SNE Madrid a 23 de Febrero de 2017 Madrid a DD de …

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La Central de Trillo en 2016 Experiencias y Perspectivas

Madrid a DD de MMMMMM de AAAA SNE Madrid a 23 de Febrero de 2017

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1. OBJETIVOS Y RESULTADOS 2016

2. POTENCIA ELÉCTRICA 2016

3. SUCESOS NOTIFICABLES

4. EXPOSICIÓN COLECTIVA ANUAL

5. ACCIDENTABILIDAD

6. 28ª RECARGA DE COMBUSTIBLE

Datos Generales

Objetivos de Recarga

Trabajos Principales

7. CARGA DE CONTENEDORES DPT

8. RECEPCIÓN ELEMENTOS COMBUSTIBLE NUEVOS W-ENUSA

9. PROGRAMA GENERAL RECARGA 2017

10. PROYECTOS 2017 - 2018

ÍNDICE

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OBJETIVO RESULTADO

Energía Neta 7873 GWh 8004,5 GWh

Factor de carga 89,94 % 91,34 %

Parada para recarga 696 h 669 h

Indisponibilidad no programada ≤ 0,96 % 0,00 %

Paradas automáticas reactor 0 0

Paradas no programadas 0 0

Sucesos notificables ≤ 3 0

Dosis colectiva < 318 mSvxp 280,17 mSvxp

Accidentabilidad < 1,50 1,18

OBJETIVOS Y RESULTADOS 2016

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POTENCIA ELÉCTRICA 2016

0

20

40

60

80

100

120

ene. feb. mar. abr. may. jun. jul. ago. sep. oct. nov. dic.

MWh

Prueba de válvulas de turbina


Petición del despacho de cargas

27 Días y 21 horas

R428 del 29 de abril 17:00




27 Días y 21 horas





27 Días y 21 horas


La central está operando de forma ininterrumpida desde el 29 de mayo de 2016 y lleva 260 días acumulados a 11 de febrero de 2017.

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Referencia Fecha Descripción

No ha habido Sucesos Notificables en el año

SUCESOS NOTIFICABLES

6


273,80

213,62

272,44 249,40

209,36

238,47

428,78

299,44

381,93

776,85

338,20

265,27

362,22

224,11

297,26 259,75

280,17

0

200

400

600

800

1000

2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016

mSv

x p

AÑOS

EXPOSICIÓN COLECTIVA ANUAL

7


8,19

2,04

1,98 2,03

1,95

0,00 0,00 2,02

0,00

1,94

5,86

3,71

0,00

4,24 3,75

10,68

4,18

0,00

2,09 1,43

3,01

0,00

1,85

0,96

1,64

1,73

6,21

2,93

6,56

2,63

0,82 1,38 1,16

2,68

0,00

1,88

2,57 2,27

1,18

0

2

4

6

8

10

12

2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016

INDICES DE FRECUENCIA CON BAJA

C. TRILLO CONTRATISTAS C. TRILLO + CONTRATISTAS

INDICE FRECUENCIA CON BAJA (IFB) 2004-2016

2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016

C. TRILLO 8,19 2,04 1,98 2,03 1,95 0,00 0,00 2,02 0,00 1,94 5,86 3,71 0,00

CONTRATISTAS 4,24 3,75 10,68 4,18 0,00 2,09 1,43 3,01 0,00 1,85 0,96 1,64 1,73

C.TRILLO +

CONTRATISTAS 6,21 2,93 6,56 2,63 0,82 1,38 1,16 2,68 0,00 1,88 2,57 2,27 1,18

ACCIDENTABILIDAD

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28ª RECARGA DE COMBUSTIBLE. DATOS GENERALES

La duración de la recarga ha sido desde el 29 de abril al 27 de mayo de 2016.

Número de órdenes de trabajo han sido 7.288, correspondientes a mantenimiento preventivo, correctivo, inspecciones y mejoras en la planta.

40 empresas colaboradoras, la mayoría del área de influencia de la central.

El próximo ciclo de operación será de 11 meses, estando la 29ª recarga de combustible prevista para mayo 2017.

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OBJETIVOS DE RECARGA

1 – Seguridad Nuclear Objetivo Real

Nº funciones críticas de seguridad en

categoría ROJO 0 0

Nº funciones críticas de seguridad en

categoría AMARILLO ≤ 2 0

2 – Calidad

Disparos o reducciones de potencia

a causa de la recarga en los DOS

MESES posteriores

0 0

3 – Prevención de riesgos

Accidentes CON baja 0 0

4 – Datos Radiológicos

Dosis colectiva operacional < 312 mSv x p 249,7 mSv x p

Dosis máxima individual < 4 mSv 2,65 mSv

Contaminación interna 0 0

28ª RECARGA DE COMBUSTIBLE

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Principales actividades:

Recarga de elementos de combustible. El núcleo final queda configurado por 177 elementos, 40 de ellos nuevos, el resto irradiados en ciclos anteriores.

Inspección visual de elementos combustible y del 100% de las barras de control mediante corrientes inducidas. Inspección restrictores de flujo. Reorganización de accesorios.

Inspección por corrientes inducidas al 100% de los tubos del generador de vapor del lazo 1.

Inspección del cojinete superior e inferior de la bomba principal del lazo 1 e inspección de sellos en las bombas de los lazos 1 y 3.

Revisiones requeridas a componentes incluidos en Manuales de Bombas y Válvulas.

Pruebas de los sistemas de ventilación por ITC-14.

Mejoras circuito de disparo bombas principales frente a actuaciones espurias en caso de incendio.

Ampliación del sistema de detección de incendios del edificio de contención.

Mejoras en detección y extinción de incendios en sala de control principal.

Revisión del interruptor de generación.

28ª RECARGA DE COMBUSTIBLE. TRABAJOS PRINCIPALES

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CARGA DE CONTENEDORES DPT

Durante el año 2016 se han cargado 2 contenedores doble propósito de Trillo (DPT) con una capacidad de 21

elementos de combustible cada uno, siendo el quemado de los elementos de combustible cargados de 47 MWd/TmU

y el enriquecimiento inicial de 3,8 % U235.

La ocupación actual del almacén de combustible gastado es de 32 contenedores de un total de 80 posiciones.

En el año 2017 está previsto realizar las actividades relacionadas con la futura utilización del nuevo contenedor de

combustible gastado ENUN32P. Está planificada una prueba en blanco en el primer trimestre de 2018 y la primera

carga del contenedor ENUN32P en el segundo semestre de 2018.

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RECEPCIÓN ELEMENTOS COMBUSTIBLE NUEVO W-ENUSA

Durante la recarga de 2016 se llevo a cabo sin incidencias la carga en el reactor de 8 elementos de combustible

nuevos de demostración WESTINGHOUSE/ENUSA WSE 16 X 16, de enriquecimiento 4,20 % U-235, los cuales forman

parte del núcleo del ciclo 29, actualmente en operación.

Sobre estos 8 elementos de combustible se llevará a cabo a lo largo de todos sus ciclos de irradiación el siguiente

programa específico de inspecciones:

2017 y 2018 2019 al 2021

Tipo de inspección Visual Visual Dimensional Corrosión

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04-05 05-05 06-05 07-05 08-05 09-05 10-05 11-05 12-05 13-05 14-05 15-05 16-05 17-05 18-05 19-05 20-05 21-05 22-05 23-05 24-05 25-05 26-05 27-05 28-05 29-05 30-05 31-05 01-06 02-06 03-06 04-06 05-06 06-06

-1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33

Desacoplamiento [23:40]

Trabajos de mantenimiento con cavidad vacia

Acoplamiento [23:40]

Cierre VPR

Mont. losas cavidad

Arranque

Mont. internos superiores

Inspec. EE.CC./BB.CC./ Reorganiz. Accesorios

Apertura VPR

Trabajos en red. 4/8

Revisiones en Turbogrupo


Trabajos en red. 1/5 Calentamiento Pzr/Venteos

Carga del núcleo

Preparativos carga del núcleo/Pr. inyección

Fase Parada/Pr. Periódicas


Modo 3

Descarga del núcleo

Turbina en virador

Desmont. internos superiores

Pr. Presión Recinto de Contención

PROGRAMA GENERAL RECARGA 2017

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PROYECTOS 2017 - 2018

PÉRDIDA DE ESTANQUEIDAD DEL ENFRIADOR DE

ALTA PRESIÓN DEL SISTEMA DE CONTROL DE

VOLUMEN (TA)

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INDICE

1. DESCRIPCIÓN DEL COMPONENTE EN EL SISTEMA

2. ORIGEN

3. PRIMERAS ACTUACIONES

4. EXPERIENCIA OPERATIVA

5. INSPECCIÓN DEL ENFRIADOR DE ALTA PRESIÓN DEL SISTEMA TA

6. PLANIFICACIÓN Y EJECUCIÓN DE LA REPARACIÓN DEL CAMBIADOR

7. CAMBIO EN LOS PARÁMETROS DE SEGUIMIENTO DEL CAMBIADOR

8. ANÁLISIS DE LAS CONDICIONES QUIMICAS DEL AGUA DE REFRIGERACIÓN

Pérdida de estanqueidad del enfriador de alta presión del sistema de control de volumen TA

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1. DESCRIPCIÓN DEL COMPONENTE EN EL SISTEMA

En C.N. Trillo, el sistema de control de volumen TA tiene la función de acondicionamiento químico y volumétrico del sistema primario.

El agua extraída del primario, pasa a través del cambiador de calor recuperativo, para un primer enfriamiento y después se pasa a través de uno ó dos enfriadores de alta presión, en función del estado operativo.

En operación normal, sólo es necesario un enfriador.

Durante el proceso de parada de la planta y al final del enfriamiento se usan ambos enfriadores.

El componente afectado por la fuga es el enfriador de alta presión TA11B001.

Este componente no realiza funciones relacionadas con la seguridad.


Sistema de drenajes y venteos

nucleares (TY)

TF

TF

TA

TA

Sistema de refrigeración de

componentes nucleares (TF)

Sistema de control de

volumen (TA)

TY

Sistema de control de

volumen (TA)

3

Esquema general del sistema de control de volumen (TA)

M M

M

M

M

M

M

M

M

M

DCV

M

M

M

M

M

M

M

M

M

M

M

TA11 B001

TA12 B001

YP PRESIONADOR

DEPÓSITO DE CONTROL DE

VOLUMEN

Rama fría

Rama Intermedia

M

Rama fría

Rama fría

Rama Intermedia

Rama Intermedia

BRR

BRR

BRR

TA31 D001

TA32 D001

TA33 D001

YD20 D001

YD30 D001

YD10 D001

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2. ORIGEN

El día 21/12/15 se detecta un pequeño incremento de actividad en el sistema de agua de refrigeración de componentes nucleares (TF) originado por una posible fuga no cuantificable en el cambiador de alta presión TA11B001.

3. PRIMERAS ACTUACIONES

Tras la apertura de la condición anómala correspondiente se determinan las siguientes medidas compensatorias:

Realización del seguimiento de la actividad en sistema de refrigeración TF por el Turno de Operación

Realización de toma de muestras periódicas sistema de refrigeración TF por la Sección de Química

Cuantificación de la fuga por Ingeniería de Planta

Minimizar el tiempo de operación del cambiador alineando el cambiador alternativo TA12B001.


5

4. EXPERIENCIA OPERATIVA

No se han encontrado experiencia de fallos en cambiadores suministrados por KWU para estas posiciones.

Se ha reportado un fallo similar en un cambiador de calor de una planta con diseño original de KWU pero en el que el fabricante/suministrador del componente no fue KWU.

En dicha experiencia, el fallo de estanqueidad se ha presentado en el cierre de la unión de los tubos con la placa tubos y la solución adoptada ha sido realizar un segundo expansionado de todos los tubos.

El proceso de inspección y localización del tubo dañado fue dificultoso y se prolongó durante varias revisiones de planta, obteniéndose repetidos resultados negativos a pesar de ensayarse varias técnicas de pruebas, tales como: corrientes inducidas, helio, goteo, goteo con trazador fluorescente, burbujeo, etc.

Finalmente se determinó que la localización exacta de las zonas dañadas se encontraba sobre la placa de tubos, en el lado de entrada del sistema de control de volumen (placa inferior) y las indicaciones positivas se obtuvieron mediante líquidos penetrantes.


6

Con el objetivo de identificar la fuga se realizó por Ingeniería del Reactor y Resultados, con el apoyo de TECNATOM, en abril de 2016 las siguientes pruebas:

Prueba de presión/borboteo.

Inspección visual con endoscopio.

Corrientes inducidas: inspección con sonda circular rígida por corrientes inducidas al 100% de los 205 tubos no detectándose expansionados anormales, ni tubos sin expansionar, ni tampoco una indicación clara de fuga.

Líquidos penetrantes a las placas tubulares superior e inferior.



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Dados los resultados negativos de los diferentes ensayos no destructivos realizados, se decidió realizar una prueba de helio al haz tubular, obteniendo una lectura positiva en el tubo Fila 4 Tubo 10 (este tubo habías sido identificado por corrientes inducidas con indicación de deformación asociada a golpe).

En base al resultado obtenido se ha decidido planificar la reparación mediante taponado del tubo afectado.


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6. PLANIFICACIÓN Y EJECUCIÓN DE LA REPARACIÓN DEL CAMBIADOR

Con la información obtenida de la inspección y las normas de aplicación se ha emitido una especificación técnica para la reparación del tubo afectado mediante taponado (TR-ESP-106) que engloba todas las actividades identificadas para la intervención:

Diseño, calificación, fabricación y prueba en blanco de la configuración de taponado del tubo dañado.

Procedimiento de intervención incluyendo prerrequisitos para la realización de la intervención y cualificación del personal

Intervención y Pruebas en el Cambiador.

De las diversas opciones que se plantean para reparar el cambiador, se elige la opción de taponado del tubo defectuoso.

Las principales fases del taponado del cambiador son una fase previa de eliminación de material excedente en la sección del tubo, una segunda fase de cepillado para la eliminación de impurezas en la ubicación donde se localizará el tapón y por último, la colocación del tapón.


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7. CAMBIO EN LOS PARÁMETROS DE SEGUIMIENTO DEL CAMBIADOR

El día 27 de julio de 2016, tras la ejecución de una prueba que requería el alineamiento del cambiador TA11B001, se detecta por parte de Operación un cambio en las tendencias de los valores que tenían seguimiento continuo: aumento del gradiente de subida de los niveles TF10/30L001 del correspondiente tanque de compensación y aumento de la actividad en sistema de refrigeración.

Con ambos aumentos, Operación consideró un posible aumento del caudal de fuga, por ello el 03/08/2016, se realiza una cuantificación de la fuga, pasando el valor de fuga de 0,4 l/h de la anterior medición a 2,7 l/h en esta cuantificación. Este valor es menor al limite establecido en la revisión de la evaluación de operabilidad del componente establecido en un valor límite de 10 l/h.

8. ANÁLISIS DE LAS CONDICIONES QUIMICAS DEL AGUA DE REFRIGERACIÓN

El seguimiento semanal de los parámetros químicos del sistema de refrigeración de componentes nucleares (TF), indica un incremento de actividad en el agua de este sistema originado por el aporte continuo de agua del sistema de control de volumen (TA).

Para controlar las condiciones radioquímicas del agua en el sistema, se instala un cambio de diseño de carácter temporal en el sistema de refrigeración de componentes nucleares (TF), consistente en aislar la válvula de salida del cambiador e instalar un sistema de purga continua de un caudal mayor al caudal de fuga del cambiador (para que el agua proveniente de la fuga del tubo dañado, se extraiga del sistema)

Esta es la situación actual del sistema, a la espera de la intervención para la reparación del cambiador en el mes de marzo.


Gracias por su

atención

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