PORTADA 228
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ENTREVISTAJ osé E meterioG utiérrez E lsoDirector de Combustible de EnusaJosé Emeterio Gutiérrez Elso es ingeniero de Caminos,Canales y Puertos.Inició su actividad profesional en Empresarios Agrupados,ingresando en Enusa en 1985 como ingeniero delDepartamento de Ingeniería del Producto.En 1991 se hizo cargo del Grupo de Desarrollo de Softwarede Ingeniería.En enero de 1996 fue nombrado subdirector de Sistemas deInformación y en 1998 pasó a ocupar el puesto de director deTecnología y Calidad, siendo responsable de las áreas deIngeniería, Calidad y Sistemas de Información.Desde noviembre de 2001 desempeña el cargo de directorde Combustible de Enusa, responsabilizándose también de ladirección de la Fábrica de Juzbado.Es miembro de los consejos de administración del EuropeanFuel Group (EFG), GENUSA y la AIE de Enusa conWestinghouse Technology Services S.A., siendo ademáspresidente de ésta última.Enusa ha consolidado enlos últimos años su presenciaen el mercado europeodel combustible nuclear,convirtiéndose en una empresamoderna en la que lainnovación tecnológica, lacalidad y la competitividadjuegan un papel muy importante.La situación que Enusaocupa en el mercado ha sidotambién fruto del establecimientode alianzas comercialescon los principalesprotagonistas del sector empresarialmundial en el campodel combustible nuclear.Así, dentro del área de combustible,Enusa tiene sendosacuerdos comerciales paraEuropa con Westinghouse,dentro del European FuelGroup (EFG), y con GlobalNuclear Fuel (GNF), antiguaGeneral Electric. Resultadode esta segunda alianza fuela creación de Genusa, empresade la que GNF tiene el51% y Enusa el 49%.Además, tiene una Asociaciónde Interés Económicocon Westinghouse TechnologyServices S.A. para losservicios de reparación decombustible en España.EL SUMINISTRODEL URANIOEn el negocio del combustible,José EmeterioGutiérrez asegura que unade las ventajas que más valoranlas empresas eléctricases la experiencia de Enusaen la compra de uranio, teniendoen cuenta que estaactividad requiere de unaD iego M olina O reroDirector de Producción Nuclearde IberdrolaDiego Molina es licenciado en Ciencias Físicas por laUniversidad de Granada y cuenta con diplomas de postgradoen Ingeniería Nuclear y Dirección de Empresas (PDD-IESE).Comenzó su actividad profesional en 1980 en la Junta deEnergía Nuclear, pasando posteriormente al InstitutoTecnológico de Postgraduados (ITP).En 1983 se incorporó a Hidroeléctrica Española participandoen la puesta en marcha de la CN Cofrentes. En 1985 pasó aformar parte del grupo de gestión de combustible comoresponsable del desarrollo y licenciamiento de métodosindependientes para el diseño de las recargas.Desde 1994 hasta 2001 fue Jefe del departamento decombustible nuclear de Iberdrola, y como tal, coordinador delgrupo de combustible de Unesa, director del programa deCombustible Robusto y miembro de la Comisión Española deAprovisionamiento de Uranio.En 2001 asumió la dirección del Servicio Técnico Nuclear deIberdrola responsabilizándose de las áreas de combustible,ingeniería, licencia, calidad, gestión de vida y residuos.En enero de 2003 fue nombrado Director de ProducciónNuclear de Iberdrola, con responsabilidad global sobre losactivos nucleares de la compañía, entre los que se encuadranla C.N. Cofrentes y las participaciones en las CC.NN. deAlmaraz, Trillo, Garoña, Ascó II y Vandellós II. Es miembro delas Juntas de Administradores de las Asociaciones Nucleares deAlmaraz-Trillo y de Ascó-Vandellós II, y Presidente del Consejode Desarrollo Tecnológico Nuclear, S.L. (DTN).LOS INICIOSEn los comienzos de la décadade los años ochenta, lacentral nuclear de Cofrentesiniciaba el proceso de puestaen marcha. La empresa propietaria,Hidroeléctrica Española,entendió desde aquellosprimeros momentos que lagestión del combustible debíaformar parte del conjunto desus competencias esenciales y,por lo tanto, debía desarrollarlos conocimientos y habilidadesnecesarios para dominarlas técnicas de diseño nucleary análisis de seguridad con recursospropios.Diego Molina ha vivido,desde aquellos primeros años,esta implicación de la empresaen el mundo del combustible.“Durante las pruebas nuclearesde la central deCofrentes, tuve como parte demi misión el recoger y grabarla evolución de los parámetrosclave del reactor y de los sistemasde control durante todoslos transitorios que eran requeridosen el periodo depruebas nucleares del procesoM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
ENTREVISTA“ Lasprevisionesde futuro deEnusa plateanincrementarhasta el 60%la cuotade mercadoexterior”códigos de diseño y en el licenciamientode todas estasmetodologías entre los organismosreguladores que nospermitan ganar márgenes enla utilización y optimizacióndel combustible”.EL COSTEDEL COMBUSTIBLEEn cuanto al coste delcombustible, “durante la décadade los años noventa serealizaron actuaciones tantopor parte de las centralescomo de los suministradoresque han permitido que hoyel coste del combustible porkWh producido sea bastantebajo, y va a ser difícil bajarlomás. Es un coste muybueno, comparable a loscostes europeos e inferior alde los americanos, y es elfruto de una buena operaciónen las centrales, delalargamiento de los ciclos,de aumentos de quemadodentro de los valores licenciados,de la reducción delprecio del uranio y del preciode fabricación”.LOS NUEVOSCOMBUSTIBLESA través de las dos licenciastecnológicas y de supropia capacidad de I+D,Enusa está ofertando en elmercado europeo productosmuy avanzados y competitivos.En el área BWR, ha sidopionera en la introducciónde los combustiblesG12 y G14. “Este último es–en palabras de Gutiérrezuncombustible bastantecompetitivo, que cuentacon importantes ventajasfrente a combustibles anteriores,como un mejor posicionamientode las rejillas,aunque lo que hace que elG14 sea en este momentomuy competitivo son loscambios en la metodologíay el tratamiento del diseño”.El G14 está en operación olo estará próximamente enlas centrales españolas deCofrentes y Santa María deGaroña, así como en lascentrales europeas abastecidaspor Enusa.En el área PWR, Enusa estásuministrando dentro yfuera de España el combustiblellamado MAEF, que estáoperando en todas la centralesPWR españolas,excepto José Cabrera. El directorde combustible deEnusa asegura que su comportamientoes muy buenoy que, además de no tenerfallos, presenta una “estabilidaddimensional muy buena.Fundamentalmente incorporael ZIRLO comoaleación avanzada y unageometría robusta, tanto derejilla como de tubo guía”.Enusa está trabajandocon Westinghouse y conEFG en lo que será el combustiblede los próximosaños, cuyo funcionamientoestá previsto para 2010.ENUSA ENEL MERCADO EUROPEOLa Fábrica de Juzbado deEnusa destina el 50% delcombustible que fabrica almercado español y el otro50% al resto de mercadoseuropeos. Francia, Bélgica,Suecia y Alemania son susprincipales compradores, acada uno de los cualesEnusa suministra una recargaanual de combustible.Las previsiones de futuro deEnusa platean incrementarhasta el 60% la cuota delmercado exterior.“En este momento -nosexplica José EmeterioGutiérrez- fabricamos unaReducir los fallos enel combustible hastalos mínimosalcanzables y teneruna máxima fiabilidades un objetivoprioritario“”del propio proceso de fabricación.Desde nuestro punto de vistatodo aquello relacionado conel diseño mecánico del elementocombustible, así como el diseñotermomecánico de las varillas,son capacidades que consideramospropias del mundo del fabricante,de la misma manera quelo son el desarrollo de materialesy el proceso de diseño y pruebade los nuevos combustibles.”El otro campo fundamentalcuando hablamos de combustiblees el relativo al diseño neutrónicoy termohidráulico y a laevaluación de seguridad de la recarga,que muchas empresaspropietarias confían al fabricante,reservándose para sí mismasla supervisión del proceso. El casode Iberdrola es diferente, comoafirma su director de producciónnuclear: “Nosotros hacemosel diseño neutrónico y termohidráulicode la recarga y le ofrecemosa los fabricantes la posibilidadde realizar una revisiónindependiente para comprobarque ese diseño es conforme consus criterios y sus requisitos termomecánicos.De esta forma,siempre mantenemos una interfasede colaboración con el fabricante.”Para que finalmente se puedadisponer en la central de un núcleorecargado y listo para iniciarun nuevo ciclo de operación“hemos establecido los procedimientosde interfase y acoplamientoentre los métodos con losque el fabricante ‘entrega’ susproductos, con su información, ylos métodos con los que nuestroequipo ‘recoge’ ese producto ycompleta el diseño de la recargay la evaluación de seguridad. Elresultado permite licenciar elnuevo ciclo con toda la rigurosidadexigida y asegurar la máximacoherencia y compatibilidadde los sistemas involucrados”.EL MERCADODEL COMBUSTIBLEY LA DIVERSIFICACIÓNLas sucesivas consolidacionesque se han ido produciendo entrelos suministradores de combustibletradicionales han conducidoa una situación en la quebásicamente existen dos suministradorespara reactores deagua a presión (PWR), Westinghousey Framatome-ANP, a losque se les une GNF (GeneralElectric) en el suministro decombustible para reactores deagua en ebullición (BWR). EnEspaña, ENUSA tiene capacidadpara fabricar los diseños deWestinghouse para PWR y deGNF para los reactores BWR(bajo la marca GENUSA).En palabras de Diego Molina,“el número de suministradorespresentes en el mercado se hareducido como consecuencia deuna serie de fusiones y consolidaciones.Lógicamente, tambiénirá disminuyendo la oferta deproductos. La tendencia de lossuministradores es concentrarsus gamas de productos en unaslíneas selectivas que surgen de laexperiencia de los productospredecesores y de los propios resultadosde sus programas consolidadosde investigación y desarrollo.En este sentido, yaunque se reduzca la variedadde oferta, también es de esperarque los productos que permanezcanen el mercado sean muysólidos, con una amplia experienciaacumulada de funcionamientoen los reactores y, por lotanto, que presenten una alta fiabilidad.”Iberdrola adquiere una ampliavariedad de productos que losfabricantes ofertan en el mercadopara operar en sus reactores.En la central nuclear deM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
media de 220 toneladasanuales y queremos pasar a260-280 en los próximosaños. Para ello, esperamosaumentar nuestra participaciónen Francia, con laapertura de ese mercado.Tras la firma del contratoentre EdF y Westinghouse,en nombre del EuropeanFuel Group, ENUSA fabricaráuna parte de dicho contrato,con lo cual confiamospoder suministrar dos recargasanuales a Francia, ademásde mantener o aumentarnuestra posición enBélgica, y mantener la deAlemania. Por otra parte, tenemosbastantes esperanzasen incrementar nuestra presenciaen los países nórdicos”.Las necesidades europeasanuales de combustible nuclearse sitúan en torno a2.100 toneladas, de las cuales1.700 son de elementospara rectores PWR y 400para BWR. En esta distribucióninfluye especialmenteFrancia, con 58 centralesPWR. España y Bélgica tambiénson países fundamentalmentePWR, en Alemaniala distribución está más omenos equilibrada, y en lospaíses nórdicos predominala tecnología BWR.En España, “de las 220 toneladasque fabricamos, 60son BWR, 12 son VVER-440y el resto, unas 150, son defabricación PWR. Nuestroobjetivo es aumentar algoen PWR y en VVER-440, peroel incremento mayorqueremos llevarlo a cabo enBWR, pasando de las 60 toneladasactuales a 100 toneladasanuales de fabricación”.LAS POSIBILIDADESDE NEGOCIO DEL VVERLa ruptura por parte deBNFL del monopolio rusoen el mercado del VVER-440 y la inminente incorporaciónde los países del estede Europa en la UniónEuropea podrían permitir aEnusa suministrar este tipo” La reducidadimensióndel mercadoBWRy el excesode capacidadde las fábricasde combustiblerusas son lasincertidumbresa las que seenfrentael mercadomundial decombustible”M a r z o 2 0 0 3En Iberdrolaapostamos porla diversificaciónen el suministrode combustible””Cofrentes se utiliza combustiblede GNF (fabricado por ENUSA)y de Westinghouse-Atom, y en larecarga del año próximo se introduciráun lote de Framatome-ANP, de tal forma que los tres diseñosmás avanzados que cadauno de los suministradores ofreceen estos momentos estaránpresentes en el núcleo. “En unreactor de agua en ebullición–indica Diego Molina- esto esposible si se dispone de una metodologíaindependiente licenciadaporque los elementos estánrelativamente desacoplados,y por lo tanto los diseños mecánicosdiferentes no son incompatibles;por el contrario, se añadeun componente más deflexibilidad al diseño.”“La proporción en la que entranlos combustibles forma partedel proceso de optimizacióndel diseño del núcleo, y enIberdrola apostamos por la diversificaciónen el suministro decombustible y por la prueba ycualificación de nuevos diseños.Desde el punto de vista de lacompañía explotadora, esta estrategiaes una garantía razonablede diversificación de los riesgos,que debemos mantener ypromover”.“Para los reactores de agua apresión del ámbito de Iberdrolase utilizan mayoritariamentecombustibles de diseño Westinghousey, en menor medida, deFramatome-ANP. En estos momentos,y fruto de un esfuerzode colaboración de todos los implicados,hemos cerrado un importanteacuerdo de suministrocon ENUSA, que se extiendehasta el 2009, de gran valor técnico,económico y estratégicopara nuestras operaciones nucleares.Para finalizar el panorama,destacaría que siguen sucurso sendos programas de demostracióncon los que se pretendecualificar, de forma cruzada,a cada suministrador para losR e v i s t a S N Ereactores que no pertenecen a sumisma tecnología.”LA FIABILIDADDEL COMBUSTIBLEPara nuestro entrevistado, elbuen comportamiento del combustiblees fundamental, “muchomás que cualquier ventaja económicao técnica que un nuevodiseño ofrezca a sus clientes. Unfallo de combustible conduce aunos regímenes de operación yde funcionamiento que introducenincrementos en los valoresradiológicos en determinadas zonasde la instalación, y en muchoscasos, penalizaciones en lacapacidad productiva y en elcumplimiento de los objetivos deexplotación. Por tanto, reducirlos fallos en el combustible hastalos mínimos alcanzables y teneruna máxima fiabilidad es el objetivoprioritario”.EL COSTEDEL COMBUSTIBLEEn un mercado liberalizado, elcoste de los diferentes componentesdel proceso productivotiene una importancia indiscutible.El del combustible “vieneevolucionando desde los añosnoventa con una tendencia decrecienteen valores absolutos yrespecto al coste total de producciónnuclear, fruto de las mejorastecnológicas que se hanido incorporando y que han facilitadouna mayor producción demegawatios/hora a partir de cadakilogramo de uranio. Ese descensodel coste del combustiblese ha identificado con la necesidadimplícita de un mercado liberalizado,que busca la eficienciay la consecución deobjetivos más exigentes. Sin embargo,aunque este sea el motor,yo asocio los resultados a lasbuenas prácticas de gestión y aluso de combustibles y métodosavanzados que ofrecen mayoreficiencia, mejores prestacionesy una gran fiabilidad”.No obstante, en la actualidad,el coste del combustible nuclear“sigue representando una fracciónsignificativa de los costesde operación y mantenimientode la central, por lo que debemosseguir avanzando en la optimizacióndel coste, por la viadel desarrollo tecnológico, hastaalcanzar un valor estable en tornoa los 3 euros por MWh netoproducido.”
” 2003 va a serun año muyimportanteen inversión,innovacióny cambiosen la Fábricade Juzbado”en España, de acuerdo conlas centrales nucleares, elConsejo de Seguridad Nuclear,Enresa y el Ciemat”.En este terreno, Enusamantiene una especial relacióncon MHI (MitsubishiHeavy Industry), el principalsuministrador PWR japonés,y con la empresaeléctrica Kansai. Desdeprincipios de la década delos años noventa Enusa estádesarrollando proyectosde I+D financiados conjuntamentecon sus sociosjaponeses, especialmenteen la central nuclear deVandellós II.“Por ejemplo, estamosdesarrollando un programade alto quemado para vercómo se comporta nuestrocombustible con quemadospor encima del actualmentelicenciado. Paraello operamos el combustibleen cuatro ciclos, consiguiendoquemados de70.000 MWd/tU.”Además de estudiar isotopíasa distintos quemados,los proyectos de investigaciónde I+D deEnusa incluyen experimentoscon nuevas vainas ypastillas en combustiblePWR. Otro proyecto deI+D que está realizandoEnusa pretende conocer“el mecanismo de deposiciónde crudos en las vainasde combustible. Esteproyecto lo estamos realizandoen las centrales nuclearesespañolas y va aformar parte del programaROBUSTO americano.”LA INNOVACIÓNEN LA FÁBRICADE JUZBADOEn cuanto a la terceraparte de la I+D, la innovación,Enusa desarrolla laI+D+I en la Fábrica deJuzbado, donde se está realizandouna fuerte inversiónanual en su mantenimientoy modernización. “Desde elpunto de vista de fabricación,Juzbado es equiparablea las fábricas europeaso americanas. Se ha invertidomucho en equipos deinspección y de fabricación,se han automatizadoprocesos para evitar manipulacionesmanuales delcombustible y sobre todopara mejorar la calidad delproducto intentando aumentara la vez la productividad”.En 2003, la fábrica salmantinaafrontará un profundoplan de renovaciónen cuatro grandes áreas:nueva implantación y distribuciónde los equipos deinspección y fabricación;desarrollo de un nuevo softwarede gestión de la producción;modificación delos sistemas de planificacióny gestión de la producción,e introducción de medidasde flexibilidad en lascondiciones laborales paralograr una mejor adaptacióna la falta de homogeneidadde la fabricación a lo largodel año. Con el fin de implementarestas mejoras, lafábrica parará su actividadhabitual durante tres mesesen el próximo verano.“Estos cambios -nos explicaJosé Emeterio Gutiérrez-suponen una inversiónde cerca de dosmillones de euros en laFábrica de Juzbado, y conello vamos a conseguir tresobjetivos fundamentales:reducir los costes de operaciónaproximadamente un10%, aumentar la capacidadde fabricación en un20%, y reducir los tiemposde fabricación en torno aun 15%. Por todo ello,2003 va a ser un año muyimportante en inversión, innovacióny cambios en laFábrica de Juzbado”.de un aumento de la disponibilidaduna planificación más optimizadade las recargas”.EL PROGRAMADE COMBUSTIBLE ROBUSTOLa tendencia a aumentar longitudesde ciclo, disponibilidad opotencia requiere el incrementode enriquecimientos y de quemadosde descarga. Diego Molinadestaca que “el sector eléctrico españolestá inmerso desde haceunos años en programas encaminadosa garantizar plenamente elcomportamiento del combustiblebajo regímenes de quemados másaltos. El programa más emblemáticopara el sector eléctrico es el deCombustible Robusto, con el quese pretende no solamente especificarlos requisitos del sector eléctricoen cuanto a quemados esperadosde descarga a los que sedebería acomodar el combustibledel futuro, sino también a sentarlas bases tecnológicas que sustentanla seguridad y la fiabilidad delcombustible a esos regímenes dequemado”.La iniciativa de este proyectosurgió en Estados Unidos, a travésde EPRI como agente operativoque fija los objetivos y la metodologíade trabajo. “Se estableció departida que serían miembros deese proyecto solamente las empresaseléctricas con intereses nucleares.Además, se solicitó la participaciónde los tecnólogos, losfabricantes y los laboratorios, paracontribuir al programa con proyectosconcretos de alto quemado,de investigación, de análisis o demodelización”.En el programa, además deEE.UU., participan Japón, Suecia,Francia, Suiza y España. “El sectornuclear español fue siempre conscientede las bondades de esteprograma y participó en él desdeel comienzo. La primera fase estáempezando a dar sus frutos, a travésde una serie de documentos yespecificaciones que apuntan lasclaves de lo que serán los modos ylos procedimientos de licenciamientodel nuevo combustible. Enel año 2006, el sistema permitiráorientar a los fabricantes en losproductos adaptados a esa denominaciónde combustible robusto,al que seguiría el correspondienteproceso de licenciamiento con losorganismos reguladores”. DiegoMolina está convencido de que“la industria nuclear debe continuardesarrollando estos procesosde colaboración y coordinaciónpara orientar su desarrollo futuro”.Un ciclo de 24 mesespermite una planificaciónmás optimizadade las recargas””EL PAPEL DE LA ENERGÍANUCLEARMás de veinte años de actividadprofesional en el sector nuclearhacen de Diego Molina un buenconocedor de la realidad de laenergía nuclear. Al finalizar la entrevista,analizamos el papel quedesempeña esta fuente energética.En su opinión, “el interés de lospaíses debe centrarse en establecerla proporción que la energíanuclear debe ocupar en su cestaenergética, que debe estar diversificadaen las proporciones que seajusten a su modelo energético, asus fuentes primarias de energía yal nivel de competitividad deseado.En el caso español, la producciónnuclear seguirá proporcionandoa medio y largo plazo unafracción considerable de la energíaeléctrica con los atributos deseguridad, fiabilidad, respeto medioambientaly bajo coste, lo quehará mas competitivas a nuestrasempresas y mas confortables nuestroshogares, a la vez que posibilitaráel cumplimiento con los compromisosinternacionales enmateria medioambiental”.“Es nuestra responsabilidad, comogestores y técnicos nuclearesel ofrecer a la sociedad el mantenimientoy actualización de lascapacidades técnicas disponiblesde modo que se puedan afrontarlos retos del futuro con plenas garantíasy absoluta solvencia técnica.Esto se debe materializar, en elcaso de las centrales nucleares enexplotación, en la consecución delos máximos niveles de seguridad,eficiencia y confianza (excelenciaoperacional), con unos planes degestión de vida a largo plazo queconstituyan el núcleo fundamentalde nuestros planes de inversión; yen el caso de las centrales de nuevageneración que se promuevanen el futuro en el dominio de lasnuevas tecnologías involucradas yen la capacidad de gestionar losproyectos despejando las incertidumbresregulatorias y de aceptaciónsocial, lo que facilitará lasdecisiones de inversión”.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEGESTIÓN DE COMBUSTIBLEEN ALMARAZ-TRILLOM. NOVODesde el año 1999 las centrales de Almaraz y Trillo se gestionan conjuntamente. En este artículo se presentan las líneas yprácticas básicas de gestión del combustible en la nueva Asociación, comentándose brevemente la situación actual delcomportamiento el combustible y la evolución prevista de los diseños que se utilizarían para cubrir necesidades futuras deoperación.The management of Almaraz andTrillo NPP was unified in 1999.Thisreport presents the new AIE fuelmanagement basics principles andpractices including some commentsabout present fuel behaviour as well asforeseen fuel design modifications tofulfill future operation needs.Se presentan, de forma resumida, laslíneas principales de la gestión delcombustible en la Asociación Almaraz-Trillo y la evolución prevista en lospróximos años del diseño del combustibley de los ciclos.A mediados de 1999 se unificó lagestión de las centrales de Almaraz yTrillo definiéndose los siguientes objetivoscomunes para las dos centrales enel área de suministro de las recargas decombustible.1. Asegurar el suministro del combustibley servicios asociados de recargasde tal forma que, cumpliendo todoslos requisitos de seguridad, lascentrales puedan operar los ciclos conlas flexibilidades requeridas.2. Conseguir y mantener una fiabilidadalta del combustible sin que se imponganrestricciones innecesarias a laoperación de la central, evitando la liberaciónde actividad al refrigerante yel consiguiente aumento de dosis.3. Reducir los costes de generaciónmediante el empleo óptimo del combustibleen las condiciones de operaciónfijadas.4. Asegurar que el combustible mantieneuna integridad suficiente para sumanejo y tratamiento seguro tras sudescarga definitiva del reactor, reduciendo,dentro de lo posible, el volumende residuos generados.Las centrales de Almaraz y Trillo sonreactores de agua a presión que presentandiferencias tecnológicas importantes,especialmente en cuanto alcontrol del reactor y sistemas de salvaguardias,diferencias que afectan demanera significativa a la gestión delcombustible.Asimismo, son diferentes algunos delos requisitos de licencia de las recargasque también resultan en diferenciasde gestión.En la tabla 1 se presentan algunosdatos básicos de diseño para los dosreactores.El acceso directo de la nueva Asociacióna estas dos distintas tecnologíasPWR supone una ventaja importante, yaque de la comparación se pueden extraerconclusiones que resulten en mejorascruzadas entre ambas centrales.En estas condiciones y para cumplirde la mejor manera los objetivos propuestos,se decidió organizar el departamentode combustible en tres áreas:mecánica, neutrónica y termohidráulica,con responsabilidad sobre las doscentrales. Las tres áreas tienen el mismopeso, fuerte interdependencia y comoqueda dicho, deben ser capaces deconocer las dos tecnologías y aplicarlas mejores prácticas entre suministradores.Por otra parte, se consideró muy importantereforzar la colaboración, yasatisfactoria, con los suministradoresde combustible ENUSA para Almaraz yFANP (antes SIEMENS-KWU), paraTrillo.A continuación se relacionan algunasde las prácticas básicas de gestiónque se siguen en Almaraz-Trillo:1. Evaluación de los cambios de diseñomecánico y supervisión de fabricaciónde los elementos combustiblesde cada recarga.2. Introducción gradual de modificaciones,tanto de productos como demétodos, procurando además que lasTabla 1. Datos Básicos de Diseño de Almaraz-TrilloCONCEPTO ALMARAZ TRILLOPotencia Térmica del Nucleo (MWt) 2.686 3.010Potencia Eléctrica (MWe) 973,50/982,61 1.066Número de Elementos Combustibles 157 177Número de Barras de Control 48 52Tipo de EC 17X17-25 16X16-20Masa de Uranio Nominal por EC (Kg) 463,8 473,2Venenos Integrados Gadolinio -Densidad de Potencia (KW/KgU) 36,9 35,9Densidad Lineal (W/cm) 172,6 207,1Presión de Operación (bara) 155 158Caudal Másico del Primario (Kg/s) 14.310 16.601Bypass del Núcleo 4,62%/4,59% 6,0%M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
mismas dispongan de suficiente experienciareal.3. Realizar el seguimiento tanto delciclo como de la operación del combustible,que permita confirmar elcomportamiento esperado y realimentara los diseños futuros.4. Realizar el seguimiento de la experienciaexterna y tomar las accionesnecesarias, para mejorar tanto los diseñoscomo las prácticas que se considerenafectadas por las lecciones aprendidasde dicha experiencia.5. Optimización conjunta con los suministradoresdel diseño de ciclos yevaluación independiente por Almaraz-Trillo,para asegurar tanto el mejoruso del combustible como la calidaddel diseño.6. Mantenimiento de modelos deplanta que permitan evaluar los efectosen la dinámica de la misma, de cadanuevo núcleo y de otras modificacionesde diseño o de operación.7. Evitar en lo posible la carga decombustible con fugas al comienzo decada nuevo ciclo.8. Participación en programas de desarrollocon el objetivo de mejorar losdiseños a largo plazo, que permitan unuso óptimo del combustible sin afectara los márgenes de seguridad.ALMARAZSituación ActualLas dos unidades de Almaraz operanen ciclos de 18 meses con 495 díasefectivos a plena potencia, habiendoiniciado la transición a este tipo de ciclosen el año 1988. El suministradorde las recargas es ENUSA.A partir del año 1998, en el ciclo 12de la unidad 2, se comenzó la introducciónde un diseño mejorado, elMAEF, que incorpora una estructuramás robusta y un material de vaina quepasa de Zircaloy avanzado a ZIRLO. Alaño siguiente en el ciclo 14 de la unidad1 se cambia también el material dela estructura a ZIRLO, además se incorporauna rejilla filtro protectora hastallegar al diseño actual MAEF todo ZIR-LO.Este nuevo diseño mejora claramenteel comportamiento del combustible encorrosión externa de la vaina por el refrigerante,en deformaciones del elementoy en fallos por partículas.Al mismo tiempo se abandona gradualmenteel uso de venenos consumiblestipo WABA y se pasa al empleo devenenos consumibles integrados deGadolinio, al objeto de controlar tantolos picos de potencia como disminuirlas necesidades de boro.Paralelamente a la introducción delas modificaciones anteriores y pararesponder a la mejora de disponibilidadde ambas unidades (mejor factorde operación y paradas para recargasmás cortas), así como a la mayor demandade energía (menores alargamientos),se procede al aumento delenriquecimiento hasta el 4,25% manteniendoel lote de recarga en 64 elementoscombustibles y alcanzando elquemado medio de descarga los 46,5Mwd/KgU.En la figura 1 puede verse un diseñorepresentativo de los ciclos actuales deAlmaraz. Estos ciclos se operan con unaconcentración de alrededor de 1.500ppm de boro a principios de ciclo plenapotencia y equilibrio de xenón.El comportamiento del combustibleMAEF, suministrado por ENUSA, estáoperando este tipo de ciclos sin fallos,y con buen comportamiento tanto encuanto a corrosión externa de vainacomo a deformaciones de la estructura.Al objeto de mantener una alternativatecnológica se cargaron en 1999 enla unidad 1, 4 elementos de demostraciónde diseño AFA-3G con vaina M5de FRAGEMA. Estos elementos se encuentranoperando su tercer y últimociclo tras el cual sufrirán la correspondienteinspección.Evolución PrevistaAlmaraz tiene previsto seguir operandoen ciclos de 18 meses con miniaumentos de potencia a partir del año2003. Al mismo tiempo se pretende seguirmejorando la disponibilidad deambas unidades.Para hacer frente a estos nuevos requisitosde energía, se aumentará elenriquecimiento hasta el 4,45% e introduciránrejillas mezcladoras intermedias(IFMs).El lote de recarga se mantiene por elmomento en 64 elementos combustibles,con lo que el quemado de descargaaumenta hasta 47,5 Mwd/KgU.Las rejillas IFM mejoran el mezcladode refrigerante y el comportamientoFigura 1. Esquema de Ciclo Típico en Almaraz.Figura 2. Esquema de Ciclo de Equilibrio Previsto en Almaraz para el Mini-Aumento de Potencia.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEmecánico del elemento, lo que permiteganar márgenes térmicos.Los esquemas de ciclo, de bajas fugastotales, se mantienen muy parecidosa los actuales, ver figura 2.Se encuentran en estudio la introducciónde otras mejoras tanto de productocomo de métodos, que permitan continuarcon los aumentos de potencia yde enriquecimiento, manteniendo unosmárgenes satisfactorios en operación.Este programa se acompaña de unplan de inspección del combustible, encolaboración con otras plantas españolas,que garantice la fiabilidad delcombustible y la obtención de los datosnecesarios para futuras mejoras.TRILLOSituación ActualEl combustible de Trillo es de tipoKWU 16x16-20, el núcleo consta de177 elementos y 52 barras de control,además dispone de forma permanentede 36 detectores que controlan la distribuciónde potencia dentro del núcleo yque generan señales que son procesadaspor el sistema de limitación, el cualde forma automática, toma accionespara mantener las distintas variablesdentro de sus valores de diseño.Trillo opera en ciclos anuales con336 DEPP, con lote de recarga de 44elementos frescos del 3,95% de enriquecimientoy quemados medios dedescarga de 48,5 Mwd/KgU. Los diseñosson de bajas fugas totales sin necesidadde utilización de venenos consumibles,aunque se está licenciando eluso del gadolinio. En la figura 3 se incluyeun esquema de ciclos típico actual.El comportamiento del combustiblesuministrado por FANP, se puede calificarde satisfactorio, con pocos fallos ysin problemas significativos para laoperación del reactor.La evolución de los diseños de combustiblese acomodó a los aumentos dequemado que se han realizado para reducirlos costes de la primera parte delciclo, y disminuir el número de elementosdescargados al año, de tal formaque se aproveche mejor la capacidadde la piscina.La capacidad de almacenamiento dela piscina de Trillo, que está dentro decontención, es de únicamente 806 posiciones,pequeña, comparada con las1.800 posiciones de almacenamientode cada piscina de Almaraz.Los cambios de diseño mecánicomás significativos han consistido en:• Mejora del material de vaina frentea la corrosión del refrigerante, que pasadel Zircaloy estándar del primer núcleoa Zircaloy avanzado con bajocontenido en estaño de tipo PCA1 yPCA2 y desde la 7ª recarga a vaina tipoDUPLEX ELS 0.8. Esta vaina es en sumayor parte Zircaloy con una capa externade unas 150 µm de Zircaloy concontenido de estaño, por debajo del límitemarcado en la especificaciónASTM para Zircaloy.El comportamiento de estos materialesse ha ido comprobando con distintascampañas de inspección tras irradiación.• Mejoras de las rejillas que pasande todas Inconel a las internas bimetálicas,primero sin y después con aletasmezcladoras.• Incorporación de un filtro antipartículasintegrado en la tobera inferiordel elemento.En el caso de Trillo es relevante destacarque en el año 2002 se han cargadopara su almacenamiento en seco losdos primeros contenedores DPT de EN-RESA-ENSA, cada uno de ellos con capacidadpara 21 elementos gastados.Tanto en el diseño del elemento comoen su operación, se tienen en cuentalas condiciones mecánicas al finalde vida, de tal forma que se garanticela manejabilidad del elemento y la integridadde la vaina en condiciones dealmacenamiento a largo plazo.Como en el caso de Almaraz y porlas mismas razones, se inició un programade elementos de demostración,en este caso de ENUSA, que incorporanZIRLO como material de vaina.Estos elementos entrarán en el ciclo16, que comenzará en junio de 2003,en su cuarto y último período de irradiacióntras el cual sufrirán una inspecciónfinal.Evolución PrevistaEn el caso de Trillo, se ha previsto elaumento gradual del quemado deFigura 3. Esquema de Ciclo Típico en Trillo.Figura 4. Esquema de Ciclo de Equilibrio Previsto en Trillo.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
descarga sin modificaciones significativasen cuanto a la operación.El primer paso en 2004 consistirá enreducir el lote de recarga a 40 EC, aumentadoel enriquecimiento hasta el4,20%, con lo que los quemados mediosde descarga alcanzarán los 53Mwd/KgU.En un paso posterior se reducirá ellote a 36 EC del 4,50%, con lo que seoperaría en fracciones de 1/5 de núcleoy quemados medios de descarga en tornoa los 58 Mwd/KgU. En la figura 4 seha incluido un diseño de equilibrio con36 EC sin venenos consumibles. Es deseñalar que la dispersión de quemadode los elementos sobre la media es pequeña,lo que reporta ventajas técnicasy económicas importantes.Para acometer el primer paso, el combustibleactual FOCUS-DUPLEX presentamárgenes suficientes y probados.Para la reducción a 36 EC se ha previstola mejora tanto del material devaina como de la estructura, en base aun diseño ya probado en centralesKWU. Las mejoras afectarán a la vainacon la introducción del DUPLEX-D4, ya la estructura con una rejilla de tipoHTP que mejora claramente el comportamiento,sobre todo en cuanto adesgastes de barra por rozamiento.CONCLUSIONESEl combustible de Almaraz y Trilloestá operando con alta fiabilidad y conunos costes razonables.En el futuro se pretende seguir mejorandolos costes del combustible almismo tiempo que se opera en condicionesmás demandantes, por ejemplo,aumentos de potencia, aumentos delongitud de ciclo, mayor disponibilidad,mejoras de eficiencia térmica, etc.Este objetivo sólo puede alcanzarsecon mejoras técnicas, tanto del productocomo de los métodos de diseñoque ya se están introduciendo en colaboracióncon los suministradores de lasrecargas.Tanto en el caso de Almaraz, ENU-SA, como en el de Trillo, FANP, handemostrado una excelente disposicióny prestado un importante apoyo paralograr las metas propuestas.Por otra parte en nuestra experiencia,las inspecciones del combustibletras irradiación y la participación enproyectos de desarrollo, son tambiénfundamentales para conseguir diseñosque puedan operar con fiabilidad altaen dichas nuevas condiciones de operación.Por último, señalar que la gestiónconjunta de las dos centrales supone laoportunidad de acceso directo a dostecnologías y prácticas distintas y, portanto, la posibilidad de adaptar las másconvenientes en cada caso particular.Manuel NOVO SANJURJO es Licenciado enCiencias Físicas. Diplomado en IngenieríaNuclear por la JEN. Trabajó en Sener y en laCN Regodola. Desde 1984 es responsable deldepartamento de combustible de CN Trillo, ydesde 1999 de las centrales nucleares deAlmaraz-Trillo.
COMBUSTIBLEIMPACTO EN EL COMBUSTIBLEDE LOS MINIAUMENTOS DE POTENCIAREALIZADOS PARA CN ASCÓ Y CN VANDELLÒS IIJ. Mª FILELLA - A. FERNÁNDEZ SAN MARTÍN - G. RUBIOEl análisis de seguridad requería un margen del 2% en potencia para absorber la incertidumbre en la medida. Desde Julio2000 la NRC ha licenciado incrementos acreditando una menor incertidumbre de medida. En esta línea se ha licenciado en2002 el miniaumento de potencia de CN Vandellòs II y está previsto continuar en CN Ascó I en 2003 y en CN Ascó I en2004.Para reducir incertidumbre en la medida de potencia se ha instalado un sistema de medida del caudal de agua dealimentación por ultrasonidos, que garantiza una incertidumbre de potencia menor del 0,4%. Las nucleares de Ascó I, II yVandellòs II son unidades de 3 lazos cada una de diseño Westinghouse, con una potencia térmica nuclear actual en el reactorde 2.900 MWt, que pasarán a 2.940,6 MWt con el miniaumento del 1,4%.Se revisan los análisis RTDP, puesto que los restantes ya consideraban el 102%. En Ascó se revisaron todos los accidentes no-LOCA por el nuevo término fuente y el cambio a cabeza fría, que implica un aumento sustancial en el caudal de derivación.Se reanalizaron los LOCA por la introducción de IFM y para comprobar el efecto de la conversión a cabeza fría. Seincorpora la nueva correlación del LEN, WRB-2M, que aumenta el margen CLEN, y da margen para absorber el miniaumentoy el incremento del caudal de derivación.Se ha revisado el inventario de productos de fisión del núcleo con las nuevas condiciones, el nuevo término fuente en lasconsecuencias radiológicas de accidentes y las actividades del refrigerante primario.The safety analysis required amargin of the 2% in power in order toabsorb the uncertainty in themeasurement. From July 2000 theNRC had approved incrementscrediting lower uncertainty ofmeasuring. In this line we havelicenseed in 2002 the miniuprating ofCN Vandellòs II and we are foreseento continue in CN Ascó I in 2003 andin CN Ascó II in 2004.In order to reduce uncertainty in thepower measurement we have settled asystem of ultrasonic measuring of themain feedwater, that guarantees apower uncertainty lower than 0,4%.The nuclear of Ascó I, II and VandellòsII are units of 3 loops each one ofWestinghouse design, now with2900Mwth nuclear thermal power, thatthey will pass to 2940.6 MWt with the1,4% miniuprating.We revised the RTDP analysis, sinceothers already considered the 102%.In Ascó all the non-Loca accidentswere revised for the new source termand the change to cold head, thatimplicate an increase in the bypassflow. We revised the LOCA for the IFMintroduction and in order to check theeffect of the cold head conversion. Weincorporate the new LEN correlation,WRB-2M, that increases the CLENmargin, and give us margin in order toabsorb the miniuprating and thebypass flow increase.The core fission products inventorywith the new conditions, the newsource term for the radiologicconsequences of accidents and theprimary coolant activity had beenrevised.INTRODUCCIÓNLos requisitos de análisis de seguridadrequerían incluir un margen del2% en la potencia térmica para absorberla incertidumbre en la medida.Desde Julio 2000 se permite utilizarunos márgenes menores si se reduce laincertidumbre de medida. La NRC halicenciado ya a varias plantas incrementoshasta del 1,5% de la potencianuclear por la vía de acreditar una menorincertidumbre en la medida.En la misma línea se ha llevado a caboen 2002 el miniaumento de potenciade CN Vandellòs II y está previstocontinuar en CN Ascó I en 2003 y enCN Ascó II en 2004.Para reducir la incertidumbre en lamedida de la potencia se ha instaladoun sistema de medida del caudal deagua de alimentación por ultrasonidos,que garantiza una incertidumbre depotencia menor del 0,4%.Esto permitiría soportar incrementosde potencia hasta el 1,6%, pero se hasolicitado al CSN licenciar un aumentode potencia nuclear de las plantas del1,4%, con lo que se mantiene un margenpara la incertidumbre hasta el0,6%.A continuación se describe la incidenciade los proyecto de miniaumentode potencia en el combustible nuclearen las tres unidades de laAsociación Nuclear Ascó-Vandellòs II.BASES DEL CAMBIO PROPUESTOLas centrales nucleares de Ascó I y IIy Vandellòs II son unidades de 3 lazoscada una de diseño Westinghouse, conuna potencia térmica nuclear actual enel reactor de 2.900 MWt, que pasarána 2.940,6 MWt con el miniaumento.Los proyectos de miniaumento depotencia en estas unidades han servidopara homogeneizar los elementos combustiblesutilizados en las mismas. Así,en CN Vandellòs II se ha introducidocon el miniaumento el combustibleM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
con IFM ya utilizado en CN Ascó, porlo que el núcleo del reactor en las tresunidades se alimenta con el mismo tipode combustible, que utiliza Gd2O3como veneno consumible en algunasbarras, hasta un 8% en peso.El conjunto combustible 17x17 MA-EF+IFM es una modificación del conjuntocombustible 17x17 MAEF, incorporandoa éste tres rejillas mezcladorasde flujo del tipo IFM, intercaladas conlas rejillas intermedias. La función básicade las rejillas IFM es mejorar la eficienciatermohidráulica. Además, lasrejillas IFM producen las siguientesventajas adicionales:• Incrementan el margen frente a lainserción incompleta de las barras decontrol, al proporcionar soporte adicionala los tubos guía.• Reducen el cierre del canal entrebarras combustibles en los tramos superiores.• Incrementan el margen frente aldesgaste de la barra combustible porabrasión contra los muelles y resaltesde las rejillas al reducir la respuesta dela barra combustible en los vanos dondese encuentran las IFM.Para llevar a cabo el miniaumentode potencia, desde el punto de vistadel núcleo del reactor, se ha determinadoel efecto en el combustible, analizandodiferentes aspectos:ANÁLISIS MECÁNICOEl análisis mecánico del combustibleha evaluado la integridad estructuraldel mismo, así como la compatibilidadmecánica de los diversos tiposde elementos combustibles presentesen el núcleo, que ha sido evaluadospara las condiciones del miniaumentode potencia, incluyendo los análisisdinámicos del núcleo en condicionesIII y IV, con los movimientos de placasdel núcleo debidos a accidente de LO-CA específicos del miniaumento depotencia verificándose el cumplimientode los criterios de diseño y por lotanto la integridad estructural del combustible.Se ha verificado asimismo que conlas nuevas fuerzas hidráulicas el resortedel cabezal superior cumple los criteriosde diseño para el correcto funcionamientodel mismo, para los conjuntoscombustibles presentes.ANÁLISIS TERMOMECÁNICOSe verifica el cumplimiento de loscriterios de diseño termomecánico deC.N. Ascó.barra de combustible, para el combustiblefresco o quemado, que pueda estarpresente en el núcleo en estas nuevascondiciones de miniaumento depotencia.Se ha considerado asimismo paraCN Ascó el efecto del cambio a cabezafría.ANÁLISIS DEL DISEÑONUCLEARPara comprobar el impacto del aumentode potencia en los resultadosdel diseño nuclear, demostrar su viabilidady generar las entradas necesariaspara las evaluaciones de las otras áreasde diseño, se ha simulado un ciclo deequilibrio para las nuevas condicionesde potencia. Los resultados demuestranque el efecto de esta subida de potenciasobre los parámetros básicos del diseñonuclear (coeficientes de reactividad,valores de bancos, distribucionesde potencia, etc.) es pequeño, siendolas diferencias observadas del mismoorden de magnitud que las que se obtienenentre recargas.ANÁLISIS TERMOHIDRÁULICOSe han evaluado los siguientes aspectostermohidráulicos del combustibley del núcleo, considerando los elementospresentes en los núcleos:- temperaturas de combustible,- fuerzas de empuje,- caídas de presión,- caudal de derivación del núcleo,- CLEN límite de diseño y- límites del núcleo.Asimismo se han revisado los análisisde accidentes que se llevan a cabocon metodología RTDP, puesto que losrestantes ya consideraban una potenciade salvaguardias del 102%.En CN Ascó se ha revisado el restode accidentes no-LOCA a causa de laactualización del término fuente, seconsidera asimismo el efecto del cambioa cabeza fría. Para licenciar el miniaumentode potencia y el cambio acabeza fría, no sería necesario revisarlos análisis de LOCA pero, para acreditarlos mayores márgenes en la nuevasituación con las nuevas correlacionesy el cambio a cabeza fría, se han revisadolos casos limitantes de accidentesLOCA. Se revisan asimismo las condicionesPost-LOCA.En CN Vandellòs II, para aumentarmás los márgenes de DNB, rigidizar elcombustible y estandarizarlo con CNAscó se han introducido las rejillasmezcladoras de flujo IFM, lo cual suponeun cambio de combustible queha llevado a reanalizar los accidentesLOCA, que de otro modo solo con elaumento de potencia del 1,4%, comose ha comentado anteriormente, no hubierasido necesario.Además, para ambas centrales, se haincorporado la nueva correlación delLEN denominada WRB-2M, que esuna modificación de la anterior correlaciónWRB-2 y que refleja una mejorpredicción de los datos de ensayos parael diseño de combustible con rejillamezcladora, obteniéndose mejoresmárgenes de LEN.En CN Ascó los nuevos valores delos parámetros termohidraúlicos debidosal cambio a “cabeza fría” implicanunas variaciones muy pequeñas desdeel punto de vista del diseño nuclear enlos modelos del ciclo de equilibrio, delM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
caudal, potencia y presión), códigos yfactores de pico junto con las incertidumbrespropias de las correlacionesde cálculo del CLEN que incluyen lanueva correlación WRB-2M, y aplicandoel resultado sobre el valor límitede la correlación.El valor del límite de diseño calculado,se incrementa hasta el valor finalque se utiliza como límite en los análisisde seguridad, teniendo en cuentalas penalizaciones globales al CLEN,como la del arqueo de barra y la penalizaciónpor núcleos mixtos, y reservandoun margen para absorber otrasposibles penalizaciones o cambios dediseño. El límite del CLEN para análisisde seguridad para cada combustiblese ha elegido de forma que semantengan tanto los márgenes al límitede diseño como los márgenes deoperación.En CN Vandellòs II la penalizaciónal CLEN aplicable al combustible MA-EF+IFM, es consecuencia de la redistribuciónde caudal que se produceentre los elementos combustibles cony sin rejillas IFM, que se traducen enun menor flujo de refrigerante en loscanales del combustible con más pérdidasde carga. Esta penalización sóloes aplicable en la mitad superior delcombustible MAEF+IFM, zona en laque se localizan las rejillas IFM.Se ha verificado que la penalizacióngenérica al CLEN sobre el combustiblecon IFM es conservadora para el combustibleMAEF con IFM y la nueva correlaciónWRB-2M. Esta penalización,es función de la fracción de combustiblecon rejillas IFM en el núcleo. Elmargen térmico proporcionado por lasrejillas IFM, es más que suficiente paraabsorber esta penalización durante losciclos de transición.En los núcleos de las dos unidadesde CN Ascó, coexistirán elementoscombustibles tipo 17x17 AEF+IFM,17x17 MAEF+IFM y un elemento combustible17x17 STD situado en la posicióncentral. De acuerdo con la metodologíavigente, los núcleos mixtos seanalizan como si fueran núcleos completosde un sólo tipo de combustible,aplicando una penalización en CLENdurante los núcleos de transición quedepende de las características hidráulicasde los elementos combustiblespresentes en el núcleo.Para el caso de CN Ascó, la disminuciónen el caudal de refrigerante que seproduce en los elementos con mayorpérdida de carga es prácticamente nula,ya que los elementos combustibleAEF con IFM y MAEF con IFM son similaresdesde el punto de vista hidráulicoy la presencia de un solo elemento17x17 STD, con menor pérdida de cargaes casi inapreciable. Sin embargo,se considera conservadoramente unapenalización de un 1% en DNB en loselementos con IFM debido a una pequeñareducción en el caudal que atraviesaestos elementos. Esta penalizaciónsólo es aplicable en la mitadsuperior del combustible, zona en laque se localizan las rejillas IFM.Se utiliza el código THINC-IV, elcual contiene las correlaciones para elcálculo del CLEN aplicables a los distintostipos de elementos combustibles.La rejilla del MAEF se ha diseñado yensayado específicamente para queofrezca un mejor comportamiento conrespecto al LEN. De hecho, el principalobjetivo durante su diseño no fuesólo mejorar el comportamiento antevibraciones del conjunto combustible,sino, adicionalmente, mejorar sus márgenestérmicos. Todos estos aspectoshan sido satisfactoriamente conseguidosy verificados mediante un amplioprograma de ensayos hidráulicos y deflujo calorífico crítico que han dadolugar al desarrollo de la nueva correlaciónWRB-2M para la evaluación delflujo calorífico crítico. La nueva correlaciónde flujo calorífico crítico WRB-2M es una modificación en forma demultiplicador de la correlación WRB-2, que refleja una mejor predicción delos datos de ensayos para el diseño decombustible con rejilla mezcladora M-LPD, Rejilla Modificada de BajaPérdida de Carga, que incorpora elcombustible MAEF.Basándose en la estadística de lacomparación de los datos de flujo caloríficocritico medido frente al predichocon THINC-IV y la correlación WRB-2M, se establece un valor límite delCLEN de 1,14, para cumplir con el criteriode no alcanzar el flujo caloríficocrítico con un 95% de probabilidad yun 95% de confianza. El uso de esta correlaciónha sido aprobado por la NRC.Para CN Vandellòs II, el uso de lanueva correlación de LEN proporcionaun aumento del margen en el CLENpara el combustible 17x17 MAEF deaproximadamente el 15%, comparadocon el uso de la correlación anteriorWRB-1, mientras que la incorporaciónde las rejillas IFM al combustible17x17 MAEF suponen un beneficioadicional de aproximadamente el20%. Parte del margen proporcionadopor la nueva correlación y la introducciónde rejillas IFM en el combustible17x17 MAEF se ha empleado paracontrarrestar las consecuencias del aumentode potencia del 1,4%, y pararelajar los límites de seguridad del núcleocomo se indica en el apartado siguiente.Basados en los análisis específicosrealizados para CN Ascó, el uso de lanueva correlación de LEN proporcionaun aumento del margen en el CLENpara el combustible 17x17 MAEF+IFMsuficiente para absorber el incrementode potencia y el aumento en el caudalde “bypass”, quedando un margenadicional de un 5% sobre el diseñoactual, realizado con la correlaciónWRB-2.Se utiliza la correlación WRB-1 parael combustible 17x17 STD y la correlaciónWRB-2 para los elementos tipoAEF + IFM, con la consiguiente penalizaciónde 16,5% que aplica para estecombustible.Los límites del CLEN para diseño ypara análisis de seguridad para elcombustible 17x17 MAEF+IFM con lanueva correlación WRB-2M son 1,21y 1,65 respectivamente, quedando unmargen total disponible del 25,9%.LÍMITES DE SEGURIDADDEL NÚCLEOLos límites de seguridad del núcleocalculados representan el lugar geométrico(potencia y temperatura), para distintaspresiones donde se alcanza elCLEN límite establecido para el análisisde seguridad o donde la temperaturadel refrigerante a la salida de la vasijaes igual a la temperatura de saturación.Para el cálculo de las líneas correspondientesal CLEN límite se ha utilizadoel código THINC-IV, obteniéndose unafamilia de curvas, considerando losfactores de canal caliente y CLEN límitede seguridad correspondiente a cadatipo de combustible. Las líneas son envolventesde los cálculos realizados y,por tanto, representan condicionesconservadoras para todos los tipos decombustibles con relación a los criteriosarriba indicados, manteniendo elmargen de operación con respecto alos correspondientes al análisis actual.Para CN Vandellòs II, en las nuevascondiciones de operación y con los valoresde FNDH y CLEN límite de análisisde seguridad adecuadamente establecidospara cada tipo de combustible,se obtienen unos límites de seguridaddel núcleo que presentan una relajación(incremento del margen de operación)en la zona en la que el CLEN es limitante,con respecto a loscorrespondientes al análisis actual. Estarelajación en los límites de seguridaddel núcleo ha permitido la aplicacióncompleta del programa de recuperaciónde márgenes (OMRP), que se ha traducidoen la relajación de los límites deanálisis de seguridad para los disparospor sobretemperatura y sobrepotencia.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEREVISIÓN DE ACCIDENTESNO-LOCASe revisó en CN Vandellòs II el análisisde accidentes no-LOCA, considerandolas características propias delcombustible 17x17 MAEF+IFM y el usode la correlación WRB-2M, lo que setraduce en un aumento del margenfrente al flujo calorífico crítico. Esta revisiónse hizo en paralelo con el aumentode la potencia nominal de hastaun 1,4%.MÁRGENES DEL PCT EN LOCARespecto a la introducción de lasIFM en CN Vandellòs II, éstas tienenimpacto en los criterios de diseño delLBLOCA de un núcleo homogéneo,constituido por completo con elementosque incorporan rejillas IFM, respectoal de un núcleo completo sin este tipode rejillas por dos razones:- Efecto negativo en la temperaturamáxima de vaina (PCT) y en la oxidaciónlocal máxima calculadas en elLBLOCA debido a la mayor pérdida decarga total de un elemento combustiblecon rejillas IFM, lo que supone unmenor caudal de refrigeración durantelas fases del transitorio.- Efecto favorable, como cualquierrejilla espaciadora, debido a la mejoraque introducen en la transferencia decalor de la vaina al fluido refrigerante.Este segundo efecto es más importanteque el primero, por lo que la introducciónde la rejillas IFM conduce típicamentea un beneficio neto en términosde PCT.Se ha realizado el reanálisis completodel LBLOCA para la rotura limitantedel Estudio de Seguridad.Para las barras combustibles dopadascon gadolinia al 2% y 6/8%, se compruebael carácter no limitante de estasbarras frente a las barras de UO2.Para considerar los efectos que seproducen como consecuencia de losnúcleos de transición, se han evaluadode manera genérica resultando con unapenalización por núcleo de transiciónsobre el combustible con rejillas IFM.El PCT obtenido para el combustible17x17 MAEF con rejillas IFM, una vezañadida la penalización genérica porefectos de transición, mantiene unmargen significativo al valor límite de2.200°F establecido en el 10CFR50.46.En los códigos de SBLOCA, las rejillasespaciadoras del elemento combustibleno se modelan explícitamentepara el análisis. Por tanto, las mejorasinherentes en transferencia de calorque introducen las rejillas IFM en elSBLOCA no son simuladas, y por tantono suponen un beneficio en el análisis.La presencia de las rejillas IFM sí suponeuna mayor resistencia hidráulicadel núcleo y por tanto un mayor caudalde derivación del núcleo, por loque a igualdad de otros factores, elcombustible con rejillas IFM resultaríaalgo más limitante. Por otra parte, desdela realización de los análisis de referenciahan mejorado las herramientasde cálculo, que permiten afinar losresultados. Se ha comprobado queusando los códigos y la metodologíade cálculo vigentes, en condicionesequivalentes a las del análisis de referencia,se obtiene para el combustiblecon rejillas IFM un valor de PCT inferioral que figura en el Estudio deSeguridad. Se mantiene por conservadurismoel valor del análisis de seguridadde referencia para ambos combustiblescon y sin rejillas IFM.TÉRMINO FUENTESe ha revisado el inventario de productosde fisión del núcleo con lasnuevas condiciones de Potencia Nucleary aumento de enriquecimiento deuranio que permiten funcionar con ciclosde 18 meses, y se ha consideradosu efecto como nuevo término fuenteen las consecuencias radiológicas delos accidentes.Se han evaluado las actividades delrefrigerante primario en las nuevascondiciones, la actividad en el sistemade evacuación de calor residual, lasdescargas de tritio y la actividad delNitrógeno 16.Como resultado de la revisión de lostérminos fuente, se han recalculado enlas consecuencias radiológicas de losaccidentes afectados.REFERENCIAS• ITEC-949 EVALUACIÓN DE SEGURI-DAD DEL COMBUSTIBLE MAEF+IFM PARACN VANDELLÓS UNIDAD II, de octubre2001.• ITEC-955 REVISIÓN DEL ANÁLISIS DECN VANDELLÓS II DEBIDO AL AUMENTODE POTENCIA DE HASTA EL 1,4% Y A LAACTUALIZACIÓN DEL COMBUSTIBLE, deoctubre 2001.• ITEC-1030 REVISIÓN DEL ANÁLISISDE SEGURIDAD DE CN ASCÓ I Y II DEBI-DO AL AUMENTO DE POTENCIA DEL1,4% Y CAMBIO A CABEZA FRÍA, de septiembre2002.José Mª FILELLA FARGAS es Ingenieroindustrial especialidad TécnicasEnergéticas UPC 1975. Ingénieur GénieAtomique INSTN Saclay 1977. Trabajadesde 1977 en ingeniería de centralesnucleares. Desde 1982 en ENHER-ENDESA para Vandellós II trabajó en lasáreas de Seguridad Nuclear, Operación yfue responsable del Combustible Nuclearhasta 1999. Actualmente trabaja en DST,área de Combustible, Medio Ambiente yProtección Radiológica de ANAV para lascentrales Ascó-Vandellós.Antonio FERNÁNDEZ SAN MARTÍN esIngeniero industrial especialidad TécnicasEnergéticas por la UPC. En 1999 seincorporó a la Asociación Nuclear Ascó-Vandellòs II en el Área de Combustible,Protección Radiológica y MedioAmbiente de la Dirección de ServiciosTécnicos. Ha trabajado en temas deingeniería de Protección Radiológica y enla coordinación de los proyectos deminiaumentos de potencia de las CCNNde Ascó y Vandellòs II.Ginés RUBIO CUADRADO es Licenciado enCiencias Físicas por la UB y diplomado enIngeniería Nuclear por la JEN. En el período1977-1980 trabajó en diferentes proyectosnucleares en Empresarios Agrupados en elárea de Blindajes. En 1981 se incorporó alproyecto de CN Vandellòs II trabajando enel área de PR, Medio Ambiente y SeguridadNuclear. En la actualidad desempeña lasfunciones de la Jefatura de Combustible,PR y Medio Ambiente de la Dirección deServicios Técnicos de la AsociaciónNuclear de Ascó-Vandellòs II.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLE2826242220181614121086420operaciónparadaCN Santa María de Garoña100959085807570605550454035302520151050parada incluidaparada no incluidaCN Santa María de GaroñaDuración (meses)PrevisiónFactor de carga (%)Previsión1 2 3 4 5 6 7 8 9 10A 10B 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23Ciclo1 2 3 4 5 6 7 8 9 10A 10B 11 12Ciclo13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23Figura 1. Duración de la operación a potencia y de las paradasFigura 2. Factor de carga.ciclos de 24 meses en el año 1990,operando desde entonces con esta longitudde ciclo.CN Cofrentes, después de 14 ciclosde operación a potencia en los que sehan producido hechos significativosque han redundado en la mejora de laoperación de la planta, y a la vista delos resultados obtenidos por otras centralesde agua en ebullición, acometeun nuevo hito dentro de su estrategiade conseguir un kilovatio seguro, fiable,respetuoso con el medio ambientey a un precio competitivo: el aumentodel ciclo de operación a 24 meses.OBJETIVOSLos objetivos de este artículo son:• Por un lado, dar a conocer la experienciade una central que opera conciclos de 24 meses desde hace más de12 años, desde el punto de vista delcombustible y de la seguridad (CN deSanta María de Garoña).• Por otro lado, describir el procesoque se está llevando a cabo en CNCofrentes para implantar la operaciónen ciclos de dos años.• Mostrar la utilización de la metodologíaGiralda como medio para determinarel enriquecimiento de los elementos,que basados en los nuevosavances tecnológicos y los altos nivelesde fiabilidad, que hagan posible un ciclode 24 meses de duración.SITUACIÓN ACTUALEN SANTA MARÍA DE GAROÑAEn el mes de marzo del presente añola CN de Santa María de Garoña hainiciado su vigésimo tercer ciclo deoperación, cuya duración, como en elcaso de sus precedentes más inmediatos,será de 24 meses.Este ciclo se ha diseñado con el objetivode generar una energía equivalentea 696 días de operación a plenapotencia; el factor de carga previsto esdel 98%, y se incluirá un período de11 días de alargamiento de la operaciónpor reducción de potencia. Encuanto al combustible, se han cargado112 elementos frescos, lo que representaun tamaño de recarga equivalenteal 28% del núcleo. Estos elementoshan sido del diseño GE14, fabricadospor ENUSA, y con un enriquecimientomedio del 3,87%.Se espera que los ciclos inmediatamentefuturos no se diferencien significativamentedel actual, ni en cuanto asus requisitos de diseño, ni en lo querespecta al tamaño y características delcombustible a recargar.EVOLUCIÓN OPERATIVA.INFLUENCIA DE LA DURACIÓNDEL CICLOPara ilustrar la evolución del historialoperativo en la CN de Santa María deGaroña, en la figura 1 se ha representadola duración de los distintos ciclosoperados en la central. Como puedeobservarse, con el ciclo 16, iniciado enel año 1990, se procedió a una gradualtransición hacia los ciclos de 24 meses,a partir de los ciclos de 18 meses enlos que entonces se operaba.Desde dicha fecha, y con la excepcióndel ciclo 19, reducido a 12 mesespor la realización de una parada deinspección del barrilete del núcleo, seha operado en ciclos básicamente dedos años. Las ligeras desviaciones conrespecto a este objetivo que se observanen la figura se deben a que seacortó en mes y medio la operacióndel ciclo 20 por la necesidad de apantallarun elemento fallado con dos barrasde control, lo que produjo la consiguientepérdida de reactividad. Esteacortamiento se tradujo, a su vez, enun alargamiento del siguiente ciclo.Una primera conclusión que se puedeextraer de la figura 1 es que desde el ciclo16 hasta la fecha se han operado siete ciclos,uno de ellos anual, en tanto que sise hubiese continuado con la operaciónen ciclos de 18 meses, salvo uno de ellosque sería también anual, se habría operadoun total de nueve ciclos en, aproximadamente,el mismo intervalo de tiempo.Es decir, y hasta el día de hoy, el cambiointroducido en el año 1990 ha permitidoreducir en dos el número de paradas derecarga, con la consiguiente mejoratanto en términos de disponibilidad comoen lo que respecta a la dosis acumulada.Cabe destacar también en la figura 1,la paulatina optimización de las paradasde recarga, hasta conseguir el objetivoactualmente establecido de 21 días.Por su parte, en la figura 2 se muestrala evolución del factor de carga decada ciclo, incluyendo o no en éste laparada de recarga. Como puede verseen la figura, en el pasado ciclo 22 seregistró un factor de carga, con paradade recarga incluida, superior al 92%,cota que se espera rebasar en el ciclo23, hasta alcanzar un valor en torno al95%.A la vista de estos nuevos resultadosse puede formular una segunda conclusión,en el sentido de que los ciclosde 24 meses son, cuando menos, compatiblescon altos factores de carga enoperación y con cortas paradas de recarga.ASPECTOS ECONÓMICOSY TÉCNICOSLa operación en ciclos de 24 meseslleva consigo, y en comparación conciclos de más corta duración, que elexceso de reactividad de los elementoscombustibles que constituyen cada recargasea mayor, lo que implica unamayor capacidad de control medianteM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COSTE (en Kg-U-nat. d/GWh-e o UTS/GWh-e o elem.comb./TWhh-e)30252015105015 16 17 18 19 y 20 21 22 23Figura 3. Evolución de los componentes del coste del combustible.barras y mediante veneno consumiblecomo el gadolineo. Quiere esto decirque, frente a las ventajas hasta ahoraexpuestas, los ciclos de 24 meses representanun aprovechamiento delcombustible inferior al obtenido conciclos más cortos.Por ello, y para estimar el impactoque la operación en ciclos de 24 mesestiene en el caso concreto la CN deSanta María de Garoña, se muestra enla figura 3 y a partir del ciclo 15, comorepresentativo de los ciclos de 18 meses,la evolución de las componentesdel coste del combustible sobre laenergía generada. Estas componenteshan sido expresadas de forma intrínsecae independiente de los precios demercado, es decir, como kg-U-nat /GWh, UTS/GWh, y número de elementoscombustibles por TWh. Paraevitar la distorsión que representaría elciclo 19, ya que, en realidad, este cicloanual fue diseñado y cargado para 24meses de operación, se le ha agrupadocon el ciclo 20.En esta figura el gasto de U-nat sepresenta una tendencia descendente apartir de los ciclos 19 y 20, hasta alcanzarun valor mínimo de 22 kg-Unat/GWhen el ciclo presente. Otrotanto se puede afirmar con respecto alcoste del enriquecimiento, si bien conuna reducción menos acusada que laanterior, hasta llegar a un mínimo de13 UTS/GWh. Finalmente, el tamañode la recarga se ha mantenido relativamenteestable, con un ligero descensohasta los 112 elementos cargados en elúltimo ciclo.Esta variación de los costes intrínsecosdel combustible pone de manifiesto,en primer lugar, la positiva evoluciónde su diseño, que les hace máseficientes desde el punto de vista neutrónico.Pero, al mismo tiempo, dichavariación permite afirmar que la operaciónen ciclos de 24 meses en un reactordel tamaño y densidad de potenciacomo los de la CN de Santa María deGaroña es factible sin que el coste delcombustible se vea significativamentepenalizado con respecto a ciclos máscortos en su duración y optimizados enlo que atañe exclusivamente a la utilizacióndel combustible. Si sobre estepanorama se superpone la evolución ala baja de los precios reales de mercadode los componentes del precio delcombustible, se reafirma la reducidamagnitud de la citada penalizacióneconómica.En lo que respecta al diseño y operaciónde los ciclos, y más concretamentea los márgenes de seguridad disponibles,el hecho de tratarse de ciclos de24 meses no ha supuesto ninguna restriccióno dificultad significativa. Tansólo cabe señalar en este contexto lareciente necesidad de incrementar elcontenido en boro del tanque del sistemade control por líquido de reservapara así garantizar el margen de paradarequerido.SITUACIÓN ACTUALEN CN COFRENTESCN Cofrentes se encuentra en la actualidadoperando el ciclo 14 quearrancó en Marzo-2002, teniendo previstasu finalización en septiembre de2003.Los elementos nuevos cargados en elnúcleo han sido 196 (76 del tipoSvea96 y 120 del tipo GE12) que suponenuna fracción de recarga del 31.4 %.Una característica importante a destacaren este ciclo, es el aumento al110 % de potencia.LONGITUD ÓPTIMA DEL CICLOEN CN COFRENTESLos factores a tener en cuenta paraestablecer la duración óptima del ciclode operación dependen de las característicasde la demanda eléctrica, del reactor(tecnología y comportamiento delcombustible nuclear) y de la evolucióneconómica del suministro del combustible.La empresa eléctrica responsable dela explotación de la central estableceunos objetivos iniciales de producciónde energía basados en las previsionesdel comportamiento de la demandaeléctrica. Del mismo modo, se seleccionanlos periodos de tiempo en losque sería más conveniente la paradadel reactor para proceder a su recarga,CN Santa María de GaroñaCiclokg-U-nat. d/GWh-eElem.comb./TWhh-eUTS/GWh-ey que básicamente se concentran enlos periodos del año de menor demandaenergética o de mayor disponibilidadde otras fuentes de energía comola hidráulica. Otros factores a tener encuenta son el resto del sistema de generacióny la disponibilidad y coste dela energía de sustitución.Todos estos factores influyen decisivamenteen la ubicación de las paradasde recarga, y son los responsables deque los ciclos de operación sean de12, 18 ó 24 meses con las recargas frecuentementesituadas en primavera oen otoño.CN Cofrentes comenzó su operacióncomercial en ciclos anuales (Ciclos 1a 6), produciéndose una transiciónposterior a ciclos de 18 meses, situaciónen la que operan la mayoría delos reactores españoles en la actualidad.Otras consideraciones que influyenen el establecimiento de la longitud delciclo son los factores económicos asociadosal suministro de combustiblecomo el precio del Uranio, costes deenriquecimiento y conversión, calendariode anticipos, garantías y tasas deinterés monetarias. Del mismo modose debe tener en cuenta como referencialas circunstancias de la segundaparte del ciclo.Todas estas consideraciones cierranel proceso de toma de decisiones quepermite fijar los valores óptimos de cadaparámetro. Otro dato de ajuste importanteque se deduce de todo esteproceso es la determinación de la extensióndel ciclo que flexibiliza la paradade recarga.Los factores que aconsejaron pasar aciclos de 18 meses (500 depp aproximadamente)fueron el aumento de ladisponibilidad y la reducción de dosisM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEdebidas al número de paradas de recargay una disminución de sus costesasociados, teniendo como contrapartidaun aumento en los costes del combustibledebido al incremento del enriquecimientoy a la menor eficacia delquemado. El beneficio neto de la produccióny costes derivados de las paradasde recarga compensaban el incrementodel coste del combustible.EVOLUCIÓN DE LA LONGITUDDEL CICLO EN CN COFRENTESLa duración del ciclo en CNCofrentes ha ido aumentando progresivamentehasta alcanzar valores establescorrespondientes a los ciclos de18 meses. En la siguiente tabla se observala duración de cada uno de losciclos en tiempo real.Tabla 2.Evolución de la longitud del cicloCICLO LONGITUD LONGITUD Nº(DIAS (DEPP) MESESREALES)1 510 338,62 288 272,23 372 352,8 124 327 319,85 419 403,76 431 400,07 533 508,58 495 479,29 518 495,410 505 484,2 1811 530 490,512 478 460,013 505 486,114 526 498,515 564 * 20* EstimadoDESARROLLO DEL PROYECTODE CICLOS DE 24 MESESLa primera actividad a desarrollarconsiste en describir el alcance de lasactividades de este aumento de la duracióndel ciclo y realizar el estudio deviabilidad, tanto desde el punto de vistatécnico como administrativo.Será necesario evaluar el impacto deesta extensión sobre la documentacióndel Proyecto y sobre las diferentes actividadesque desarrollan las organizacionesde CNC involucradas, así comodeterminar las actividades a desarrollarpor las diferentes organizaciones implicadasen este proyecto.La extensión de la duracióndel ciclo a 24 meses supone unamodificación de las condicionesde operación licenciadas actualmente.Para poder operar bajoesas nuevas condiciones se requiereuna autorización administrativa,que exige una actualizaciónde análisis genéricos ydocumentos oficiales, incluyendoel Estudio Final de Seguridad,las Especificaciones Técnicas deFuncionamiento y el Manual deRequisitos de Operación.A continuación se indican algunasde las actividades genéricasa realizar, directamente relacionadascon el combustiblenuclear que se abordan en el artículo:- Diseño de multiciclos- Ciclo de equilibrio- Impacto en la metodología GiraldaSITUACIÓN ACTUAL DISEÑODE MULTICICLOSEn realidad, la transición hacia ciclosmás largos se ha iniciado con el diseñodel ciclo 15 cuya fecha de comienzoserá finales de septiembre de 2003.Este ciclo tiene una duración estimadade 20 meses, correspondiente a unquemado de 16435 MWd / TMU y auna energía total de 1827 GWd.El trabajo relativo a la transición a 24meses, en este momento, está enfocadoen dos vías paralelas:• Ciclos de transición• Ciclo de equilibrioFigura 4.Con respecto al primer punto, se estángenerando las librerías neutrónicaspara elementos con un enriquecimientomedio del 4.20 % U-235 y con distintasconcentraciones de Gadolinioque varían entre el 5 % y el 9% deGd2O3. El máximo enriquecimientode varilla es del 4.9 % U-235.El enriquecimiento medio viene determinadopor el de los segmentosaxiales que constituyen el elemento.Para el diseño en estudio, el rangovaría entre el 4.46 y 4.55 % U-235.Se contemplan cinco ciclos más 16,17, 18, 19 y 20 en los que se prevéuna longitud de ciclo de aproximadamente19.6 GWd / TMU.La representación de un cuarto delciclo 20 se muestra en la figura 4, dondeentran 256 elementos frescos (amarillo)que supone un 41% de fracciónde recarga.Las características del reactor y de sucombustible condicionan distintos hechosreferidos a las limitaciones de reactividaddel núcleo, la existencia delímites térmicos de operación cuyosmárgenes hay que garantizar en todomomento y los límites de diseño mecánicode los elementos combustibles.Todos estos factores son los que definenla fracción del núcleo que se recargaen cada ciclo, el enriquecimientomedio de los lotes de combustible eincluso la cantidad de veneno consumibleque hay que introducir, ademásde los quemados de descarga de cadalote.Como es lógico, existen combinacionesentre el enriquecimiento medio delos elementos frescos, el quemado dedescarga, la longitud del ciclo y la fracciónde recarga, que hacen posible unagran cantidad de configuraciones demapas de núcleo. Si se fija alguna delas características, las posibilidades sevan reduciendo.Manteniendo el enriquecimiento enlos niveles actuales, alrededor del 4%,sería necesaria una fracción de recargade aproximadamente el 50%, con unquemado de descarga de 40 GWd /TMU.En la figura 5 se muestra una gráficaadaptada para CN Cofrentes en la quese relacionan de una forma empírica,enriquecimientos y quemados de descargaen función de la longitud del ciclo,basado en el método de evaluaciónde la referencia 4.Con respecto a los ciclos de equilibrio,se tiene abierta otra línea de trabajo,paralela e independiente de laanterior, cuyo objeto es optimizar elenriquecimiento medio de los elementos.La herramienta de trabajo, tanto paralos ciclos de transición como paralos ciclos de equilibrio, será EVACOM,que, entre otras aplicaciones, ejecutael código Simulate-3 (código utilizadopara simular CN.Cofrentes dentro dela metodología Giralda), que permiteM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
50CN Cofrentes4540QUEMADO (MWd /MT)353025201510501 2 3 4 5 67 8 9 10 11 12 13CicloNº de elementos frescos Enriquecimiento % U-235Figura 6. Quemado de descarga por ciclos.Figura 5. Mapa quemado-longitud de ciclo para Cofrentes.obtener los quemados de descarga porlotes y el resto de parámetros nucleares.QUEMADO DE DESCARGAPOR CICLOSLongitud de ciclo (meses)Uno de los aspectos importantes a lahora de optimizar la operación de unciclo es determinar el quemado con elque se descargan los elementos quevan a la piscina de elementos gastadosy que no van a residir más en el reactor.En la figura 6 se muestra un resumende los quemados de descarga por lotespara los ciclos de CN Cofrentes.El aumento de la longitud del ciclollevará consigo un aumento del quemadode descarga, cuyo valor será objetode este estudio y que dependerábásicamente del enriquecimiento y dela fracción de recarga.CONCLUSIONES• En conclusión, la experiencia quedesde el año 1990 se dispone en la CNde Santa María de Garoña con relacióna los ciclos de 24 meses puede ser calificadacomo muy positiva. Estos ciclos,en el marco de la estrategia operativaactual basada en una parada de recargade unos 20 días cada dos años, unidaa un factor de carga superior al 98%durante la operación, permitirán que lacentral siga dando un notable ejemplode operación en el futuro.• CN Cofrentes acomete la transiciónhacia la operación de ciclos de 24meses, como es habitual en un buennúmero de centrales nucleares americanasdel mismo tipo, siguiendo unapauta optimizada de los procesos quese llevan a cabo, y siempre, respetandolos criterios de seguridad que redundanen el óptimo funcionamiento de laPlanta.• La utilizaciónde la metodologíaGiralda y demásherramientasde cálculo disponibles en Iberdrola,es la adecuada para la realización deeste proyecto, dada la experiencia quese lleva acumulada y los resultados obtenidos.• La realización de este estudio, ademásde servir para optimizar la operacióndel ciclo, se podrá utilizar paraampliar el conocimiento que sobre estetipo de materias se tiene en los reactoresde agua en ebullición.REFERENCIAS1. Artículo “A la búsqueda del quemadoideal”, Diego Molina, RevistaNuclear España, nº 197, Mayo 2000.2. Informe técnico ”Resumen energéticode los ciclos de CN Cofrentes”.It-cosnu-153. Septiembre 2002.3. Informes del BWROG-RAC.4. “Modeling and design of reloadLWR cores for an ultra-long operatingcycle”. M.V. McMahon et al. MIT-NFC-TR-004, Rev1. September 1997.Juan Carlos MANCHOBAS GOZALO, esingeniero industrial por la E.T.S.I.I deBilbao. Inició su actividad profesional en1975 en Sener en el campo de laProtección Radiológica. En la actualidades responsable de la Sección deCombustible de Nuclenor, donde ingresóen 1987.Andrés GALICIA SAAVEDRA es ingenieroindustrial, especialidad TécnicasEnergéticas por la E.T.S.I.I. de Madrid ydiplomado en Ingeniería Nuclear por elInstituto de Estudios Nucleares de la JEN.Comenzó su carrera profesional en laJunta de Energía Nuclear de donde pasóen 1985 al Departamento de Ingeniería yanálisis nucleares de HidroeléctricaEspañola. Pertenece al grupo deCombustible Nuclear de Iberdrola desdesu creación. Actualmente desarrolla sutrabajo en el grupo de análisis neutrónico.María Teresa LÓPEZ CARBONELL eslicenciada en Ciencias Físicas por laUniversidad Complutense de Madrid ydiplomada en Ingeniería Nuclear por elInstituto de Estudios Nucleares de la JEN.Comenzó su carrera profesional enIberdrola (antigua HidroeléctricaEspañola) en 1973 incorporándose alProyecto de CN Cofrentes. Pertenece alGrupo de Combustible Nuclear deIberdrola desde su creación desarrolladosu trabajo en el área de AnálisisNeutrónicos.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEINVESTIGACIÓN ESPAÑOLA SOBRELAS ANOMALÍAS DE AXIAL OFFSET(Spanish Investigation about Axial Offset Anomalies AOA)F. TARÍNLas anomalías de Axial Offset (AOA) observadas en algunas centrales nucleares PWR, y que son producidas por laprecipitación de compuestos de boro en la superficie de las barras combustibles, tienen importantes implicaciones deseguridad y económicas.Por este motivo, ENUSA Industrias Avanzadas S.A., en colaboración con IBERDROLA GENERACIÓN S.A, ASOCIACIÓNNUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS II A.I.E. y A.I.E. CCNN ALMARAZ-TRILLO, viene desarrollando desde el año 2001 unprograma de ensayos en las instalaciones de Studsvik Nuclear AB en Suecia, con el fin de descubrir las causas de dichasanomalías y formas de evitarlas. En este artículo se resumen los resultados más importantes obtenidos hasta la fecha, asícomo los planes de investigación futuros.Axial Offset Anomalies (AOA),observed in some PWR Nuclear PowerPlants, due to boron compoundsprecipitation in the fuel rod surface,have very important economic (cyclelength reduction, power limitations, ...)and safety implications (shutdownmargin reduction, operationalproblems,...).An experimental project has beenjointly initiated by ENUSA IndustriasAvanzadas S.A. and three SpanishUtilities (IBERDROLA GENERACIÓNS.A., ASOCIACIÓN NUCLEAR ASCO– VANDELLOS II, A.I.E. and A.I.E.CC.NN. ALMARAZ-TRILLO). Theobjective of the activities that arebeing performed in Studsvik NuclearAB Laboratories in Sweden, is to checkout experimentally the basicmechanisms that take place, whichwill help to understand the AOAphenomenon as well as to define waysto minimize it. This article summarizesthe most important results and futureresearch plans.INTRODUCCIÓNPequeñas anomalías radiales y axialesde potencia en algunos reactoresespañoles de tipo PWR, así como elconocimiento de la existencia de anomalíasaxiales (Axial Offset Anomalies,AOA) mucho más importantes en algúnreactor PWR americano, nos llevóen 1993 a estudiar este problema.Para ello se correlacionaron variosdatos de operación de seis ciclos decinco plantas PWR españolas diferentes:concentración de boro, AxialOffset (AO) medido (“ex-core” e “incore”),pH medido, pH calculado enfunción del boro, litio y temperaturadel refrigerante.Teniendo en cuenta que una distribucióntridimensional de la temperaturalocal produce una distribución localtridimensional del pH, el análisis detalladode todos estos datos nos llevó aformular una nueva hipótesis para explicarel comportamiento anómalo delAO y de la concentración de boro:“ Cuando hay boro en el refrigerante,y el pH (función del boro, litio, temperatura...)supera un valor umbral (entre7.2 y 7.4), algún mecanismo producela precipitación del boro del refrigeranteen los depósitos de la superficie delas barras de combustible (“crud”).Cuando este pH del refrigerante caepor debajo de dicho umbral, el boro seredisuelve en el refrigerante “.También es conocido que la operaciónpor debajo de pH (Tmedia) de 6.9no es recomendable por la disminuciónde las solubilidades de los productosde corrosión en el núcleo (ferritasy níquel-ferritas), que puede llevar auna mayor acumulación de “crud”.Por ello, debemos buscar un nuevomecanismo responsable de la formaciónde “crud” cuando la operación dela planta lleva al pH del refrigerante avalores por encima de un cierto umbral,teniendo en cuenta otra clase deproductos de corrosión. Estos depósitosincluyen compuestos de boro.RESUMEN DE LA TEORÍAPROPUESTAPara las dos teorías oficiales actualmentevigentes, la causa raíz de lasAOA es la deposición de boro dentrodel depósito (“crud”) que se ha formadopreviamente sobre las superficies delas barras combustibles. Para que estoocurra son necesarias tres condiciones:• Régimen de ebullición subenfriadaalrededor de la barra• Presencia de productos de corrosiónen el refrigerante• Presencia de boro en el mismoLa ebullición subenfriada acelera laprecipitación de los productos de corrosiónen las barras combustibles.Cuando el “crud” es suficientementegrueso y poroso, la evaporación ocurreen la superficie vapor-líquido dentro delos poros de estos depósitos. La tensiónsuperficial reduce la presión en el ladodel líquido, atrayendo más líquidodentro del depósito. La evaporaciónconcentra las especies químicas dentrodel mismo.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
Ambas teorías sólo se diferencian enel mecanismo de deposición del boro.La primera es la precipitación de metaboratode litio (LiBO2), que es retrosolublecon la temperatura. Pero se necesitaun factor de concentración muyelevado para que se produzca la precipitacióndel mismo. Según la segundateoría, se produce la adsorción físicadel ácido bórico (H3BO3) no ionizado(o tal vez del anión borato) dentro del“crud” poroso. Este mecanismo tambiénnecesita de una concentración localde ácido bórico cerca de la vaina.Los experimentos más importantesllevados a cabo los últimos 4 años,dentro del programa RFP (“Robust FuelProgram”) del EPRI, sobre la causa raízde las AOA basados en estas teorías,han fracasado en dos aspectos fundamentales:• No han sido capaces de precipitaren el laboratorio, los depósitos “típicos”que se observan en las plantascon AOA (ni en cantidad, ni con característicassimilares).• Y en experimentos con un “crud”previo predepositado (grueso y poroso)no han sido capaces de precipitar loscompuestos de boroLa nueva teoría propuesta por ENU-SA para explicar las Anomalías deAxial Offset (AOA), la “desaparición”de boro que se ha observado en algunosreactores PWR y algunos procesosde corrosión localizada en dichos reactoresha sido previamente presentadaen España y en algunas reuniones internacionales(Refs. 1, 2, 3 y 4) y sedescribe brevemente a continuación:La precipitación de cationes metálicosen un PWR (especialmente de níquel),en forma de hidróxidos, cuandoel pH local sobrepasa el pH umbral deprecipitación, puede producir dos efectosimportantes:• La coprecipitación de algunos ionesde boro. Esto llevaría a la formaciónde metaborato de litio en el“crud” del combustible y podría ser lacausa de las Anomalías de Axial Offset(AO) observadas.• La precipitación del hidróxido seproduce localmente si el pH es superiora dicho umbral y si las condicioneshidráulicas son favorables para producireste depósito (ebullición subenfriada,flujo laminar, remansos...). En esaszonas, el pH local caería bruscamente(al formarse una celda ocluida entre losprecipitados y la vaina del combustible,ref. 5) y se podría producir una corrosiónácida localizada con disoluciónDifferential pressuretransmitter forlevel controlLCAutoclaveThermocoupleThermocouplePreheaterFigura 1. Ilustración del sistema de autoclave de la fase 1.de metal y producción de hidrógeno(H2).En base a esta teoría, a corto plazo,la estrategia de química del primariomás recomendable para evitar la apariciónde AOA, sería la de mantener unpH por debajo del pH umbral de precipitación,aunque superior al límite inferiorde 6.9 siempre. También es preferiblemantener un pH constante paraque los cationes metálicos formados enla primera parte del ciclo permanezcanen el refrigerante evitando su precipitaciónen el combustible y otras superficiesmetálicas.EXPERIMENTO ESPAÑOL SOBREAOAAdemás estas anomalías de AxialOffset (AOA) tienen importantes implicacionesde seguridad (Ref. 6), como lareducción del margen de parada y otrosproblemas operacionales, y tambiéneconómicas, como el acortamiento dela longitud de los ciclos, o reduccionesde potencia necesarias para recuperarlos márgenes de seguridad.Por este motivo, ENUSA IndustriasAvanzadas S.A., en colaboración conIBERDROLA GENERACIÓN S.A, ASO-CIACIÓN NUCLEAR ASCÓ-VANDE-LLÓS II A.I.E. y A.I.E. CCNN ALMA-RAZ-TRILLO, viene desarrollando desdeel año 2001 un programa de ensayos enlas instalaciones de Studsvik NuclearAB en Suecia, con el fin de descubrir lascausas de dichas anomalías y formas deevitarlas.El primer propósito de este proyectoes comprobar experimentalmente losFilterElectric heaterSteam spaceCoolerHot finger ofzircaloy tubePlatinum electrodeConductivity cellChemical samplingBlow downDosage pumpPressure RegulatorH2Combustionmecanismos básicos que controlan laaparición del fenómeno de AOA segúnla teoría propuesta por ENUSA. Por esto,el proyecto encajaría en los objetivosdel “Robust Fuel Program (WorkingGroup 1, WG1)” en su búsqueda de lacausa raíz de las AOA y en los delWG4 en cuanto a los fallos producidospor corrosión localizada en TMI, Seabrooky Palo Verde.RESULTADOS DE LA PRIMERAFASELos ensayos experimentales se realizansimulando las condiciones de operaciónde un reactor PWR en autoclave.Se utilizan vainas de combustiblecalefactadas. La formación de los precipitadosrelacionados con el fenómenode AOA es objeto de seguimiento“on-line”. Cuando se detecta esta formación,los precipitados se separan encondiciones de operación (en caliente)para ser posteriormente analizados porSEM/EDS (Scanning Electron Microscopy/EnergyDispersive Spectroscopy),XRD (X-Ray powder Diffraction) y LRS(Laser Raman Spectroscopy).La figura 1 muestra un esquema delsistema de autoclave utilizado para estaprimera fase. Esta fase del experimentoconcluyó a finales de 2001 conunos resultados muy prometedores(Ref. 7). En ella se han realizado ensayosen presencia o no de ebullición ylas medidas de conductividad “on-line”confirman fenómenos de formacióny redisolución de precipitadosconteniendo litio y boro.Sin ebullición, sólo se ha observadola formación de un depósito conteniendouna pequeña cantidad de ácidokConductivity cellDosage vesselHydrogenbubblingM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEFigura 2. Imagen de los depósitos de borato delitio.bórico. La precipitación de boratos delitio (LiBO2 y Li2B4O7) se observa de formaextensa en condiciones de ebullición,alto pH, bajo potencial, y en menorcantidad en condiciones deebullición subenfriada, alto pH, altopotencial (figura 2).En condiciones de ebullición subenfriaday a alto potencial y alto pH seprecipita óxido de níquel (NiO) encantidades significativas en presenciade concentraciones de oxidantes.Estos resultados indican que la formaciónde boratos de litio depende delas condiciones de ebullición y del valordel pH, y es menos sensible al potencialelectroquímico del agua. Laprecipitación de LiBO2 parece muy dependientede las condiciones de ebullicióny ebullición subenfriada, si elpH es suficientemente alto, ya que sino lo es, no se observan los fenómenosde precipitación de compuestosde boro y litio aunque exista ebullición.SEGUNDA FASETeniendo en cuenta estos resultados,se ha decidido continuar con una segundafase del experimento que tendríacomo objetivo probar, también sobreuna superficie cubierta previamentecon una capa de “crud”, los mecanismosde precipitación de compuestosde boro y níquel y su influencia en elfenómeno de AOA.Además se quiere obtener el pH umbralal cual se precipitan esos compuestosde boro y estudiar la influenciaen este proceso de las concentracionesde Ni 2+ . Se dispone en esta segunda fasede unas ventanas en el autoclavepara posibilitar la visualización y lasmedidas de espectroscopia láserRaman (LRS) “on-line”.Los dispositivos de la fase 1 se siguenutilizando en esta fase, junto conlos específicos que corresponden a laobservación visual y la medida de LRS.Además se ha añadido un lazo de controldel potencial electroquímico quepermite mantenerlo durante los experimentosen torno a unos valores similaresa los que se producen dentro delnúcleo de los reactores PWR (Ref. 8).La figuras 3, 4 y 5 dan una idea delcomplejo dispositivo experimental quese usa en esta segunda fase del experimento.Previamente se han preparando variasbarras con una superficie cubiertacon “crud”. Éste ha sido caracterizadopara comprobar que cumple una seriede requisitos mínimos de espesor y porosidad.En primer lugar, se ha repetido el experimentorealizado en condiciones deebullición subenfriada y alto pH, deforma semejante a la primera fase, perosobre una vaina que tiene un espesordeterminado de “crud”.Los resultados de este primer experimentohan sido los siguientes (Ref. 9):• No se detectan fácilmente los precipitadosque se producen ni visualmenteni usando el sistema LRS “on-line”.Es necesario realizar ciertoscambios que mejoren la sensibilidaddel sistema Raman.• El examen de los precipitados producidossobre la superficie de la vaina,una vez vaciado el autoclave en caliente,muestran una clara evidencia dela presencia de compuestos de litio,levelctrlN2Ungrounded Zr-tubeAutoclaveThermocoupleThermocoupleDifferential pressureThermocoupletransmitter forBoroscopelevel controlReference electrodeLC ThermocoupleSyntetic airPCX=SHE pot (raw pot.)Y= Desired SHE potT= TimeS= Step func. settingQoxygen= (X, Y, T, S)PreheaterFigura 4. Ilustración del dispositivo experimental de la segunda fase.Figura 3. Ilustración del sistema de ventana en elautoclave de la segunda fase.boro y oxígeno, aunque en menor medidaque sobre una barra limpia.• También se ha comprobado que elcontenido en níquel del “crud” resultantees mucho mayor que en el previopredepositado.A continuación está previsto realizarestudios paramétricos para evaluar lainfluencia del pH y del Ni 2+ en la formaciónde estos precipitados, tanto sobrebarras limpias como con vainascon un “crud” previo. Está previsto queestos experimentos finalicen alrededorde septiembre de este año 2003.POSIBLES SOLUCIONES DEL AOA(TERCERA FASE)A la vista de los resultados obtenidoshasta ahora y de las capacidades deldispositivo experimental con el que seElectric heaterHot finger ofzircaloy tubePlatinum electrodeRaman laserConductivity cellPChemical samplingBlow downcooler (Tout
Figura 5. Fotografía de una parte del dispositivo experimental de lasegunda fase.cuenta, se ha realizado una programaciónprevia de experimentos para unatercera fase (años 2003-2004), encolaboración con los expertos del EPRI(Ref. 10).Esta fase será cofinanciada, ademásde los socios españoles actuales, por el“Robust Fuel Program” (RFP) del EPRI.Esta tercera fase se ha dividido en 3partes:1) Experimentos de mitigación delAOA con el uso de boro enriquecido:En ellos se quiere comprobar si el usode boro enriquecido en el isótopo B-10,ayuda o no, a mitigar o evitar el AOA.Los experimentos se realizarán con barrascon un “crud” predepositado.2) Experimentos de mitigación delAOA basados en el uso de hidróxidode potasio:Ya que los boratos de potasio sonmucho más solubles que los de litio,hay una cierta posibilidad de que eluso del hidróxido de potasio en lugardel hidróxido de litio, para controlar elpH en los reactores PWR, pueda ayudara mitigar o evitar el problema de laAOA. Están previstos experimentos conbarras limpias y con barras con un“crud” predepositado.Debido a que el uso del KOH en lascondiciones de irradiación del reactorda lugar a pequeñas cantidades deLiOH, también están previstos experimentoscon mezcla de ambos compuestos.3) Experimentos con inyecciónde zinc:La inyección de zinc se usa tanto enreactores BWR como PWR para reducirlas tasas de dosis. Sin embargo, sequiere probar con estos experimentossi el zinc pudiera jugar en el núcleodel reactor un papel similaral que creemos que juegael níquel, y por ello podríaincrementar el riesgo deanomalías axiales.CONCLUSIONESEste programa experimentalha mostrado cómo precipitarciertos compuestosde boro en algunas condicionestípicas de los reactoresPWR, y cuáles son algunosde los factores másimportantes que contribuyena estas precipitaciones(pH y ebullición).Por lo tanto, estamos en el caminode descubrir el mecanismo que producela aparición de las anomalías de“Axial Offset” (AOA).Además, una vez conocido el mecanismopor el cual se precipita el boro,tenemos la herramienta experimentalmás adecuada para probar estrategiasde mitigación del problema.AGRADECIMIENTOSEquipo de Studsvik:H. Odelius, Dr. J. Chen, K. Pein, Dr.H-P Hermansson, A. Mölander, P.Gillén, T. Jokinen, J. Syrjänen, K.Norrgard, R. Lundström, H. Karlsson,H. Jansson y muchos otros.Equipo del EPRI:J. Deshon and Dr. K. Garbett (Consultor).Equipo Español:IBERDROLA:Jaime Izquierdo, Begoña Remartínez,Félix Castrillo...ALMARAZ-TRILLO:Manolo Novo, Manuel de la Vega...A.N. ASCÓ-VANDELLÓS II:José García-Sánchez, Ginés Rubio...ENUSA Industrias Avanzadas:Nuria Doncel, Miguel Montes, ManoloQuecedo, José Manuel Alonso,Julián Andrés y muchos otros, así comoa todos mis compañeros y familiaresque han aguantado estoicamente mis“rollos” sobre el pegado del boro y lasAOA durante los últimos diez años.REFERENCIAS1. F. Tarín, “Boron and Axial Offset Anomaliesand Operation at Elevated pH".HWR-506: Workshop Meeting on Crud-Buildup and Corrosion.(Stockholm, Sweden, May 1997).2. F. Tarín, “Anomalías de Axial Offset ypH local, un nuevo punto de vista”.Sociedad Nuclear Española, 25 ReuniónAnual, (Granada, España, Noviembre 1999)3. F. Tarín, M. Montes, J. Izquierdo, J.García-Sanchez, “Axial Offset anomaliesand local pH”. ICONE 9 (Nice, France, April2001)4. F. Tarín, “Axial Offset anomalies andlocal pH”.RFP Working Group 1 Meeting (BostonMA, USA, August 2001)5. L.L. SHREIR, R.A. JARMAN and G.T.BURSTEIN, “Corrosion”. Volume 1 (págs.160-163).6. NRC Information Notice 97-85: “Effectsof crud buildup and boron deposition onpower distribution and shutdown margin”.(11 diciembre 1997).7. K. Pein, H-P. Hermansson, J. Chen andP. Guillén.Experimental verification of pH and Ni2+influences on AOA, Step 1.Final Report Step 1, 2001-12-10.8. H. Takiguchi et al.In-Pile loop experiment and modelcalculations for radiolysis of PWR primarycoolant.Bournmouth Conference, 2000.9. J. Chen, P. Gillén and R. Lundström R.Experimental verification of the influenceof pH and Ni2+ on AOA, Step 2. Examinationof hideout/return phenomena occuringon a CRUDded cladding surface with opticalmethods (IV). 2002-12-05.10. F. Tarín, “AOA Spanish Investigation”.RFP Working Group 1 Meeting (NaplesFlorida, USA, December 2002).Francisco TARÍN GARCÍA es licenciadoen Ciencias Físicas (Especialidad FísicaTeórica) por la Universidad de Valencia(1981) y diplomado en IngenieríaNuclear por el Instituto de EstudiosNucleares (1983). Comenzó suactividad profesional en elDepartamento de Seguridad Nuclear,Garantía de Calidad y Protección Físicadel CIEMAT (antigua JEN). En 1984 seincorporó a ENUSA y desde entoncesha prestado sus servicios en el área deDiseño Nuclear PWR en losDepartamentos de Diseño Nuclear,Proyectos Especiales y actualmente enel Departamento de Ingeniería delNúcleo. Su experiencia profesionaltambién incluye diversas estancias detrabajo en la "Nuclear Fuel Division" deWestinghouse (EE.UU.).M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEGESTIÓN DE LA MEJORAEN LA FÁBRICA DE JUZBADOJ. MONTESLa disminución paulatina de precios del combustible nuclear hace necesaria la aplicación de nuevos métodos de gestiónenfocados a la mejora de eficiencia operativa. ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS, dentro de su área de fabricación decombustible nuclear, ha implantado un sistema basado en la integración de Seis Sigma y Fabricación Ágil (Six Sigma + LeanManufacturing). La aplicación sistemática de estas herramientas nos permite acometer proyectos enfocados a mejorar lascaracterísticas críticas de nuestros clientes (CTQ) y a incrementar la productividad (CTC). Como consecuencia de esto se hanimplantado nuevas herramientas de gestión de la producción, modificaciones importantes en el establecimiento en planta delos equipos (lay-out), nuevo sistema de trazabilidad y control de material nuclear (MEDEA) así como actuaciones específicassobre los cuellos de botella. Estos proyectos, en curso actualmente, nos permitirán satisfacer la demanda del mercado encalidad, volumen y precio con una adecuada tasa de rentabilidad.The gradual decrease of nuclear fuelprices makes neccessary theapplication of new managementmethods focused on improvingefficiency. ENUSA INDUSTRIASAVANZADAS, within its fuel assemblymanufacturing area, has implementeda system based on the integration ofSix Sigma + Lean Manufacturing. Thesistematic application of these toolsallows us to initiate projects mainlyfocused to improve our customer'scritical characteristics (CTQ) and, atthe same time, to increase productivity(CTC: critical to cost). As aconsequence of this, we haveimplemented new tools ofmanufacturing management, importantmodifications in the lay out of themanufacturing equipment in the shop,a new traceability and nuclear materialcontrol systems (MEDEA) as well asspecific improvement action on the"bottle necks". These projects,currently on going, will allow us toaccomplish the market demands onquality, volume and price with anapropriate profitability.Es preciso hacer una breve introducciónde la instalación para poder describirel programa que se está llevandoa cabo. La fábrica de Juzbado se distribuyeen tres áreas diferenciadas:• Fabricación cerámica: 3 líneas parala fabricación de pastillas de UO2 yuna línea de pastillas de UO2-Gd2O3.• Fabricación de Barras Combustibles:3 líneas para barras de UO2 y 1 líneade barras UO2-Gd2O3, terminandoambas en 1 línea de inspección porEND.• Montaje de Elementos Combustibles:1 línea BWR y tres líneas PWR.Los productos que ENUSA fabricason los siguientes (ver figura 1):• PWR: 17*17 12”: 17*17 14”;14*14; 15*15 y 16*16.• VVER: 440• BWR: GE12 y GE14El paradigma es una fábrica con unacarga de producción baja (en comparacióncon otros suministradores) y conuna gran diversidad de productos.Existe pues una primera dificultad porescala y a su vez, por falta de estandarización.En los últimos años, la evolución delmercado se ha caracterizado por unadisminución de precios de fabricacióndando lugar a un replanteamiento delas operaciones de la fábrica. Se ha iniciadoun programa de mejora de la eficienciaoperativa de la instalaciónsiempre respetando, como valores irrenunciables,el compromiso con la operaciónsegura de la planta y la mejorade calidad de los productos.Fábrica de Juzbado.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
GE14Figura 1.GE12La gestión de la producción debe darrespuesta al mercado en su demanda devariedad de productos, de alta calidad ycon plazos cortos de fabricación. todoello con una rentabilidad suficiente.El programa de eficiencia operativaen el cual la fábrica está inmersa conllevados actuaciones en paralelo enfocadasal mismo fin:1.- Fabricación Ágil(Lean Manufacturing)2.- Seis Sigma14x14LO-LOPAR15x15MAEFEn realidad ambas están muy relacionadaspor lo que se han integradoen un único modo de gestión cuyo objetivopodemos formular de la siguientemanera:17x17MAEF17x17MAEF-XL16x16-20CNTVVER440“Buscamos aumentar la satisfacciónde nuestros clientes, y por tanto nuestracompetitividad, a través de un marcoestructurado que nos permita mejorar,de manera simultanea, aquellosaspectos críticos para el cliente (CTQ:Critical to Quality) y aquellas áreas delproceso que son críticos para nuestroscostes (CTC: Critical to Cost), todo ellosin merma ninguna de la seguridad denuestra instalación y con el máximorespeto al medio ambiente”Las líneas de actuación emprendidasson las siguientes:- Logro y mantenimiento de altos nivelesde calidad.- Reducir plazos de fabricación y disminuciónde costes operativos.CALIDADLa calidad juega un papel primordialen nuestras operaciones ya que tienedos enfoques muy importantes. Por unlado, calidad es aquello que percibe elcliente del producto, y por otro lado esuna herramienta fundamental en la disminuciónde costes (disminución detiempos de fabricación y aumento decapacidad).La primera pregunta que surge es¿qué es calidad para el cliente?; puederesumirse en una sola frase: “fiabilidaden la operación” Nuestro objetivo enel proceso de producción no puede serotro que contribuir al logro de esta necesidadmediante un producto libre dedefectos de fabricación. El desplieguede esta necesidad nos identifica aquellascaracterísticas críticas (CTQ) quepudieran contribuir a la pérdida dehermeticidad de la barra combustible.Estas han de fabricarse e inspeccionarsede manera robusta y por ello, en losúltimos años, se han emprendido variasacciones especificas:- Pastilla combustible. Se han efectuadomejoras en los sistemas de mediciónde diámetros por láser. En lo relativoa la inspección visual de lapastilla se ha implantado, por un lado,un sistema de inspección visual mediantevisión artificial (ver figura 2) ypor otro, se ha instalado una nueva cabinade inspección visual manual rediseñadacon criterios ergonómicos.En ambos casos se pretende mejorarel error beta de la inspección depastillas en aquellas característicasmás críticas. En la inspección por visiónartificial, se logra mediante unaalta repetibilidad. En el segundo casobuscamos evitar la fatiga, por mediode la mejora ergonómica.Figura 2. Figura 3.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEEl sistema robotizado de inspecciónde pastillas, con su sistema láser mejorado,entró en operación en mayo de2002. La nueva cabina de inspecciónvisual manual esta en funcionamientodesde principios de febrero de 2003.- Barras Combustibles. En los procesosde soldadura de barras se han idoincorporado nuevas fuentes de potenciacon sistemas de “soft start”. La misiónde estos nuevos sistemas es múltiple,por un lado se logra una granestabilidad del arco, lo cual facilita lasoldadura evitando rechazos, y porotro lado, se disminuye aún más la posibilidadde contaminar con W la soldaduraen los inicios de arco, aspectoeste importante ya que es una posiblecausa de fallo en operación por potencialpérdida de resistencia a la corrosión.Aunque la implantación no es reciente,cabe destacar que somos la únicafábrica que emplea un sistema deinspección por corrientes inducidas dela superficie de la barra al final del proceso,sistema que revelaría cualquierdaño no pasante que pudiera tener ensu superficie exterior debido a dañosde manipulación.- Combustible: Otra de las mejorasimplantadas tiene relación con un problematradicional de manejo de combustible.Esta mejora consiste en la instalaciónde sistemas de ayuda para elmanejo de esqueletos en los útiles defabricación. El esqueleto es un elementopoco rígido con unas toleranciasmuy estrechas, el posicionamiento manualconlleva dos tipos de riesgo, unopara el producto y otro para la persona(por su dificultad de manejo). En la figura3 pueden observarse estos sistemas.REDUCIR PLAZOSDE FABRICACIÓNY DISMINUCIÓN DE COSTESOPERATIVOSLas dos actuaciones técnicas más importantesson: el nuevo establecimientoen planta (LAY-OUT) y el nuevo sistemade trazabilidad y control dematerial nuclear (MEDEA).Ambos responden a la decisión deaumentar la capacidad global de la fábricay mejorar la eficiencia mediantela explotación más económica de susmedios. Como se ha descrito al principio,la fábrica se caracteriza por tenerunidades discretas de producción (3 líneas)pero una sola línea de inspecciónde barras.ENE FEB MAR ABR MAY JUN JUL AGO SEP OCT NOV DIC2001Figura 4. Producción de ENUSA 2001-2002.ENUSA gestiona la fabricación decombustible mediante la aplicación simultáneae integrada de sistemas de“lean manufacturing” y “seis sigma”. Elobjetivo es el incremento de capacidadde fabricación por unidad de tiempoen cada una de sus líneas, aumentar laversatilidad de las mismas y lograr elmargen suficiente para abordar máscarga de producción. Para alcanzar esteobjetivo es necesario reducir lostiempos de fabricación sin incurrir encostes adicionales. Usamos el siguienteconcepto:Capacidad Real = Capacidad Técnica/turno* Número turnos * Eficienciade la líneaEficiencia de línea (OEE) = % Calidad* % Disponibilidad * % UsoExisten pues 5 parámetros que puedenser trabajados de manera independiente,cuyo resultado es multiplicador:Calidad: Como ya hemos mencionadola “calidad” es un parámetro quesirve a dos fines, la calidad que requiereel cliente (CTQ: Critical To Quality)que tiene motivación externa y esa otracalidad que requiere el proceso (CTC:Critical To Cost) cuya motivación es internay ayuda a incrementar la eficienciainterna de la fábrica.Disponibilidad: Este parámetro significael porcentaje en tiempo que la líneaestá disponible para fabricar y portanto para añadir valor. Es un parámetrogobernado por las organizacionesde Ingeniería de Planta y Mantenimiento.Dos formas de actuación quese están introduciendo aquí, son: elDFSS-DFR (Diseño para Seis Sigma-MEJORALOGRADAENE FEB MAR ABR MAY JUN JUL AGO SEP OCT NOV DIC2002Diseño para Fiabilidad) y el RCM(Mantenimiento Centrado en Fiabilidad)Uso: Este parámetro indica el porcentajedel tiempo que estando la líneadisponible, realmente es usado para fabricar.Es un parámetro de gestión de laproducción. De cara a aprovechar almáximo el uso, se ha adoptado unametodología de producción llamadaCONWIP-HYBRID (Constant Work InProcess-Kamban). Esta metodología básicamenteimplica que la explotaciónde una línea ha de hacerse a su máximacapacidad o en su defecto pararla.Se adopta el sistema híbrido que significatener algún almacén intermedio,diseñado previamente, para equilibrarlas líneas y adaptarlas al producto. Elsistema nos ayuda a gestionar la subactividadreenfocándola a tareas de automantenimientoo reforzamiento de loscuellos de botella.Gestión de Turnos: consiste en la generaciónde estándares de producciónpor producto para la minimización detiempos.Capacidad Técnica / turno: Este parámetroesta controlado por la ingenieríade proceso. El tiempo de fabricaciónse puede dividir tecnológicamenteen dos conceptos:- Tiempo de transformación (añadiendovalor)- Tiempo de espera y movimientoentre equipos (coste).Para aumentar la capacidad es imprescindiblebuscar la minimización deambos tiempos. Normalmente un análisisdetallado muestra que el segundoes mucho más fácil de trabajar. DeM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
Figura 5. Diagrama de flujos de fabricación actual BWR.aquí parte el proyecto del nuevo LAY-OUT (disposición de equipos en planta)actualmente en ejecución. Se buscauna mejora significativa mediante ladisminución de tiempos de movimiento.La fabricación estará concentradaen una parte de la fábrica con movimientosmuy cortos entre equipos y situandolas estaciones de una mismaetapa de proceso muy cercanas entresí. Se intenta, asimismo, dar versatilidada las estaciones para los tres tiposde productos: PWR, BWR y VVER. Losdiagramas de hilos muestran las modificacionesde los flujos de materiales(figuras 5, 6 y 7)EXPEDICIÓNBWRRECEPCIÓNDE MATERIALEXPEDICIÓNPWREXPEDICIÓNBWRRECEPCIÓNDE MATERIALEXPEDICIÓNPWRBásicamente el nuevo LAY-OUT puededescribirse brevemente de la siguientemanera:1.- Traslado del almacén de componentesal área del muelle de entradacondensando almacén, recepción ycontrol de calidad de componentes.2.- Traslado de la línea de primerasoldadura BWR al área PWR situandolas tres líneas en paralelo y haciéndolasversátiles.3.- Unificación del sistema de inspecciónde soldaduras: Ultrasonidos.4.- Traslado de la línea de barrasBWR a la zona de PWR y conseguirversatilidad.5.- Traslado del equipo de UT ygamma scanner pasivo para hacer unaisla de control de calidad en la salidadel área cerámica con todos los equiposconcentrados y conectados consistemas de movimiento automático.6.- Eliminación de bandejas paramejora de la calidad de producto y dela ergonomía de las operaciones.7.- La línea cerámica BWR quedacomo línea soporte haciéndola versátilpara UO2 y UO2-Gd2O3, reforzado elconcepto de “seguridad de suministro”.8.- Traslado de un almacén de barrasal lugar más cercano del último puntode inspección y del robot de carga decombustible.Por otro lado, identificadas las etapasde proceso que son cuellos de botellade fábrica, se están realizando accionesespecíficas:Figura 6. Diagrama de flujo de fabricación actual PWR.Figura 7. Diagrama de flujo de fabricación PWR y BWR tras el nuevo lay-out.EXPEDICIÓNBWRRECEPCIÓNDE MATERIALEXPEDICIÓNPWR- Nuevo torno de mecanización detapones (fecha de inicio de puesta enmarcha: Mayo 2003)- Nueva prensa (Diciembre 2003).- Mejora y sustitución de utillajes desinterización (Nuevos materiales Mo-La)- Aumento de capacidad de prensas.En la misma línea de mejora de capacidadtécnica y de disponibilidad sesitúa el nuevo sistema informático detrazabilidad y control de material nuclear(MEDEA).MEDEA: Es el nombre del proyectoque pretende actualizar y completarlos sistemas de información relacionadoscon la fabricación del combustible,en la fábrica de Juzbado.Actualizar: Parte de la producciónactual está soportada por el sistemaM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEPATMAN. Habiendo cumplido su funcióndurante años, PATMAN se enfrentabadesde 1996 a dos problemas dedifícil solución:Obsolescencia:Las máquinas que soportan PATMANnecesitan ser sustituidas y el softwareutilizado es costoso de mantener.Crecimiento:Las nuevas necesidades y mejoras nopodían abordarse sobre PATMAN a uncoste razonable.Servidor de aplicaciones encluster con balanceo de cargaServidor de aplicaciones /Servicios generales - ClusterMadridServidor de ficheros yaplicaciones auxiliaresCompletar: Existen áreas que aún sininformatizar y muchas tareas (inspeccionesy chequeos) que aún siguen utilizandopapel, Medea intentará cubrirestas carencias.Servidores de base de datos -redundanciaLas características de diseño más importantesson:Homogeneidad: Presentar una soluciónque permita al sistema crecer deforma homogénea, sin nuevos programasque acaban tejiendo un puzzlecomplejo de mantener. Medea es un“framework” de soluciones sobre lascuales se puede programar una operaciónespecífica, utilizando servicios generalesque se desarrollan aparte.Flexibilidad: Un diseño que permitaabordar una nueva operación en unplazo de días.Integración: Un sistema que se comuniquefácilmente con otros sistemascorporativos de la empresa.La arquitectura de MEDEA se muestraen la figura 8.Las mejoras de Medea no se aportansolamente desde el software, sino quese actúa simultáneamente en tres áreas.Figura 8.Medea será un sistema tipo Internetcon todas las ventajas de futuro añadidas.Con esta redundancia y la tecnologíaasociada se espera reducir sensiblemente:- Los “bloqueos” a la base de datos.- Tiempos de indisponibilidad delsistema.Con un sistema más flexible se esperareducir:- Las intervenciones manuales a labase de datos (MER).- Las operaciones soportadas con papel.- Los tiempos para adecuarse a necesidadesde proceso.Con el diseño del sistema se pretendeofrecer:- Un “mismo” sistema para todo lorelacionado con la fabricación- Utilizar en un futuro Medea paraofrecer información al exterior y aotros sistemas de información de ENU-SA sin sobrecoste.Como conclusión final de lo aquí expuesto,podemos afirmar que todos estosproyectos, que poco a poco se estánconvirtiendo en realidad, estánenfocados a reforzar la posición deENUSA en el mercado con una claravocación de satisfacer, al mínimo coste,las demandas del mercado.Hardware: Se ha pensado un sistemaredundante de 2 servidores que permitantrabajar ante la indisponibilidad dealguna de las 2 máquinas.Base de Datos: Será soportada porotras 2 máquinas redundantes que intentangarantizar la disponibilidad dela base de datosSoftware: La tecnología escogida,J2EE , permite independizar a la horade desarrollar la lógica, del tratamientode los datos y de su presentación.También se obtiene un alto grado deindependencia del puesto final de trabajoy de fabricantes de sistemas operativosu otros costes encubiertos. Lomás chocante o novedoso es queJavier MONTES NAVARRO es Ingeniero industrial por la ETSIIMadrid. Master en Dirección y Administración de Empresas por elInstituto de Empresa (Madrid) y diplomado en Calidad yFabricación de Equipos por el ICAI (Madrid). En 1983 inicia sucarrera profesional en Empresarios Agrupados como ingeniero deControl de Calidad de equipos para centrales térmicas y nucleares.En 1985 se incorpora a ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS, donde,tras un periodo de formación en EE.UU. en las instalaciones deGeneral Electric, presta su servicio en el Departamento deIngeniería de Producto. Desde entonces ha ocupado distintospuestos de responsabilidad creciente: en 1990 es nombrado jefede Ingeniería de Materiales, en 1996 jefe de Control de Calidad,ese mismo año pasa a la Jefatura de Gestión de Calidad. Desdenoviembre de 2001 ocupa la Jefatura de Fabricación siendoresponsable de la Planificación, Producción, Control de Calidad, Laboratorios, Ingenieríade Equipos, Ingeniería de Planta y Mantenimiento.Ha sido el líder de la implantación del programa Seis Sigma en ENUSA INDUSTRIASAVANZADAS, actividad iniciada en 1997. Actualmente, y ya dentro de sus nuevasresponsabilidades, está inmerso en la puesta en marcha de un programa de eficienciaoperativa basado en la aplicación conjunta del Seis Sigma (DMAIC y DFSS) junto consistemas de Lean Manufacturing.Actualmente preside el Comité Seis Sigma de la Asociación Española para la Calidad(AEC).M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
i n v e sinvestigaciónt i g a c i ó nSección coordinada por Carol AHNERTPREDICCIÓN DE INVENTARIO ISOTÓPICO Y ANÁLISIS DE SEGURIDAD Y MEDIOAMBIENTEPARA FUSIÓN Y FISIÓN NUCLEAR EN LA ETSI INDUSTRIALES DE LA UNEDSe describen las capacidades delsistema computacional ACAB,desarrollado en el Departamentode Ingeniería Energética de laUNED. Se ha diseñado parapredecir el inventario isotópico yanalizar las características deseguridad e impactomedioambiental de lasinstalaciones de fusión nuclear. Esel sistema de referencia utilizadopor el Laboratorio Nacional deLawrence Livermore. También seestá aplicando a sistemasnucleares diferentes a los defusión.El grupo adscrito al Área deIngeniería Nuclear del Departamentode Ingeniería Energética (DIE) de laEscuela Técnica Superior de IngenierosIndustriales de la UniversidadNacional de Educación a Distancia(UNED) desarrolla su actividad investigadoraen tres campos: fusión nuclear,sistemas transmutadores y daño en materialesinducido por irradiación neutrónica.El grupo consta de cinco profesores,un becario Ramón y Cajal, unbecario FPI, y varios tesinandos vinculadosa la industria nuclear y al CSN.Cabe destacar a nivel nacional la estrechacolaboración mantenida con profesoresde distintos departamentos dela UPM, y fundamentalmente con profesoresdel Instituto de Fusión Nuclear(IFN) de la UPM, al que también pertenecenla mayor parte de los profesoresdel DIE/UNED.En este artículo nos centramos en lalínea de trabajo en la que más frutoshemos cosechado en los últimos años,orientada a demostrar si se puede o noconcebir diseños realistas de plantasde fusión que presenten propiedadesatractivas respecto a la gestión de residuosy seguridad. Uno de los objetivosfundamentales de nuestro trabajo hasido crear una metodología computacionalcapaz de llevar a cabo de formaintegrada el cálculo de inventario y elanálisis de seguridad e impacto medioambientalde dichas instalaciones. Estose ha concretado en el sistema computacionalACAB, actualmente uno delos más valorados y utilizados en elámbito internacional.Javier Sanz GozaloCatedrático de Ingeniería Nucleary Director del Departamento de IngenieríaEnergética de la UNED.COMPUTATION OF ISOTOPIC INVENTORY AND SAFETY ANDENVIRONMENTAL ASSESSMENTS IN FUSION AND FISSIONAPPLICATIONS AT THE ETSII/UNED.The capabilities of thecomputational system ACAB aredescribed. The system, developed atthe Department of Power Engineeringof UNED, predicts the isotopicinventory and performs safety andenvironmental assessments of fusionfacilities. It is the system used byLawrence Livermore NationalLaboratory for all activationcalculations in fusion designs. It is alsoemployed in different non-fusionapplications.ACAB se ha diseñado para calcularla evolución del inventario isotópicoinducida por la irradiación neutrónicacaracterística de las instalaciones defusión, pudiéndose no obstante aplicartambién a todo tipo de sistemas en elque los neutrones posean una energíainferior a 20 MeV. Todas las reaccionesy procesos de desintegración que gobiernanla evolución isotópica en estosescenarios neutrónicos están consideradosadecuadamente. Entre dichosprocesos se incluye la generación deproductos de fisión y el efecto de laactivación inducida por las partículascargadas emitidas en las reaccionesneutrónicas. ACAB también permitetratar la activación inducida por unafuente externa de irradiación de fotonesy/o de partículas cargadas.Es capaz de simular la activación deescenarios de operación prácticamentearbitrarios, y tan complejos como losregímenes altamente pulsados de lasinstalaciones de fusión por confinamientoinercial. También es posibleconsiderar el efecto de la alimentacióny/o extracción de material del sistema,pudiéndose efectuar de forma instantáneay/o continua. Permite tratar sistemascon configuraciones geométricascomplejas (1, 2 y 3D), y la descripciónenergética del flujo neutrónico puedeadoptar una estructura de grupos arbitraria.Además de las concentraciones isotópicasdel material irradiado, ACABproporciona la actividad inducida decada radionucleido, así como distintasmagnitudes útiles para valorar la problemáticadel material activado en relacióncon la gestión de residuos y liberaciónde radiactividad en condicionesaccidentales.Para un diseño de planta de fusióndada, permite calcular la cantidad deresiduos generados y evaluar su categoríade acuerdo a las siguientes estrategiasde gestión: enterramiento superficial,reciclado dentro de la industrianuclear y desclasificación.Con relación al problema de la seguridad,ACAB calcula el inventarioradiactivo y las consecuencias de la liberaciónaccidental en términos dedosis al individuo más expuesto, muertesinmediatas y muertes por cáncer.Para ello hace uso de dos elementos.El primero se refiere a la utilización defracciones de escape realistas, que calculamoscon una metodología contrastada(códigos CHEMCON y MELCOR),tras adaptarla a situaciones característicasde fusión inercial. El segundoconsiste en emplear librerías de factoresde conversión a distintos tipos dedosis resultantes de la liberación accidentalde radiactividad (Sv/Bq liberado).Estas librerías se han generado siguiendouna metodología propia(basada en la utilización del códigoMACCS2, pero haciendo uso de libreríasde factores de conversión a dosispor radiación externa e inhalación diferentesde las asociadas al sistemaMACSS2). Las librerías obtenidas sonlas más completas de las existentes,pues han incorporado aparte de los radionucleidostradicionalmente consideradosen los estudios de fisión, otrosM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
muchos cuya presencia es importanteen los inventarios de las instalacionesde fusión. Los resultados de dosis proporcionadospor ACAB permiten entreotras aplicaciones la de evaluar la necesidado no de un plan de evacuación.Además de calcular, ACAB tambiénlleva a cabo la labor de análisis de losresultados obtenidos. Identifica los radionucleidoscríticos, establece el mapade cadenas de su formación y lasclasifica ordenadamente según la contribuciónde cada una.Permite obtener varios tipos de resultadosútiles para la caracterización delestado de daño primario inducido porirradiación neutrónica. En concreto,tiene la capacidad de tratar de formaconjunta los efectos de transmutacióny producción de desplazamientos atómicos,proporcionando la evolución dela concentración de los elementos inicialesy separadamente la de los nuevoselementos generados, en funcióndel numero total de desplazamientosproducidos.Un aspecto al que se ha dedicadoespecial atención en los últimos trabajosha sido el de estimar las incertidumbresen los cálculos de inventariodebido al efecto de las incertidumbresen las secciones eficaces. La razón esla importante limitación que el estadoactual de desarrollo de las seccioneseficaces impone en la predicción delinventario en fusión.Las metodologías implementadaspermiten estimar el efecto de la incertidumbrede cada una de las seccioneseficaces aisladamente, así como elefecto sinergético/global de las incertidumbresde todo el conjunto de seccioneseficaces. Esta capacidad se estáutilizando para definir programas experimentalesorientados a la mejora delas secciones eficaces de activaciónmás criticas, habiéndose recogidonuestras aportaciones en este campoen los programas internacionales dedesarrollo de datos nucleares más importantes.Cabe citar al respecto, elque todas las secciones eficaces de activaciónque se han incluido en losprogramas del OIEA FENDL (FusionEvaluated Nuclear Data Library) yRNAL (Reference Neutron ActivationLibrary), en razón de su interés paraaplicación de fusión inercial, se hanjustificado por nuestros trabajos.ACAB es un sistema que se ha validadodentro del programa de ejerciciosde comparación de códigos de inventariopara aplicaciones en fusióncoordinados por el OIEA (1994). Oncefueron los códigos participantes en losejercicios, pertenecientes a siete países.ACAB fue evaluado como uno deCámara de reacción (aleación de aluminio recubierta exteriormente de hormigón borado) de la instalaciónNIF. En la selección de los materiales de la cámara y estructuras del edificio que la alberga se ha tenido muyen cuenta el problema de la activación.los dos únicos códigos que superarontodos los criterios establecidos. Noobstante, el mayor éxito de ACAB esque el Laboratorio Nacional deLawrence Livermore (LLNL) lo hayaescogido como código a utilizar en todossus cálculos de activación para fusión,los cuales abarcan desde diseñosconceptuales de reactores para centralesde energía, hasta el diseño de lainstalación experimental NationalIgnition Facility (NIF). Para ello el códigoha tenido que pasar varios ejerciciosde evaluación/comparación concódigos de varios centros de EE.UU., yha superado de forma sobresaliente losejercicios de validación experimentalrealizados (1998-actualidad) dentrodel programa NIF. La instalación NIFconstituye la base del programa másavanzado de fusión por confinamientoinercial. El objetivo es conseguir ignición,y su contribución será fundamentalpara el posible desarrollo de lafusión inercial como fuente de energía.Su construcción comenzó en1997, teniéndose previstos los primerosexperimentos para el año 2005 y laconsecución de ignición a finales de2010. A partir de entonces, operandoa un nivel de 1.200 MJ al año, se esperadiseñar experimentos en los que seobtenga una ganancia energéticasignificativa.Además de LLNL, otras institucionesque han utilizado ACAB en aplicacionesde fusión inercial y magnética hansido: Institute of Laser Engineering (ILE)de la Universidad de Osaka, Departmentof Nuclear Engineering/UniversityCalifornia Berkeley, la empresa estadounidenseParsons, etc. Dentro de laUnión Europea, el EU CommunityFusion Program ha reconocido a ACABcomo uno de los códigos de inventariomás fiables en aplicaciones a fusión, yha sido utilizado por el JRC EuratomIspra.Son muchas las aplicaciones quehemos realizado dentro del campo dela fusión, las cuales han permitidomostrar la aceptabilidad y rechazo dedistintos materiales para reactoresconceptuales e instalaciones experimentalesde fusión, por criterios de seguridad,gestión aceptable de residuosy dosis en operación y mantenimiento.Fuera de las aplicaciones en fusión,actualmente se está empezando a utilizaren la estimación de las incertidumbresen el inventario isotópico de sistemastransmutadores de residuos,dentro de la colaboración con el CIE-MAT. Otra aplicación para la que estáespecialmente dotado es la de prediccióny análisis de las características delinventario radiactivo a gestionar en lastareas de desmantelamiento de instalacionesde fisión, pudiendo ser tambiénútil en la evaluación del material activadosusceptible de desclasificación,tal como ya hemos hecho en los trabajossobre desclasificación de residuosen la planta de fusión HYLIFE-II. En elmarco de nuestra universidad, apartede su utilización en la UNED y en elIFN de la UPM, es uno de los códigosde análisis del Laboratorio paraDosimetría Neutrónica de la UPM.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
DivulgaciónSección coordinada por Luis Gutiérrez JodraFormación de los Elementos Químicos Pesados en la Vía LácteaSi se considera la composición química del Universo, loselementos hidrógeno y helio forman casi toda la materia cósmica.El resto de los elementos de la Tabla Periódica están presentesen cantidades insignificantes, que disminuyen segúnaumentan sus números atómicos, siendo más abundantes losde número par que sus inmediatos impares, y con picos deabundancia en los núcleos más estables desde el punto de vistanuclear.El hidrógeno y el helio se formaron total o sustancialmenteen las reacciones nucleares que siguieron al Big Bang. El litiose hizo entonces casi totalmente, y en parte bastante después.La tríada litio, berilio y boro puede destruirse en el interior delas estrellas por captura de protones, pero se puede formar porreacciones de espalación de carbono, nitrógeno y oxígeno conradiación cósmica o neutrinos. Los restantes elementos se debena reacciones nucleares en el interior de las estrellas.Hasta el grupo del hierro (números atómicos del carbono alcinc) casi todos los isótopos de estos elementos se forman porreacciones de fusión con partículas cargadas eléctricamente.Estas reacciones son generalmente exotérmicas y son la fuentede la luz emitida por las estrellas. Las más corrientes son launión de cuatro núcleos de hidrógeno para formar un núcleode helio y la de tres de helio para dar uno de carbono. La mayorparte de las estrellas como el Sol tienen una masa relativamentepequeña y sus temperaturas y densidades solo hacenposible la formación de los elementos más ligeros.En las últimas etapas de su vida, las estrellas con masas superioresa 8 veces la del Sol, con temperaturas y presionesmás altas en su interior, producen núcleos del grupo del hierro,pero los procesos nucleares son análogos a la formaciónde helio o de carbono.La formación de los elementos superiores al cinc, cuyaabundancia respecto al hidrógeno es de 1 a 108, se realiza porreacciones entre los elementos del grupo del hierro y neutrones.Estos neutrones existen en algunosperíodos de la vida de lasestrellas (reacciones entre helio-4y carbono-13 ó neón-22) y durante explosionesde supernovas del tipo II (con hidrógeno).Las reacciones producen núcleos inestablesque, por desintegración beta, se conviertenen elementos de mayor número atómico. En elprimer proceso, las transformaciones son máslentas y en el caso de las supernovas, mucho másrápidas.Hay una gran diversidad entre las estrellasen cuanto a su contenido en elementos pesados.De los metales más fácilmente identificables,el europio (número 63) fue producido ensu mayor parte por reacciones con neutronesinteriores, mientras que el hierro se produjo, enun principio, a partir de explosiones de supernovastipo II y después de supernovas tipoI (sin hidrógeno).La abundancia de algunos elementos formadospor captura de neutrones puede servir para determinarlas edades de las estrellas más antiguas y poder así datarla edad de la galaxia. Se ha usado para ello el torio, de periodo14.000 millones de años, lo que ha dado como vida de laVía Láctea entre 11.000 y 15.000 millones de años y más recientementea partir del contenido en uranio de 9.500 a15.500 millones de años. Estos valores están de acuerdo conotros basados en la evolución de algunas estrellas y con otrosestudios cosmológicos que estiman la edad del Universo en15.000 millones de años y evalúan el tiempo entre el Big Bangy la formación de las primeras galaxias en 1.000 millones deaños.Science, 3 enero 2003La altura de las cadenas montañosasComo es conocido, las cadenas montañosas tienen grandesdiferencias de tamaño. Los Himalayas son los que tienen unaaltura mayor, unos 5 km. de altura media sobre el nivel delmar, que en el Everest y en algunos otros sobrepasa los 8 km.Le siguen los Andes, con una altura media de 4 km. En comparación,los Alpes y las montañas del Atlas son más bajos ytodas las demás, Rocosas, Pirineos, Urales, etc., mucho másbajos, estando entre 2 y 2,5 km. de altura media.¿Por qué unas son tan grandes y otras no tanto? y ¿por quéno mayores?. Las respuestas son muy variadas, pero no hayuna de carácter general.Se pueden distinguir varios tipos de montañas. Unas son aisladas,de origen volcánico, como nuestro Teide, en las cualesel magma caliente del interior de laTierra surge como cuando se descorchauna botella. Otras son grandes bloquesdesusadamente gruesos decorteza de baja densidad queflotan sobre la roca subyacentecomo un iceberg flota enel agua. Y algunas otrasexisten y son tan altas porqueestán formadas porrocas resistentes y duras que se apoyan en esa misma roca yson, por tanto, capaces de soportar grandes pesos. Estas sonlas formaciones más altas y aparecen cuando chocan dosgrandes placas tectónicas, siendo tanto mayores cuanto másresistente es la roca y más rápida la colisión.Hay también además muchas fuerzas naturales que atenúanel crecimiento de las montañas. En zonas de roca blanda o radiactivaun pico agudo puede achatarse con el tiempo. Losefectos del viento y la lluvia pueden ser muy grandes. Porejemplo, desde los 50 millones de años que han pasado desdeque se formaron los Andes se cree que sus picos han perdidounos 15 km de altura. Otro efecto nivelador es la gravedad.Cuanto más altas son las montañas, mayor es su peso. Se estimaasí que el Everest, con casi 9 Km, ha alcanzado la alturamáxima que, como consecuencia de su peso, puede alcanzaruna montaña en la Tierra.El Himalaya se alza como consecuencia del choque de laplaca Índica con la asiática con una velocidad unos 5 centímetrosal año. La roca de la placa india, muy resistente, sirvepara formar las nuevas montañas de la cordillera. En el casode los Andes el fenómeno parece ser diferente. La placa oceánicase introduce por debajo de la placa continental levantandola cordillera.New Scientist, 2 noviembre 2002M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
¿QUÉ HACEMOSCON LA ENERGÍA NUCLEAR?J. DE PINEDOINTRODUCCIÓNLa antigua amistad que me une alpresidente y al director del FORO meha colocado hoy en esta situación detener que hablar ante Vds. Lo hago, enprimer lugar, con agradecimiento haciaellos, a Eduardo y a Santiago, por laconfianza que han depositado en mí,pero también con inquietud por la responsabilidadque siento al verme ahoraaquí y tener que ser capaz de decir algoque pueda interesarles.Se me ocurrió el título inquisitivo de“¿QUÉ HACEMOS CON LA ENERGÍANUCLEAR?”, precisamente por llamarla atención hacia un tema cuya existenciaparece deslizarse hacia el final,hacia su desaparición, más o menossuavemente, por una pendiente hechade silencios y negaciones.Al hacerme esta pregunta y transmitírselatambién a Vds., pretendo, simplemente,que empecemos a pensarjuntos una contestación, porque ello estodavía posible y además necesario. Loque no me parece conveniente es quela contribución de la energía nuclear alabastecimiento eléctrico se diluya pocoa poco, como si se tratara de un hechonatural.Cada vez es más frecuente que elanálisis y la consideración de los grandestemas sociales se planteen en escenariosimpropios, con instrumentosinadecuados y haciendo uso de informaciónparcial y, a veces, incluso falsa.No pretendo yo ahora inventar unnuevo sistema de decisión social, perosí recordar que hay grandes temas muycomplejos, que afectan al conjunto delos ciudadanos que es conveniente estudiar,analizar y discutir de maneraamplia, con información completa, paraque la opinión final que se formetenga garantías de ser la correcta, entendiendopor tal la que realmentequiere la sociedad, que no tiene porqué ser ni la más económica, ni la mássegura, sino la que desean la mayoríade los ciudadanos y se expresa a travésPresidente de NUCLENOR, S.AConferencia pronunciada en la Asamblea Anual del Foro de la Industria NuclearEspañola, celebrada en Madrid el 24 de marzo de 2003 en la Escuela TécnicaSuperior de Ingenieros Industriales.de los mecanismos formales de decisiónque ellos se han dado.FORMACIÓN DE LA OPINIÓNPermítanme que dedique ahora unosminutos a la formación de la opiniónpública, tan fundamental en el temaque nos ocupa. Los medios de comunicaciónsocial, tanto escritos comoaudiovisuales, transmiten noticias ycomentarios sobre los que se va consolidandouna opinión generalizada. Entodo este tipo de intervenciones sedesgrana información, pero tambiénprejuicios y supuestos que van condicionandode manera importante unposible diálogo neutral.De vez en cuando, la opinión públicase cuantifica a través de encuestas yrecientemente, el 10 de marzo pasado,un periódico de ámbito nacional titulabaun artículo de información de la siguientemanera:“Los españoles y los portugueses sonlos más reacios de la Unión Europea ala energía nuclear”.Figura 1. Eurobarómetro especial sobre energíaLa encuesta a la que se refiere el titularno se corresponde exactamente conel contenido de la misma, que era uneurobarómetro especial sobre la energíaen el que se preguntaba sobre lofavorable que era el encuestado a quese investigue sobre la energía nuclear(Figura 1). Sólo un 16% de españoles yportugueses está a favor de que se investigueen este tipo de energía, frentea un 31% que es la media europea.Para ser coherentes con este desinteréspor la I+D nuclear, los españoles sontambién, entre todos los ciudadanoseuropeos, los menos interesados por laseguridad nuclear y los desechos radiactivos.Dos rasgos más completan el perfildel “hombre energético español”:• es el ciudadano de la Unión quemenos confía en su propia capacidadpara reducir el consumo de energía abase de cambiar sus hábitos: 25%,frente al 37% de la media en Europa.• y, por supuesto, la mayor capacidadpara cambiar las cosas la atribuyeal Gobierno nacional, como siempre,M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEal que ahora añade las institucioneseuropeas.Dentro de esta falta de disposición alcambio de pautas de consumo energéticopor parte del consumidor europeo,se incluye su rechazo a toda restricciónen el uso de medios de transporte.La periodista autora del artículo quecomento termina con una observaciónimportante: el europeo medio fía ahoraa la contribución de las EnergíasRenovables toda la solución al dilemaenergía-desarrollo sostenible. LasEnergías Renovables son percibidas casicomo la panacea, dice la periodista.Las ideas cuanto más simples mejorse fijan en las mentes de la gente. Laencuesta anterior deja claro que al ciudadanoespañol se le ha metido en lacabeza una idea salvadora y tambiénexcluyente que toma la forma difusa deenergía renovable. En torno a ella seconfigura un ciudadano despreocupadopor el problema energético, del quela energía nuclear forma parte, y a laque no se considera positivamente nicon interés.Quiero, también, resaltar el hechode que el ciudadano español no sesiente protagonista en materia energéticasino que lo espera todo del Estado yahora, además, de las instituciones europeas.Esto enlaza con el título de micharla, demandando una participaciónactiva del ciudadano en la definicióndel modelo energético que quiere darsela sociedad española.En España venimos arrastrando otrogran tema sin una discusión profundadel mismo. Me refiero al Plan HidrológicoNacional. Hemos visto constantespronunciamientos públicos masivoscon toda clase de consignas, pero loque no ha habido es una discusión, undebate público interno y externo quepermita conocer los datos, analizarlos,evaluarlos y aplicar al final de todo esteproceso los criterios políticos que seacuerden que darán lugar a las leyes yreglamentos que corresponda.Recientemente, el profesor Cabrillopublicaba en un diario económico unartículo titulado “¿De quien es el aguadel Ebro?”. Su tesis es convincente y haconstituido para mí una referencia delo que me gustaría convencerles paraque fuéramos todos capaces de pensary discutir juntos.A partir del llamado teorema deCoase, Premio Nobel de Economía de1991, plantea la necesidad de separaren las decisiones sobre políticas públicasla asignación de recursos -qué sehace- de la distribución de su renta -quién paga y quién cobra-. Y contraponeesta vía de análisis a la que actualmenteimpera: masas manifestándose aFigura 2. Desarrollo de la energía nuclear.los gritos de “Murcia necesita agua” o“Aragón tiene sed”. Y como es lógico,Cabrillo reclama “un poco más deatención a los números y un poco menosa las vísceras”.Para terminar este apartado quisierareferirme a un ejemplo de la utilizaciónde información no veraz. En septiembredel año pasado, se celebró uno deesos actos que sus organizadores calificande “festivo y reivindicativo” y queabundan por España con el buen tiempo.Se trataba de una marcha contraGaroña. Para animar la asistencia, seanunció con todo lujo de detalles porparte de un grupo ecologista la existenciade “un pez con mutaciones genéticasgraves” en el embalse de Sobrón.Se daba el nombre de un grupo de biólogosalemanes que había hecho eldescubrimiento, se indicaba que laprestigiosa revista americana “Science”publicaría el trabajo de estos biólogos,y se anunciaba que el animal sería presentadoal público el domingo siguiente,día de la marcha. Todos los periódicosrecogían con profusión la noticia.Tanto detalle perdió al portavoz de“Ecologistas en Acción”, y al día siguientedel espectacular anuncio algúnperiódico presentaba este titular: “Ecologistasen acción se inventa la historia deun pez mutado para crear expectaciónen la Marcha a Garoña”. Nunca mejordicho que por la boca muere el pez.Nada de todo esto es nuevo, perome ha parecido que sería oportuno recordarlopara tratar de sacar algunaslecciones que podían ser las siguientes:• hay un desinterés del ciudadanopor los grandes temas que afectan a lasociedad, entre los cuales está el energético.• en todo caso, el interés se muestraparticipando en actos masivos, siguiendomensajes simples, sin que puedadecirse que haya una racionalizaciónprevia de los datos del problema.• se anhela una panacea, que resolveráel problema sin la colaboraciónindividual de cada uno, que en el casode la energía son las Energías Renovables.LOS COMIENZOSDE LA ENERGÍA NUCLEARDespués de este breve paseo por elexterior, vengo ahora al interior denuestra industria. Quisiera exponer algunasde sus características que hancondicionado su desarrollo, constituyendouna especie de substrato sobreel que se desenvuelve toda discusiónque se refiere a la energía nuclear. Meparece que conocerlo y entenderlo esuna base necesaria para hablar de estafuente energética.Desde un punto de vista general, laenergía nuclear ha venido siemprecondicionada por la rapidez de su desarrollo,forzado por la aplicación militarque se hizo inicialmente de ella.Refiriéndome sólo a la aplicación industrial(Figura 2), en treinta años sepasa del descubrimiento del conceptobásico de la fisión en 1939 a la producciónindustrial en 1969 de reactoresnucleares para la producción deelectricidad. Nunca hasta entonces sehabía transformado tan deprisa la cienciabásica en tecnología.Cuando se inauguró en el ReinoUnido Calder Hall, la primera centralnuclear del mundo, por la Reina IsabelII el 17 de octubre de 1956, el primerministro, Anthony Eden, dijo:“En 1946 empezamos nuestro programade desarrollo nuclear con pocosrecursos, excepto el conocimiento almacenadoen los cerebros de unoscuantos científicos. Su fe y su perseveranciahan abierto la perspectiva deuna nueva era industrial”.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
Sin embargo, pienso que la industrianuclear ha padecido en sus primerosaños de actividad normal las consecuenciasde este crecimiento inicial tanrápido, que le impidió beneficiarse deun desarrollo orgánico más estructuradoy que tampoco facilitó el adecuadotratamiento regulador de la nueva industrianaciente. Los años de 1970constituyen el tiempo en que realmentese consolida la industria nuclear, a loque contribuye de manera decisiva lacreación en 1974 de la NuclearRegulatory Commission de EstadosUnidos, que empieza a configurar undenso cuerpo doctrinal que será necesariocumplir para obtener la autorizaciónde una central nuclear en EstadosUnidos.A esta infancia tardía hay que unirotra característica: la de su origen militar.Cuando el 6 de agosto de 1945 selanzó por Estados Unidos la primerabomba atómica sobre Hiroshima, el físicoaustraliano, colaborador muchosaños de Rutherford, Mark Oliphant exclamó:“Esto ha matado un hermoso tema”.Acababa así, efectivamente, el mundoen que los físicos y químicos másgrandes del siglo XX habían elaboradola nueva física, una de las mayores creacionesde la inteligencia humana. Tantosdescubrimientos y tantas nuevas teoríasacababan en una máquina dedestrucción que en el pensamiento delhombre común ha venido estando unidaa la energía nuclear.Esta posibilidad de que a partir de unreactor nuclear se puede obtener el plutonionecesario para fabricar armas nucleareses una inquietud permanenteque tristemente se hace realidad detiempo en tiempo, como ahora conmotivo de la actitud de Corea delNorte. Este país ha puesto en marcha elreactor de Pyongyang, parado desde1994 por un acuerdo con Estados Unidosy previamente ha expulsado a losinspectores de la Agencia Internacionalde la Energía Atómica de Viena, responsablesde controlar el inventario demateriales fisibles en los distintos paísesnucleares. Los comportamientos delictivosocurren en todas las actividadeshumanas, lo que hace singular a laenergía nuclear es la gravedad de lasconsecuencias que su mal uso puededesencadenar.Retengamos hasta aquí las dos ideasque he tratado de presentar como componentesde ese substrato de que hablaba:Figura 3. Circunstancias económicas y regulatorias del Programa nuclear español.• en primer lugar, la vinculación originalde la energía nuclear con las aplicacionesmilitares y la posibilidad dediversión de materiales fisibles la hacenuna industria singular y la sumergenen un incierto halo de misteriofrente a la opinión pública.• Precisamente por esta circunstanciade inicial desarrollo militar, la industrianuclear civil sigue una pauta decrecimiento inicial más rápido que loshabituales en el nacimiento de una industriaconvencional.Dos sucesos han tenido una incidenciatrascendental en el desarrollo de laaplicación de la energía nuclear a lageneración eléctrica: me refiero aThree Miles Island y a Chernóbil. Elprimero ocurrió en el 29 de marzo de1979. No tuvo consecuencias externaspero el núcleo del reactor quedó muydañado y la central entró en desmantelamiento.Como consecuencia de esteaccidente, la NRC intensificó su regulación,obligando a las centrales nuclearesamericanas al cumplimiento deuna serie de nuevas medidas de seguridadque encarecieron notablemente sucoste.Muy grave fue, en cambio, el accidentede Chernóbil ocurrido el 25 deabril de 1986 en el reactor número 4de esta central. En él murieron treintapersonas y unas 135.000 personas, enel entorno de las 20 millas de la central,tuvieron que ser desplazadas paraprotegerlas de la radiación. Chernóbilha tenido unas consecuencias muy gravespara el desarrollo posterior de laenergía nuclear aplicada a la generaciónde electricidad y todavía pervivensus dramáticas consecuencias.Para terminar este apartado, voy atratar el tema de las inversiones del llamadoprograma nuclear español. Escierto que estas inversiones fueron muyelevadas, pero también es verdad quelas circunstancias en que se produjeronfueron muy excepcionales. En la figuraque les presento (Figura 3) se ponen demanifiesto las circunstancias económicasy regulatorias que coinciden con laimplementación del programa nuclearespañol, empujando la inversión en lascentrales constantemente al alza. Enprimer lugar, ya he mencionado el incrementode requisitos reguladores quese produce a partir de Three MilesIsland y que se cuantifica por el númerode guías, normas e instruccionesque emite la NRC, recogido por la líneanegra, con un ascenso rampante apartir de 1979. Esto supone un incrementode coste por las alteraciones dediseño y programa que ocasionan.En el orden económico, son añosturbulentos para España con una inflaciónmuy alta, con un pico del 24,5%en 1977; con tasas monetarias correspondientementealtas, con una puntade 17,4% en 1983, y, por último, un tipode cambio del dólar contra la pesetaque desde posiciones en torno a los70 pesetas/dólar en los primeros añosde los proyectos alcanza un pico de170 pesetas en 1985. Este escenario esen que el se desarrollan la construcciónde nuestros proyectos nucleares,muy intensivos en capital.Para cerrar este apartado, me gustaríaresumir los siguientes aspectos:• La industria nuclear ha tenido queasimilar los accidentes de Three MilesIsland y Chernóbil, internalizándolos yaprendiendo de sus consecuencias.• Desde entonces, se ha ido tejiendouna red de organizaciones internacionales,tanto públicas (OCDE, NacionesUnidas, Unión Europea) como privadas(NEI, WANO), que aseguran un ampliointercambio de experiencias y leccionesaprendidas para aprovechar a nivelmundial los conocimientos generadosen la operación de las centrales.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLE• La industria nuclear ha logrado yauna clara madurez, que incluye al sistemaregulatorio al que está sometida,formado por requisitos exigidos y la vigilanciade su cumplimiento.• Las fuertes inversiones realizadasen el pasado no son referencias válidaspor responder a circunstancias no generalizables.Pueden lograrse inversionesmucho menores en el futuro conproyectos definidos y escenarios económicosestables.Figura 4. Líneas básicas de actuación.Figura 5. Coste de Operación y Mantenimiento + Combustible.Figura 6. Disponibilidad de las centrales nucleares españolas.LA ENERGÍA NUCLEAREN LA ACTUALIDADDesde 1988, en que entra en serviciola central nuclear de Trillo, nuestrasplantas nucleares han ido acomodándose,con éxito, pienso yo, a una situaciónde operación comercial. Eso haincluido vencer el paso de central enconstrucción, con recursos y presupuestosmás abiertos, a central en explotacióncuyo coste de generación debeajustarse a la retribución señaladapor el regulador o entrar en pérdida;centrar las plantillas de operación,completando su formación y su rodajepráctico, consiguiendo que mantengansu interés por la eficiencia, la calidad yla mejora de los procedimientos; organizarel soporte técnico a la central,manteniendo una estructura tecnológicaque preste servicio de apoyo a lacentral, permitiendo su actualizaciónpermanente, sin que ello suponga costesno asumibles; y, también, y no menosimportante, organizar su relaciónde vecindad con el entorno con un horizontesin límite.Todo lo que he dicho se puede resumiren que ha sido preciso realizar unproceso de ajuste externo e interno entodos los ámbitos en que se despliegala actividad de una central nuclear.Desde el 1 de enero de 1998, lascentrales nucleares han tenido queadaptarse al nuevo mercado eléctricoliberalizado, lo que ha supuesto un segundoproceso de adaptación, quetambién, en mi opinión, han realizadocon éxito. Este movimiento de liberalizaciónde los mercados energéticos esbastante universal y responde a unoscriterios generales, que, al final se resumenen un principio simple: más energíapor menos euros (Figura 4). Pararesponder a esta línea de acción, sehan organizado en todos los países trestipos de programas que responden alprincipio básico enunciado: programasde reducción de costes, programas deaumento de disponibilidad y programasde aumento de potencia.Los costes medios de operación ymantenimiento y combustibles (FiguraM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
5) se han visto reducidos muy sensiblementey la última información disponibledel año 2001 sitúa estos costes en0,685 céntimos de euro/kWh para laoperación y el mantenimiento, y 0,348céntimos de euro para el combustible.Por tanto, el coste de funcionamientomedio del kWh nuclear en 2001 ha sidode 1,033 céntimos de euro. Éste es,por ahora, el final de un proceso deajuste que, en términos relativos, recogela figura.Por lo que se refiere a la disponibilidad(Figura 6), esta ha alcanzado ya unnivel muy elevado, en torno al 93%,en el que parece se ha estabilizado. Ladisponibilidad debe completarse con laocurrencia de paradas no programadas,cuyo valor ha sido también reducidodrásticamente hasta situarlo en1,7 paradas por reactor y año en el pasadoejercicio.Finalmente (Figura 7), los programasde eficiencia que han llevado a cabolas centrales han permitido disponer afinales del año pasado de 549 MWmás de potencia nuclear que en 1990.En 2002 la producción de energíaeléctrica bruta total de España (Figura8) ha sido de 245.229 GWh. De estacantidad, 63.026 GWh, el 25,7%, correspondena la producción nuclear.Quiero llamar la atención sobre la importanciaque va adquiriendo el llamadorégimen especial, que, con una producciónde 46.515 GWh, supone yauna aportación del 19% a la producciónbruta total.Como ideas para resumir este tercerapartado de mi exposición quisieraguardar las siguientes:• A la altura de hoy, se puede decirque España cuenta con una fuente deenergía fiable y económica, que produceun 25% de la energía total deEspaña, y que está soportada por unmarco institucional completo, tanto legislativocomo operativo (Consejo deSeguridad Nuclear y ENRESA), y porunas importantes capacidades tecnológicaspropias, entre las que hay quedestacar la fabricación de combustiblepor ENUSA. Una energía de base,constante, y limpia, exenta de gases deefecto invernadero.• Hay países como Japón, Taiwan,Corea, China que continúan la construcciónde centrales. Finlandia, concuatro centrales nucleares y una calidadde su operación reconocida internacionalmente,ha elegido para cubrirel crecimiento de su demanda eléctricala construcción de una nueva centralnuclear.• Existen estudios en que se referenciancostes de inversión para nuevascentrales nucleares (Figura 9). AunqueFigura 7. Potencia nuclear instalada en España.Figura 8. Producción de energía eléctrica. Total España.la dispersión de cifras es todavía grande,hay ya alguna cifra, como puedeser la manejada en Finlandia, que puedetomarse como razonablemente fiable.• Como conclusión, puede afirmarseque la energía nuclear es una opciónválida, digna de ser estudiada comoparte del modelo energético que la sociedadespañola tiene que elegir.UN MODELO ENERGÉTICOPARA ESPAÑAEl modelo de sociedad en el que lasciudadanos desean vivir condiciona elsistema energético de esa sociedad.Cuando se habla de desarrollo sosteniblese suele olvidar que este concepto,además de la componente medioambiental,engloba también las perspectivassocial y económica. La sociedadtiene que decidir sobre el crecimientoeconómico y sobre el reparto del mismo;tiene que analizar la convenienciade crear espacios económicos queatraigan a los inversionistas. Lo cualsignifica infraestructuras fuertes y competitivas,y, desde luego, autonomía ydiversificación energética.Actualmente hay bastante desconciertoa nivel mundial en torno a laenergía. Las circunstancias presentesno han cambiado nada, sino que sólohan puesto de manifiesto la dependenciaque el sistema energético mundialtiene del petróleo, y han acelerado enalgunos países decisiones coyunturalesque a veces resultan contradictoriasentre sí.En el Reino Unido, según recienteinformación de los medios, donde el41% de la población considera que laenergía nuclear debería formar partedel mix generación eléctrica del país,se ha planteado un libro blanco para elabastecimiento energético futuro basadoen las energías eólica y de las mareas.Pero parece que hay previsto un períodode un par de años de análisis yconfirmación de la posibilidad real deestos objetivos, y, mientras tanto, lapreocupación por la seguridad del suministroha llevado al Gobierno a lan-M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
COMBUSTIBLEFigura 9. Inversión en nuevas Centrales Nucleares.zar un programa trienal con 60 millonesde libras esterlinas para incentivara las empresas carboneras que abrannuevas reservas. El Reino Unido en2001 produjo el 22,6% de su generacióneléctrica con centrales nucleares yel 74% con centrales térmicas de carbón,petróleo y gas y sólo el 1,4% desu producción total correspondió aenergías renovables. Es un dato fundamentalpara ponderar el libro blanco ytratar de bajarlo a la tierra, a la dura realidadde lo posible.Alemania y Bélgica, países que tienenun plan de abandono de la energíanuclear a largo plazo, mantienen todavíaun 30% y un 58%, respectivamente,de la cobertura de su demandaeléctrica con producción de origen nuclear.Italia, otro país que abandonó estaenergía después de un referéndum,importa el 6% de su demanda eléctricatotal, básicamente energía nuclearfrancesa, y produce el 76,7% con combustiblesque emiten gases de efectoinvernadero, y solamente cubre el 3%de su demanda con energías renovables.Curiosamente, en Italia, como entodas partes, se está produciendo yaoposición a la construcción de nuevascentrales, y la solución que los políticosestán contemplando para venceresta oposición consiste en estableceruna tarifa eléctrica especial, más baja,por supuesto, para aquellos municipiosque, por así decirlo, dediquen espaciopara emplazamientos de nuevas centralesde generación a base de cicloscombinados y para líneas de alta tensión.Se supone que costes más bajosatraerán inversiones y que, finalmente,este denominado en Italia “marketingterritorial” generará nuevas demandasque compensarán los descuentos iniciales.En nuestro país, hace diez días, unaorganización ecologista hacía una declaraciónmuy clara sobre sus ideas relativasal modelo energético español,que yo me atrevería a calificar de nihilista:“La producción de electricidad apartir del gas, incluso con tecnologíasde ciclo combinado, es rechazada deforma unánime por todas las organizacionesecologistas significativas: desdelos grandes colectivos internacionalescomo Greenpeace, pasando por otrosde implantación sólo en nuestro paíscomo Ecologistas en Acción (a la querepresento) y concluyendo con decenasde colectivos locales. Buena pruebade ello es la notable oposición queenfrentan muchas de estas plantas:Arcos de la Frontera, Morata, Fuentidueña,Catadau, Amorebieta, Martorell,Aceca, Plana del Vent… El hechode que las emisiones de la generaciónde electricidad con gas sean menoresque las de otras formas de producirelectricidad no la convierte en unafuente limpia, ni deseable. Las alternativasecologistas de suministro eléctricosiguen pivotando sobre el ahorro, eluso eficiente de la energía y las fuentesrenovables.”Me gustaría recordar ahora la clásicadefinición de desarrollo sostenible comoaquel que satisface las necesidadesactuales de las personas sin comprometerla capacidad de las generacionesfuturas para satisfacer las suyas. Antesaludía a las tres dimensiones que estadefinición comporta y cuyo equilibrioda el verdadero contenido de la ideade desarrollo sostenible.Yo pienso que España se ha planteadoun modelo de sociedad dinámica yabierta, asentada sobre una economíaen crecimiento cuyos resultados permitanmejorar la distribución de la renta,ampliando la base social que participade la riqueza nacional y también en losdebates que constituyen la esencia dela sociedad civil.Este modelo de sociedad requiere unmodelo energético que pueda proporcionarenergía limpia y económica, perotambién que garantice una adecuadaindependencia, una seguridad deabastecimiento. Esta característica fuefundamental en la elección por Franciade la energía nuclear, que en 2001 supusoel 75,6% de su producción totalde energía eléctrica.Una de las primeras tareas que comportala discusión de un modelo energéticoconsiste en la elaboración deuna base de datos completa y fiable sobrela que sea posible analizar alternativascon cuyos resultados todo elmundo esté de acuerdo. Algo incomprensiblees que, como ocurre ahora,se cuestionen los números; yo comprendoque se discutan las criterios, losobjetivos, pero me parece que algo sehace mal si no se está de acuerdo enlas bases técnicas y metodológicas decada alternativa.Los representantes políticos en lasinstituciones deben finalmente elegirentre la cartera de alternativas posiblescon qué cantidad de cada una y enqué condiciones emplea las fuentesenergéticas para cubrir la demanda detodos los consumidores.Finlandia ha seguido a lo largo delos últimos años un proceso ejemplaren cuanto a rigor del análisis y a participaciónde técnicos e instituciones enla decisión final que aprobaba la construcciónde una central nuclear, de entre1.000 y 1.600 MW, y que fue tomadaen el Parlamento finlandés por unamayoría del 53,8% de votos. La propuestade los constructores de la centralvaloraba múltiples alternativas ypresentaba la nueva central nuclear como“competitiva y no emisora deCO2”. La opción de continuar con laenergía nuclear en Finlandia ha supuestotambién la decisión parlamentariade construir un repositorio final delcombustible nuclear gastado que deberáestar operativo en 2020.Como es sabido, Francia va a dedicarel año 2003 a un debate energético,del que ya se están ocupando losmedios de comunicación social. La ministrade Industria, Nicole Fontaine, enun artículo extraordinario, convocabaa los franceses “particulares, asociacionesde defensa del medio ambiente,asociaciones de consumidores, expertos,agentes económicos, políticos” aun gran debate con el objetivo de quelos ciudadanos se apropien de las cuestionesenergéticas y éstas se conviertanen tema corriente de conversación.La señora Fontaine apuntaba tres criteriosde valoración:• El respeto al medio ambiente• La independencia de Francia• La prosperidad económicaY al hablar de las energías renovableshacía una afirmación digna de reflexión:M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
Figura 10. Autoabastecimiento de energía primaria (%).“Tengo en todo caso la convicciónde que la primera de las energías renovableses la inteligencia de los hombres”.Sobre este activo, desde los tiemposde Becquerel, de Broglie, y la saga delos Curie, Francia ha montado su independenciaenergética a base de laenergía nuclear.Quiero resaltar este aspecto, puesme parece que, al analizar cualquieralternativa, la consideración de las capacidadestecnológicas propias incluidasen ella es muy importante. En elcaso finlandés, se ha considerado queun 50% de la inversión provendrá delpropio país. Lo he apuntado antes, perome parece que la capacidad tecnológicade España en el campo nucleares un activo a tener en cuenta a la horade valorar la continuidad de esta fuentede energía.Un aspecto al que no quiero dejar dereferirme es el de los residuos radiactivos.En febrero pasado el Consejo de laUnión Europea adoptó una posicióncomún en torno a la revisión de laDirectiva eléctrica. En ella se contemplaque en las facturas de los consumidoresdeberá hacerse constar la composiciónde las distintas fuentes deenergía que integran su suministro. Porotra parte, las empresas productorasdeberán publicar las emisiones de CO2o la producción de residuos radioactivosque generan como consecuenciade su actividad.Adicionalmente, la comisión ha preparadodos proyectos de Directivas enel campo nuclear, que, en alguna manera,han sido reclamadas por los actualesEstados miembros como exigenciade base para los nuevos paísesnucleares cuya solicitud de adhesiónestá en curso. Estas Directivas van aconstituir una buena referencia para homogeneizarla regulación de la energíanuclear en Europa. La primera Directivaestablece las normas comunes de seguridady mecanismos de control que garantizaránla aplicación de métodos ycriterios comunes en el conjunto de laEuropa ampliada, y la segunda se refierea la gestión de los residuos radioactivosy a los fondos necesarios para asegurarel manejo seguro de los mismos.Para terminar estas consideraciones,quisiera transmitirles una inquietud sobreel grado de autoabastecimientoenergético de nuestro país (Figura 10).En los once años que van de 1991 a2001, España ha perdido 8,7 puntos enel grado de su autoabastecimientoenergético, pasando de 32,9% a24,2%. Aunque no he conseguido informaciónde estos mismos años, meparece otro dato relevante la dependenciaespañola del petróleo, que continúaen aumento, y la voracidad energéticade nuestro país, cuyo consumode energía primaria sigue en continuocrecimiento (Figura 11). Los datos de1993 a 1999 suponen un incrementodel consumo de petróleo y del consumode energía primaria del 21% en estosaños.Hace pocos meses, el anterior presidentedel Consejo de Seguridad Nuclearplanteaba la necesidad de un debatenuclear dentro de una discusiónmás amplia que permita“alcanzar un pacto sobre el modelode energía que elige aplicar la sociedadsin ocultar a la opinión pública loscostes, riesgos y consecuencias queimplica cada una de las opciones posibles”.A ello debe aplicarse con ahínconuestro país, si no quiere perder elcontrol de la base energética de sueconomía.FINALTermino ya mis palabras con lo quesería la contestación a la pregunta quehe tomado como título: ¿Qué hacemoscon la energía nuclear?.Trabajar para reafirmarla como unaalternativa válida para ser incluida enel modelo energético español. Paraello quedan cosas por hacer, pero nose pueden perder las oportunidadesque se presentan para consolidar la opciónnuclear, entre las cuales el nuevopaquete legislativo propuesto por laUnión Europea es una muy importante.Un amigo de Pascal, el señorRoannez, le escribía así al filósofo:“Me gusta o me desplace una cosa,sin saber la razón: las razones vienendespués”.Figura 11. Evolución Anual del Consumo de Energía Primaria.Nuestro esfuerzo debe ir encaminadoa cambiar este sentimiento, consiguiendotransmitir razones transparentesy claras, ganando la necesariacredibilidad y confianza de la sociedadpara conseguir que la energía nuclear“le plazca”.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
8º CONCURSOFOTOGRÁFICODE LA SNELa Sociedad NuclearEspañola convoca la octavaedición de su tradicionalconcurso fotográfico para elaño 2003, en el que podránparticipar todos los socios,sus familiares directos y losempleados de las empresasque son socios colectivos,enviando hasta un máximoJUEVES NUCLEARde tres fotografías por autorsobre tema libre, si bien sedará prioridad a la elecciónde temas relacionados con laenergía nuclear.Las fotografías pueden seren blanco y negro o color,obtenidas y procesadas porcualquier procedimiento yno premiadas anteriormente.Los autores han de hacerconstar al dorso de cada fotografíael título de la misma,si lo tiene, y su nombre, domicilioy teléfono.El plazo para la recepciónde originales finaliza el 10de septiembre, haciéndosepúblico el fallo del jurado,constituido por tres personasde reconocida valía en elámbito fotográfico, el 18 deseptiembre a las 18:00 horasen la sede de la SociedadNuclear Española.El ganador del concursorecibirá, además de un diploma,250 euros, y se entregarán8 accésit de 125 euros,con sus correspondientes diplomas.Los premios se entregaránen la AsambleaGeneral de la SNE que se celebraráen febrero de 2004.Las fotografías premiadas seexpondrán en la 29 ReuniónAnual de la SNE en Zaragoza,después de la cual sepublicarán en la página webde la Sociedad (www.sne.es).continua presencia de laSíndone de Turín y el Sudariode Oviedo.Los conocimientos delPadre Carreira, así como susestudios astrofísicos y su pertenenciaal EDICES, hicieronque la conferencia, celebradaen la Casa de América deMadrid, fuera un gran éxito.Carreira es Doctor en cienciasfísicas, teología y filosofía,siendo profesor de laUniversidad de Comillas y dela Universidad John Carrollen Cleveland, Ohio, EE.UU.DIEZ AÑOSDE JUEVES NUCLEARESEl próximo mes de junio se cumplen 10 años de laComisión AULA CLUB y del Ciclo de "Los JuevesNucleares".Por este motivo, el jueves 19 de junio, a las 18:30 horas,se celebrará una sesión extraordinaria con la participaciónde los tres presidentes que ha tenido la Comisión,teniendo lugar, a continuación, la conferencia, número 81del ciclo, sobre 'La Planificación Hidrológica Nacional.Tratamiento dado a las centrales nucleares (Concesiones yVertidos)', impartida por Guillermo Heras", ex director delGabinete del secretario de Estado de Aguas y Costas,Ministerio Medio Ambiente.Jueves NuclearesConferencias previstaspara los próximos meses24 Abril “El estudio de la astronomía desde el espacio.Aplicaciones a la observación de la Tierra”.José María Quintana(Universidad de Granada)22 Mayo “Innovaciones en el diseño del combustible.alto Quemado”José Manuel Alonso Pacheco(ENUSA)12 Junio Jornada de Primavera: El comportamientode los materiales.De izquierda a derecha: Aurelio Sala, Jorge Manuel Rodríguez, GuillermoHeras y P. Manuel Carreira.Continuando con la temáticadel Jueves Nuclear delmes de febrero, el 6 de marzoel Padre Manuel Carreiraimpartió la conferencia“Implicaciones teológicasde la Física hoy. Materia yResurrección”. En ella expusolas relaciones entre la físicay la teología, con la19 Junio X aniversario de Los Jueves Nucleares. Losanales de la Comisión Aula Club y del ciclode Los Jueves Nucleares.“La Planificación Hidrológica Nacional.Tratamiento dado a las centrales nuclearesConcesión y vertidos).Guillermo Heras18 Sept. “Física en las películas de ciencia ficción(Star Trek, o Guerra de las galaxias)”.Miguel Embid Segura(CIEMAT)M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLASASAMBLEA DEL FORO NUCLEARALMARAZENDESA 36%,IBERDROLA 53%, UFG 11%Almaraz I Febrero Acumulado Acumulado973,5 MW en el año a origenProducción bruta MWh 657.438,00 1.385.202,00 141.010.043,00Producción neta MWh 633.483,00 1.335.067,00 135.471.936,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 160.483,00Factor de carga % 100,50 100,49 78,14Factor de operación % 100,00 100,00 83,86Disparos no programados 0 0 81Paradas programadas 0 0 31Paradas no programadas 0 0 18De izquierda a derecha: Santiago San Antonio, Eduardo González y FernandoTallón, durante la Asamblea.El Foro de la IndustriaNuclear Española celebró el24 de marzo su AsambleaAnual, en la que se aprobaronlos presupuestos y seagradeció el apoyo de lossocios. Eduardo González,Santiago San Antonio yFernando Tallón expusierondiferentes temas como elcambio de la sede de laAsociación FORATOM aBélgica o la alta de Framatomecomo socio del Foro ylas bajas de Amara y Siemens.Eduardo González hizohincapié en la importanciade ser “capaces detrasladar estas reuniones ydebates a la sociedad”.El cierre de la Asambleacontó con la intervenciónde Javier de Pinedo Cabezudomediante la conferenciatitulada “¿Qué hacemoscon la energía nuclear?, quereproducimos en este número.LAS ELÉCTRICAS DEL PAÍS ANALIZANLAS TENDENCIAS DEL SECTORENDESA 36%, IBERDROLA 53%, UFG 11%Almaraz II Febrero Acumulado Acumulado982,6 MW en el año a origenProducción bruta MWh 586.641,00 1.250.050,00 137.487.615,00Producción neta MWh 566.487,00 1.206.761,00 132.455.025,00Horas acoplado h 623,50 1.307,50 151.999,00Factor de carga % 88,84 89,84 85,50Factor de operación % 92,78 92,34 89,40Disparos no programados 0 1 60Paradas programadas 0 0 22Paradas no programadas 0 0 17ASCÓENDESA 100%Ascó I Febrero Acumulado Acumulado979,1 MW en el año a origenProducción bruta MWh 624.490,00 1.388.250,00 133.305.382,00Producción neta MWh 599.781,00 1.334.483,00 128.095.839,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 145.536,35Factor de carga % 90,40 95,37 81,64Factor de operación % 100,00 100,00 84,93Disparos no programados 0 0 84Paradas programadas 0 0 19Paradas no programadas 0 0 16Mesa presidencial de las Jornadas.Con la presencia del secretariode Estado de Energíay PYME, José Folgado, tuvolugar la inauguración del tercerencuentro especializadodel Sector Eléctrico Español,organizado por RecoletosConferencias.Especial interés despertó lamesa titulada “Reorganizaciónde las empresas delsector: la vuelta a la especialización”,en la que participaronlos consejeros delegadosde las cinco grandes empresaseléctricas españolas.Rafael Miranda, consejerodelegado de Endesa, se refirióa las profundas diferenciasque separan a los sectoresgasista y eléctrico, tantoen el aspecto estructural comoen el trato regulatorioaplicado a cada uno deellos. En este sentido, afirmóque en el primero se asegurala recuperación de la inversióny que las tarifas del gasson, en sus palabras, las másaltas de la Unión Europea.De esta forma, consideróperjudicial para la liberalizaciónun posible proceso defusión entre empresas deambos sectores como elplanteado recientemente.ENDESA 85%, IBERDROLA 15%Ascó II Febrero Acumulado Acumulado1.014,8 MW en el año a origenProducción bruta MWh 688.680,00 1.451.480,00 125.471.440,00Producción neta MWh 663.824,00 1.398.410,00 120.772.067,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 135.665,11Factor de carga % 99,77 99,79 86,36Factor de operación % 100,00 100,00 89,19Disparos no programados 0 0 49Paradas programadas 0 0 20Paradas no programadas 0 0 4COFRENTESIBERDROLA 100%Febrero Acumulado Acumulado1.081 MW en el año a origenProducción bruta MWh 733.566,00 1.548,192,00 138.691.907,00Producción neta MWh 708.625,00 1.495,816,00 133.620.664,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 144.648,47Factor de carga % 100,58 100,74 86,75Factor de operación % 100,00 100,00 89,22Disparos no programados 0 0 88Paradas programadas 0 0 35Paradas no programadas 0 0 42M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
SECCIONES FIJASJOSÉ CABRERAUFG 100%160 MW Febrero Acumulado Acumuladoen el año a origenProducción bruta MWh 101.109,00 212.961,00 32.776.287,00Producción neta MWh 95.043,00 200.239,00 31.110.332,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 232.689,05Factor de carga % 94,04 94,00 68,08Factor de operación % 100,00 100,00 77,33Disparos no programados 0 0 136Paradas programadas 0 0 n/dParadas no programadas 0 0 n/dNUCLENORSta. Mª DE GAROÑA (ENDESA 50%, IBERDROLA 50%)466 MW Febrero Acumulado Acumuladoen el año a origenProducción bruta MWh 310.274,00 614.081,00 95.954.695,00Producción neta MWh 298.777,00 591.080,00 91.279.972,00Horas acoplado h 672,00 1.351,46 220.456,85Factor de carga % 99,08 93,06 74,66Factor de operación % 100,00 95,44 79,07Disparos no programados 0 1 131Paradas programadas 0 1 40Paradas no programadas 0 0 56Afirmó que el sector no debeestar arrepentido de las inversionesrealizadas hace unlustro en los países suramericanos,donde las empresasespañolas deben mantenersu presencia a la espera denuevos ciclos inversores.En la segunda jornada, estosencuentros analizaron“La producción segura conenergía nuclear”, a través dela presentación de la presidentadel Consejo de SeguridadNuclear, María TeresaEstevan, quien hizo un interesanteanálisis sobre la seguridadnuclear y la seguridadfísica en las centrales.CONVENIO DE COLABORACIÓNENTRE EL CIEMAT Y LA EMVEn el debate posterior, se refirióa la fusión como una líneade investigación de laque podremos obtener innumerablesbeneficios, indicandoque el Iter es el segundoproyecto más importantedel mundo en investigación,después del área espacial. Lapresidenta del CSN cerró suintervención afirmando queel parque nuclear españoltiene un excelente funcionamiento,y el objetivo del organismoque preside es, precisamente,asegurar quecontinúe en esta línea.TRILLO IUFG 34,5%, IBERDROLA 48%,HC 15,5%, NUCLENOR 2%1.066 MW Febrero Acumulado Acumuladoen el año a origenProducción bruta MWh 716.151,00 1.509.728,00 115.057.329,00Producción neta MWh 672.943,00 1.418.575,00 107.802.413,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 111.399Factor de carga % 99,97 100,02 83,85Factor de operación % 100,00 100,00 86,05Disparos no programados 0 0 15Paradas programadas 0 0 18Paradas no programadas 0 0 22VANDELLÓS IIENDESA 72%, IBERDROLA 28%1.081,7 MW Febrero Acumulado Acumuladoen el año a origenProducción bruta MWh 727.721,00 1.534.659,00 115.622.829,00Producción neta MWh 700.074,60 1.475.549,10 110.536.016,28Horas acoplado h 672,00 1.416,00 117.093,46Factor de carga % 99,61 99,69 84,94Factor de operación % 100,00 100,00 87,78Disparos no programados 0 0 35Paradas programadas 0 0 16Paradas no programadas 0 0 10Por su parte, IgnacioSánchez Galán, consejerodelegado de Iberdrola, hizoun amplio análisis del PlanEstratégico 2002-2006 de laempresa, conocido como“x2+”, cuyos ejes fundamentalesresumió en tres puntos:la concentración de inversionesen el ámbito nacional, eldiálogo con la Administracióny la desinversión en activosno básicos. Los objetivosdel Plan se resumen en30.000 MW instalados en2006, y una inversión de12.000 M€ (8.000 en centralesde ciclo combinado y renovables,y 2.000 en distribución).El consejero delegado deUnión Fenosa, HonoratoLópez Isla, hizo un detalladoanálisis de los costes de generación,que situó en 4 c€como coste medio, mientrasque para las centrales de gases de 4,3 c€, y de 6,6 c€ paralas renovables. Por ello, lanueva generación de electricidada partir de estas materiasprimas tensionará el precioal alza y puede tener unfuerte impacto en la tarifa.El director del CIEMAT, César Dopazo, (derecha), y el concejal de Vivienda yRehabilitación Urbana del Ayuntamiento de Madrid, Sigfrido Herráez, durantela firma del convenio.El director general delCentro de InvestigacionesEnergéticas, Medioambientalesy Tecnológicas (CIE-MAT), Cesar Dopazo, y elconcejal de Vivienda yRehabilitación Urbana delAyuntamiento de Madrid,Sigfrido Herráez, han firmadoun convenio específicode colaboración para evaluarel comportamientoenergético de tres edificiosde viviendas protegidas dealta eficiencia, construidaspor la EMV en el Oeste SanFermín, en Usera, bajo el patrociniodel Programa ALTE-NER de la Unión Europea.Mediante un sistema monitorizadono intrusivo ycompatible con el uso de lasviviendas, se podrán medirlas temperaturas y humedadesrelativas, la temperaturay caudal de aire en las chimeneassolares, las aportacionesde agua caliente sanitariapor los colectoressolares y el consumo deenergía en cada una de lasviviendas.Para ello los pisos estaránprovistos de sensores queenviarán automáticamente lainformación a un ordenadorsituado en el propio inmuebley desde donde se analizaránperiódicamente laslecturas, a fin de obtenerconclusiones sobre la eficaciade las soluciones bioclimáticasadoptadas.El convenio, que tendráuna vigencia de dos años,establece que el CIEMATrealice el proyecto de monitorizacióny comience la recogidade datos a partir delmes de marzo, y, a cambio,la EMV facilitará los datos,información y acceso a lasinstalaciones que sean necesariospara el desarrollo delos trabajos.Desde hace unos años elAyuntamiento de Madrid, através de la EMV, y el CIE-MAT tienen suscrito un conveniomarco de colaboracióncuya finalidad esconseguir un nivel idóneo deahorro energético en las promocionesconstruidas por laempresa municipal.M a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
III JORNADAS SOBRE CALIDAD EN EL CONTROLDE LA RADIACTIVIDAD AMBIENTALActo de clausura de las Jornadas. De izquierda a derecha, Maite Domínguez,vicepresidenta de la Sociedad Nuclear Española; Justo Nieto, rector de la UniversidadPolitécnica de Valencia, y Vicente Serradell, Universidad Politécnica de Valencia.NACE ENERGÍA SIN FRONTERASDel 26 al 28 de febrero, secelebraron en Valencia las IIIJornadas sobre Calidad en elControl de la RadiactividadAmbiental. Estas sesiones, quetienen una periodicidad bianual,son organizadas de formaconjunta por la SociedadNuclear Española y la SociedadEspañola de ProtecciónRadiológica, y tienen comoobjetivo mejorar la calidad enlas medidas de radiactividadambiental.En buena medida, en estosencuentros se examinan losprogresos y los retos de las comisionestécnicas que se formaroncomo consecuencia dela primera de las reuniones,que tuvo lugar en Bilbao.Las comisiones técnicas demuestreo, preparación, análisis,patrones, equipos e incertidumbresresponden a preocupacionestécnicas de losprofesionales que tienen laresponsabilidad de controlar laradiactividad del medio ambiente.Prueba del interés que lasjornadas suscitan ha sido laasistencia de casi cien profesionales,que participaron muyactivamente en el desarrollode las mismas.Carmen Becerril presidió el acto de constitución de la Fundación Energía sin Fronteras.El pasado 3 de marzo,Energía sin Fronteras se constituyócomo Fundación en unacto formal celebrado en elInstituto de Ingeniería deEspaña, al que asistieron losmiembros del Patronato en elcual se encuentran las principalesempresas y asociacionesenergéticas del sector, y queestuvo presidido por la directorageneral de Política Energéticay Minas, Carmen Becerril.Energía sin Fronteras se hacreado como una organizaciónindependiente y sin ánimo delucro, que trabajará con el objetivode extender y facilitar elacceso a los servicios energéticosy de agua en regiones desfavorecidas.La iniciativa hapartido de un grupo de profesionalesdel sector energéticoque aportan voluntariamentesu experiencia para habilitarinfraestructuras energéticas yde agua, al considerar que estosservicios son esenciales parael desarrollo de las zonasdeprimidas económicamente.El patronato de Energía sinFronteras ha quedado integradopor ENDESA, IBERDROLA,UNIÓN FENOSA, Hidrocantábrico,Viesgo, Red Eléctrica,la Empresa de Energía FotovoltaicaATERSA, BP Solar, laOperadora del MercadoEspañol de la Electricidad(OMEL), ENRESA, UNESA, laAsociación de Productores deEnergías Renovables (APPA), elCIEMAT, el Club Español de laIBERINCOREFORZARÁLA INFRAESTRUCTURAELÉCTRICA DE MÉXICOIberdrola Ingeniería yConsultoría (Iberinco) se haadjudicado un nuevo contratolicitado por la empresa públicade electricidad de México(CFE) para la construcción deinfraestructura eléctrica en eleste y el norte del país por unimporte de 15 millones de dólares.La filial de Iberdrola se ocuparáen los próximos 16 mesesde la ejecución llave en manode 177,26 kilómetros de líneasde transmisión de 115 KV, delos cuales 175,96 kilómetrosserán en aéreo y 1,3 kilómetros,en subterráneo. Las obrasse realizarán en los estados deCoahulla, Jalisco, Verzcruz,Guerrero y Michoacán.El proyecto se enmarca dentrodel ambicioso plan delGobierno mexicano para adecuarla red eléctrica a la crecientedemanda del país y tienecomo objetivo reforzardicho tendido y mejorar la calidaddel servicio eléctricomexicano.Este contrato se une a otroadjudicado por la CFE aIberinco en diciembre de2002 para construir 58,3 kilómetrosde líneas de transmisióny cinco subestaciones,con voltajes de 400 KV y 230KV y una capacidad total de1.100 MVA, en los estados delnoroeste de México Querétano,Guanajuato y Sinaloa,cuyas obras ya han comenzado.Energía y el Instituto deIngeniería de España.Energía sin Fronteras secompromete, en sus principiosfundacionales, a aportar unequipo de personas con experienciaprofesional en el áreaenergética; mantener criteriosde independencia, imparcialidady cooperación; difundir lasituación de las zonas dondese actúe con acciones concretaspara promover el debatesobre el desarrollo en el campode la energía, y captar financiacióneuropea, públicanacional y privada para eladecuado desarrollo de losproyectos.TECNATOMINSPECCIONACON ÉXITO LA VASIJADE LA CENTRALNUCLEAR DE SANTAMARÍA DE GAROÑADurante la parada realiza losdías 10, 11 y 12 de marzo parala recarga de combustible de lacentral nuclear de Santa Maríade Garoña, Tecnatom utilizópor primera vez el equipo mecánicode inspección denominadoTEIDE-3. Este equipo esun brazo robotizado subacuáticocapaz de controlar 7 gradosde libertad, diseñado íntegramenteen Tecnatom y pensadopara realizar inspecciones en elescudo (shroud) de la vasija delreactor en zonas situadas pordebajo de la placa soporte delnúcleo que permanecían inaccesiblespara los equipos deinspección utilizados hasta lafecha.Previamente a la ejecucióndel trabajo y dadas las especialesdificultades que entraña realizarinspecciones en el interiorde la vasija y alcanzarzonas por debajo de la placasoporte, se realizó un demostraciónde la funcionalidad delequipo y de su precisión y repetibilidadante el representantedel Vessel Internal Project,VIP del EPRI, así como una demoreal en una maqueta deNUCLENOR para demostrar suoperabilidad y la capacidad desu extracción segura de la vasijaen caso de fallo, siendo realizadasambas demostracionescon éxito.Con el TEIDE-3 se pudo realizarla inspección ultrasónicaM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
SECCIONES FIJASde las dos soldaduras verticalessituadas por debajo de la placasoporte por el interior del shroud,y, a pesar de los problemassurgidos, se realizó el100% del alcance previsto sinprovocar ningún impacto enlas actividades de la Planta deRecarga.Es la primera vez que se realizaen el mundo una inspecciónultrasónica de estas soldadurasdesde el interior de lavasija, lo que confirma que seala innovación tecnológica unode los valores corporativos deTecnatom.ACUERDODE COOPERACIÓNENTRE WESTINGHOUSEY TECNATOMWestinghouse ha suscrito unacuerdo preferencial de cooperacióncon Tecnatom, mercedEL FÍSICOSÁNCHEZ RON, ELEGIDOACADÉMICO DE LALENGUAEl físico José Manuel SánchezRon ha sido elegido académicode la Lengua, paraocupar la vacante de JoséMaría de Areilza, fallecido enfebrero de 1998, contando conel apoyo de 25 académicos ycon el respaldo de AntonioColino, Juan Luis Cebrián yEmilio Lledró.El poeta madrileño JoséHierro fue elegido en abril de1999 para esta misma plaza,muriendo en diciembre de2002 sin haber podido leer sudiscurso de ingreso en la RealAcademia.José Manuel Sánchez Ron escatedrático de Historia de laCiencia en la UniversidadAutónoma de Madrid y es autorde una veintena de librossobre la ciencia y su historia,entre los que cabe destacar “Elorigen y desarrollo de la creatividad”,“El poder de la ciencia”,“Diccionario de la ciencia”y “El siglo de la ciencia”,galardonada en 2001 con elPremio José Ortega y Gassetdel Ayuntamiento de Madrid.NUEVO JEFENUCLEAR DEL NEIMarvin Fertel ha sido nombradojefe nuclear del Nuclearal cual ambas empresas compartirándesde el año 2003 hastafinales de 2009, tecnología,personal, equipos y una ampliabase de experiencias de inspeccióny reparación en centralesnucleares comerciales.Tecnatom complementará lascapacidades globales deWestinghouse, cooperando enla aplicación de tecnologías deensayos no destructivos por ultrasonidosy por corrientes inducidas,así como en la aportaciónde personal y suministrode equipos.El personal de Tecnatom colaborarácon las operacioneseuropeas de Westinghouse paraparticipar en proyectos relacionadoscon la vasija del reactory generadores de vapor.Igualmente, este acuerdo se extiendeal mercado americano,donde también Tecnatom aportarárecursos en proyectos deWestinghouse.Energy Institute (NEI), en unareorganización que prevé unaestructura organizacional modernizada.El Sr. Fertel, primervicepresidente del NEI, sucedea Ralph Beedle, que se jubilóen enero y dirigirá la divisiónde generación nuclear, queaborda cuestiones relacionadascon las operaciones de lascentrales y los asuntos reguladores.Según el NEI, su reorganizaciónpermitirá enfocar sus conocimientosy recursos, así comolos de la industria, a laspolíticas públicas que másafectan a la industria. NEI hadicho que ha consolidado suestructura organizacional, reduciéndolade ocho a seis divisiones:generación nuclear,asuntos gubernamentales, comunicaciones,servicios jurídicos,servicios corporativos, yrelaciones con los miembros yasuntos exteriores.LA NRC TIENE NUEVOPRESIDENTEEl día 31 de marzo, el presidenteBush nombró a NilsDiaz presidente de la NRC, ensustitución dea Richard Meserve,que deja su puesto 15meses antes de lo previsto. ElSr. Diaz es el nombramientorepublicano con más antigüedaden la Comisión, habiendotrabajado con la misma desdeel mes de agosto de 1996. Elcomisario Jeffrey Merrifield, elotro republicano, ha trabajadoCHINACASI TERMINADO UNREACTOR DEINVESTIGACIÓNChina ha asignado 1 billónde yuan (unos 120 millones dedólares) para la realización delprimer reactor reproductor rápidoexperimental del país, enun proyecto conjunto conRusia.Se inició la construcción delreactor rápido experimentalchino (CEFR) de 65 megavatios(térmicos) en el año 1999, enel Instituto Chino de EnergíaAtómica situado a 40 kilómetrosde Beijing. Varias organizacionesrusas participan en elproyecto, suministrando equiposy combustible para el reactor,cuya entrada en servicioestá prevista para el año 2005.AYUDARÁ EN LACONSTRUCCIÓN DECHASNUPP-2Pakistán ha firmado unacuerdo de entendimiento conChina para su ayuda en laconstrucción de la segundaunidad de la central nuclearde Chasnupp en Chashma.La Comisión de EnergíaAtómica de Pakistán (PAEC) haconfirmado la reciente firmadel acuerdo por parte del primerministro de este país, MirZafarullah Khan Jamali, y elpresidente chino Wen Jiabao.Bajo el nuevo acuerdo,China ayudará a Pakistán aconstruir un segundo reactorde agua a presión (PWR) de300 megavatios en la centralnuclear de Chasnupp, tras lograrla finalización y conexióna la red de una unidad idénticaen este emplazamiento hacecasi tres años, unidad construidacon la asistencia de laChina National NuclearCorporation.EE.UU.LICENCIAS HASTA LOS60 AÑOSen la NRC desde octubre de1998.Los reguladores estadounidenseshan renovado los permisosde explotación de lasunidades 1 y 2 tanto de la centralnuclear de North Anna comode la de Surry por un períodoadicional de 20 años.Las unidades 1 y 2 de NorthAnna ahora podrán estar enoperación hasta los años 2038y 2040, respectivamente, y lasunidades 1 y 2 de Surry hastalos años 2032 y 2033, respectivamente.Las dos centralesson propiedad de la empresaeléctrica estadounidenseDominion, que presentó lassolicitudes de renovación delicencia hace casi dos años.OIEASEGURIDAD DE LASFUENTES RADIACTIVASEl director de la OrganizaciónInternacional para laEnergía Atómica (OIEA) ha dichoque es necesario un ‘ampliorespaldo’ –incluyendo elfinanciero– para poder garantizarla seguridad de las fuentesradiactivas a nivel mundial.En su discurso ante la sesiónde apertura de la ConferenciaInternacional sobre la Seguridadde las Fuentes Radiactivas,celebrada en Austria, eldirector general de la OIEA,Mohamed ElBaradei, dijo quela seguridad de las fuentes seha vuelto más urgente aún araíz de los ataques terroristasde Septiembre de 2001 en losEE.UU.Para más información sobrela conferencia, ver la páginaweb de la OIEA:(www.iaea.org/worldatom).RUSIARENOVACIÓN DELACUERDO SOBREPLUTONIORusia y EE.UU. han ratificadouna modificación de unacuerdo existente referente alcierre de tres reactores nuclearesen Siberia capaces deproducir plutonio de uso armamentístico.El ministro ruso para laEnergía Atómica, AlexanderRumyantsev, y el secretario deEnergía de los EE.UU., SpencerAbraham, firmaron el acuerdoen la sede de la OrganizaciónInternacional para la EnergíaM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E
Atómica en Viena, Austria.Según el acuerdo, Rusia tendráque cerrar los reactores–dos en Seversk en la regiónde Tomsk, y uno en Zheleznogorsken la región de Krasnoyarsk–para finales de los años2005 y 2006, respectivamente.Así queda modificado unacuerdo anterior entre los dospaíses, del año 1997, que permitíael funcionamiento de losreactores hasta el año 2000.El nuevo acuerdo entrará envigor únicamente en caso de“la construcción en Seversk yZheleznogorsk de centrales decogeneración alternativas y desustitución con combustiblesfósiles.”SUIZALEY PARA MANTENERABIERTA LA OPCIÓNNUCLEAREl Parlamento suizo ha aprobadouna nueva ley que ‘mantieneabierta’ la opción nuclear,adelantándose a dosiniciativas antinucleares queserán votadas en el mes de mayo.La nueva ley fue aprobadaen ambas Cámaras delParlamento. La ley prevé laampliación de los derechos delos ciudadanos suizos A tomardecisiones referentes al posibleuso en el futuro de la energíanuclear, así como al licenciamientode los almacenamientosde residuos radiactivos.UNIÓN EUROPEACONCEPTOSERRÓNEOS SOBRELA ENERGÍAEn una encuesta en el conjuntode la UE para conocerlas opiniones del público sobrela energía y la tecnologíaenergética, se ha comprobadoque muchos europeos estánmal informados sobre muchasáreas relacionadas con la misma.La encuesta fue encargadapor la Dirección General deInvestigación de la ComisiónEuropea (CE), y los resultadosse han publicado en un informedel día 6 de marzo.La encuesta indica que loque más preocupa a los europeosen el ámbito de la energíason la protección medioambientaly los residuosradiactivos. Sin embargo, segúnel Foro Atómico Europeo(Foratom), la organización querepresenta a la industria nu-RADIOLOGICALPROTECTIONOF THE ENVIRONMENTOCDE, París, 2003.ISBN 92-64-18497-XEn los últimos años, los paísesmiembros de la Organisationfor Economic Cooperationand Development(OECD) han mostrado un interéscreciente en el establecimientoy promoción de unsistema explícito para la protecciónradiológica del medioambiente como parte de susiniciativas encaminadas a alcanzarel desarrollo sostenible.En este contexto, laNuclear Energy Agency ha organizado,en estrecha colaboracióncon la InternationalCommission on RadiologicalProtection, una serie de forossobre protección radiológicadel medio ambiente.Los aspectos más importantesdel primero de estos foros,titulado “Radiological Protectionof the Environment:The Path Forward to a NewPolicy?”, y celebrado enTaormina, Sicilia del 12 al 14de febrero de 2002, son analizadosen este trabajo: el desarrollosostenible, la necesariaregulación, una aproximaciónintegrada a la protección, etc.II CONFERENCIASOBRE FORMACIÓN ENPROTECCIÓNRADIOLÓGICADel 17 al 19 de septiembre,tendrá lugar en la sede delclear europea en Bruselas, enla encuesta se compruebatambién la existencia de unos“conceptos erróneos importantes”que hay que corregir.El secretario general deForatom, Peter Haug, ha dichoque esta encuesta es una llamadade atención para todosaquellos responsables de informar–educadores, gobiernos,instituciones europeas yla industria– en el sentido deque hay que mejorar en esteámbito.Para consultar el informe eninglés, ver la página web sobreinvestigación energéticade la Unión Europea:(http://www.europa.eu.int/comm/public_opinion/archives/eb/ebs_169.pdf).EL MERCADOELÉCTRICO ANTE 2003.GARANTÍADE SUMINISTROY DE EFICIENCIAEl Sector Eléctrico españolestá afrontando en los últimosaños un cambio estructuralprofundo, determinado por ladesregulación y apertura de losmercados, la innovación tecnológica,la penetración denuevas formas de energía primariay con aumentos notablesen el consumo de electricidad.En este contexto, el ClubEspañol de la Energía y UNE-SA auspiciaron la celebracióndel Seminario “El MercadoEléctrico ante el 2003.Garantía de Suministro y Eficiencia”.En este libro se recogen lasponencias y debates presentadosen este Seminario.CIEMAT en Madrid, la “IIConferencia sobre Formaciónen Protección Radiológica.Estrategias de Futuro”.La conferencia, cuyo plazode presentación de artículos finalizael próximo 20 de mayo,está organizada por el CIE-MAT en colaboración conICRP, UE, CSN, ENRESA,CEA, SEPR, SEFM, SNE, universidadesy otras institucionesrelacionadas con la PR.Las personas interesadas eninscribirse, pueden recibirmás información en: Unidadde Formación CIEMAT-IEE.Tel.: 91 346 67 21 / 62 98. E-mail: m.goded@ciemat.esCURSO“COMBUSTIBLESALTERNATIVOSPARA EL SECTORDEL TRANSPORTE:BIOCOMBUSTIBLESY PILAS”Investigadores del CIEMATimpartirán, del 16 al 20 dejunio, el curso sobre “Combustiblesalternativos para elsector del transporte: biocombustiblesy pilas”, dirigidoa titulados superiores ymedios de Escuelas Técnicasy Facultades de Ciencias.El objetivo del curso es llevara cabo la descripción y elanálisis de la situación actualy el futuro del uso de los biocombustiblesy las pilas decombustible en el sector delos transportes, evaluándoseel desarrollo científico-técnicode este tipo de sistemas,así como los aspectos económicosasociados.Más información e inscripción:Ana García. Instituto deEstudios de la Energía (CIE-MAT). Avda. Complutense,22. 28040 Madrid. Tel.: 91346 64 86 / 64 07. E-mail: trivi@ciemat.esÍNDICE DE ANUNCIANTES2ªC 29 REUNIÓN SNE49 ANA-CNV1 CESPA4 CN ALMARAZ-TRILLO13 CN COFRENTES3ªC EMPRESARIOSAGRUPADOS14 ENUSA4ªC FRAMATOME50 GENERAL ELECTRIC2 INITEC18 JÓVENES NUCLEARES6 LAINSAM a r z o 2 0 0 3R e v i s t a S N E