovic Vandendriesche, Onet Technologies; André Fassbender, Swiss Nuclear Society; y Carl Berglöf, Swedish Nuclear Society.En 2014 se organizaron estos eventos:•PIME2014(Communicating Nuclear) del 16 al 19 de febrero

2014, en Ljubljana (Eslovenia).•RRFM2014(European Reseach Reactor Conference) del 30 de

marzo al 3 de abril 2014, en Ljubljana (Eslovenia).•ENC2014(European Nuclear Conference) del 11 al 15 de ma-

yo 2014, en Marsella (Francia).El programa de eventos para 2015 es el siguiente: •PIME2015,del1al4marzo2015,enBratislava(Eslovaquia).•RRFM2015,del19al23abril2015,enBucarest(Rumanía).•TopFuel 2015del 13 al 17deSeptiembre 2015 enZurich

(Suiza).

Como ya se ha comentado anteriormente, la SNE y la Real Academia de la Ingeniería han alcanzado un acuerdo por el cual nuestra Sociedad, a través de la Comisión de Terminología, será responsable de la actualización de los vocablos nucleares del Diccionario Español de la Ingeniería (DEI).

RESUMEN FINALFinalmente, la Secretaría General de la SNE considera que nuestra Sociedad, pese a las dificultades económicas y so-ciales del momento, mantiene una buena salud económica, social y técnica, con un nuevo impulso en las distintas comi-siones, que poco a poco se van renovando con miembros más jóvenes, cuya ilusión, esfuerzo y colaboración contribuye, no poco, a poner en práctica los planes de actuación y al espíritu que siempre ha mantenido a la Sociedad por encima de todas las dificultades.

Los eventos que se han organizado han tenido un gran nivel de asistencia, destacando la Jornada de Experiencias Operativas sobre el funcionamiento de las centrales en el año, la Jornada Técnica y la Reunión Anual de Valencia, que se pueden considerar de completo éxito en todos los sentidos y que nos impulsa a continuar tratando de hacer así de atrac-tivas nuestras sucesivas reuniones. En este sentido la 41ª, en A Coruña, apunta también como una Reunión muy interesante y, para ello, se ha puesto a trabajar su Comité Organizador, que ha tomado el testigo.

Hay que destacar el esfuerzo y acierto de los responsables de Nuclear España que continúan sacando temas y renovan-do contenidos manteniendo la revista sin perder un ápice de interés, pese a la falta de proyectos, que podrían ser una fuente inagotable de interesante información. Esto tiene un mérito extraordinario que hay que atribuir a nuestros colabo-radores y, al impulso de la Comisión y a la empresa editora.

Se ha disminuido el número de socios total como conse-cuencia de la baja masiva realizada en socios de los que no teníamos noticia ni contacto desde mucho tiempo atrás. Estas bajas eran necesarias para conocer con más precisión cuál es la masa social real de la Sociedad. A partir de entonces los socios jubilados, estudiantes y jóvenes han seguido incrementándose.

Debemos seguir ampliando el número de socios y vamos a tratar de llegar a más profesionales del sector para seguir incrementándolo. En ese sentido, somos conscientes de que tenemos que aumentar nuestras prestaciones y el valor aña-dido que les damos. Estamos trabajando en esta línea y se obtendrán resultados pronto. Queremostambiénllegaralaopiniónpúblicaparaapor-

tar nuestra confianza de que la energía nuclear es la vía para una energía sostenible, limpia, económica y respetuosa con el medio ambiente. En este sentido la Comisión de Comuni-cación está dando pasos importantes para poner a la SNE en la esfera de los medios de comunicación convirtiéndola en una referencia en el área nuclear que representa la voz de los profesionales.

Muy pocas sociedades hermanas pueden presentar resul-tados como los obtenidos por la SNE a lo largo de 40 años consecutivos. Es un mérito que debe ser reconocido a sus presidentes, a la inestimable colaboración de las comisiones, a los socios de la organización y al apoyo de las empresas.

Esta Sociedad de profesionales tiene un importante futuro y nos corresponde no defraudar en la confianza depositada en nosotros. Disponemos de un patrimonio de gran valor y de una historia única que debemos mantener y ampliar en los próximos años.

La Junta Directiva quiere agradecer una vez más y muy especialmente la colaboración que nos presta Fernando Rey y su labor inestimable.

Igualmente desea dejar patente su agradecimiento a los presidentes y miembros de las Comisiones de la Sociedad, así como a los socios colectivos, que desde su callada con-tribución suponen un inestimable apoyo. A todos cuantos colaboran en este esfuerzo común muchas gracias.

PrEMioS SNE 2013• Medalla de oro

La Junta Directiva concedió esta medalla, máximo galardón de la Sociedad, a Francisco Martínez Córcoles, como reconocimiento a su labor para el desarrollo de la energía nuclear y su contribución a los fines de la Sociedad Nuclear Españo-la. Le fue entregada por el Presidente de la Sociedad Nuclear Española durante la cena oficial de la 40ª Reunión Anual en Valencia.

• Premio José María otero Navascués

En reconocimiento a una dilatada y valiosa la-bor de comunicación en el ámbito de la energía nuclear contribuyendo a su divulgación y mayor conocimiento, Eugeni Vives Laflor recogió de manos del presidente esta distinción en el trans-curso de la 40ª Reunión Anual en Valencia.

• Mención de Honor

Esta distinción, en forma de una placa de plata grabada, que re-conoce la colaboración especial de algunos socios con la Sociedad Nuclear Española, formando parte de sus órganos de gobierno,

junta directiva y varios comités organizadores de la reunión anual, fue entregada por el presi-dente de la SNE a Fer-nando Micó Pérez de Diego durante la cena oficial de la 40ª Reunión Anual en Valencia.



• Premios Nuclear España

– El Premio Nuclear España al mejor artículo publicado en el año 2014 ha sido otorgado a Juan Carlos Lentijo (OIEA) por el artículo Misiones internacionales del OIEA a Japón so-bre los proyectos de desmantelamiento de la cen-tral nuclear TEPCO-Fukushima Daiichi y de rehabilitación de áreas afectadas por el accidente nuclear. El premio fue recogido en su nom-bre por nuestro compañero Eugenio Gil.

– La Mención de Honor al número monográfico ha sido otorgada al número de febrero sobre Mantenimiento. Recogido por el presidente del Comité de Redacción de la Revista José Luis Mansilla.

– Mención Especial al número monográfico Central Nuclear de Cofrentes. 30 años. Recogido por Rafael Campos Remiro, jefe de Operación de Cofrentes (Iberdrola Generación).

• diploma de la SNE

Esta distinción, consistente en un diploma en-marcado en plata que reconoce la colaboración esencial de algunos socios con la SNE forman-do parte de sus comisiones y esta año se ha concedido a Pilar López Fernández, que presi-dió con gran entrega y acierto durante muchos años el Comité Técnico de la Reunión Anual.

• Premio de Jóvenes Nucleares

Los Jóvenes Nucleares han con-cedido su premio en 2014 a Elías Fernández Centellas, portavoz de nuclenor. Este premio se concede anualmente por nuestros JJNN pa-ra reconocer una colaboración y atención especial con su colectivo. Raquel Ochoa, presidenta de los JJNN, entrego el premio a Elías en el transcurso de la cena oficial de la 40ª Reunión Anual de Valencia.

• Premio al Mejor Trabajo, Proyecto o Tesina Fin de Master o Carrera

Para la concesión de este premio se constituyó un jurado multidisciplinar de tres miem-bros. Tras evaluar los tres excelentes trabajos finalistas seleccionados, el jurado decidió, por unanimidad, conceder el premio SNE 2014 a D. Álvaro Bernal García por su trabajo Desarrollo de un código neutrónico de difusión 2D y 3D estacionario por el método de volúmenes finitos (Máster Universitario en Seguridad Nuclear y Medio Ambiente de la Universidad Politécnica de Valencia).

El jurado ha querido resaltar el excelente nivel de los tres trabajos finalistas. Para otorgar el premio se han valorado: la documen-tación aportada, la relevancia y aplicabilidad del trabajo realizado, las dificultades inherentes a la realización del mismo y la pre-sentación oral realizada en las sesiones técnicas de la 40ª Reunión Anual de la SNE, en las que cada uno de los finalistas expuso su trabajo al público.

• Premio de la SNE para tesis doctorales La Sociedad Nuclear Española, SNE, consciente de la importancia que tiene el fomen-to de la formación y la investigación en el mundo de la ciencia y tecnología nuclear, convocó por primera vez, a finales de 2014 el Premio SNE a la mejor Tesis Doctoral. A la convocatoria se han presentado 16 trabajos de variada procedencia y disciplinas en el marco de la ciencia y tecnología nuclear. El jurado, formado por miembros de la Comisión Técnica de la SNE, decidió otorgar el Premio SNE 2014 a la mejor Tesis Doc-toral sobre Ciencia y Tecnología Nuclear a D. Ramón Casanovas Alegre por su traba-jo Development and calibration of automatic real-time environmental radioactivity monitors using gamma-ray spectrometry (Universitat Rovira i Virgili de Tarragona).El jurado resaltó el excelente nivel de todos los trabajos presentados, merecedores todos ellos de excelentes valoraciones por parte de los tribunales que los calificaron.

ASAMBLEA GENERAL


• Área de Fusión: “Estado del proyecto de fabricación de las bobinas toroidales europeas para el ITER. Ensayos de validación”. Fernando Pando Anta, Felipe Martínez Andrés y Alejandro Merino Teillet

• Área de i+d+i: “Distancia multivariante: aplicación al ruido neutrónico”. Juan B. Blázquez Martínez

• Área de ingeniería: “Cálculos térmicos para el estudio de la evacuación de calor en el Edificio de Bóvedas del Almacén Temporal Centralizado (ATC)” José Rubén Pérez Domínguez

• Área de Mantenimiento: “Concept and operational experience of AREVA´S DMT process for preventive SG maintenance cleaning”. Julio Gaspar, Steffen Weiss, Patrick Potier y Dennis Jones

• Área de Protección radiológica y Medioambiental: “Recuperación eficaz de uranio utilizando microalgas genéticamente mejoradas”. Victoria López Rodas, Estefanía González Conde y Camino García Balboa

• Área de residuos radiactivos: “Gestión de canales usados y barras de control como residuos radiactivos”. Luis López Álvarez, Javier Duque y Gonzalo Serrano Cinca

• Área de Seguridad Nuclear: “Estudio de la distribución de hidrógeno en una contención PWr con códigos CFD”. Gonzalo Jímenez Varas, Rubén Darío Matías Martínez y Kevin Fernández

• Área de desmantelamiento: “Segmentación de la vasija del reactor de la CN José Cabrera”. Manuel Ondaro Del Pino, Manuel Rodríguez Silva y Nieves Martín Palomo

• Área de Medicina y Salud Nuclear: “Procesos de activación neutrónica en el acelerador lineal médico Elekta Precise”. Belén Juste Vidal, Rafael Miró Herrero y Gumersindo Verdú Martín

• Área de organización y Factores Humanos: “Desarrollos recientes en el estudio de la cultura de seguridad y sus correlatos: el papel del liderazgo”. José M. Peiro Silla, Francisco J. Gracía Lerin y Mario Martínez Córcoles

• Área de Combustible: “Un nuevo procedimiento para el fraccionamiento de uranio”. Eduardo Costas Costas, Francisco Tarín García y Beatriz Baselga Cervera

• Área de Comunicación: “Monitorización de redes sociales y su vinculación con el plan de comunicación externa de CN Cofrentes”. Elvira Tejedor García y Carlos Gómez García

• Área de Nuevos reactores: “Retos y experiencias de la cadena de suministros en un nueva central nuclear: Flamanville 3” Henri Dumas, José Ignacio Díaz, José Luis Sesma, Antonio Cobos y Antonio García

• Área de operación: “Conservación de sistemas durante paradas prolongadas”. Jesús Fernández Movellán y Arturo Lambistos Agustín

• Área de Formación: “La innovación en los procesos de formación y entrenamiento de los profesionales nucleares”. Francisco José Ruiz Martínez

• Sesión Póster: “Adaptación y aplicación del código trace para el análisis de transitorios en diseños de reactores rápidos refrigerados por plomo”. Aurelio Lázaro Chueca y Sebastián Martorell Alsina

MEJorES PoNENCiAS PrESENTAdAS EN lA 40ª rEuNióN ANuAlEn esta reunión anual se ha modificado el método de elección de la mejor ponencia, estableciendo unos criterios que debían valorar el Presidente y Coordinador de la sesión, y el responsable del Comité Técnico. Como resultado se determinó que las mejores ponencias y póster presentados fueron las siguientes:

Un nuevo procedimiento para el fraccionamiento de uranioE. Costas, B. Baselga y F. Tarín

Proponemos un nuevo procedimiento biológico para el fraccionamiento isotópico de uranio basado en la microalga Chlamydomonas cf. fontícola, aislada de una balsa extremadamente contaminada por uranio (≈ 25 ppm) de la mina de Enusa de Saelices (Salamanca, España) y posteriormente mejoradas genéticamente. La actividad metabólica de esta cepa microalgal mejorada genéticamente (ChlSPGI) le permite captar 115 mg de U por gramo de biomasa algal en muy poco tiempo (pues completan su ciclo celular en ≈ 24 horas). Durante el proceso la cepa (ChlSPGI), capta selectivamente U235 llevando a cabo un enriquecimiento en el isótopo 235U (δ 235U = + 3.983%).

We propose a new biological process for uranium isotopic fractionation based on Chlamydomonas cf. fonticola (microalgae) isolated from a pond extremely contaminated by uranium (≈ 25 ppm) from the ENUSA mine in Saelices (Salamanca, Spain) and genetically improved. The metabolic activity of this genetically improved ChlSPGI strain allows recover 115 mg of U per gram of micoralgal biomass in a short time (because this strain complete their cell cycle in ≈ 24 hours). During this process ChlSPGI microalgae selectively captures 235U conducting an isotopic enrichment of 235U (235U δ = + 3,983%).

LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 40ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE

EDUARDO COSTAS COSTASCatedrático de GenéticaUNIVERSIDAD COMPLUTENSE DE MADRIDDoctor en Biología. Académico Correspondiente de la Real Academia Nacional de Farmacia. Investigador en mÁs de 40 proyectos competitivos. Director de más de 40 contratos de transferencia tecnológica a empresas (Iberdrola, Uralita, Urbaser, Canal Isabel II….). Inventor de 8 patentes. Promotor y socio fundador de diversas empresas de base tecnológica. Es experto evaluador de proyectos para US Departament of Commerce, NOAA, OCDE, UE.

INTRODUCCIÓNA pesar de que la energía nuclear es una de las más respetuosas con pro-blemas medioambientales como el calentamiento global o la lluvia ácida, la generación de residuos radiactivos, los accidentes nucleares imprevistos y la asociación que para mucha gente existe entre la energía nuclear y las mal llamadas “bombas atómicas”, han llevado a la opinión pública en general a una postura de rechazo ha-cia cualquier proceso relacionado con el uranio. Sin embargo, a pesar de las opiniones desfavorables, actualmente la energía nuclear sigue siendo una de las principales fuentes de genera-ción de energía a nivel mundial: p.e. en Estados Unidos representa el 20 % de energía eléctrica producida (con más de 100 reactores en operación) y países como Francia, el Reino Uni-do o Rusia cuentan con 57, 33 y 30 reactores nucleares respectivamente (Czerwinski et al., 2008).

Sin lugar a dudas, la tecnología nuclear mejoraría su imagen públi-ca y se beneficiaría desde el punto de vista de la eficiencia, si alguna de las etapas del ciclo de vida del

uranio (extracción, procesamiento o enriquecimiento) pudiera disminuir su impacto ambiental. Procesos más conservativos desde un punto de vis-ta energético y procedimientos que generasen menos residuos, serían ob-jetivos deseables.

Las plantas para el enriquecimiento de uranio son blanco de un particu-lar rechazo social. El punto de parti-da para cambiar la actual visión del fraccionamiento isotópico (o enrique-cimiento isotópico en U-235) como una actividad nociva sería explicar que los procesos de fraccionamiento isotópico no están tan lejos de los procesos naturales. De hecho, el frac-cionamiento isotópico es un proceso físico-químico que se puede dar en situaciones naturales donde sea po-sible una separación en función de la masa. Por ejemplo, las nubes están enriquecidas en el isótopo más ligero (16O).

El fraccionamiento isotópico tam-bién ocurre en la mayoría de procesos biológicos, aunque normalmente los efectos son débiles, con la excepción de algún caso relacionado con el hi-drógeno o el deuterio (Bowen, 1960). Este fraccionamiento natural ocurre

C O M B U S T I B L EMejor ponencia


BEATRIZ BASELGA CERVERALicenciada en Veterinaria por la Universidad Complutense de Madrid (UCM), máster de “Investigación en Ciencias Veterinarias” por la UCM. Investigador Colaborador en cuatro proyectos de investigación a nivel nacional. Co-inventora de dos patentes. Socio fundador de una empresa de biotecnología, BES S.L. Actualmente cursando los estudios de doctorado.

FRAnCISCO TARín GARCíAResponsable de Gestión de AprovisionamientoENUSA INDUSTRIAS AVANzADAS S.A. Licenciado en Ciencias Físicas (Especialidad Física Teórica) por la Universidad de Valencia, diplomado en Ingeniería Nuclear por el Instituto de Estudios Nucleares y MBA por la Escuela de Organización Industrial (EOI). Representante de España en el “Uranium Group” de la NEA-IAEA, miembro del Consejo de Administración de COMINAK (Compañía Minera de Akouta) en representación de ENUSA y presidente del “Transport Working Group” de la “World Nuclear Association”.


como consecuencia de las diferencias en la velocidad de difusión de los dis-tintos isótopos: en general los isótopos más ligeros viajan más rápidamente que los pesados a través de las rutas metabólicas (Bowen 1960). Por ejem-plo en los procesos fotosintéticos el CO2 que se capta está enriquecido en 12C mientras que el oxígeno que se desprende lo está en 18O. Más cerca-nas nos resultan las diferencias en la composición isotópica del azufre, ni-trógeno y carbono que se utilizan para realizar un trazado de las cadenas ali-mentarias (Hoefs, 1997) o las diferen-tes relaciones C12/C13 para determinar el origen biogénico de rocas antiguas (Bowen, 1960).

Aunque se ha estudiado la capaci-dad natural de algunos microorganis-mos y biomasa microbiana para recu-perar uranio (p.e. Vogel et al., 2010, Acharya et al., 2012, Cecal et al., 2012), la posibilidad de enriquecer uranio mediante nuevos procedimientos ba-sados en la actividad microbiana ape-nas se ha planteado pese a que existen una serie de indicios esperanzadores. Sin embargo el fraccionamiento iso-tópico ha sido observado en bacterias reductoras, p.e. el fraccionamiento de azufre durante la reducción desasi-milativa de sulfatos (Johnson, 2008); el fraccionamiento isotópico del Fe al tiempo de la reducción desasimi-lativa de Fe(III) (Crosby et al., 2007) y la reducción desasimilativa del se-lenio (Johnson, 2004). También se ha probado la eficacia de los organismos

reductores de actínidos para separar el isótopo más pesado por precipitación (Radamacher, 2006; Czerwinski et a., 2008; Basu et al., 2013).

El bioproceso de enriquecimiento de uranio que planteamos aquí se ba-sa en la actividad metabólica de una cepa de Chlamydomonas sp., aislada de una balsa minera ácida altamente con-taminada con uranio (hasta 25 mg.L-1) y mejorada genéticamente para incre-mentar su capacidad de captación de uranio (López-Rodas et al., 2015). La cepa capta selectivamente U235 y en consecuencia el U238 se concentra en el medio circundante.

METODOLOGÍALa capacidad para la captación y el fraccionamiento de uranio se midió en cultivos de una cepa de Chlamy-domonas (ChlSPGI), mejorada gené-ticamente para capturar uranio (López-Rodas et al., 2015) (Figura 1). Esta cepa se mantuvo mediante trans-ferencias seriadas en la colección de cultivos de microalgas de la Univer-sidad Complutense de Madrid, bajo crecimiento exponencial en frascos de cultivo celular (Greiner Bio-One Inc., Longwood, NJ, EE UU) con 100 ml de medio BG-11 (Sigma-Aldrich Chemie, Taufkirchen, Alemania), enriquecido con 25 mg L-1 de uranio disuelto.

Para medir la capacidad de frac-cionamiento de uranio, las células de ChlSPGI se cultivaron en agua procedente de una balsa ácida de la

mina de uranio de Saelices (Enusa) que contenía una concentración de uranio de 25 mg.L-1, pH 3, y conta-minación por otros metales pesados (As, Sn, Pb…). Decidimos efectuar el experimento en esta agua de mi-nería y no en una solución labora-torial que sólo contuviese uranio, para comprobar si el bioproceso de enriquecimiento puede funcionar en condiciones reales de minería (y no sólo en ambientes controlados de la-boratorio).

Cuando el cultivo alcanzó su fase exponencial, se tomaron dos mues-tras de 100 mL cada una, con una densidad celular de 694.000 cells.mL-

1. Ambas muestras se centrifugaron (3.500 rpm) durante 10 minutos y se recogieron los pellets de ambas. Uno de los pellets se acidificó con HNO3 2 % (vol/vol) y se preservó en estas condiciones hasta su posterior aná-lisis (medida de la cantidad total de uranio contenida en la célula y rela-ción isotópica del mismo). Esta medi-da proporciona información tanto de la fracción de uranio adsorbida a la superficie celular como del porcen-taje acumulado dentro de la célula. El otro pellet se redisolvió en 4 mL de medio de cultivo BG-11 y se trató con 1 mL de EDTA al 0.05 % durante 15 minutos. El pellet resultante de una nueva centrifugación se lavó dos veces con agua bidestilada para eli-minar la fracción de uranio retenida en la superficie celular. Nuevamente el pellet obtenido se acidificó (HNO3 2 % vol/vol) y se preservó para su posterior análisis de uranio. Los re-sultados de los análisis realizados a este segundo pellet permiten estimar la fracción de uranio que eventual-mente podrían haber acumulado las células.

El uranio total se analizó a través de un equipo de Espectrometría de Masas-Plasma con Acoplamiento In-ducido (ICP-MS Varian RedTop). Pa-ra la medida de las relaciones isotó-picas se utilizó un espectrómetro de masas con fuente de plasma Thermo Element XR con sistema analizador compuesto por un sector magnético y un sector electrostático (HR-ICP-MS). Las disoluciones obtenidas en el proceso anterior se llevaron por dilución en HNO3 2 % (v/v) a una concentración similar a la del patrón utilizado para medir el factor de dis-criminación instrumental. Como pa-trón isotópico de uranio se utilizó un material de composición isotópica certificada IRMM-053 (Institute for Reference Materials and Measurements).

Además se llevó a cabo un mi-croanálisis de las células de la cepa

Figura 1. Chlamydomonas sp. (ChlSPGI), aislada y mejorada genéticamente. A, fotografía tomada mediante microscopía óptica de una célula de la cepa ChlSPGI; B, fotografía tomada mediante microscopía electrónica de transmisión de un corte de una célula de la cepa ChlSPGI: C, representación esquemática de una célula de la especie Chlamydomonas sp.


LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 40ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE

ChlSPGI fijadas para microscopía elec-trónica. La fijación se llevó a cabo sin la utilización de compuestos que contuvieran uranio para evitar inter-ferencias con el metal incorporado de forma natural. Las imágenes de microscopía electrónica de transmi-sión (MET) se obtuvieron mediante un microscopio JEOL JEM-2010 (Jeol Ltd., Tokyo, Japan) que opera a 100 kV, equipado con Espectroscopía de Rayos X por dispersión de Energía (EDX) con una resolución de 133 eV a 5.39 keV.

RESULTADOS Y DISCUSIÓNCaptura de uranio

Los resultados del microanálisis de-muestran que las células de la cepa ChlSPGI tienen dos mecanismos de captación de uranio: mediante adsor-ción en la pared celular y mediante bioacumulación en el interior celular. Las observaciones realizadas median-te MET de diferentes secciones de los cortes de ChlSPGI revelaron acúmulos de alta densidad en el exterior celular y en interior de algunas estructuras celulares. El análisis de MET-EDX confirmó la presencia de uranio en ambos compartimentos celulares (Fi-gura 2).

Medida de las Relaciones IsotópicasLas relaciones isotópicas 235U/238U medidas en el agua natural de re-ferencia, y en los pellets obtenidos tras la centrifugación, lavados con agua y con EDTA respectivamente se muestran en la Tabla 1. La actividad microalgal alteró de forma significa-tiva las relaciones isotópicas, como puede observarse en los valores de δ obtenidos (Tabla 1), que fueron calcu-lados aplicando la ecuación inferior y tomando como referencia la relación isotópica del agua de Saelices. Las microalgas, por tanto, inducen un fraccionamiento isotópico positivo (δ > 0), lo que conduce a un enriqueci-miento del isótopo 235U en el interior de las células.

δ235U =U235 U238( )muestra

U235 U238( )agua Sael

⎡

⎣⎢⎢

⎤

⎦⎥⎥−1

⎛

⎝

⎜⎜

⎞

⎠

⎟⎟⋅103

El fraccionamiento del uranio debe estar acoplado a un proceso enzimáti-co de transporte que da como resulta-do una internalización preferencial de 235U dentro de la célula, quedando el medio circundante más empobrecido en 238U.

El fraccionamiento isotópico

Las relaciones isotópicas U235/U238 que se midieron tanto en el agua na-

tural tomada en la balsa minera de Saelices como en el interior de la cé-lula de Chlamydomonas sp. (Tabla 1) tienen un valor muy alejado del que se encuentra normalmente en el uranio natural. Las células de ChlSPGI se encuentran enriquecidas en 235U. Asimismo, se observaron diferencias evidentes en las relaciones isotópicas medidas en las microalgas y el agua de Saelices (utilizada para el creci-miento de las mismas).

Este prometedor resultado, aunque resulta muy preliminar, abre la posi-bilidad de enriquecer uranio a través de la actividad microalgal. Se nece-sitan muchos más estudios para co-nocer la viabilidad del proceso, pero cabe recordar que con las microalgas ya se han efectuado desarrollos in-dustriales a gran escala (p.e grandes plantas para biodiesel y bioetanol, biomasa para acuicultura…). Las mi-croalgas son muy baratas de cultivar,

Tabla I. Resumen del sesgo y la curtosis de los ruidos neutrónicos.

X1 X2 X3 X4 X5 X6 sigma

sesgo -0.84 -0.87 -0.91 -0.98 -0.96 -0.98 0.061

curtosis 4.60 4.57 4.49 4.34 4.21 4.30 0.16

Figura 2. Figura del análisis de MET-EDX de la cepa ChlSPGI. A representa el análisis de rayos X indicando la presencia de uranio, B representación esquemática de la distribución de uranio en las células de Chlamydomonas y C imagen de MET con flechas indicando los puntos donde aparecía acúmulos de alta densidad.

Tabla 1

Figura 3. Relaciones isotópicas de uranio en muestra natural y en pellets.

Saelices Pellets -H2O Pellets -EDTA235U/238U 0,0072645 0,007287 0,007293

sd 0,0000073 0,000019 0,000019

δ235U 3,086 3,983

poco exigentes en el consumo de re-cursos, y extremadamente resisten-tes a ambientes extremos (pH, tem-peratura, presencia de tóxicos). La separación de la biomasa de la fase líquida se puede conseguir fácilmen-te a través de floculación y filtración. El proceso se puede repetir tantas veces como se considere hasta alcan-zar un porcentaje de enriquecimiento de uranio 235 necesario. Y el proceso sería relativamente rápido: las micro-algas mejoradas genéticamente son capaces de duplicar su biomasa cada día y su rendimiento capturando ura-nio es muy elevado: cada gramo de biomasa microalgal captura 115 mg de uranio en 48 horas.

CONCLUSIONES

La cepa del género Chlamydomonas, ChlSPGI que fue aislada de un agua altamente contaminada por U en una balsa minera de Saelices y mejorada genéticamente para incrementar su capacidad para captar uranio, es ca-paz además de fraccionar el uranio e incorporar con preferencia el isótopo más ligero 235U en el interior celular. Este resultado abre la posibilidad a una nueva alternativa para enriqueci-miento de uranio. Ahora que este re-sultado ya ha sido ampliamente con-firmado, con las técnicas más exactas de análisis isotópico queda profundi-zar a nivel molecular en los mecanis-mos que utilizan las microalgas para llevar a cabo este fraccionamiento. Ello permitirá controlar la reacción y optimizar los parámetros cinéti-cos y termodinámicos para llevarla a escala industrial. Sin lugar a dudas,

la aplicación de las técnicas de me-jora genética a ésta y otras especies microalgales permitirá mejorar los resultados.

AGRADECIMIENTOSTrabajo financiado por la DGICYT: CTM2013-44366-R.

Agradecemos muy especialmente a los ingenieros Daniel Beaz y a José Luís Valle (Westinghouse) por con-vencernos de que la captura y fraccio-namiento de uranio podría tener utili-dad. Agradecemos la ayuda de Marta Fernández Díaz, Abel Yllera y Ana Isabel Barrado (Ciemat) por su com-petentísima ayuda con la analítica.

REfERENCIAS

– Basu A., 2013. Isotopic fractionation of chromium and uranium during abiotic and microbial Cr(VI) reduction and microbial U(VI) reduction. Tesis Doctoral, 2103

– Bowen HJM, 1960. Biological fractionation of isotopes. International Journal of Applied Radiation and Isotopes, vol. 7, pp. 261-272.

– Crosby HA., Roden EE., Johnson CE., Beard BL., 2007. The mechanisms of iron isotope fractionation during dissimilatory Fe(III) reduction by Shewanella putrefaciens and Geobacter sulfurreducens. Geobiology 5: 169-189.

– Czerwinski K., Polz M., 2008. Uranium enrichment using

microorganisms. Patente No. US 2008/028513 A1

– Dunlop E., Naidu R., Mallavarapu M., 2007. Method and system for removal of contaminants from aqueous solution. Patente No. US 7,172,691 B2

– Fortin C., Dutel L., Garnier-Laplace J., 2004. Uranium complexation and uptake by a Green alga in relation to chemical speciation: the importance of the free uranyl ion. Environmental Toxicology and Chemistry, Vol. 23, No 4, pp. 974-981.

– Hoefs J., Stable Isotope Geochemistry. Springer-Verlag, Berlín, 1997, 4th ed.

– Johnson TM (2004) A review of mass-dependent fractionation of selenium isotopes and implica- tions for other heavy stable isotopes. Chem Geol 204: 201–214

– Johnson CM, Beard BL., Roden EE., 2008. The iron isotope fingerprints of redox and biogeochemical cycling in modern and ancient Earth. Ann. RRev. Planet Sci. 36: 457-493

– Radamacher L., Lundstrom C., Johnson T., Sandford R., zhao z., zhang z., 2006. Experimentally determined uranium isotope fractionation during reduction of hexavalent U by bacteria and zero valent iron.


Febrero Acumulado Acumulado1.066 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 709.365 1.495.283 214.973.570Producción neta MWh 665.313 1.401.414 201.286.524Horas acoplado h 672 1.416 206.360Factor de carga o utilización % 99,02 99,06 86,22Factor de operación % 100 100 87,94 Paradas automáticas no programadas 0 0 11Paradas automáticas programadas 0 0 18Paradas no programadas 0 0 30Paradas programadas 0 0 34

Febrero 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 77,74Factor de operación % 0 0 81,44Paradas automáticas no programadas 0 0 150Paradas automáticas programadas 0 0 9Paradas no programadas 0 0 62Paradas programadas 0 0 59

Febrero Acumulado Acumulado1.092 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 720.101 1.541.421 239.439.284Producción neta MWh 692.513 1.4820.910 230.540.088Horas acoplado h 672 1.416 238.896Factor de carga o utilización % 98,13 99,68 87,16Factor de operación % 100 100 89,37 Paradas automáticas no programadas 0 0 96Paradas automáticas programadas 0 0 7Paradas no programadas 0 0 11Paradas programadas 0 0 33

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

Producción bruta MWh 703.160 1.481.650 226.189.192 Producción neta MWh 679.593 1.429.877 216.874.082Horas acoplado h 672 1.416 238.158Factor de carga o utilización % 101,34 101,34 83,19Factor de operación % 100 100 86,12Paradas automáticas no programadas 0 0 92Paradas automáticas programadas 0 0 5Paradas no programadas 0 0 19Paradas programadas 0 0 28

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

Producción bruta MWh 701.620 1.420.520 218.757.790Producción neta MWh 678.317 1.371.027 209.966.423Horas acoplado h 672 1.378 228.813Factor de carga o utilización % 101,64 97,66 86,35Factor de operación % 100 97,31 88,93 Paradas automáticas no programadas 0 0 60Paradas automáticas programadas 0 0 4Paradas no programadas 0 0 13Paradas programadas 0 0 29

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%

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

Producción bruta MWh 672.007 1.473.959 205.017.278Producción neta MWh 645.669 1.415.407 196.003.020Horas acoplado h 634 1378 202.120Factor de carga o utilización % 91,99 95,75 81,85Factor de operación % 94,41 97,35 84,72 Paradas automáticas no programadas 1 1 52Paradas automáticas programadas 0 0 0Paradas no programadas 0 0 26Paradas programadas 0 0 27

VANDELLÓS II

ASCÓ ENDESA G. 100%

ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%

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

Producción bruta MWh 703.731 1.481.536 234.994.838Producción neta MWh 679.932 1.431.279 225.8833.362Horas acoplado h 672 1.416 255.929Factor de carga o utilización % 99,79 99,70 82,07Factor de operación % 100 100 86,30Paradas automáticas no programadas 0 0 93Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 0 19Paradas programadas 0 0 40

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

Producción bruta MWh 703.961 1.482.148 230.850.817Producción neta MWh 679.220 1.429.125 222.564.791Horas acoplado h 672 1.416 246.820Factor de carga o utilización % 100,30 100,22 86,71Factor de operación % 100 100 89,69Paradas automáticas no programadas 0 0 70Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 0 23Paradas programadas 0 0 33

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

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

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.

* Datos acumulados hasta las 00:00 h. del 6 de Septiembre de 2013, fecha de cese definitivo de la explota-ción de la central, según Orden Ministerial IET/1302/2013.

MEDIO ASUNTO RESUMEN

21 de marzo

LA REAPERTURA DE LA CENTRAL DE GAROÑA, PENDIENTE DE LA BATALLA ELECTORAL

Industria sigue sin autorizar la reactivación de la nuclear, un tema cada vez más espinoso a medi-da que la planta envejece y se recrudece la carrera de los comicios en toda España.

23 de marzoENRESA: MÁS ESTUDIOS PARA EL ATC

La empresa estatal Enresa quiere conocer las características geológicas hasta 200 metros de pro-fundidad de los terrenos de Villar de Cañas (Cuenca) donde está previsto que se ubique el alma-cén temporal centralizado (ATC) de residuos nucleares y ha puesto en marcha la contratación del “Servicio para la caracterización geotécnica dinámica para los estudios de interacción terreno es-tructura de la instalación nuclear y complemento del análisis hidrogeológico en el ATC”

27 de marzo

LA REVISIÓN DE 9 MILLONES DE PUNTOS DE LA VASIJA DE GAROÑA REVELA «SU BUEN ESTADO»

Nuclenor, la empresa propietaria de la central nuclear de Santa María de Garoña, hizo públicos ayer los resultados de la revisión de la vasija del reactor realizada entre los meses de noviembre y di-ciembre por cuarenta expertos de la empresa norteamericana General Electric Hitachi y la española Tecnatom.

27 de marzo

LA VASIJA DEL REACTOR DE GAROÑA NO PRESENTA DEFECTOS DE FABRICACIÓN, DICE NUCLENOR

La vasija del reactor de la central nuclear de Santa María de Garoña «no tiene defectos de fabrica-ción» y está «en buen estado para operar de forma segura», según concluye la revisión encargada por Nuclenor, el titular de la planta.

27 de marzo

LA GUARDIA CIVIL HARÁ LABORES DE VIGILANCIA DENTRO DE LAS NUCLEARES

La Guardia Civil dará un paso más para extremar la seguridad de las centrales nucleares y asumirá la vigilancia en el interior de este tipo de «infraestructuras críticas», según están catalogadas por ley en el plan estatal de seguridad estratégica.

8 de abril

USO DEFIENDE QUE SIGA GAROÑA CON EL INFORME FAVORABLE DEL CSN

La Federación de Industria de la Unión Sindical Obrera (USO) ha defendido la reapertura de Ga-roña, tan pronto como cuente con el pronunciamiento favorable del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) que garantice la viabilidad y una vez adoptadas las medidas necesarias para garantizar la seguridad.

8 de abril

REPLICAR EL SISTEMA DE SEGURIDAD DE UN AIRBUS EN UNA CENTRAL NUCLEAR

Orbital Aerospace extrapola su experiencia en aviónica para crear desde cero un sistema crítico para la industria energética o ferroviaria. La empresa ha Iogrado reducir el coste hasta el 20 % de la tecnología espacial para poder hacerla asequible a todos los sectores.

8 de abril

DOOSAN FICHA A LA CIUDEN PARA PROBAR SU TECNOLOGÍA CON UN CONTRATO DE 2 MILLONES

La dirección de la Ciuden acaba de firmar con la empresa Doosan Babcock -de matriz coreana- un contrato por el cual esta multinacional utilizará las instalaciones de la planta de oxicombustión de Cubillos del Sil para demostrar las capacidades de las tecnologías de combustión de bajo óxido de nitrógeno que está desarrollando.

12 de abrilCOMIENZAN A DESMANTELAR LA PLANTA NUCLEAR DE CHERNÓBIL

Las autoridades ucranianas comenzaron ayer el desmantelamiento de los tres primeros reactores de la planta nuclear de Chernóbil, 29 años después del desastre nuclear.

13 de abril

ENSA, PRIMERA EMPRESA DE LA UE QUE ENTREGA UN EQUIPO PARA EL ITER

La empresa radicada en Maliaño, Equipos Nucleares (ENSA) se ha convertido en la primera com-pañía europea que entrega un componente finalizado del proyecto internacional de fusión ITER que se está desarrollando en la localidad francesa de Cadarache. En concreto, se trata de un tan-que del denominado Water Detritiation System.

14 de abril

LA DIRECCIÓN DE NUCLENOR DICE ESTAR PREPARADA PARA REABRIR GAROÑA

La dirección de Nuclenor, propietaria de la central nuclear de Garoña, aseguró ayer en una reunión informativa con los alcaldes de la zona que la planta está preparada para su reapertura.

14 de abril

NUCLENOR CONFIRMA QUE LA CENTRAL MANTIENE TODAS LAS CAPACIDADES PARA VOLVER A PRODUCIR

Intercambiar información sobre la instalación nuclear y las actividades a desarrollar en los mu-nicipios de la zona centró la reunión celebrada ayer entre la dirección de Nuclenor y los alcaldes del entorno de la central de SantaMaría de Garoña, pertenecientes a la Asociación de Municipios en Áreas de Centrales nucleares (AMAC). Este encuentro se enmarca en los que se llevan a cabo de forma periódica entre ambas partes para informar de todos los aspectos que conciernen a la instalación nuclear.

14 de abril

NUCLENOR DICE A LOS ALCALDES DE LA ZONA QUE LA CENTRAL DE GAROÑA ESTÁ LISTA PARA LA REAPERTURA

La dirección de Nuclenor ha trasladado a los alcaldes del entorno de la central nuclear de Garoña que, al objeto de que «el proceso sea reversible», se mantienen las capacidades técnicas y orga-nizativas para la reapertura de las instalaciones.

17 de Abril

GAROÑA VIVE UN SIMULACRO BASADO EN UN SABOTAJE QUE AFECTÓ A LA PISCINA DE COMBUSTIBLE

Con motivo del simulacro, que duró cinco horas, se activó en la Subdelegación del Gobierno de Burgos el Centro de Coordinación Operativa, donde estaban los jefes de los grupos policial, sani-tario.

17 de AbrilSIMULACRO DEL PLAN DE EMERGENCIA EN GAROÑA

La central nuclear de Garoña, cuya actividad está paralizada desde hace dos años y medio, reali-zó ayer el preceptivo simulacro anual, conforme a los requerimientos establecidos en su Plan de Emergencia Interior, según informó el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) en una nota. Simula-cro anual de emergencia donde participó la Organización de Respuesta ante Emergencias del CSN y de la Subdelegación del Gobierno en Burgos.

18 de Abril

ALMARAZ CONTRATARÁ HASTA 1.200 TRABAJADORES EN LA RECARGA DE COMBUSTIBLE

La Unidad II de la central nuclear de Almaraz (Cáceres) tiene previsto iniciar su próxima parada de recarga de combustible el 1 de junio, para la cual espera contratar entre 1.100 y 1.200 tra-bajadores temporales.

18 de Abril

LA CENTRAL DE ALMARAZ CONTARÁ CON UN EDIFICIO EXTERNO DE EMERGENCIAS

La central nuclear de Almaraz contará con un centro alternativo de gestión de emergencias fuera de la planta, «a requerimiento de la Unión Europea, endosado por el organismo regulador », y que permitirá actuar desde fuera de la central ante una posible emergencia.

LO NUCLEAR EN LOS MEDIOSACTUALIDADECONOMICA

HOY

Prensa Regional

Prensa Regional

Diario de León

Prensa Nacional

Prensa Nacional

JorNAdA técNicA dE lA SNE 2015

Tarragona fue, el pasado día 15 de abril y por segunda vez, la anfitriona de la Jornada Técnica 2015 de la SNE. En esta oca-sión la Jornada, que trató sobre el Aprovisionamiento de Re-puestos en Centrales Nucleares, se celebró en las magníficas instalaciones del Centre Tarraconense El Seminari. En ellas se dieron cita hasta cien expertos en la materia, procedentes de todas las centrales nucleares españolas, compañías eléctricas, organismo regulador, organizaciones del sector nuclear, tecnó-logos, ingenierías, empresas de servicios, suministradores de equipos, laboratorios de ensayo, centros de investigación, etc.

Abrió la Jornada el vicepresidente de la Sociedad Nuclear Española, José Antonio Gago, que resaltó la relevancia del te-ma a tratar: analizar los mecanismos para garantizar la calidad y fiabilidad de los repuestos que se suministran e instalan en las centrales nucleares y gestionar los mismos, especialmente los destinados a equipos relacionados con la seguridad, para garan-tizar la operación segura, fiable y a largo plazo de las centrales nucleares. Completaron la mesa de apertura de la Jornada, el presidente de la Comisión Técnica de la SNE, organizadora de la Jornada, Juan Bros y el miembro de esta misma Comisión y coordinador de la Jornada, Francesc González Tardiu. El primero trasladó el agradecimiento de la SNE a todos los que han hecho posible la celebración de la Jornada: colaboradores (Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II, Nucleonova, SGS Tecnos y Tecna-tom), ponentes y profesionales del sector presentes en el even-to. El segundo, tras reseñar algunos aspectos del emblemático espacio que acogió el evento, procedió a presentar la Jornada en sí misma estructurada recorriendo su programa.

Secciones FIJASNOTICIAS de la SNE

rrollo de un animado coloquio en abierta discusión, concluyén-dose con él la sesión matinal de la Jornada.

El debate, no obstante, prosiguió al tiempo que se reponían fuerzas junto a las milenarias murallas romanas de la imperial Tarraco, donde se sirvió el catering.

Ya por la tarde, se abordaron los procesos de dedicación al material de estantería para uso en ubicaciones relacionadas con la seguridad. La presentación se estructuró en dos blo-ques, el primero presentado por Carlos Gavilán Moreno, de Iberdrola (CN Cofrentes), y el segundo por Juan Antonio Mu-ñoz, de Nucleonova. Antonio Toca, de Nuclenor, cerró el turno de presentaciones de las centrales nucleares abordando un aspecto clave de los aprovisionamientos, la evaluación de su-ministradores.

Cerrado el bloque reservado a las centrales, correspondía al regulador ofrecer su punto de vista y así, Alejandro de Santos, del Consejo de Seguridad Nuclear, ofreció la perspectiva regu-ladora de la gestión y utilización de repuestos en equipos, es-tructuras y componentes relacionados con la seguridad.

De nuevo turno para el debate y, cómo en anteriores oca-siones, se exprimió al máximo la oportunidad que brindaba el encuentro, organizado por la SNE, a todos los profesiona-les del sector especialistas en el tema motivo de la Jornada y, así, intercambiar pareceres, siempre orientados a garantizar la operación segura, fiable y a largo plazo de las centrales nuclea-res s españolas.

La Comisión de Comunicación envió, tras la celebración de la Jornada, una nota de prensa a los medios que tuvo repercu-sión en las agencias EFE y Europa Press. La acogida fue fun-damentalmente en medios digitales de ABC, La Vanguardia, Negocios, El Economista y ocho medios digitales más.


La primera presentación la realizó el propio Francesc Gon-zález Tardiu, en este caso en nombre de Asociación Nuclear Ascó-Vandellos II. La presentación sirvió para disponer de una visión completa de todo el proceso de aprovisionamiento de re-puestos y así servir de hilo conductor de las que iban a seguir-le. A continuación, Ana Belén García e Isabel López, de Tecna-tom, abordaron la problemática (identificación) y respuestas a dar (control de su riesgo) de los repuestos falsificados. Carlos Gavilán, de Iberdrola (CN Cofrentes), abordó el abastecimiento estratégico en el sector nuclear, su definición y, valga la redun-dancia, las estrategias del mismo.

Tras un breve descanso, siguieron las presentaciones. Raúl Fernández, de Centrales Nucleares Almaraz-Trillo, abordó, la gestión del stock y la planificación de compras. A continuación, la gestión de obsolescencias en centrales nucleares en opera-ción fue el tema de la ponencia preparada por Javier Martínez Ayúcar, de SGS Tecnos, y Pedro Nicolás, de Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II que fue presentada por el primero de ellos.

La puesta en común de los diferentes puntos de vista ofre-cidos hasta ese momento por los participantes dio pie al desa-

Mesa de apertura.

Coloquio.


NOTICIAS de ESPAÑA

EMPRESAS

Noticias de España

ENSA, primErA EmprESA dE lA UE qUE ENtrEgA UN EqUipo pArA El itEr

La empresa radicada en Malia-ño Equipos Nucleares (ENSA) se ha convertido en la primera compañía europea que entre-ga un componente finalizado del proyecto internacional de fusión ITER que se está desa-rrollando en la localidad fran-cesa de Cadarache. En con-creto, se trata de un tanque del denominado Water Detri-tiation System. En el proyec-

to del reactor experimental de fusión ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), participan siete so-cios: Unión Europea, India, Japón, Rusia, Estados Uni-dos, Corea del Sur y China. Equipos Nucleares, que per-tenece al Grupo SEPI, se ha adjudicado una de las fases del proyecto por un importe de 74,5 millones de euros, consistente en la soldadura de unión de los nueve secto-res y los 54 puertos que com-

ponen la cámara de vacío. Se calcula que los trabajos finalizarán en torno a 2020. Por otro lado, ENSA fabri-cará siete nuevos contene-dores de combustible usado para la central nuclear de Ascó que serán entregados en el año 2016. La factoría cántabra ya suministró a es-ta central diez contenedo-res en 2013 y 2014. En la central nuclear de Vandellós II, el personal de la direc-ción de Desarrollo de Nego-cios de ENSA ha finalizado

la soldadura de la línea de venteo-instrumentación de la tapa de la vasija, según informó la compañía. Otro trabajo se centra en las ba-rras de control de la central nuclear de Cofrentes. Por su parte la filial Enwesa ha sido contratada por TS LNG para realizar la ingeniería, sumi-nistro, instalación y puesta en marcha de los sistemas de seguridad en Zeebrugge (Bélgica).

Fuente: El Diario Montañés

lA NUclEAr fUE lA fUENtE dE gENErAcióN EléctricA qUE máS Aportó Al SiStEmA Eléctrico ESpAñol pENiNSUlAr EN El mES dE mArzoSegún los datos publicados por Red Eléctrica de España (REE), la nuclear ha sido la fuente que más generación eléctrica ha aportado al sis-tema español peninsular du-rante el pasado mes de mar-zo con un 23,8 %.

Tomando como referencia la aportación total de las dis-tintas fuentes de electricidad

procedido de tecnologías que no emiten CO2.

Por lo que respecta a la demanda peninsular de ener-gía eléctrica durante el mes de marzo, una vez tenidos en cuenta los efectos del calen-dario y las temperaturas, Red Eléctrica de España señala que ha descendido un 0,2 % con respecto al mismo mes del año anterior. La deman-da bruta ha sido de 21.145 GWh, un 1,1 % superior a la de marzo del 2014.

En cuanto al consumo del primer trimestre del año, co-rregidos los efectos del ca-

disponibles en el mix eléc-trico nacional, la nuclear ha aportado en el mes de marzo de 2015 un 23,8 %, seguida por la eólica con un 22,5 % y la hidráulica con un 17,5 %.

Por detrás quedan el res-to de fuentes energéticas, el carbón aportó un 11,8 %, la cogeneración y otros (10,2 %), el ciclo combina-do (7,2 %), la solar fotovoltai-ca (3,2 %), la solar térmica (2 %) y por último la térmica renovable (1,8 %).

REE destaca que el 69 % de la producción eléctrica es-pañola del mes de marzo ha

lendario y las temperaturas, ha sido un 1,5 % superior al del año pasado. La demanda eléctrica bruta en este perio-do ha sido de 64.813 GWh, un 2,3 % más que en el mis-mo periodo del 2014.

Por lo que respecta a la producción nuclear en el primer trimestre del 2015, ha sido de 15.837 GWh, un 4,3 % superior que en el mis-mo periodo del año anterior, representando el 22,7% del total de la producción eléctri-ca peninsular.

Fuente: Foro Nuclear

Noticias del MundoEstados unidosEl 78 % dE loS EStAdoUNidENSES coNSidErAN qUE lA ENErgíA NUclEAr ES importANtE pArA El fUtUroEl Nuclear Energy Institute (NEI) de Estados Unidos ha publicado una consulta na-cional sobre opinión pública donde se recoge que la ma-yor parte de los estadouni-denses son partidarios de la energía nuclear, y consideran que es una tecnología impor-tante para el futuro.

El NEI ha dado a conocer una última encuesta llevada a cabo por Bisconti Research en marzo de 2015 donde queda reflejado que la mayor parte de los estadounidenses defienden la energía nuclear.

Este apoyo es particularmen-te fuerte en el sur y en la mitad oeste del país, donde se están construyendo cinco reactores nucleares, señala NEI.

El 68 % de los encues-tados señalan que apoyan el uso de la energía nuclear “como una de los caminos para asegurar el abasteci-miento eléctrico de Estados Unidos”. En una encuesta similar llevada a cabo el pa-sado año este porcentaje era cinco puntos inferior, con el 63 %. En la consulta de este año, el 76 % de los habitan-tes de la mitad oeste del país son partidarios de la energía nuclear y este porcentaje se amplía en el sur, con el 71 %.

El 78 % de los encuesta-dos consideran que la ener-

gía nuclear es importante para el futuro. Junto a este apoyo a la energía nuclear, la nueva encuesta muestra un notable incremento en los úl-timos años de la percepción pública de la seguridad nu-clear. Así, el 79 % de los en-cuestados consideran que las centrales nucleares estadou-nidenses con seguras. En dos encuestas anteriores llevadas a cabo en 2014, el porcentaje era menor, con un 70 %.

turquíaprimErA cENtrAl NUclEAr dE tUrqUíASe ha iniciado la construc-ción de la primera planta de energía nuclear de Turquía. La planta Akköy de diseño ru-so en Mersin, en la costa me-diterránea, es la primera de

las tres centrales nucleares del país planea construir para ayudar a impulsar su econo-mía y reducir su dependencia de las importaciones de com-bustibles fósiles.

La planta será financiada por Rusia de acuerdo con un modelo de construcción-pro-piedad-operación, en virtud de un acuerdo interguberna-mental firmado por Turquía y Rusia en 2010. Se espera que el proyecto esté termina-do en 2020.

El ministro de Energía tur-co, Taner Yildiz y el director general de Rosaton, Sergey Kirienko pusieron la primera piedra para la construcción de la planta que costará 22 mil millones de dólares.

“El desarrollo económico no puede darse en un país

índiCE dE anunCiantEs 18 ASOCIACIÓN NUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS II 31 CENTRAL NUCLEAR COFRENTES 4ªc EMPRESARIOS AGRUPADOS 26 ENSA 3ªc ENUSA 6 GD ENERGY SERVICES 12 GENUSA 25 RINGO VÁLVULAS 2ªc WESTINGHOUSE

Edición bilingüe

centrales nucleares españolas

Edición bilingüespanish nuclear power plants

SECCIONES FIJAS

2014

en el próximo número de NUCLEAR ESPAÑA

In memorianJESÚS gómEz SANtAmAríA

El pasado día 19 de febre-ro la comunidad de trabaja-dores en energía nuclear en España recibió la noticia de que nuestro gran amigo y ex-celente profesional Jesús nos dejaba de forma inesperada. La sorpresa y dolor de la no-ticia nos impulsa a algunos de sus amigos más cercanos, desde la fuerza tremenda de interacción cercanía-distan-cia que ejercen las leyes de la física que Jesús conocía muy bien, a la osadía de glo-sar brevemente el tremendo impacto que la gran persona de Jesús y su excelente pro-fesionalidad dejó en la parce-la de la energía nuclear.

Jesús combinó a la perfec-ción su carácter bondadoso y fino humor madrileño (lugar de nacimiento) con sus raí-ces navarras (su gran patria chica) de hombre recio, tra-bajador concienzudo y serio, trotamundos y andarín, y su excelente gustos culinarios y alimenticios variados.

Su conocimiento profun-do de las leyes fundamenta-les de la Física (licenciado Ciencias Físicas. Universi-dad Complutense de Madrid, 1971) le hizo adentrarse sóli-damente y con mucho “inge-

nio” en el campo de la ingenie-ría en los albores del programa nuclear en España (Curso de Física y Tecnología de Reacto-res, Junta de Energía Nuclear, 1974; Master Nuclear Scien-ce and Engineering, Carnegie Mellon University, Pittsburg, USA, 1975). A ésta formación básica Jesús le fue añadiendo su profunda vocación a la for-mación permanente.

Su experiencia profesional comienza en 1974 con su in-greso en Iberduero, SA en has-ta 1981 en el Departamento de Proyectos C. Nucleares y Térmicas, Sección Nuclear/ In-geniería de Combustible.

Con el cierre de la CN de Le-móniz y hasta 1992 pasa en Comisión de Servicios a la Jun-ta de Energía Nuclear (19981-1984) en el Departamento de Teoría y Cálculo Reactores.

En 1992 se incorpora de-finitivamente a Iberdrola SA,

Dirección de Generación. Uni-dad de Gestión del Combusti-ble y hasta su jubilación en el año 2009 desarrolla su traba-jo como responsable de Apo-yo Técnico a CN Cofrentes y a las centrales participadas por Iberdrola SA.

Su perfecto conocimiento de las lenguas francesa e in-glesa le hizo participar en co-mités y proyectos internacio-nales, así como ser miembro de diversas sociedades pro-fesionales (Sociedad Nuclear Española; Organización de Productores de Energía Nu-clear OPEN; NUCLEPERS de UNIPIDE; EPRI en el TUG;…).

Hombre dedicado en cuer-po y alma a su familia, su mu-jer y sus hijos, fiel a sus ami-gos….GRACIAS, un abrazo…hasta siempre JESÚS.

José Antonio TAGLEIberdrola

sin energía nuclear”, dijo Yil-diz en la ceremonia, según un comunicado emitido por el gobierno turco. Si la planta Akköy hubiera sido construido hace una década, Turquía se habría ahorrado 14 mil millo-nes de dólares en compras de gas natural y la energía nu-clear cubriría hoy el 28 % de la demanda eléctrica del país, agregó. El proyecto dará em-pleo a unas 10.000 personas.

Yildiz hizo hincapié en que Akköy “no es en una zo-na sísmica”, y que la nueva planta será construida para soportar terremotos de has-ta una magnitud de nueve en la escala de Richter.

Además, el presidente tur-co, Recep Tayyip Erdogan aprobó la semana pasada la ratificación por el Parlamen-to de un acuerdo interguber-namental con Japón para construir la segunda planta nuclear del país en Sinop, en la costa del Mar Negro. La propiedad de la misma se dividirá entre un consorcio con la japonesa Mitsubishi e Itochu, y la francesa Areva y GDF Suez, con un 65 %, y el productor de energía esta-tal de Turquía EUAS, con un 35 %. Se espera que la cons-trucción de la planta comien-ce en 2017, una vez haya sido aprobado el estudio de impacto ambiental (EIA).

Fuente: World Nuclear News

Date post:	04-Oct-2018
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