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Ref.: CSN/PDT/CNCOF/COF/0806/157

PROPUESTA DE DICTAMEN TÉCNICO

AUTORIZACIÓN DE LA MODIFICACIÓN DE DISEÑO DE SUSTITUCIÓN DE LOS BASTIDORES DE LA PISCINA ESTE (P.A.C.E.)

DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE IRRADIADO EN LA CENTRAL NUCLEAR DE COFRENTES.

1. IDENTIFICACIÓN

1.1. Solicitante: Central Nuclear de Cofrentes

1.2. Asunto: Solicitud de autorización de la modificación de diseño para la sustitución de los bastidores de la piscina este de almacenamiento de combustible irradiado (P.A.C.E.) de acero inoxidable, por otros de alta densidad con acero borado, para incrementar la capacidad de almacenamiento en dicha piscina en 1201 posiciones adicionales para elementos combustibles gastado.

Se solicita asimismo que se apruebe las modificaciones a los siguientes documentos oficiales de explotación:

• Especificaciones Técnicas de funcionamiento Mejoradas rev. 14 (DOE 01). • Estudio Final de Seguridad rev. 38 (DOE 04).

Por último se solicita que se apruebe la modificación del Documento Básico de Explotación Manual de Requisitos de Operación rev. 11 (DB 08).

1.3. Documentos aportados por el Solicitante: La propia solicitud, enviada por el Ministerio de Industria, Turismo y Comercio (MITC), y recibida en el CSN con fecha 13 de diciembre de 2007, con número de registro de entrada 23913.

La solicitud de autorización PC 07/05, en revisión 0, contiene los siguientes anexos:

• Anexo 1: ENSA. “Informe de Licenciamiento”, 2 EW9LR01, Rev. 4. • Anexo 2: Propuesta de cambio a las ETFM, PC-08/07, DOE 01, rev. 14, “Reracking

de la piscina de combustible este (PACE)”. • Anexo 3: Propuesta de cambio al MRO PC-02/07 DB 08 Rev. 11. “Modificaciones

en la grúa puente del edificio de combustible asociadas al Reracking de la PACE”. • Anexo 4: Modificaciones al Estudio Final de Seguridad. • Anexo 5: “Estudio del cumplimiento de la normativa NUREG-0554 y NUREG-

0612 Ap. C para MCL=15Tm”. • Anexo 6: Informe Técnico “Aumento de capacidad de la grúa X68-EE003 a 15 Tm

y adaptación a la normativa NUREG-0554”

Asimismo y en respuesta a las distintas solicitudes de las áreas evaluadoras se han recibido en el registro del CSN los siguientes paquetes de información adicional procedente del titular que completan aspectos concretos de la documentación anterior:

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• C.N. Cofrentes. Solicitud de Autorización del Reracking de la PACE Documentación complementaria. Registro Telemático de Entrada nº 40248 de 29 de febrero de 2008.

• C.N. Cofrentes. Solicitud de Autorización del Reracking de la PACE Documentación complementaria. Registro de Entrada nº 10214 de 24 de abril de 2008.

• C.N. Cofrentes. Solicitud de Autorización del Reracking de la PACE Documentación complementaria. Registro Telemático de Entrada nº 40628 de 13 de mayo de 2008.

• C.N. Cofrentes. Documentación relacionada con la solicitud de Autorización 07/05 del Reracking de la PACE. Registro de Entrada nº 14253 de 24 de junio de 2008.

1.4. Documentos de licencia afectados: Especificaciones Técnicas de funcionamiento Mejoradas (ETFM) rev. 14 (DOE 01) y Estudio Final de Seguridad (ES) rev. 38 (DOE 04).

Además implica cambios en el Documento Básico: “Manual de Requisitos de Operación” (MRO) rev. 11 (DB 08) que requiere apreciación favorable del CSN para su modificación.

2. DESCRIPCIÓN Y OBJETO DE LA PROPUESTA

Razones, Descripción y Antecedentes de la solicitud.

La solicitud de Iberdrola viene motivada por la necesidad de aumento de la capacidad de almacenamiento de la piscina de combustible gastado en la central nuclear de Cofrentes (CNC). En la actualidad la capacidad de almacenamiento de las piscinas de combustible gastado de CNC es de 4186 posiciones de elementos de combustible. Tras la recarga 16 (año 2007), la ocupación de las piscinas es de 3216 posiciones. Considerando una recarga típica del orden de 256 elementos combustibles y tendiendo en cuenta que en todo momento se debe contar con una reserva de 624 posiciones para la descarga completa de un núcleo, se concluye que, con la configuración actual, la operación de la central sólo sería posible hasta abril de 2011, en ese momento se dispondría de la reserva de posiciones para un núcleo completo, pero no se podrían irradiar más elementos. Por este motivo se hace necesario aumentar la capacidad de almacenamiento de combustible gastado en la central. De las posibles soluciones CNC ha optado por la sustitución de bastidores de la piscina de almacenamiento de combustible gastado de la piscina este (PACE) por otros nuevos de mayor capacidad (reracking). La solución elegida para la PACE es similar a la que se llevó a cabo en la piscina de almacenamiento de combustible oeste (PACO), autorizada por resolución de la Dirección General de la Energía de 7 de agosto de 1997 y similar, asimismo, a otras autorizadas en otras centrales nucleares españolas. Por otro lado, y con objeto de proceder a la sustitución de bastidores de una manera ordenada y manteniendo en todo momento posiciones en la piscina que permitan establecer “caminos de paso seguros”, según se establece en las referencias de aplicación sobre el control y manejo de cargas pesadas en las centrales nucleares, es necesario finalizar el proyecto de manera previa al inicio de la recarga 17 prevista para abril de 2009, por lo que se deben iniciar las actividades de ejecución del proyecto en fechas lo más cercanas posible a junio de 2008. La solicitud de Iberdrola viene acompañada, en sus anexos, de los documentos en los que se basa la solicitud, por un lado el análisis de seguridad correspondiente a la modificación de diseño del cambio de bastidores en la piscina de almacenamiento de combustible (Anexo 1 de la solicitud). Por

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otro lado las propuestas y justificaciones de modificación a los documentos oficiales de explotación que se ven afectados por la modificación: 1. Especificaciones Técnicas de Funcionamiento Mejoradas (ETFM) en sus apartados 4.3.1 y 4.3.2

de Características de Diseño del Almacenamiento de Combustible para adaptar los apartados al nuevo diseño. (PC-08/07). Anexo 2 de la solicitud.

2. Manual de Requisitos de Operación (MRO) (PC-02/07). “Modificaciones en la grúa puente del edificio de combustible asociadas a reracking de la PACE” (Anexo 3 de la solicitud), debido a la necesidad de manejar cargas con pesos cercanos a 14 Tm, para lo cual se requiere eliminar de manera temporal, mientras se realicen los trabajos, los enclavamientos recogidos en el requisito de operación R.O.6.3.9.6 que impiden transportar cargas superiores a 500 kg por encima de la piscina de almacenamiento. La justificación propuesta implica el cumplimiento con la normativa descrita en el documento de manejo de cargas pesadas en centrales nucleares (NUREG-0612 “Control of Heavy Loadds at Nuclear Power Plants”) lo que conlleva la realización de modificaciones en la grúa para cualificarla como grúa a prueba de fallo único. Las justificaciones y estudios correspondientes constituyen los anexos 5 y 6 de la solicitud:

• Anexo 5: “Estudio del Cumplimiento de la normativa NUREG-0554 y NUREG-0612 Ap. C para MCL=15Tm”.

• Anexo 6 Informe Técnico “Aumento de la capacidad de la grúa X68-EE003 a 15Tm y adaptación a la normativa NUREG-0554”.

3. Modificaciones al Estudio Final de Seguridad (ES). Constituye el anexo 4 de la solicitud. En él se documentan y se incluyen todas las modificaciones necesarias a distintos apartados figuras y tablas del capítulo 9.

3. EVALUACIÓN

3.1. Referencia y título de los informes de evaluación:

1. CSN/NET/IMES/COF/0802/221. Evaluación de la posible influencia del re-racking propuesto por CN Cofrentes para la piscina de almacenamiento de combustible este en el número de barras de combustible rotas considerado en el análisis del “Accidente de manejo de combustible”.

2. CSN/IEV/IMES/COF/0806/897. Cambio de bastidores de almacenamiento de combustible en la piscina este (P.A.C.E) de CN. cofrentes. Evaluación del análisis sísmico de los bastidores y de la capacidad estructural del revestimiento de la piscina y la losa del edificio de combustible.

3. CSN/IEV/IMES/COF/0806/898. Evaluación de los materiales y del accidente de caída de un elemento combustible en los bastidores de alta densidad previstos para la piscina de almacenamiento de combustible gastado este de CN Cofrentes.

4. CSN/IEV/MOSI/COF/0806/901. Evaluación del análisis termohidráulico local del proyecto de re-racking de la piscina de almacenamiento de combustible este (P.A.C.E.) de C.N. Cofrentes.

5. CSN/IEV/INNU/COF/0806/895, Evaluación del análisis de criticidad de los nuevos bastidores de la piscina de almacenamiento de combustible este de C. N. Cofrentes. Cambios en ETFs y Estudio Final de Seguridad asociados.

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6. STN/CAM/NI/08/02, Evaluación del cálculo de calor residual en las piscinas de almacenamiento de combustible de C.N. Cofrentes tras el reracking de la Piscina de Almacenamiento de Combustible Este (PACE).

7. CSN/NET/ISAM/COF/0803/228. Nota de Evaluación Técnica. Evaluación preliminar de la solicitud de autorización del reracking en la piscina de almacenamiento de combustible este (P.A.C.E) de C.N. Cofrentes.

8. IEV/GACA/COF/0805/891: Informe de evaluación de la documentación correspondiente al proyecto de Reracking de C. N. Cofrentes. En concreto y como documento central de evaluación: la revisión 1 de Plan de Proyecto y Calidad para el proyecto de Reracking de la piscina de almacenamiento este de la C. N. Cofrentes (documento de Iberinco).

9. CSN/IEV/CSN/COF/0804/889: Informe de evaluación del Proyecto de sustitución de bastidores en la piscina de almacenamiento Este de CN Cofrentes.

10. CSN/NET/AEIR/COF/0805/231. C.N. Cofrentes. Análisis de las consecuencias radiológicas del accidente de caída de un elemento combustible en el edificio de combustible, como consecuencia del re-racking en la piscina de almacenamiento de combustible.

11. CSN/NET/ARBM/0806/232. Almacenamiento de contenedores CMT en la CN Cofrentes.

12. CSN/IEV/IMES/COF/0806/900. Cambio de bastidores de la piscina este de C.N. Cofrentes: Evaluación del análisis estructural de los nuevos bastidores, difusores, colgadores y de la plataforma temporal.

13. CSN/IEV/IMES/COF/0806/902. Informe de evaluación de la propuesta de aumento de la capacidad de almacenamiento de la piscina este de combustible gastado de C.N. Cofrentes (Aspectos de modificación de la grúa para fallo único).

3.2. Resumen de la evaluación

El alcance de la evaluación efectuada por parte del CSN comprende todos los aspectos de la evaluación de seguridad analizados por Cofrentes así como cada una de las modificaciones a los documentos oficiales de explotación.

El resumen de la evaluación se recoge en dos apartados diferentes, el primero se refiere al cambio de bastidores, en él se incluyen todos los aspectos de seguridad relacionados con dicho cambio y de las modificaciones en los documentos oficiales de explotación (ETFM y ES) afectados por la modificación de diseño. El segundo apartado relacionado con los cambios a la grúa necesarios para llevar a cabo los trabajos de cambio de bastidores así como las modificaciones en los documentos de explotación relacionados con ellos (MRO y ES).

En cuanto a la garantía de calidad afecta a todas las fases del proyecto (diseño, compra de material, fabricación de bastidores y montaje en planta). Además, afecta tanto al cambio de bastidores como a los aspectos relacionados con la grúa y forma parte de lo requerido según la Guía de Seguridad (GS-1.11) que requiere la existencia de un Plan de Calidad. El resumen de la evaluación de los aspectos relacionados con dicho Plan se recoge en un apartado específico del presente informe.

Las actividades previas a la evaluación se iniciaron con la presentación a las Direcciones Técnicas de Seguridad Nuclear (DTSN) y Protección Radiológica (DTPR) en dos ocasiones de los aspectos relevantes del proyecto, la última de ellas, previa al envío de la documentación de la solicitud de modificación de diseño, tuvo lugar el 16 de abril de 2007 (nº de registro de entrada 40524 de

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24/04/2007). El objeto de estas presentaciones es mantener informados a las áreas técnicas responsables de la evaluación de las características principales del proyecto y de los plazos necesarios para su resolución.

La solicitud, enviada por el Ministerio de Industria, Turismo y Comercio (MITC), fue recibida en el CSN con fecha 13 de diciembre de 2007, con número de registro de entrada 23913. Dicha solicitud contiene, además del propio escrito dirigido al MITC, un CD ROM que incluye la solicitud de Autorización nº 07/05 “Solicitud de autorización del proyecto de Reracking en la piscina de almacenamiento de combustible Este (PACE) de CNC”, Rev. 0 que a su vez incluye seis anexos con el contenido mencionado en el apartado 2 y que constituye el grueso de la información y documentación de evaluación.

Posteriormente, con objeto de tratar aspectos de detalle relacionados con las distintas áreas de evaluación se han mantenido las siguientes reuniones:

- Aspectos termohidráulicos de la solicitud de autorización 07/05 Reracking de la PACE (14 de febrero de 2008). Carta de remisión de la nota de reunión. Nº de registro de entrada 6662 de 25/03/2008.

- Aspectos sísmicos y estructurales de la solicitud de autorización 07/05 Reracking de la PACE (28 de febrero de 2008). Carta de remisión de la nota de reunión. Nº de registro de entrada 6660 de 25/03/2008.

- CSN/ART/CNCOF/COF/0804/03. Reunión sobre la limitación de la temperatura en la piscina de almacenamiento de combustible este (PACE) dentro de la solicitud de Reracking. Emisión de una instrucción Técnica (9 de abril de 2008). Carta de remisión de la nota (CSN-C-DSN-08-76) nº de registro de salida 2920 de 28/04/2008.

- Reunión sobre el análisis de impacto en bastidores de combustible de la solicitud de autorización 07/05 (Reracking PACE). Carta de remisión de la nota de reunión de registro de entrada 13178 de 06/06/2008.

- CSN/ART/MOSI/COF/0806/06. Reunión sobre aspectos de la refrigeración local. Carta de remisión de la nota (CSN-C-DSN-08-105) nº de registro de salida 4275 de 19/06/2008

Como consecuencia de lo tratado en las reuniones técnicas mantenidas así como en respuesta a diversas solicitudes de información adicional que se detallan en los distintos informes de evaluación el titular ha remitido al CSN cuatro paquetes de documentación complementaria (Registro Telemático de Entrada nº 40248 de 29 de febrero de 2008, Registro de Entrada nº 10214 de 24 de abril de 2008, Registro Telemático de Entrada nº 40628 de 13 de mayo de 2008 y Registro de Entrada 14253 de 24 de junio de 2008) además de otra documentación y aclaraciones transmitidas mediante diversos correos electrónicos que también se detallan en los correspondientes informes de evaluación.

Asimismo CNC realizó el 31 de marzo una presentación a las áreas de protección radiológica operacional y de tratamiento de residuos de media y baja actividad sobre las actividades a llevar a cabo en relación con el tratamiento y manejo de las piezas que se extraerán de la piscina de almacenamiento de combustible y su ubicación en el almacén de piezas de baja actividad existente en la actualidad en la central así como la gestión de residuos a realizar para liberar espacio en dicho almacenamiento. Aunque dicho proyecto y el tratamiento como residuos de las piezas procedentes de la piscina no forman parte en sí mismos de la solicitud de autorización se ha incluido en la evaluación de seguridad realizada desde el punto de vista de protección radiológica el tratamiento de los mismos para la evaluación y estimaciones de dosis ALARA del proyecto reracking, por lo que se incorpora en el presente informe un subapartado específico sobre el tratamiento y gestión de residuos procedente de la piscina.

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3.2.1 Evaluación de la modificación en relación con el cambio de bastidores.

La piscina este de almacenamiento de combustible gastado de la CNC está equipada actualmente con bastidores de chapa de acero inoxidable austenítico, con objeto de optimizar y aumentar la capacidad de estos bastidores CNC propone sustituir dichos bastidores por unos nuevos de alta densidad de almacenamiento fabricados de material con una mayor eficacia de absorción neutrónica. La empresa responsable de suministro y montaje de dichos bastidores es Equipos Nucleares S.A. (ENSA) por lo que el anexo 1 a la solicitud de autorización de CNC recopila el informe de licenciamiento, dividido en 13 anexos, realizado por dicha empresa y que ha sido objeto de evaluación por parte de distintas áreas de las Direcciones Técnicas de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica del CSN.

La modificación en la piscina consiste en la instalación en la PACE de 12 nuevos bastidores de almacenamiento en sustitución de los existentes actualmente. El resultado es una configuración de bastidores diferente, con un resultado de 3098 celdas de almacenamiento (3081 accesibles y 17 con interferencias con otras estructuras) frente a las 1880 actuales. Cada nuevo bastidor consta de los siguientes elementos:

- Una zona de acero inoxidable borado, constituida por rejillas de chapas de acero borado de 3,4mm de espesor que cubre la altura activa de los elementos combustibles.

- Una rejilla superior de acero no borado, que aloja el cabezal superior de los elementos combustibles.

- Paredes laterales, formadas por 6 paneles soldados de 5 mm de acero inoxidable, que son, a su vez, soldados a la rejilla superior y a la placa base.

- Estructura base también de acero no borado, que se encuentra por debajo de la zona activa y está constituida por la placa base de 20 mm de espesor con sus rigidizadores de 12 mm de espesor, todo ello de material SA-240 304L. Su misión es proporcionar un soporte resistente al cuerpo del bastidor y a los elementos combustibles, aloja los soportes de éstos y descansa sobre un mínimo de 5 patas que permiten nivelar los bastidores y transfieren las cargas al suelo de la piscina a través de las chapas de reparto.

- Soportes de acero inoxidable sobre los que descansan los bastidores y que transfieren las cargas desde los bastidores a las chapas de reparto “bearing pads” en el fondo de la piscina. Existen al menos 5 soportes para cada bastidor: cuatro en las esquinas y uno central.

Como consecuencia del cambio de bastidores es necesario realizar las siguientes modificaciones en la piscina:

- Sustitución de tuberías y difusores en el sistema de refrigeración de la piscina.

- Eliminación de accesorios en el revestimiento de la piscina.

- Instalación de chapas en el suelo de la piscina para proteger el revestimiento y proporcionar una suficiente plana de apoyo.

- Instalación de nuevos colgadores de barras de control

Además es necesaria la instalación de una plataforma temporal para el posicionamiento de las barras soporte, el nivelado de bastidores, apriete de patas de bastidores, y actividades varias de limpieza y control de calidad, cuya evaluación de seguridad desde el punto de vista estructural y sísmica es necesaria.

Los principales requisitos exigidos en el diseño y que son el objeto del análisis de seguridad presentado por CNC para solicitar la autorización, según se requiere en la Guía de Seguridad del CSN (GS-1.11), se resumen a continuación:

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- Diseño estructural de los nuevos bastidores, como elementos de Categoría Sísmica I y garantía de almacenamiento e integridad de los elementos combustibles en los mismos. Se garantiza dicho criterio en condiciones normales, sísmicas y de accidente de caída de un elemento combustible sobre los bastidores.

- Capacidad estructural del revestimiento de la piscina para soportar las cargas que se derivan de la nueva configuración de bastidores y que se transmiten al suelo a través de las chapas de reparto.

- Diseño estructural del nuevo difusor de la tubería de entrada de agua en las piscinas como elemento de Categoría Sísmica I.

- Diseño estructural de los nuevos colgadores de barras de control que garantice el diseño sísmico del conjunto “colgador-barras de control”.

- Refrigerabilidad del combustible almacenado de manera que no se ponga en cuestión la integridad de las varillas de combustible irradiado. Se garantiza tanto desde el punto de vista de refrigeración local como desde el punto de vista de la evacuación del calor generado en el combustible almacenado a través de los sistemas de refrigeración de la piscina de los que dispone la planta.

- Análisis de criticidad que debe garantizar la subcriticidad del conjunto de combustible almacenado en los nuevos bastidores suponiendo las peores condiciones que pudieran presentarse.

- Garantía de calidad del material absorbente neutrónico empleado en los nuevos bastidores de alta densidad .que asegure aspectos como el espesor de las chapas y contenido y distribución del boro en las mismas.

- Consecuencias radiológicas del accidente de caída de un elemento combustible.

- Consideraciones radiológicas sobre actividad en la piscina, variación en las tasas de dosis en áreas adyacentes a la piscina de combustible gastado, potencial impacto en las tasas de dosis por la ubicación de las barras de control en los nuevos bastidores, entre otras consideraciones.

- Actividades de manejo de cargas pesadas sobre la piscina durante el montaje de los nuevos bastidores. El análisis de seguridad incluye una parte dedicada al montaje. Se justifica que el combustible almacenado en la piscina PACE no se ve afectado durante la ejecución de los trabajos. Se aplicará la normativa de referencia para tales actividades (NUREG-0612) para el movimiento de cargas pesadas incluyendo la cualificación de la grúa a prueba de fallo único y la definición de caminos seguros de cargas en los movimientos sobre la piscina cuyo detalle de evaluación se recoge en el apartado 3.2.2 del presente informe.

El detalle de la evaluación de cada uno de los aspectos de seguridad anteriores además de otros adicional relacionados con la protección radiológica a los trabajadores durante las fases de ejecución del proyecto y en el almacenamiento que han sido incorporados por los evaluadores del CSN se recogen en los siguientes apartados. Asimismo se recoge como parte de de evaluación aspectos relacionados con la gestión de los bastidores y piezas antiguas como residuos radioactivos.

3.2.1.1 Evaluación de los análisis estructurales y sísmicos.

Los requisitos exigidos para las estructuras de los nuevos bastidores, la plataforma temporal y las estructuras de los colgadores de las barras de control son que estén clasificadas como Categoría Sísmica I y Clase de seguridad 3; diseñándose por tanto como componentes de Clase 3 del Código ASME III, Subsección NF (bastidores y colgadores) y Subsección ND (difusores). Los requisitos estructurales establecen que el diseño debe considerar tanto las condiciones normales de operación como las condiciones adversas y accidentales postuladas (terremoto y caída de elemento de

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combustible). Para ello deben diseñarse sin estar anclados al suelo de la piscina (de libre deslizamiento) y deben poseer un mínimo de cuatro puntos de apoyo ajustables en cada módulo para acomodar las irregularidades de nivel del suelo de la piscina. Además debe garantizarse que se mantiene la integridad del revestimiento de la piscina “pool liner”, para las diferentes acciones consideradas.

La evaluación de los análisis estructurales y sísmicos se recoge en varios informes de evaluación del área de ingeniería mecánica sobre cada uno de los aspectos de seguridad de la modificación de diseño y que forman parte del anexo 1 a la solicitud de licencia presentados por el titular. Además se han mantenido dos reuniones específicas con el titular para discutir aspectos de detalle de la evaluación y se ha solicitado diversa documentación adicional que forma parte de los envíos de documentación complementaria.

1. Evaluación de aspectos relacionados con: Diseño sísmico de los bastidores. Comprobación de la capacidad estructural del revestimiento de la piscina este para soportar las cargas que se derivan de la nueva configuración de los bastidores en la PACE y que se transmiten al suelo de la misma a través de unas chapas de reparto situadas entre las patas de los bastidores y el “liner”.

La evaluación está recogida en el informe número 2 de la lista de informes de evaluación.

El detalle de las condiciones sísmicas son analizadas en la sección 6.4.2 del informe del anexo 1 a la solicitud y el análisis de la respuesta de los bastidores a las cargas sísmicas se recoge como un anexo (14.7) de dicho anexo 1. Asimismo, en relación con el análisis sísmico de los nuevos bastidores, el alcance de la evaluación incluye, además de las dos secciones mencionadas anteriormente, la información adicional requerida durante la evaluación.

Del total de los 12 nuevos bastidores existen siete diferentes configuraciones, por variación del número de filas y columnas de celdas o el grado del llenado previsto. Existen cuatro configuraciones de filas y columnas: 15x16, 17x16, 15x18 y 18x17. Además de los bastidores se disponen unos tubos de acero inoxidable para almacenamiento especial, con dos tamaños diferentes. Estos tubos se encuentran integrados al lado de los bastidores R-1 y R-12. Los bastidores son de tipo de libre deslizamiento, no empernado al suelo ni apoyados en las paredes laterales de la piscina, para minimizar las cargas a la estructura del edificio en el caso de un terremoto y las cargas debidas a la expansión térmica. Para proteger el revestimiento de acero inoxidable del suelo (pool liner) de 6mm de espesor, éste será cubierto en la zona de las patas de los bastidores por unas placas de acero inoxidable (bearing pads) de 60 mm de espesor, antes de la instalación de los nuevos bastidores.

En la documentación presentada inicialmente se indicaba que, además de las nuevas posiciones para elementos combustibles en los bastidores, existen 17 tubos de acero inoxidable para almacenamiento especial. Estos tubos se encontraban integrados junto a los bastidores R-1 (13 tubos) y R-12 (4 tubos). Con objeto de albergar algunos materiales inicialmente no considerados, se plantea modificar las dimensiones de algunos de estos tubos, lo que implica que el número de tubos adyacentes al bastidor R1 se reduce a 11. Por ello, el titular ha presentado en su envío de documentación adicional del 13 de mayo de 2008 (nº de Reg. 40628) un nuevo documento “Justificación del Cambio de Dimensiones y Espesores de Tubos Circulares en el Bastidor Especial R1”, para justificar que la modificación queda cubierta por los análisis previos, los aspectos relativos al análisis dinámico de dicho informe forman parte de la evaluación señalada en el presente epígrafe.

Para la evaluación del diseño sísmico de los bastidores se han utilizado varios códigos y cálculos que reproducen los diferentes efectos. De la primera evaluación de la información aportada por

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el titular, se vio la necesidad de solicitar la realización de nuevos análisis con el fin de garantizar el conservadurismo de algunas de las hipótesis consideradas en el cálculo, las hipótesis cuestionadas se expusieron en la reunión técnica mantenida con el titular 25 de marzo. Como resultado se han ampliado los cálculos realizados con objeto de verificar las hipótesis y realizar varios análisis de sensibilidad. Asimismo se ha visto modificado el diseño del bastidor R-1, verificándose que, desde el punto de vista sísmico-estructural, el nuevo diseño no introduce cambios significativos sobre las masas hidrodinámicas o en las rigideces estructurales. Por lo que los resultados sísmicos se consideran validos.

Por tanto, en cuanto al diseño sísmico de bastidores se concluye lo siguiente:

o La documentación evaluada cumple satisfactoriamente los criterios de aceptación establecidos para el diseño sísmico de los nuevos bastidores incluyendo las comprobaciones de esfuerzos debidos a las cargas sísmicas, las comprobaciones de estabilidad y deslizamiento frente al sismo, la comprobación de la capacidad estructural del revestimiento de la piscina, de la losa del edificio y la capacidad estructural global de la piscina y del edificio de combustible.

o En la evaluación del comportamiento de los bastidores se ha analizado la determinación de los diferentes parámetros utilizados en el análisis dinámico de los bastidores, las componentes del “input” sísmico, coeficientes de amortiguamiento y coeficientes de rozamiento, frecuencias naturales y modelos dinámicos utilizados.

o Para los aspectos relacionados con el diseño sísmico del cambio de diseño de los tubos añadidos al bastidor R-1, en el que se incluye uno de mayor diámetro, se concluye que el cambio no modifica o queda cubierto por las condiciones consideradas en el dossier de licencia sin la modificación.

En cuanto a la capacidad estructural del revestimiento de la piscina y de la losa del edificio, para las cargas que se derivan de la nueva configuración de los bastidores y que se transmiten al suelo de la misma a través de las chapas de reparto, en los capítulo 12 y en el Anexo 14.6 del anexo 1 a la solicitud se analiza que dichas cargas no provocan ningún daño ni al revestimiento de la piscina ni al hormigón del suelo. Además, en dicha documentación, se realiza la comprobación del comportamiento del liner y el hormigón frente a las cargas puntuales de los soportes de los nuevos bastidores pero no se analiza el comportamiento dinámico global de la estructura frente a las nuevas cargas totales asociadas al reracking de la piscina, por lo que se solicitó información adicional respecto a dicho análisis que fue incorporado en la documentación adicional remitida al CSN en el envío del 24 de abril de 2008.

En relación con la comprobación de la capacidad estructural del revestimiento de la piscina y la losa de ésta, así como de la capacidad estructural global de la piscina se concluye que el comportamiento dinámico del edificio de combustible no se encuentra afectado por los nuevos pesos (bastidores más elementos combustibles) asociados al reracking en la PACE y las cargas que se transmiten a los elementos estructurales de la piscina, tanto a la losa como a los muros, no provocan el agotamiento de éstos ni afectan a la capacidad resistente del revestimiento de la piscina (liner).

2. Análisis estructural de: los nuevos bastidores de la Piscina Este del Edificio de Combustible, los nuevos Difusores de Enfriamiento y Canales de Distribución de Agua Fría, los Colgadores de Barras de Control, y a la estructura de la Plataforma Temporal

La evaluación está recogida en el informe número 12 de la lista de informes de evaluación

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La documentación aportada por el titular, en lo que se refiere a los análisis estructurales, forma parte de la evaluación de seguridad recogida en el anexo 1 a la solicitud y que se detalla en los anexos 14.1, 14.7, 14.9, 14.10, además de información adicional remitida el 24 de abril del 2008.

En general los requisitos que deben cumplir cada una de las estructuras objeto de la evaluación se identifican en el informe de manera particular para cada una de las estructuras, esto es bastidores, difusores de la tubería de refrigeración, colgadores de barras de control y plataforma temporal. Además para cada uno de ellos se analizan las cargas y combinaciones de cargas, propiedades de los materiales y límites de tensión.

A continuación se resume la evaluación estructural para cada uno de los componentes señalados:

1. Evaluación Estructural de los Nuevos Bastidores de Combustible Gastado:

Se han evaluado los cálculos de tensiones realizados por el titular: Tensión General de Membrana en las Paredes Laterales del Bastidor; Tensiones en los Apoyos del Bastidor en los elementos de apoyo de los bastidores, las tuercas del apoyo soldadas a la placa base y los pernos de apoyo; Tensiones en las Soldaduras; Análisis de Pandeo y Tensiones debidas al Izado del Bastidor.

2. Evaluación Estructural del Difusor de la Tubería de Refrigeración de la Piscina Este, la estructura consiste en una brida que conecta la salida del agua de la piscina con el difusor. El difusor está formado por una brida, un codo de 90º y un tramo recto de tubería, con una placa en su extremo que permite dirigir el chorro en la dirección deseada. La evaluación se realiza para cada una de las estructuras mencionadas.

3. Evaluación de los Colgadores de Barras de Control. La función del colgador es soportar el peso de 12 barras de control suspendidas del mismo mediante cables. La estructura de los colgadores se ha calculado empleando un modelo de elementos finitos (MEF) realizado con el programa ANSYS de versión 10.0.

4. Evaluación del Informe de Diseño-Análisis de la Plataforma Temporal. Se trata de una pasarela móvil que se desplaza manualmente a lo largo de la piscina de combustible rodando sobre los carriles que utiliza la plataforma de manejo de combustible. Sirve para permitir el acceso a los operarios durante la instalación de los bastidores, permitiendo realizar, ciertas operaciones desde la misma. La estructura consta de una serie de perfiles soldados y empernados entre sí, que sujetan unas chapas que hacen las veces de suelo para operarios y materiales.

De acuerdo con la documentación del titular, la plataforma temporal debe cumplir los mismos criterios sísmicos y estructurales que el resto de los elementos. Para la evaluación se han comparado los requisitos establecidos en ASME (casos de carga y límites de tensiones) con los que, de acuerdo con la documentación, efectivamente se han utilizado para diseñar la plataforma. La conclusión de tal comparación es que las condiciones del diseño tomado están de acuerdo con los requisitos establecidos. Concretamente se han analizado: Las combinaciones de carga, los límites de tensiones para el caso de carga de condiciones normales y terremoto. Para analizar la estructura de la plataforma temporal, se ha modelado la misma mediante un modelo de elementos finitos, mediante el programa ANSYS (en su versión 10.0)

De la evaluación de la documentación referente al análisis estructural de los nuevos bastidores de la Piscina Este del Edificio de Combustible, a los nuevos Difusores de Enfriamiento, a los Colgadores de Barras de Control, y a la Estructura de la Plataforma Temporal, se deducen las siguientes conclusiones:

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o Las cargas y combinaciones de carga, materiales y límites de tensión establecidos para los nuevos bastidores de combustible gastado, los nuevos Difusores de Enfriamiento y los Colgadores de Barras de Control, están de acuerdo con la Especificación Técnica solicitada.

o Los procedimientos utilizados para el cálculo de las tensiones generales de membrana en las paredes laterales, en los apoyos y en los distintos cordones de soldadura de los elementos del bastidor del combustible gastado son adecuados. Los resultados de dichas tensiones son inferiores a los valores admisibles establecidos.

o El modelo de elementos finitos utilizado para el cálculo de las tensiones locales en los bastidores de combustible gastado, tanto cuando está apoyado en las placas de reparto en el suelo de la piscina como en la operación de izado, es adecuado y sus condiciones de contorno en dada una de las dos situaciones son correctas. Los valores obtenidos de tensiones son conservadores e inferiores a los valores admisibles establecidos.

o El modelo de elementos finitos propuesto para el análisis de pandeo local se considera adecuado y las condiciones de contorno indicadas son correctas. Los factores de seguridad obtenidos son mayores que los valores permitidos, por tanto no se produce pandeo local en las pletinas ranuradas de acero inoxidable borado.

o El análisis estructural del difusor de la tubería de refrigeración es válido. Aunque hay algunas cargas que no se han considerado en el cálculo, como el peso propio de la tubería y sus componentes, dada la simplicidad de la geometría de la tubería y que los resultados de tensiones son muy inferiores a los valores admisibles, el cálculo se considera válido.

o El análisis estructural de los colgadores de las barras de control es valido; ya que:

1º) El modelo de elementos finitos utilizado para modelar la estructura y las condiciones de contorno impuestas son correctas, 2º) Las cargas aplicadas al modelo y sus combinaciones de carga son correctas, y 3º) La comprobación de la tensión, tanto en los puntos más cargados de los distintos perfiles de la estructura como en las soldaduras de unión de los mismos, cumplen con los requerimientos. Los valores obtenidos de las tensiones son muy inferiores a los valores admisibles.

o El análisis estructural de la plataforma temporal es válido, ya que:

1º) El modelo de elementos finitos utilizado para modelar la estructura y las condiciones de contorno impuestas son correctas, 2º) Las cargas aplicadas al modelo y sus combinaciones de carga son correctas, y 3º) La comprobación de la tensión cumple con los requerimientos aplicables.

Como conclusión final el diseño de las estructuras de los nuevos bastidores de la Piscina Este del Edificio de Combustible, de los Colgadores de Barras de Control, de la Plataforma Temporal y de los nuevos Difusores de Enfriamiento, clasificados como Categoría Sísmica I y Clase de Seguridad 3, cumplen con los criterios establecidos en las Subsecciones NF (para estructuras y soportes) y ND (para tuberías) de Clase 3 del Código ASME III.

3. Evaluación de los materiales


Los materiales previstos en el diseño de los bastidores son aceros inoxidables utilizados habitualmente en este tipo de aplicaciones. Las paredes de las celdas de los bastidores están formadas por chapas ranuradas de acero inoxidable borado, que actúa como veneno neutrónico, en la zona de la longitud activa del combustible. En la zona superior de las celdas, por encima de

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la longitud activa del combustible, y en las paredes externas del bastidor (salvo en los huecos internos de los bastidores irregulares R-11 y R-12 que son de acero inoxidable borado) se utiliza acero inoxidable tipo 304L. El acero inoxidable no borado también se utiliza en la placa de base, sus rigidizadores, los soportes de la placa de base y las chapas de reparto sobre el liner donde apoyan los soportes.

Se considera que los materiales previstos para la fabricación de los bastidores de alta densidad de la PACE de CNC responden a especificaciones adecuadas, resultan compatibles con el ambiente de la piscina, y existe una experiencia previa en su utilización en aplicaciones similares.

4. Evaluación de los efectos de la caída de un elemento combustible


En el anexo 1 a la solicitud de licencia se incluye como anexo 14.8 el documento “Efectos de impactos en los bastidores de combustible”, en el que se estudian los daños que causa la caída postulada de un elemento combustible (EC) sobre los bastidores de almacenamiento previstos para la PACE de CNC.

Según el Apéndice D al “Standard Review Plan SRP Section 3.8.4. Guidance on Spent Fuel Pool Racks”.se debe estudiar la caída de la mayor carga posible y/o de un EC desde la mayor altura posible. CNC postula la caída de un EC desde 0.60m por encima del borde superior de los bastidores, lo que se considera aceptable dada la limitación existente en la central, por control administrativo, para la altura de manejo del elemento combustible sobre el borde superior de los bastidores a 0.60m, por otro lado la masa elegida para el elemento combustible es representativa de todos los elementos combustibles que se han utilizado en CNC.

Según se detalla en el informe de evaluación correspondiente se considera que se han realizado análisis encaminados a demostrar que la capacidad funcional de los bastidores previstos para la PACE de CNC se mantiene frente a un accidente postulado de caída de un elemento combustible, que además se han analizado un número de casos representativos de las peores condiciones de accidente posibles para la integridad estructural de los bastidores y el control de la criticidad y se utilizan hipótesis de partidas suficientemente conservadoras.

La modelización en campo plástico, con un comportamiento realista de los materiales (endurecimiento por deformación, y criterios de plastificación y rotura) se considera aceptable dado que, por una parte, la normativa no exige el cumplimiento de los límites de tensiones del Código ASME sino únicamente verificar la funcionalidad de los bastidores, y por otra, se han obtenido en los análisis márgenes amplios respecto a los límites aceptables.

Por tanto, se considera que los análisis realizados garantizan razonablemente que los bastidores de alta densidad previstos para la PACE de CNC mantendrán su capacidad funcional frente a un evento de caída de elemento combustible de acuerdo con lo exigido en la normativa aplicable.

3.2.1.2 Evaluación de los aspectos relacionados con la criticidad.


El objeto de la evaluación recogida en el informe del área de ingeniería de núcleo es la revisión de los análisis presentados por CNC respecto a la seguridad frente a criticidad del almacenamiento del combustible irradiado en los nuevos bastidores de acero borado de la PACE. Los resultados del análisis de criticidad realizado por Iberdrola se presentan en el informe técnico incluido como anexo 14.3 a la evaluación de seguridad que se adjunta como anexo 1 a la solicitud de autorización.

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El análisis, soportado por cálculos específicos para los diseños reales de combustible tanto actuales (ATRIUM-10XP, GE14, OPTIMA2) como pasados (SVEA96+, GE12, GE11, GE10, GE7 y GE6) que han sido irradiados en el núcleo de CNC, se ha hecho extensivo mediante cálculos envolventes a diseños futuros (GNF2) así como a aumentos de enriquecimiento de los actuales, lo cual no eximirá de la realización de cálculos y comprobaciones específicos para nuevos combustibles o aumentos de enriquecimiento de los ya licenciados. Dicho análisis se ha realizado con la metodología propia de Iberdrola aprobada y utilizada en anteriores licenciamientos, basada en cálculos con el código CASMO-4. Esta metodología está contenida en el documento EST-CONUC-015 que fue evaluada por el CSN para el análisis de la recarga 16.

Desde un punto de vista de Seguridad Frente a Criticidad el proyecto de reracking supone la revisión total del modelo de cálculo para la piscina debido a la modificación tanto de la geometría de los bastidores, lo que significa una nueva disposición de los elementos combustibles gastados en la piscina, como al nuevo material de los bastidores fabricados de acero borado con un contenido mínimo de boro natural del 1,8% y un espesor de 0.34 cm., siendo los antiguos de acero inoxidable sin ningún tipo de absorbente neutrónico. Los actuales bastidores de la piscina oeste están fabricados con acero borado del 1,6 %

El análisis realizado por el titular y evaluado por el CSN contempla todos los escenarios requeridos por la normativa (Colocación inadvertida de un elemento en la periferia de los bastidores, caída de un elemento sobre los bastidores, aumento de temperatura de la piscina) así como todos los posibles tipos de combustible operados en el reactor de la central, representados por su celda más reactiva, y que deberán por tanto almacenarse en la piscina, cada uno de ellos con sus correspondientes incertidumbres y penalizaciones asociadas de acuerdo con lo establecido en el documento de metodología de análisis de criticidad para combustible irradiado. Se incluye además el análisis de criticidad del almacenamiento para “combustibles futuros”: análisis envolventes para combustible tipo GNF2 previsto en la próxima recarga, y aumentos de enriquecimiento de hasta el 5% y contenido mínimo de gadolinio, para los combustibles actualmente operados en la central

Asimismo forma parte de la evaluación presentada en este apartado y recogida en el informe del área especialista referenciado anteriormente los cambios que, como resultado de la implantación del proyecto de reracking de la PACE, son necesarios realizar en el capítulo 9.1 Almacenamiento y manejo de combustible del Estudio Final de Seguridad para reflejar adecuadamente la nueva disposición de bastidores de la PACE y las modificaciones del almacenamiento que de ello se derivan en relación con aspectos de seguridad frente a criticidad del sistema. Estas modificaciones se incorporan como anexo 4 de la solicitud de autorización del proyecto incluyéndose las hojas que sufren alguna modificación.

Por último la implantación del proyecto de reracking de la PACE afecta a la ETFM 4.3 relativa a las Características de diseño del Almacenamiento de Combustible de la Central. La propuesta de cambio correspondiente ha sido presentada por CNC en el anexo 2 de la solicitud de autorización del proyecto como PC-08/07, incluyéndose las hojas que sufren alguna modificación. Se incluye dentro del informe de evaluación el análisis de la idoneidad los cambios propuestos en el marco del análisis de criticidad.

Los cambios incluidos a la ETFM 4.3 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE en la propuesta PC 08/07 Rev.0 “Reracking de la piscina de combustible este (PACE)” son los siguientes:

- nuevos datos geométricos de los bastidores de acero borado de la piscina de almacenamiento de combustible este, concretamente valores de distancia entre centros de elementos combustibles (16.4 cm) y espesor de bastidor (3.4 mm).

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- corrección del valor de distancia entre centros de elementos combustibles para los bastidores de la piscina oeste que pasa de 18.54 cm a 15.3 cm. Exixtía un error en la ETF habiéndose asignado el valor correspondiente a los bastidores de acero inoxidable.

- nuevo valor de capacidad de piscina tras el proyecto reracking: la capacidad conjunta de las dos piscinas de almacenamiento de combustible gastado pasa de 4186 a 5387 elementos combustibles.

Todos los cambios presentados, que afectan únicamente a la Hoja 4.3-1: (apartados 4.3.1.1.b.1 y 4.3.1.1.b.2, nuevo apartado 4.3.1.1.b.3, y apartado 4.3.3) reflejan correctamente los valores establecidos en el proyecto y asumidos en los análisis.

El valor de “contenido mínimo de boro de los bastidores” se trata, al igual que los datos geométricos de los bastidores, de un parámetro fundamental desde un punto de vista de seguridad frente a criticidad, de cuyo valor dependen los resultados de los análisis de seguridad que soportan el licenciamiento de la PACE y que por tanto debe quedar garantizado. En el documento de metodología aplicable se afirma que el análisis de los bastidores borados se llevará a cabo considerando como valor aceptable y conservador el 1.6 w/o de peso en boro. Dado que el valor asumido en los análisis de criticidad para la PACE es del 1.8 w/o, deberá realizarse la correspondiente revisión de este documento para contemplar los nuevos bastidores de acero borado de la PACE así como sus características concretas.

A continuación se resumen las conclusiones de la evaluación realizada:

1. De acuerdo con los resultados obtenidos se considera adecuadamente demostrada la subcriticidad del almacenamiento en las nuevas condiciones de la PACE para todos los diseños reales de combustible analizados así como un análisis envolvente aplicable a diseños futuros (GNF2) y a aumentos de enriquecimiento de los actuales, por lo que se considera adecuado como análisis de viabilidad de los nuevos bastidores de la PACE para el almacenamiento de futuros diseños, si bien en el marco de la metodología vigente, en ningún caso puede considerarse este estudio genérico base de licenciamiento para un nuevo diseño de combustible o para el aumento de enriquecimiento de un diseño existente.

2. Las situaciones accidentales analizadas cubren todos los posibles escenarios y en cada caso se demuestra la subcriticidad de las mismas en el marco de la metodología aplicable y con los criterios de aceptación establecidos.

3. Se consideran aceptables las modificaciones al capítulo 9.1 “Almacenamiento y manejo de combustible” del Estudio Final de Seguridad (ES) que tienen relación con aspectos de Seguridad frente a Criticidad:

o Hojas 9.1-10/11/12/13 Revisión de la sección 9.1.2.3.1 “Control de la criticidad”;

o Hojas 9.1-10/11/12/13 Revisión de la sección 9.1.2.3.1 “Control de la criticidad” para actualizar hipótesis y análisis para los bastidores del edificio del reactor y PACO e incluir los análisis de criticidad realizados para los nuevos bastidores de la PACE con las siguientes excepciones, todas ellas en la hoja 9.1-13 y en el apartado relativo a los análisis de criticidad de los nuevos bastidores de la PACE, en las que debe corregirse el texto propuesto para indicar que:

1. Los cálculos se realizan para la celda más reactiva obtenida mediante cálculo para cada tipo de combustible. y condiciones de operación y almacenamiento, debiendo verificarse su validez en cada ciclo, por lo que tampoco existe un valor limite de enriquecimiento máximo.

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2. Los modelos empleados son infinitos radial y axialmente.

o Tabla 9.1-8 “Bastidores almacenamiento en piscinas del edificio de combustible y reactor” revisión de la tabla para actualizar los tipos de bastidores y su capacidad tras el reracking de la PACE, se ha comprobado que los datos introducidos son correctos

4. Se consideran aceptables las modificaciones introducidas en la ETFM 4.3 “Almacenamiento de combustible” que reflejan correctamente los nuevos datos geométricos de la PACE y corrigen el error existente en la PACO.

Se debe establecer las siguientes condiciones para la revisión del documento de metodología EST-CONUC-015 “Evaluación del Diseño Nuclear del Combustible” Rev. 6 Octubre 2007:

1. El valor de 1.8 w/o de concentración de boro mínima requerida en los bastidores de acero borado de la PACE debe quedar debidamente reflejado en el documento, ya que se trata de un requisito asumido en el análisis de criticidad necesario para garantizar la subcriticidad del almacenamiento.

2. Se debe incluir las características de la nueva disposición de bastidores de la PACE, y entre ellas los nuevos datos de distancia entre centros de elementos y la concentración de boro mínima requerida en los bastidores de acero borado.

Por último, de acuerdo con lo establecido el procedimiento de evaluación PG.IV.08 se ha identificado la siguiente deficiencia no significativa:

1. Realización de los cálculos de la periferia no borada para un valor de temperatura 273 ºK, siendo en la metodología aplicable el valor de 373 ºK el que genera mayor reactividad en inundación para bastidores de acero inoxidable.

3.2.1.3 Evaluación de la extracción de calor de la piscina y sistema de refrigeración

La evaluación de la refrigerabilidad y en consecuencia el análisis termohidráulico de la piscina de combustible y de los elementos almacenados en ella que lo soporta se realiza desde dos puntos de vista diferentes: Los aspectos de refrigeración global (capacidad de los circuitos de refrigeración) y de refrigeración local (análisis de circulación natural y de temperaturas en piscina) en los dos subapartados siguientes se recoge el resultado de la evaluación realizadas para cada uno de los aspectos mencionados.

1. Evaluación de aspectos relacionados con la Refrigeración Local


La evaluación que se detalla se ha realizado sobre la revisión 5 del informe “Informe de Análisis Termohidráulico de la Refrigeración Local para el Reracking Piscina Este de C.N. Cofrentes” anexo 14.5 dentro del anexo 1 a la solicitud, así como a la documentación enviada en respuesta a cuestiones concretas de los evaluadores y tras las reuniones mantenidas con el titular.

El análisis termohidráulico presentado está soportado por una herramienta de Computational Fluid Dynamics (CFD), este tipo de cálculos soporte no han sido frecuentes hasta la fecha en las solicitudes de licencia por no estar en algunos casos suficientemente contrastados, por tanto, se ha planteado con el titular una discusión de aspectos metodológicos y de las hipótesis que sustentan el uso de este tipo de herramientas para esta aplicación. Ello ha dado origen a dos reuniones de discusión, y a la presentación por parte del titular de varios documentos específicos de los cálculos CFD.

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El objetivo de este análisis es determinar las temperaturas máximas locales que se pueden alcanzar en la PACE tras la instalación de los nuevos racks de EC gastados, considerándose aceptable si la temperatura local máxima del fluido no conlleva ebullición. De acuerdo con ETFM de CNC, la profundidad a la cual deben estar sumergidos los racks debe ser al menos de 7m, por lo que considera la temperatura de ebullición a la salida de los racks correspondiente al incremento de presión respecto a la atmosférica que supone la columna de agua que tiene encima del bastidor. Esto da origen a una temperatura de ebullición del agua de 114.92ºC, que se utiliza como criterio de aceptación.

La metodología de cálculo utilizada consiste en una serie de cálculos en que se identifican las condiciones más penalizantes (aquellas que en principio irían en la dirección de hacer máxima las temperaturas en la piscina) y resuelven un modelo de la temperatura a la salida de los racks (punto dónde se produciría la máxima temperatura), y de la temperatura en la pared de la vaina del EC.

La evaluación de las áreas especialistas se ha realizado desde tres puntos de vista: evaluación de la metodología, evaluación de las hipótesis y evaluación de los cálculos presentados En líneas generales, el conjunto de las hipótesis utilizadas en la metodología de cálculo puede considerarse conservador, y por tanto adecuado. Debe hacerse notar, sin embargo, que se están haciendo unas suposiciones acerca de la estrategia de operación sistemas y el esquema de descargas, por lo que debe garantizarse que las hipótesis realizadas quedan correctamente recogidas en la documentación de forma que se revisen en el futuro de la forma adecuada.

El método de cálculo utilizado es nuevo con respecto al seguido en el caso de solicitudes previas, como el reracking de la piscina oeste, en lo que se refiere a la determinación de las velocidades mediante un código de cálculo tipo CFD. Dada la gran capacidad de cálculo actual, el uso de este tipo de herramientas se está extendiendo en análisis de seguridad. El mayor nivel de detalle en las herramientas implica siempre mayor control de calidad en su uso. Esto es, mayor control de calidad de propia herramienta (modelación física y métodos numéricos de resolución) y de los modelos de las instalaciones (confeccionados con los ingredientes numéricos disponibles en los códigos). Ello ha dado origen a la aparición de guías de usuario y recomendaciones editadas por diversas organizaciones que están promoviendo el uso de este tipo de códigos por lo que la evaluación ha revisado también el cumplimiento de las recomendaciones hechas y desarrolladas por NEA/OCDE e impacto y consistencia con las hipótesis utilizadas, como conclusión se recomienda la realización de estudios de sensibilidad al mallado y método numérico, así como la verificación de la capacidad predictiva del modelo de piscina utilizado mediante la comparación frente a resultados del mapa de temperaturas real obtenido durante la primera recarga de combustible en que se utilicen los nuevos bastidores más compactos.

De acuerdo con los criterios de aceptación establecidos, se ha verificado que en ningún caso la temperatura local máxima del fluido alcanza el valor de ebullición, para las hipótesis consideradas y para las localizaciones planteadas correspondientes a situaciones de descarga completa y de descarga normal del núcleo. Por tanto la propuesta de cambio de bastidores por otros más compactos en la piscina PACE de CNC, se considera aceptable en lo que a refrigeración local se refiere. Esta aceptación está condicionada a que se verifique que las condiciones reales de operación de la piscina estén cubiertas por los análisis presentados, lo que queda cubierto con el cumplimiento de la temperatura media fijada.

Asimismo en el curso de la evaluación se han detectado las siguientes deficiencias no significativas:

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1. En la determinación del criterio de aceptación de temperatura de ebullición en piscina no se consideró en el documento original de la propuesta que la presión atmosférica en la superficie de la piscina se debe hacer corresponder con la de la ubicación de CNC. De acuerdo con el procedimiento PG-IV.08 este hecho se considera como una deficiencia no significativa por su nulo impacto en la seguridad al seguirse verificando el criterio de aceptación.

2. En aplicación del procedimiento PG-IV-08, se considera que la falta de demostración rigurosa del carácter envolvente del coeficiente utilizado en el documento original de la propuesta para el cálculo del calor generado en la varilla caliente constituye una deficiencia no significativa ya que el impacto en la seguridad es mínimo debido a la existencia de márgenes a través otros conservadurismos.

3. En la documentación presentada se indica erróneamente el uso de un factor de pico radial que no es utilizado en los cálculos de temperatura máxima en la vaina. De acuerdo con el procedimiento PG-IV-08 este hecho se considera como una deficiencia no significativa de nulo impacto en la seguridad en la medida en que el factor de seguridad utilizado englobe la potencia de varilla máxima, por lo que esta deficiencia afecta exclusivamente a la calidad de la documentación.

4. De acuerdo al procedimiento PG-IV-08 la valoración general de la calidad de la documentación aportada y solvencia del titular se considera aceptable, más allá de las deficiencias identificadas anteriormente. No obstante se considera que la existencia de un documento que describiera y justificara detalladamente la metodología, la asunción del conjunto de hipótesis y del proceso por el que se llegan a las opciones utilizadas en el código CFD frente a otras posibles, hubiera facilitado la evaluación.

2. Evaluación de aspectos relacionados con la Refrigeración Global

La evaluación está recogida en notas de evaluación números 7 y 6 de la lista de informes de evaluación.

Para el nuevo diseño de la piscina y con las cargas térmicas previstas se debe garantizar que el sistema de refrigeración de piscina es capaz de mantener la temperatura dentro de los límites especificados tanto en condiciones normales de operación como en condiciones de descarga completa del núcleo y en caso de los accidentes base de diseño postulados en la piscina.

Según el Estudio Final de Seguridad (ES) de CNC rev. 39, el sistema de enfriamiento y limpieza de la piscina de combustible (G41) debe ser capaz de mantener una temperatura máxima de 65,5 ºC (150 ºF) tanto en caso de descarga parcial como en el caso de descarga completa del núcleo, considerando una temperatura máxima del foco frío (Sistema de agua de servicios esenciales P40) de 32,5 ºC (90,5 ºF) y un solo lazo en operación del sistema G41 o del sistema de extracción de calor residual (RHR) respectivamente.

En la evaluación del reracking de la piscina de almacenamiento de combustible oeste (PACO) en 1997, se utilizó como guía de evaluación para el análisis térmico el capítulo 9.1.3 del NUREG-0800 Rev. 1, que tenía como límite de aceptación 140 ºF para el caso de una descarga parcial, y el límite de ebullición (212 ºF) para el caso de descarga completa del núcleo en caso de accidente. Tras la evaluación se fijó una temperatura límite de 150 ºF.

La Guía Reguladora 1.13 Rev. 1 de 1975, también utilizada para la evaluación del sistema G41, no contemplaba ningún límite de temperatura del agua de las piscinas de almacenamiento de combustible gastado.

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Tras el suceso de Millstone de 1995, la NRC inició un proceso de evaluación de las condiciones de las piscinas de almacenamiento de combustible, con la elaboración de una Plan de Acción y, entre otras actividades, la revisión de las condiciones reguladoras. El mencionado plan data de 1995 y la evaluación final de las condiciones de las piscinas es de septiembre de 1996. A partir de las experiencias analizadas por la NRC en relación con los incidentes ocurridos en las centrales americanas, de pérdida de refrigeración de piscinas de combustible, se ha desarrollado la normativa existente para llegar a la emisión, en marzo del 2007, de la revisión 2, tanto del NUREG-0800, como de la RG 1.13.

Las modificaciones concretas de la normativa mencionada, en cuanto a temperatura máxima permitida y carga térmica a evacuar por el sistema de refrigeración de piscina son las siguientes:

- R.G. 1.13 Rev. 2 “Spent fuel storage facility desing basis”: (posición reguladora C.9) establece un límite de temperatura del agua de la piscina por debajo de 60 ºC (140 ºF) para cualquier condición de carga térmica, incluyendo la descarga del núcleo completo. También se indica que el sistema, a la temperatura máxima de diseño de la estructura, debe ser capaz de extraer una carga térmica superior al 0,3 % de la potencia térmica media del reactor.

- NUREG-0800 Rev. 2 “Standard Review Plan”: (procedimientos de revisión, apartado H) fija un límite máximo de temperatura de 60 ºC (140 ºF) considerando la temperatura del sumidero final de calor, los caudales de refrigeración del sistema, el grado de ensuciamiento de los cambiadores y el margen de tubos taponados. También se establece que la máxima carga térmica que han de evacuar los cambiadores de calor viene impuesta por las descargas de combustible intencionadas y planificadas.

En la solicitud presentada para la autorización del proyecto de reracking, CNC propone mantener las mismas bases de diseño, en lo que respecta a los límites de temperatura del agua de la piscina, aumentando la carga térmica a almacenar debido a la presencia de un mayor número de elementos irradiados y compensando este incremento mediante el aumento de capacidad térmica del sistema G41, modificación que se prevé realizar antes de que se supere el número de elementos irradiados almacenados que actualmente permiten las ETFM.

En el contexto de evaluación de dicha solicitud de licencia, la posición de la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear (DTSN) es que se debe cumplir la normativa actual del país de origen del proyecto, que recoge la posición actual sobre los sistemas de refrigeración de las piscinas de almacenamiento de combustible gastado, por lo que tras mantener una reunión técnica con el Titular el día 9 de abril y como consecuencia de lo reflejado en la Nota de Evaluación Técnica que aparece como informe nº 7 en la lista de informes de evaluación se emitió el 25 de abril de 2008 una Instrucción Técnica para establecer la posición de esta DTSN en lo que se refiere a la aplicabilidad a CNC de la última revisión de la Guía Reguladora 1.13 y del capítulo 9.1.3 del NUREG-0800, en lo que respecta a la capacidad de refrigeración de las piscinas de almacenamiento de combustible gastado y a la temperatura máxima permitida en las mismas para las solicitudes de modificaciones de que supongan nuevos diseños de dichas piscinas.

Según dicha instrucción se considera, por tanto, que CNC debe adaptarse a la última regulación vigente, en el sentido de limitar la temperatura del agua de las piscinas a 60 ºC (140 ºF). El nuevo límite deberá entrar en vigor en el momento que entre en servicio de manera completa la nueva disposición de bastidores con el nuevo diseño previsto para la recarga número 17 (año 2009), por lo que CNC deberá enviar al menos tres meses antes de iniciar dicha recarga la modificación de la documentación y cálculos de licencia afectados por los nuevos límites

Por otro lado, es necesario verificar que el análisis de calor residual realizado por el titular es el adecuado, dicha evaluación es realizada por el área de Ingeniería de Núcleo quién ha procedido a la evaluación de la documentación aportada por CNC relativa al cálculo de calor residual del

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almacenamiento de combustible tras la implantación de los nuevos bastidores recogida en como parte del informe del anexo 1 a la solicitud.

Como consecuencia de la emisión el pasado 25 de abril de la Instrucción Técnica mencionada anteriormente, CNC deberá presentar una revisión del Informe de “Cálculo de Análisis Termohidráulico”, con lo que hasta el momento indicado en dicha Instrucción permanecerá vigente, en lo relativo a calor residual en los almacenamientos de combustible y el capítulo 9.1.3 Sistema de enfriamiento y limpieza de la piscina de combustible, lo establecido en la revisión 39 del ES.

3.2.1.4 Evaluación de las consecuencias radiológicas del Accidente de caída de un elemento combustible

La evaluación está recogida en las notas de evaluación números 1 y 10 de la lista de informes de evaluación.

Las bases de diseño de CNC requieren la verificación de que las consecuencias radiológicas de un accidente de manejo de combustible, tanto en el edificio de contención como en el edificio de combustible se mantienen por debajo de los límites establecidos en el 10 CFR50.76 / 67. Por tanto, en este caso, se considera necesario verificar que las consecuencias radiológicas del accidente de caída de un elemento combustible sobre los nuevos bastidores en la piscina este de almacenamiento están dentro de los límites contemplados. La verificación se realiza en varios pasos: determinación del inventario de productos de fisión liberados tras el accidente, mecanismo de transporte de dichos productos, y cálculo de dosis. De estos aspectos en este apartado es necesario determinar si el número de barras falladas en el accidente mencionado varía para el nuevo diseño, además un aumento en el número de barras no implicaría forzosamente un incremento en los productos de fisión liberados.

En general, los estudios para determinar el número de barras que se rompen son análisis simplificados y para los que se establecen hipótesis de partida muy conservadoras (máxima altura de caída del EC, la herramienta de manejo cae junto con el EC, no hay rozamiento del EC con el agua durante la caída, ni deformaciones de pastillas o elementos ajenos al combustible como los bastidores). En el caso de CNC, en lo relativo a este accidente, esta información es proporcionada por los suministradores de los elementos combustibles.

Se ha verificado el posible impacto del reracking previsto en la determinación del número de barras rotas en un accidente de manejo de combustible en el edificio de combustible concluyendo que el número de barras combustibles rotas (esto es 2.0 elementos combustibles equivalentes) según los datos del ES de CNC no se ve afectado por el reracking propuesto.

Según lo señalado en el párrafo anterior junto con el hecho de que el nivel de agua por encima de la parte superior de los elementos combustibles almacenados en la piscina no se modifica, y con que las condiciones de extracción de ventilación del área de la piscina permanecen constantes respecto a las consideradas en el análisis vigente y las características e inventario radiactivo del EC no varían de lo contemplado en el capítulo de accidentes del ES. Se considera que el análisis radiológico incluido en el capítulo 15.4.7 del ES vigente de CNC sigue siendo válido, tal y como postula el titular.

3.2.1.5 Evaluación de la protección radiológica operacional


En la solicitud de reracking presentada por la CNC, en la evaluación de seguridad incluida en el anexo 1, se realizan consideraciones radiológicas sobre actividad en la piscina, variación en las tasas de dosis en áreas adyacentes a la piscina de combustible gastado, potencial impacto en las tasas de

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dosis por la ubicación de las barras de control en los nuevos bastidores además de las distintas actividades relacionadas con los trabajos del proyecto de reracking.

La evaluación del proyecto de reracking de la PACE de CNC desde el punto de vista de la protección radiológica operacional se realiza desde tres puntos de vista diferentes: Evaluación de las operaciones de cambio de bastidores de la PACE, esta actividad es necesaria dentro del proyecto y si bien no es necesaria una apreciación favorable pues no se supera la tasa de dosis establecida forma parte de la evaluación de seguridad; cálculos de blindajes y evaluación de las dosis debidas a las piezas a almacenar en el almacén de piezas de baja actividad (APBA) con objeto de verificara que se cumplen las condiciones fijadas para el almacenamiento.

Esta evaluación se ha realizado sobre los documentos que forman parte del anexo 1 a la solicitud presentada: “Estimación de Dosis para la Instalación de Nuevos Bastidores de Combustible en la Piscina de Combustible Gastado en C.N. Cofrentes” (anexo 14.11) y “Análisis Radiológico del Cambio de Bastidores de la PACE de C N de Cofrentes” (anexo 14.4). Asimismo con objeto de completar la evaluación CNC ha remitido como información adicional el “Cálculo de dosis por fotones debida a los bastidores de combustibles no borados de la piscina este de C.N. Cofrentes”. El alcance de la evaluación realizada comprende:

1. Evaluación de las dosis a los trabajadores involucrados en el proceso del cambio de bastidores:

Se han realizado las estimaciones de dosis correspondientes a las actividades necesarias para el cambio de bastidores, basadas en un desglose detallado de las tareas (operaciones de preparación de equipos, operaciones de extracción de bastidores, trabajos de remodelación de la PACE, operaciones de instalación de bastidores, y operaciones de desmontaje y retirada de equipos), el número de participantes, el trabajo que desempeñan, la duración de dichos trabajos y los niveles de radiación esperados en cada momento. El estudio presentado, está basado en una serie de hipótesis sobre las distintas actividades a realizar por el personal, tiempos de permanencia, métodos de trabajo, blindajes y término fuente, respecto a éste, se señala en el informe de evaluación que los cálculos del término fuente por activación neutrónica de los bastidores situados actualmente en el interior de la piscina ha sido revisada y para el nuevo término fuente el titular estima que la tasa de dosis en contacto con los racks sea de 5 mSv/h, valor no suficientemente justificando y además, ligeramente superior al utilizado en los cálculos de estimación de dosis colectivas (4.58 mSv/h), por lo que se deberán actualizar los valores de las dosis colectiva, justificando el valor de la tasa de dosis en contacto de los racks. De cualquier forma se ha considerado necesario que los valores de tasas dosis sean medidos antes de realizar cualquier operación.

El informe del titular hace hincapié en que una de las mayores preocupaciones desde el punto de vista de la radioprotección es la problemática de las partículas calientes en las operaciones de movimiento de combustible irradiado. La NRC ha informado, en la “Information noticie nº 90.33”, de distintos sucesos en los que se han producido exposiciones imprevistas en operaciones realizadas en la piscina de elementos combustibles. En dicha nota, como consecuencia de estos sucesos, se enumeran los varios aspectos que pueden ayudar a minimizar la posibilidad de exposiciones inesperadas en piscinas de elementos combustibles irradiados y que son necesarios controlar.

Las conclusiones de la evaluación realizada respecto a este punto y que CNC deberá considerar a la hora de planificar las actividades son:

o Las hipótesis de cálculo de estimación de dosis se han considerado aceptables, aunque se debería indicar el número de operarios estimados a priori en la realización de los trabajos.

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o Se ha estimado una dosis colectiva de 276 mSv-p. Dicha dosis deberá ser revisada debido a que, a pesar de que el titular estima que la tasa de dosis en contacto con los racks es de 5 mSv/h, no justifica esta estimación. Además, este valor es ligeramente superior al utilizado en los cálculos de estimación de dosis colectivas (4.58 mSv/h), por lo que el titular deberá actualizar los valores de las dosis colectiva, justificando el valor de la tasa de dosis en contacto de los racks.

o Antes de la realización de cualquier operación, los valores de tasas dosis deberán ser medidos. Asimismo, durante la ejecución de los trabajos se llevará un control exhaustivo de las dosis individuales y colectivas recibidas. Se analizarán en cada momento, con los resultados de dichos controles, las posibles desviaciones que pueda haber.

o El titular se deberá imponer un objetivo de dosis individual con objeto de que no se superen los límites administrativos establecidos en C.N. Cofrentes en ningún caso. Esto es especialmente importante teniendo en cuenta la experiencia reciente de los problemas relacionados con las dosis individuales durante la realización de los trabajos de sustitución de los accionadores de las barras de control (CRD). Se considera que el valor de 9 mSv/año, si se aplica a estos trabajos como límite administrativo, es excesivamente alto en relación a la dosis total estimada, en comparación con valores máximos de dosis individuales en recargas de centrales de tipo B WR. Los trabajos de recarga suelen tener mayor alcance y valores de dosis colectiva bastante mayores.

o Se considera necesario que las medidas de protección aplicadas a las operaciones de reracking sean compatibles a aquellas medidas indicadas en la nota informativa de la NRC nº 90.33, en relación con situaciones de exposiciones inesperadas debidas a partículas calientes.

o En el plan de contingencias, en base a su experiencia previa, se debe hacer un especial hincapié en la extracción y descontaminación de los racks, así como de su plastificado y transporte al almacén de residuos.

2. Evaluación de la tasa de dosis de la PACE una vez está en operación, en diferentes condiciones, con el término fuente de un elemento combustible.

Para realizar esta evaluación del blindaje se han utilizado los siguientes datos como base de partida para la realización de los cálculos: Término Fuente debido a la radiación gamma, geometría empleada en el modelo de cálculo del código MCNP, límites administrativos de tasas de dosis y posiciones de los puntos de dosis

Para la evaluación se realiza una comparación de los resultados del análisis del titular frente a un cálculo independiente realizado por el CSN los cálculos realizados han sido tres: (1. Dosis producida por los 3081 elementos combustibles en la superficie de la piscina, en promedio y en el punto medio, 2. Dosis debida al movimiento de un elemento combustible y 3. Dosis estimada en el pasillo Sur, dosis en el lateral de la piscina en la zona denominada pasillo sur único área colindante accesible a las personas):

Medida Dosis Total

(µSv/h)

Estimación Titular

(µSv/h)

Tasa de dosis de los 3081 en toda la superficie de la piscina 1,101E-04 -

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Tasa de dosis de los 3081 en el punto medio de la piscina 1,163E-04 5,00e-06

Tasa de dosis debida a un elemento combustible 3,17 16,27

Tasa de dosis en el pasillo sur 21,62 3,45

Las diferencias entre los resultados están justificadas por las diferentes hipótesis.

Tanto los resultados de tasas de dosis suministrados por el titular, como el cálculo independiente realizado en el CSN, no requieren en principio una reclasificación de zonas, no obstante, se requiere que una vez finalizadas las tareas, y según se vaya llenando la PACE con elementos combustibles, se lleve un control de las tasas de dosis en las distintas áreas potencialmente afectadas de la central en los casos más desfavorables y arbitrando las medidas que garanticen el cumplimiento del Manual de Protección Radiológica y la protección óptima de los trabajadores, ya sea, reclasificando áreas, blindando adicionalmente o mediante medidas administrativas adicionales de acceso a zonas afectadas, haciendo un especial hincapié en el pasillo sur, único área colindante accesible a las personas. Esta vigilancia y cualquier medida derivada de ella deberán ser incorporadas a la información que se remite al CSN.

3. Evaluación cualitativa de las dosis debidas al posicionamiento de los Racks antiguos en el APBA.

Las piezas que se extraigan de la piscina de combustible gastado van a ser situadas en el almacén de piezas de baja actividad (APBA). Esta actividad no requiere ningún tipo de licencia adicional si no se modifican las condiciones de dicho almacén, por lo que se ha realizado una evaluación cualitativa de las dosis debidas a los racks antiguos una vez almacenados en el APBA. Para lo cual se han evaluado:

o La geometría: Concluyendo que el modelo geométrico empleado para el cálculo del blindaje del APBA es adecuado.

o La fuente: El titular realiza un modelo que contempla 2400 bastidores, utilizando 600 para el cálculo de la fuente. La evaluación del CSN coincide con el titular en que utilizando superficies reflectivas el número de canales es de 2400. Por tanto, teniendo en cuenta que la fuente real tiene 2400 canales, en lugar de 600, el resultado obtenido del código de cálculo MCNP debería multiplicarse por 2400 en lugar de por 600, por lo que la fuente, en fotones por segundo, sería realmente 4 veces mayor.

o En cuanto a los resultados: El titular suministra las incertidumbres asociadas a las medidas en el APBA pero no los incluye en el resultado final. El CSN considera que el resultado debe darse con las incertidumbres asociadas a los mismos por tratarse de un método estadístico, por tanto, se considera necesario que los resultados tengan en cuenta dos desviaciones standard. Este valor será el que debe cumplir los criterios de aceptación.

Por otro lado, los cálculos realizados dan una primera aproximación de las necesidades de blindaje para el almacenamiento, sin embargo, el titular deberá realizar medidas del APBA según se vaya llenando con los racks antiguos, con el fin de verificar la no superación de las dosis permitidas en este almacén

Por último, al finalizar los trabajos, CNC remitirá al CSN un informe de protección radiológica que contenga los resultados de dosis por tareas con las incidencias más importantes desde el

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punto de vista radiológico de la operación de cambio de bastidores, así como de las dosis en el APBA una vez que se depositen en el los racks antiguos.

3.2.1.6 Evaluación de la gestión de residuos radiactivos

Como ya se ha señalado anteriormente para efectuar la sustitución de los bastidores antiguos de la PACE por los nuevos es necesario gestionar el material que se extraiga de dicha piscina como residuo radiactivo. En el punto anterior se indicaba que está previsto ubicar el material en el almacén de piezas de baja actividad (APBA) pero dada la capacidad de almacenamiento que actualmente tiene dicho almacén, previamente al inicio del reracking, se precisa liberar espacio en el mismo (al menos el equivalente al volumen total de los racks a sustituir y teniendo en cuenta la necesidad de espacio adicional para maniobras). En consecuencia se debe proceder a la gestión de parte de los materiales residuales en él almacenados. Por ello la CNC inició el denominado proyecto “Reducción de volumen de materiales del almacén de piezas de baja actividad (APBA)” que fue presentado al CSN el 31 de marzo del presente año. Este proyecto no forma parte de la solicitud de la autorización, sin embargo se incluye en esta propuesta de dictamen la evaluación y seguimiento realizado por el área de residuos de baja y media actividad y reflejado en la nota de evaluación técnica incluida como número 11.

Se estima que con la salida del almacén de los bastidores sustituidos en la piscina oeste, los despieces de los haces tubulares de los recalentadores de vapor y los rotores y diafragmas de la turbina, junto con una reorganización de los materiales que permanezcan en el citado almacén, el volumen que se va a sacar es mayor que el necesario para albergar los racks de la piscina este..Considerando los resultados de la caracterización inicial realizada al material, la CNC estima que los bastidores almacenados podrán ser gestionados como residuos de muy baja actividad (RBBA). Para el resto del material implicado en el proyecto, se prevé que un 75% podrá ser desclasificado, si bien para ello se estima que a parte de dicho material (45%) deberá realizársele un tratamiento previo de descontaminación, lo cual será realizado en el taller caliente de la central.

Dada la ocupación actual del APBA y con el objeto de facilitar el movimiento de material en el interior del APBA se colocará una carpa en la explanada exterior del APBA, de forma que la misma sirva de almacenamiento en tránsito del material implicado en el proyecto. Dicha carpa ha sido tratada como una modificación temporal a la instalación con el proceso de evaluación que este tipo de modificaciones conlleva según se establece en la Guía de Seguridad GS-1.11 concluyendo tras el análisis previo realizado que no requiere autorización.

En la zona frente a las torres de refrigeración se colocará otra carpa en donde se ubicará el equipo de medida del material desclasicable (ISOCS) y se almacenarán temporalmente los contenedores CMD con los materiales desclasificables. La selección de esta zona se debe a su bajo fondo radiológico y su buena comunicación con el taller caliente. De la misma forma que la anterior dicha carpa ha sido tratada como una modificación temporal a la instalación concluyendo tras el análisis previo realizado que no requiere autorización.

Tanto el material que resulte rechazado del proceso de desclasificación como aquel material implicado en el proyecto y que por su características radiológicas no pueda formar parte del proceso de desclasificación, será troceado en el taller caliente y acondicionado en contenedores CMT. La CNC prevé que se generarán unos 125 CMT estimando que los mismos podrán ser gestionados por Enresa como residuos de muy baja actividad.

Tras la discusión mantenida con el titular y la información dada por Enresa se propone que los contenedores CMT se almacenen a la intemperie en el interior de contenedores marítimos ISO, una vez justificando que el almacenamiento de los CMT cumple con los requisitos establecidos por la normativa. A la vista de la información remitida por el titular se estimó que si bien, en términos

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generales, la opción de almacenamiento temporal de los contenedores CMT seleccionada por la CNC, cumple con lo establecido en el Nureg-0800 Apéndice 11.4-A revisión 3, sin embargo se considera necesario poner de manifiesto algunos aspectos que condicionan la opción elegida:

1. Los contenedores ISO son contenedores que están homologados para el transporte de mercancías lo cual puede llevar asociado un almacenamiento en tránsito pero no son contenedores para el almacenamiento “sine die” de materiales.

2. La propuesta presentada por CNC no permite la inspección total de los contenedores ISO (no se puede inspeccionar la parte inferior del contenedor), por lo que de producirse un deterioro en su parte inferior, éste no podría ser detectado en la vigilancia que el titular tiene previsto realizar.

3. Los CMT se dispondrán dentro del contenedor ISO en dos alturas, no permitiendo esta disposición una vigilancia y control de cada uno de los contenedores que albergan los residuos radiactivos con el fin de garantizar su integridad.

Por tanto, teniendo en cuenta lo anterior, se considera que puede aceptarse el almacenamiento de contenedores CMT con residuos de muy baja actividad si se establece un periodo máximo de tiempo para dicho almacenamiento, estableciendo las siguientes condiciones:

1. El titular justificará el periodo de tiempo propuesto (junio 08-abril 09) para el almacenamiento temporal de los contenedores ISO.

2. En caso de retrasarse los trabajos y precisar más tiempo de almacenamiento se realizará un análisis de cómo puede verse afectada la integridad del contenedor de residuos en función del tiempo de almacenamiento y estableciendo un plan para mitigar el deterioro del contenedor (NRC RIS 2008-12 Considerations for extended interim storage of low-level radioactive waste by fuel cycle and materials licensees)

3.2.2 Evaluación en relación con los Cambios a la Grúa.


Para la ejecución de los trabajos relacionados con la sustitución de los bastidores se requiere transportar por encima de la piscina los bastidores actuales y futuros, con un peso cercano a 14 Tm, y, por tanto, es necesario modificar el Requisito de Operación (RO) 6.3.9.6 del Manual de Requisitos de Operación (MRO). El RO 6.3.9.6 prohíbe el recorrido de cargas superiores a 500 kg por encima de los elementos combustibles en los bastidores de almacenamiento de combustible irradiado del edificio de Combustible. Este RO tiene por objeto evitar que pueda producirse la caída de una carga de una masa superior a la considerada en los análisis radiológicos que pudiera producir liberaciones de actividad superiores a las analizadas en el Accidente de Manejo de Combustible.

El NUREG-0612 “Control of Heavy Loads at Nuclear Power Plants” constituye la base de licencia para el manejo de cargas pesadas en CNC, en él están contenidos los criterios a seguir que permiten garantizar un manejo seguro de las cargas en las proximidades de equipos relacionados con la seguridad o necesarios para la parada segura de la Planta. Tales criterios establecen una defensa en profundidad para el movimiento de cargas pesadas que en el caso de CNC consisten en:

- Impedir, mediante enclavamientos en la grúa de manejo, que la carga se acerque a menos de 4,5 m. del borde de la piscina ó a 7,5 m. de los elementos de combustible calientes (esta distancia puede ser inferior si los elementos almacenados tienen menor calor residual), o bien,

- Mejorar la fiabilidad de la grúa de manejo de las cargas pesadas haciéndola a prueba de fallo único, o bien,

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- Demostrar por medio de análisis de potenciales caídas de cargas que éstas no impactan sobre los elementos combustibles almacenados o si lo hacen las consecuencias son aceptables.

De acuerdo a lo anterior y para poder instalar los bastidores, cuyo peso será cercano a 14 Tm, se va a convertir la grúa puente del edificio de combustible (X68-EE003) en una grúa a prueba de fallo único, realizando para ello sobre dicha grúa las modificaciones contenidas en el Apéndice C del NUREG-0612. Así mismo, se llevará a cabo un aumento de su capacidad de 10 Tm a 15 Tm. Se adjunta a la presente solicitud el Anexo 5 (Estudio del Cumplimiento de la Normativa NUREG-0554 y NUREG-0612 Ap. C para MCL=15 TM), así como el Anexo 6 (”Aumento de capacidad de la grúa X68-EE003 a 15Tm y adaptación a la normativa NUREG-0554”) como garantía del cumplimiento de los requisitos asociados.

Por aplicación de la Guía de Seguridad 1.11 el titular ha concluido que la modificación en el MRO relativa a los enclavamientos requiere autorización. La modificación a la grúa es una mejora de la instalación que, en sí misma, no requiere autorización, sin embargo se trata de una modificación necesaria para justificar el cambio solicitado al MRO.

La evaluación realizada comprende, tanto la documentación presentada por Iberdrola referente a la revisión del ES y del Manual de Requisitos de Operación DB-08 (MRO) de CNC, así como los análisis y estudios complementarios del diseño mecánico y estructural y de la operación y pruebas funcionales de la grúa puente del Edificio de Combustible para justificar el cumplimiento del “criterio de fallo único”, adjunta a la solicitud de autorización del proyecto de re-racking en la PACE de CNC, y complementada posteriormente con documentación adicional de fecha 12/05/08 y con información recibida por correo electrónico referenciado en el informe de evaluación.

Los criterios más importantes de carácter general, que se deben tener en cuenta en cuanto al contenido de la revisión del ES y del MRO, son:

- Verificar que los valores numéricos de los parámetros a incluir en la revisión de ambos documentos son correctos y coincidentes entre sí a lo largo del documento

- Comprobar la coherencia de la información que figura en los diversos capítulos del ES sobre el mismo asunto, incluidas las tablas, gráficos y figuras, para garantizar su corrección.

- Comprobar que existe un apartado sobre pruebas e inspecciones, donde se citen las pruebas y controles más importantes a los que se someten los sistemas, estructuras o componentes modificados o sustituidos de la planta.

Los aspectos, de carácter específico para esta modificación, en cuanto a los temas mecánicos, estructurales y sísmicos que se pretender introducir (rediseño de la grúa pórtico del edificio del reactor para cumplir el “criterio de fallo único”), que se deben tener en cuenta en el contenido del ES y del MRO, son:

- La instalación es segura frente a los riesgos externos, de tipo sísmico, y a los riesgos internos derivados de fallos de componentes, caídas de cargas, etc.

- Los sistemas, estructuras y componentes modificados o sustituidos pueden ser mantenidos, vigilados y probados periódicamente.

- Se mantienen los registros de calidad del diseño, estado y evolución de los sistemas, estructuras y componentes de la instalación.

A continuación se resume la evaluación de cada uno de los aspectos evaluados:

• Evaluación de cambios en el Estudio Final de Seguridad (ES).

Se solicitan cambios al ES en los siguientes apartados: Capítulo 9. “Sistemas auxiliares” Secciones 9.1.1.3.3.1/2/3, 9.1.2.3.3.1, 9.1.4.2.11.2 y 9.1.4.2.11.2.1.1. Los cambios propuestos en

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todas estas secciones del EFS indican que la grúa puente del Edificio de Combustible tiene una capacidad de 15 Tm y que ha sido modificada transformando su diseño en uno a prueba de fallo único de acuerdo con el Apéndice C del NUREG 0612. La grúa puente del Edificio de Combustible, que se utilizará para el movimiento de bastidores de combustible irradiado, está rediseñada frente al criterio de fallo único según los requisitos del NUREG 0612 (Control of Heavy Loads at NPP) y NUREG 0554 (Single Failure �rof. Cranes for NPP) y de las normas ANS – ASME B30.2 (Overhead and Gantry Cranes) y FEM (Aparatos Pesados de Elevación), por lo que no se postula la caída de cargas pesadas sobre la piscina de combustible o la caída de la carga en cualquier otra zona del edificio de combustible cuando se mueva con dicha grúa.

Además se solicitan cambios en la sección 9.1.5; se incluye, como nueva referencia 22, el NUREG 0612 (Control of Heavy Loads at NPP) y Figuras 1.2-4-f, 1.2-4-h, 1.2-4-i, 1.2-4-j y 9.A-1-s, se incluye, en todas ellas, la disposición del nuevo carro y del dispositivo de gancho de la grúa modificada, incluidos los caminos permitidos. Estas figuras fueron remitidas al CSN por Registro Telemático nº 40628 de 13 de mayo.

Todos estos aspectos se han contrastado, frente a la documentación de la modificación de diseño y de los análisis estructurales de la nueva grúa, no encontrando errores ni discrepancias entre la información del EFS y la del diseño mecánico, estructural y sísmico.

Sólo queda reseñar que C.N. Cofrentes deberá incluir, para completar las referencias de la sección 9.1.5 del Capítulo 9, la del NUREG 0554 (Single Failure Proof Cranes for NPP) por resultar también aplicable a la modificación realizada en la grúa puente.

• Evaluación de cambio en el Manual de Requisitos de Operación (MRO).

Se han solicitado los siguientes cambios al MRO (Anexo 3 a la solicitud). Propuesta de cambio al MRO, PC-02/07:

- Sección 6.3.9. “Operaciones de recarga de Combustible”. Página 6.3.9.6-1; Nota al RO y RP 6.3.9.6.1 Se añade una Nota en “Aplicabilidad” en la que se indica que, para eliminar los enclavamientos de la grúa puente, “Este RO no será aplicable a la grúa de 15 Tm de uso general durante la ejecución de los trabajos para la sustitución de bastidores de combustible irradiado de la Piscina Este del Edificio de Combustible”.

- Se modifica el RP 6.3.9.6.1 especificando la nueva capacidad de carga de 15 Tm. Página 6.3.9.6-2; Base 6.3.9.6. Se añade una frase en la Base B-6.3.9.6 indicando que “la exención al cumplimiento del RO 6.3.9.6 está basada en la aplicación de los criterios de la sección 5.1.2 del NUREG 0612 “Control of Heavy Loads at NPP”, enero 1980. Tales criterios permiten la eliminación de los enclavamientos existentes de la grúa puente del Edificio de Combustible si se mejora su diseño a prueba de fallo único“.

Todos estos aspectos se han contrastado, frente a la documentación de la modificación de diseño y de los análisis estructurales de la nueva grúa, no encontrando errores ni discrepancias entre la información del MRO y la del diseño mecánico, estructural y sísmico.

• Evaluación de cambios a la Grúa. Justificación del criterio de fallo único.

Para justificar que el nuevo diseño de la grúa puente del Edificio de Combustible tiene una capacidad de 15 Tm y que las modificaciones realizadas para transformar su diseño en uno a prueba de fallo único justifican el cumplimiento de lo requerido en el NUREG 0554 y el Apéndice C del NUREG 0612, el titular con el apoyo de Iberinco como ingeniería principal y de ZEUKO, S.A. y COAPSA, como suministradores y calculistas de los nuevos equipos (carro y mecanismos de elevación) instalados en la citada grúa, han presentado varios análisis complementarios a la solicitud:

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1 Anexo 5 a la solicitud: “C. N. Cofrentes. Grúa-puente URBASA X68-EE03 de 10/15 Tm. Estudio del cumplimiento de la normativa NUREG 0554 y NUREG 0612 (Apéndice C) para MCL = 15 Tm”, ref. ZEUKO-COAPSA Z-1162: Este informe presenta la situación de cumplimiento de la grúa puente actual, antes de las modificaciones del carro y del mecanismo de elevación, en relación con los diferentes apartados de la normativa aplicable, NUREG 0554. Se indican las características principales de la grúa puente sin modificar. En particular, define las cargas aplicables: Nominal de diseño (RDL), 15 Tm, y Máxima Crítica (MCL), 15 Tm.

Del informe se deduce que puntos de esa normativa no se cumplen o se cumplen parcialmente, para esa nueva MCL de 15 Tm, Por tanto, resulta necesario modificar los elementos estructurales y mecánicos (también los eléctricos y de control) de la grúa puente actual para que pueda cumplir los criterios de la normativa vigente en cuanto a “fallo único”.

2. Anexo 6 a la solicitud: “Aumento de la capacidad de la grúa X68-EE03 a 15 Tm y adaptación a la normativa NUREG 0554”. Se completa con la documentación adicional enviada el 29 de febrero “Trabajos de coordinación, apoyo y supervisión para el re-racking de la PACE en C.N. Cofrentes”.

El primero de los informes incluye la Especificación de Diseño y Montaje que prepara la ingeniería principal para definir el cambio de diseño a realizar en la grúa puente, a partir de los incumplimientos detectados en el documento anterior. De la evaluación se concluye que es una especificación completa y correcta, que expresa claramente el alcance del suministro (proyecto, cálculos, protocolos de pruebas e inspecciones, etc.) y la normativa aplicable.

El segundo es una especificación general de trabajos para el re-racking de la piscina, del que, para la grúa puente del Edificio de Combustible, interesa el Anexo IV en el que se indica un índice orientativo de la documentación a presentar por el contratista, suministrador y montador, de las modificaciones en la grúa puente en relación con los temas mecánicos, estructurales, sísmicos, de pruebas e inspecciones post-montaje, etc. También este índice puede considerarse aceptable, ya que recoge todos los aspectos necesarios para justificar el cumplimiento del “criterio de fallo único” de la grúa puente de Cofrentes. Cabe indicar que está basado en el índice documental del análisis de la grúa pórtico de la contención de C.N. José Cabrera que presentó ZEUKO-COAPSA para justificar el cumplimiento de ese criterio en Zorita; tal documentación fue evaluada por el CSN encontrándola aceptable en alcance y contenido técnico.

3. Informe “Cálculos estructurales del carro de la grúa-puente URBASA X68-EE03 de 15 Tm”. En este informe se presentan los cálculos estructurales de las partes modificadas del carro de la grúa puente, que son: estructura en “A”, viga de mecanismos, viga del balancín, viga de poleas, vigas de testeros. Esta documentación fue completada en el envío de documentación complementaria de 24 de abril.

En el chequeo se observó una errata que fue advertida al titular mediante correo electrónico en la cual será corregida en la versión final, sin que afecte a los valores finales de tensiones.

4 Informe “Cálculos mecánicos del carro de la grúa-puente URBASA X68-EE03 de 15 Tm”. En este informe se presentan los cálculos mecánicos de las partes modificadas del carro y los mecanismos de elevación, frenado, etc. de la grúa puente. Esta documentación fue completada en el envío de documentación complementaria de 24 de abril.

El informe presenta los cálculos detallados para cada una de las partes modificadas. Mediante chequeo definido por la evaluación, se han verificado los cálculos realizados para diversos componentes del carro y de la cadena cinemática de elevación, siendo todos ellos correctos y con factores de seguridad mayores que los requeridos. Se han detectado pequeñas erratas han

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sido advertidas al titular mediante correo electrónico y que serán corregidas en la versión final, sin que afecten a los resultados obtenidos.

No obstante, entre los cálculos presentados no figuraba el de las grapas antivuelco, motivo por el cual se reclamó al titular mediante el citado correo. Como respuesta a las cuestiones planteadas por el evaluador, remitió un correo electrónico de fecha 30/05/08 en el que adjunto se incluye un informe de ZEUKO que analiza el comportamiento de las garras antivuelco del carro de la grúa en caso de sismo, del que se deduce que los esfuerzos máximos en caso de SSE (45,02 Tm) en las garras no superan los máximos admisibles (48,36 Tm) para este componente.

5. “Análisis sísmicos de la grúa-puente URBASA X68-EE03 de 15 Tm”. Esta documentación fue completada en el envío de documentación complementaria de 24 de abril.

El análisis sísmico realizado es conjunto para el puente, el carro y el gancho de la grúa, con los dos primeros en situación frenada, ubicando el carro en tres posiciones: en el centro, en el extremo derecho y en el extremo izquierdo del carril de desplazamiento del carro sobre el puente, y ubicando la carga en dos posiciones: arriba y abajo, lo cual da lugar a seis sub-análisis sísmicos. El espectro aplicado corresponde al sismo SSE de la central, en tres direcciones (proporcionado por C.N. Cofrentes a ZEUKO), y el amortiguamiento modal es del 4% (estructuras soldadas), con combinación modal SRSS.

Dados los valores máximos admisibles de tensiones en cables y estructuras del carro y del puente, del análisis sísmico se deduce que las máximas tensiones, en caso de sismo, en los cables, en el carro y en el puente, mantienen un coeficiente mínimo de seguridad de 1,45, 1,12 y 1,53, respectivamente. El máximo desplazamiento del conjunto solidario carro-puente, obtenido en caso de sismo, el de los apoyos del carro sobre los carriles del puente se produce para la posición de carga abajo y en el centro, sin producirse deformación de estructuras ni pérdida de la carga, y siendo todos los valores obtenidos admisibles.

6. “Cumplimiento NUREG 0554 y Apéndice C de NUREG 0612 de la grúa-puente URBASA X68-EE03 de 15 Tm del edificio de combustible de C. N. Cofrentes”. Esta documentación completa el Anexo 5 a la solicitud y fue remitida en el envío de documentación complementaria de 24 de abril.

En este informe se comprueba el cumplimiento con los requisitos impuestos en el NUREG 0554, en el NUREG 0612, apéndice C, y en las Normas ANS - ASME B30.2, “Overhead and Gantry Cranes”, tras las modificaciones realizadas en el carro y los mecanismos de elevación de cargas de la grúa puente del Edificio de Combustible.

Se han analizado la documentación presentada por el titular, tanto originalmente en los anexos a la solicitud como la documentación adicional presentada para justificar el cumplimiento del “criterio de fallo único” de la grúa puente del Edificio de Combustible, tras las modificaciones estructurales y mecánicas introducidas en la misma. Se deduce que tras haber comprobado el diseño mecánico, estructural y sísmico de la grúa puente modificada mediante las verificaciones realizadas en la documentación presentada, resultan aceptables con la siguiente excepción:

Puntos 2.6, 2.7 y 2.8 del NUREG-0554, referentes al desgarro laminar en las chapas, la fatiga estructural y los procesos de soldadura del puente y carro, ZEUKO e Iberdrola consideran que los resultados de la inspección hecha en el laboratorio de SCI, S.A., informe ref. 08-0568.L, rev.0, y las inspecciones visuales previas realizadas por A+ (informe ref. X68EE003, rev. 0, mayo 2008) avalan la inexistencia de defectos en los materiales base constituyentes del pórtico, al no haberse encontrado indicaciones estructurales en las muestras inspeccionadas.

Adicionalmente consideran que, una vez hecha la modificación del carro y los equipos de elevación y realizadas las pruebas estática y dinámica finales, se volverá a realizar una inspección

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volumétrica por muestreo en las chapas y soldaduras, pudiendo entonces verificar de modo completo la posible existencia de defectos de desgarro laminar y de fatiga estructural en las chapas y otros posibles defectos en las soldaduras, tras haber soportado las cargas máximas.

Esta posición de ZEUKO e Iberdrola no se comparte por la evaluación, dada la reciente experiencia de defectos encontrados en las chapas y soldaduras de la grúa pórtico del edificio del reactor de C.N. José Cabrera. En este caso, la pobreza o inexistencia de inspecciones hechas en las chapas y soldaduras de ese pórtico, previamente a la modificación y puesta en pruebas de la grúa, ha dado como resultado que la aparición de desgarros laminares y defectos en soldaduras, que se habrían detectado si la inspección hubiese sido más completa, y se habrían evitado las costosas operaciones de sustitución de chapas y de reparación que actualmente se están realizando.

Por tanto se considera que, además de la inspección visual realizada antes de las modificaciones y de la inspección por END volumétricos prevista por ZEUKO e Iberdrola tras las pruebas de la grúa puente de Cofrentes, se debería realizar otra inspección por END volumétricos, previa a las modificaciones del carro, con objeto de conocer el estado estructural de los materiales del puente y, caso de encontrar defectos inaceptables, poder repararlos en tiempo y forma antes de instalar las modificaciones.

3.2.3 Evaluación de los Planes de Calidad.

La evaluación del Plan de Proyecto y Calidad para el proyecto de Reracking se recoge en el informe número 8 de la lista de informes de evaluación. El alcance de la evaluación ha sido el Plan de Calidad presentado por Iberinco (ingeniería responsable del proyecto) a su vez que se comprueba que las interfases de Iberdrola con los suministradores principales están contempladas en los planes de calidad correspondientes a ENSA (empresa contratista del diseño y fabricación de los racks) y Zeuko (empresa contratista para modificaciones en la grúa) para las fases de diseño y fabricación y para la fase de obra de ENSA ya que el Plan de Calidad de obra o montaje de Zeuko no había sido remitido al CSN aún. Dicho plan ha sido remitido con fecha de 24 de junio.

Tomando como documento de referencia de la evaluación el Manual de organización y funcionamiento de Producción Nuclear de CNC (Rev.0) se ha comprobado que tanto éste como la documentación que a continuación se relaciona:

- Rev. 1 del Plan de Proyecto y Calidad para el proyecto del Re-racking de la PACE en C.N. Cofrentes de Iberinco.

- Plan de Calidad para el diseño y fabricación de los racks de la piscina Este de la C.N. de Cofrentes de ENSA.

- Rev.2 de Plan de Calidad de ENSA para el Reracking de Cofrentes: utillajes e instalación en obra.

- Plan de Garantía de Calidad de ZEUKO para el diseño, fabricación y recepción en taller. Revisión 1.

es acorde a la Revisión 13 del Manual de Garantía de Calidad de CN Cofrentes aprobada por el CSN.

No obstante se considera que deben clarificarse las siguientes funciones y responsabilidades:

- Respecto a Iberdrola (Producción Nuclear) y su Manual de organización y funcionamiento:

1. Especificar las actividades de apoyo al montaje y pruebas que el personal de mantenimiento, ingeniería y soporte va a realizar para el proyecto: es decir cuál va a ser su función en la

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preparación de trabajos, en la ejecución (si es el caso), en la supervisión y en la aprobación de los mismos.

2. Especificar el tratamiento de las no conformidades. Al respecto estas han de tratarse de acuerdo con el Programa de Garantía de Calidad vigente y por tanto incluirse en su sistema de gestión de acciones correctivas (GESINCA).

3. Describir las actividades de supervisión independiente que vaya a realizar el personal de Garantía de Calidad.

- Respecto a Iberinco y el Plan de Proyecto y Calidad para el proyecto de Reracking de la PACE en C.N. Cofrentes

1. Incluir, de igual modo que se hace para los ingenieros de desarrollo y responsables de los subproyectos, las funciones y cualificación de la persona de garantía de calidad que interviene en los trabajos.

2. Describir cómo se van a organizar, ejecutar y documentar las actividades de supervisión de los trabajos.

3.3. Modificaciones

El cambio solicitado o las implicaciones asociadas a su implantación suponen:

• Modificación del impacto radiológico de los trabajadores: No • Modificación física: Sí • Modificación de Bases de diseño / Análisis de accidentes / Bases de licencia: No.

3.4. Hallazgos: SÍ

1. Realización de los cálculos de la periferia no borada para un valor de temperatura 273 ºK, siendo en la metodología aplicable el valor de 373 ºK el que genera mayor reactividad en inundación para bastidores de acero inoxidable. De acuerdo con el procedimiento PG-IV.08 este hecho se considera como una deficiencia no significativa por su nulo impacto en la seguridad al seguirse verificando el criterio de aceptación.

2. En la determinación del criterio de aceptación de temperatura de ebullición en piscina no se consideró en el documento original de la propuesta que la presión atmosférica en la superficie de la piscina se debe hacer corresponder con la de la ubicación de CNC. De acuerdo con el procedimiento PG-IV.08 este hecho se considera como una deficiencia no significativa por su nulo impacto en la seguridad al seguirse verificando el criterio de aceptación.

3. En aplicación del procedimiento PG-IV-08, se considera que la falta de demostración rigurosa del carácter envolvente del coeficiente utilizado en el documento original de la propuesta para el cálculo del calor generado en la varilla caliente constituye una deficiencia no significativa ya que el impacto en la seguridad es mínimo debido a la existencia de márgenes a través otros conservadurismos.

4. En la documentación presentada se indica erróneamente el uso de un factor de pico radial que no es utilizado en los cálculos de temperatura máxima en la vaina. De acuerdo con el procedimiento PG-IV-08 este hecho se considera como una deficiencia no significativa de nulo impacto en la seguridad en la medida en que el factor de seguridad utilizado englobe la potencia de varilla máxima, por lo que esta deficiencia afecta exclusivamente a la calidad de la documentación.

5. De acuerdo al procedimiento PG-IV-08 la valoración general de la calidad de la documentación aportada y solvencia del titular se considera aceptable, más allá de las deficiencias identificadas anteriormente. No obstante se considera que la existencia de un documento que describiera y

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justificara detalladamente la metodología, la asunción del conjunto de hipótesis y del proceso por el que se llegan a las opciones utilizadas en el código CFD frente a otras posibles, hubiera facilitado la evaluación.

3.5. Discrepancias respecto de lo solicitado: Sí.

Existen discrepancias en lo que se refiere al Estudio Final de Seguridad. No se aceptan todos los cambios solicitados. Los cambios no aceptados se refieren al capítulo 9.1.3 que hacen referencia al sistema de enfriamiento y limpieza de combustible, a los cálculos de calor residual presentados (hojas 9.1-19, 9.1-22, 23, 24, 25 y 26 y figuras asociadas).

Adicionalmente se deben corregir errores en la hoja 9.1-13, e incorporar referencias no incluidas en la página 9.1-5.

Se añaden las figuras 9.1-1a y 9.1-47. Las Figuras 1.2-4-f, 1.2-4-h, 1.2-4-i, 1.2-4-j y 9.A-1-s. Enviadas por el titular al CSN como documentación complementaria mediante carta de nº de registro telemático de entrada 40628 de 13 de mayo de 2008.

4. CONCLUSIONES Y ACCIONES

Se autoriza la solicitud de modificación de diseño para la sustitución de los bastidores de la piscina este de almacenamiento de combustible irradiado (P.A.C.E.) de acero inoxidable, por otros de alta densidad con acero borado, para incrementar la capacidad de almacenamiento en dicha piscina en 1201 posiciones adicionales para elementos combustibles gastado.

Se autoriza las modificaciones a los siguientes documentos oficiales de explotación:

• Especificaciones Técnicas de funcionamiento Mejoradas rev. 14 (DOE 01).

• Estudio Final de Seguridad rev. 38 (DOE 04). Con las siguientes excepciones:

1. Se debe corregir la hoja 9.1-13 en el apartado relativo a los análisis de criticidad de los nuevos bastidores de la PACE para corregir el texto propuesto e indicar que:

o Los cálculos se realizan para la celda más reactiva obtenida mediante cálculo para cada tipo de combustible. y condiciones de operación y almacenamiento, debiendo verificarse su validez en cada ciclo, por lo que tampoco existe un valor limite de enriquecimiento máximo.

o Los modelos empleados son infinitos radial y axialmente

2. No se acepta la modificación propuesta para el capítulo 9.1.3 del Estudio Final de Seguridad en vigor que hace referencia al sistema de enfriamiento y limpieza de combustible, y a los cálculos de calor residual presentados (hojas 9.1-19, 9.1-22, 23, 24, 25 y 26 y figuras asociadas).

El titular deberá presentar una nueva solicitud para este capítulo, para los cálculos de calor residual y otros cálculos de licencia afectados, que se ajuste a la Instrucción Técnica sobre limitación de la temperatura en la piscina de almacenamiento de combustible este (PACE) dentro de la solicitud de autorización de Reracking (CSN-IT-DSN-08-42) del 25 de abril de 2008.

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3. Se debe incluir, para completar las referencias de la sección 9.1.5 del Capítulo 9, el NUREG 0554 (Single Failure Proof Cranes for NPP) por resultar también aplicable a la modificación realizada en la grúa puente.

4. Se añaden las figuras 9.1-1a y 9.1-47. Las Figuras 1.2-4-f, 1.2-4-h, 1.2-4-i, 1.2-4-j y 9.A-1-s. Enviadas por el titular al CSN como documentación complementaria mediante carta de nº de registro telemático de entrada 40628 de 13 de mayo de 2008.

• Se autoriza la modificación del Documento Básico de Explotación Manual de Requisitos de Operación rev. 11 (DB 08)

Se considera justificado el diseño de “fallo único” para la grúa, sin embargo, además de la inspección visual antes de las modificaciones y de la inspección por ensayos no destructivos (END) volumétricos prevista por el titular tras las pruebas de la grúa puente de Cofrentes, se debe realizar otra inspección por ensayos no destructivos (END) volumétricos previa a la puesta en servicio de la modificación, con objeto de conocer el estado estructural de los materiales del puente y, caso de encontrar defectos inaceptables, poder repararlos en tiempo y forma antes de poner en servicio las modificaciones.

Por otro lado la evaluación de la solicitud ha encontrado diferentes deficiencias en documentos o acciones, todas ellas recogidas en el resumen de la evaluación que, sin condicionar la aprobación de la modificación de diseño y las solicitudes de cambio en documentos oficiales de explotación, el titular deberá acometer e informar al CSN antes del inicio de la próxima recarga sobre el estado de cada uno de ellos. Todos ellos aparecen identificados en la Instrucción Técnica a emitir y que se incluye como Anexo III a esta propuesta.

Adicionalmente, se solicita al titular mediante un Carta de la Dirección Técnica (Anexo IV) que tenga en cuenta la recomendación señalada.

Enumeración de las Conclusiones:

4.1. Aceptación de lo solicitado: SÍ

Se autoriza la solicitud de modificación de diseño para la sustitución de los bastidores de la piscina este de almacenamiento de combustible irradiado (P.A.C.E.) de acero inoxidable, por otros de alta densidad con acero borado, para incrementar la capacidad de almacenamiento en dicha piscina en 1201 posiciones adicionales para elementos combustibles gastado.

Se autoriza las modificaciones a los siguientes documentos oficiales de explotación:

• Especificaciones Técnicas de funcionamiento Mejoradas. La nueva revisión constituye la revisión 18 de las ETFM.

• Documento Básico de Explotación: Manual de Requisitos de Operación rev. 11 (DB 08) La nueva revisión constituye la revisión 12 del MRO.

Se autoriza la modificación del Estudio Final de Seguridad de Cofrentes con las excepciones que se señalan en el condicionado. Además se modifican las siguientes figuras no incluidas inicialmente en la solicitud: las figuras. Las Figuras 1.2-4-f, 1.2-4-h, 1.2-4-i, 1.2-4-j , 9.a-1-s, 9.1-1a y 9.1-47.

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4.2. Requerimientos del CSN: SÍ

1.- Se debe incorporar a la propuesta de modificación del Estudio Final de Seguridad los siguientes cambios sobre lo solicitado:

Se debe corregir la hoja 9.1-13 en el apartado relativo a los análisis de criticidad de los nuevos bastidores de la PACE para corregir el texto propuesto e indicar que:

- Los cálculos se realizan para la celda más reactiva obtenida mediante cálculo para cada tipo de combustible. y condiciones de operación y almacenamiento, debiendo verificarse su validez en cada ciclo, por lo que tampoco existe un valor limite de enriquecimiento máximo.

- Los modelos empleados son infinitos radial y axialmente

2. - No se acepta la modificación propuesta para el capítulo 9.1.3 del Estudio Final de Seguridad en vigor que hace referencia al sistema de enfriamiento y limpieza de combustible, y a los cálculos de calor residual presentados (hojas 9.1-19, 9.1-22, 23, 24, 25 y 26 y figuras asociadas).

El titular deberá presentar una nueva solicitud para este capítulo, para los cálculos de calor residual y otros cálculos de licencia afectados, que se ajuste a la Instrucción Técnica sobre limitación de la temperatura en la piscina de almacenamiento de combustible este (PACE) dentro de la solicitud de autorización de Reracking (CSN-IT-DSN-08-42) del 25 de abril de 2008.

3.- Se debe incluir, para completar las referencias de la sección 9.1.5 del Capítulo 9, el NUREG 0554 (Single Failure Proof Cranes for NPP) por resultar también aplicable a la modificación realizada en la grúa puente.

4. - Se considera justificado el diseño de “fallo único” para la grúa, sin embargo, además de la inspección visual antes de las modificaciones y de la inspección por ensayos no destructivos (END) volumétricos prevista por el titular tras las pruebas de la grúa puente de Cofrentes, se debe realizar otra inspección por ensayos no destructivos (END) volumétricos, con objeto de conocer el estado estructural de los materiales del puente y, caso de encontrar defectos inaceptables, poder repararlos en tiempo y forma antes de poner en servicio las modificaciones.

4.3. Recomendaciones del CSN: SÍ

Considerando las pautas y recomendaciones de las guías de buen uso de las herramientas CFD emitidas por la OCDE/NEA, se recomienda la realización de estudios de sensibilidad al mallado y método numérico, así como la verificación de la capacidad predictiva del modelo de piscina utilizado mediante la comparación frente a resultados del mapa de temperaturas real obtenido durante la primera recarga de combustible en que se utilicen los nuevos bastidores más compactos.

4.4. Compromisos del Titular: NO

4.5. Hallazgos: SÍ (no significativas)

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ANEXO I

ESCRITO


ANEXO II

APRECIACION FAVORABLE DE CAMBIOS AL MANUAL DE REQUISITOS DE OPERACIÓN


ANEXO III

INSTRUCCIÓN TÉCNICA


ANEXO IV

CARTA DE LA DIRECCIÓN TÉCNICA

propuesta de dictamen tÉcnico autorizaciÓn de la ... · propuesta de dictamen tÉcnico...

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