Cofrentes

La central nuclear de Cofrentes está ubicada en Cofrentes (Valencia). El proyecto de la central se inició en marzo de 1973, al contratarse con General Electric el equipamiento nuclear principal.

Ese mismo año le fue concedida la Autorización de Construcción, durando las obras hasta 1982. Entró en servicio el 14 de octubre de 1984 con una potencia instalada de 992 MW. Mediante mejoras introducidas se ha conseguido ampliar la potencia progresivamente, primero hasta el 110% (1.092 MW), y luego hasta el 111,85% actual, lo que equivale a 1.110 MW,  permitiendo abastecer a prácticamente todo el consumo doméstico de las familias de la Comunidad Valenciana. La central se halla en el municipio de Cofrentes, a unos 2 km al sudeste de la localidad. Está construida en el margen derecho del río Júcar, del que coge agua para la refrigeración. El 100% de la planta pertenece a Iberdrola.

Durante 2010 generó 9.549 millones de kilovatios funcionando ininterrumpidamente durante los 365 días del año. Esta cifra supuso casi el 5% de la producción nacional y una cobertura de más del 30% de la demanda energética de la Comunidad Valenciana.

La central nuclear de Cofrentes es una central nuclear de generación eléctrica del tipo BWR-6 (Boiling Water Reactor) Reactor de agua en ebullición, es un tipo de reactor nuclear de agua ligera, diseñado a mediados de los cincuenta, y en el que el agua común se utiliza como refrigerante y moderador. Ésta alcanza la ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que mueve el generador eléctrico.

En un reactor del tipo BWR sólo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear  hace hervir el agua produciendo vapor. Este último asciende hacia una serie de separadores y secadores que lo separan del caudal del agua de refrigeración, reduciendo el contenido de humedad del vapor, lo cual aumenta la calidad de éste. El vapor seco fluye entonces en dirección a la turbina que mueve el generador eléctrico. Tras esto el vapor que sale de la turbina pasa por un condensador que lo enfría obteniéndose nuevamente agua líquida, la cual es impulsada mediante bombas de nuevo hacia el interior de la vasija que contiene el núcleo. Dado que el vapor fluye desde el reactor, éste se comporta como una máquina térmica convencional. Dentro de la Vasija existen separadores de humedad y secadores como elementos internos para eliminar la humedad del vapor, evitando la corrosión de la turbina.

La potencia del reactor se controla mediante barras de control. Variar la posición de las barras de control (retirando o introduciéndolas en el combustible) es el método común de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible. Por tanto aumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir las barras de control, aumenta la absorción de neutrones en éstas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor. También se controla la potencia con el flujo de agua, aumentar o disminuir el flujo de agua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está operando la central entre el 70% y el 96.89% de la potencia del reactor. A medida que se aumenta el flujo de agua a través del núcleo, las burbujas de vapor ("cavidades") se eliminan más rápidamente del núcleo, aumenta por tanto la cantidad de agua líquida en el núcleo, con lo que a su vez aumenta la moderación de neutrones. Esto significa que habrá más neutrones que se ralentizan pudiendo ser absorbidos por el combustible fisil y, en consecuencia, aumentará la potencia del reactor. Cuando disminuye el flujo de agua a través del núcleo se produce el proceso inverso: las cavidades de vapor se mantienen más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua líquida en el núcleo disminuye, decrece la moderación de neutrones, con lo que son menos los neutrones que se ralentizan y son absorbidos por el combustible, y por tanto se reduce la potencia del reactor. Esta es una característica muy relevante del diseño de los BWR para la seguridad nuclear dado que, en general, un aumento incontrolado de la potencia del reactor da lugar a una mayor ebullición de agua y por tanto una disminución de la potencia del reactor, que puede llegar a su apagado.

El circuito agua/vapor se encuentra a una presión de unas 75 atmósferas, y por ello el agua hierve en el núcleo a una temperatura de alrededor de 285 °C. Dicha presión es relativamente baja, en comparación con la de los reactores de tipo PWR. El reactor está diseñado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del núcleo en forma de vapor, dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite la ebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presión atmosférica).

Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisótopos, se requiere que la turbina esté blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protección radiológica durante los trabajos de mantenimiento, como en el resto de los tipos de reactores. El aumento del coste relacionado con el funcionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensan con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor que la de un PWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempo después de haber detenido el reactor.

En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras de combustible, y hay más de de 800 de estos elementos en el núcleo del reactor, sumando un total de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El número de elementos combustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor. En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor.

Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR, una vez detenida la reacción nuclear, tiene un calor residual presente en el agua de refrigeración que ha de ser eliminado mediante refrigeración de parada. En caso de gran desastre, con situación de falta de suministro eléctrico durante más de 2 horas, habiendo ya usado los generadores diesel de emergencia y las baterías de emergencia, podía producir la fusión total o parcial del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario de lo que ocurre en el PWR, que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de la proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWR, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para que ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante.

Porcentualmente, la Central ha estado en servicio en un 83% de su capacidad total, operando con el generador acoplado a la red eléctrica durante 7.564 horas en el año, habiendo realizado una parada programada para llevar a cabo la 18ª recarga de combustible. Desde 2001 hasta el 10 de marzo de 2011, la central nuclear de Cofrentes ha realizado 25 paradas no programadas y ha notificado al Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) 102 sucesos de seguridad, tres de ellos de nivel 1 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares. Cofrentes ha notificado al CSN una media de 10 sucesos anuales en la última década. En los noventa, registró tres de nivel 1, que se califican de 'anomalías'.

A partir del 3 de noviembre de 2006 entró en vigor la Instrucción IS-10 del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificación de sucesos al Consejo por parte de las centrales nucleares. En el año 2006 el titular notificó diez sucesos, en 2007 se notificaron 15 y en 2008 fueron 11 los sucesos, todos ellos con nivel 0 INES (desviación). En el año 2009 se notificaron 8 sucesos. Todos ellos fueron clasificados como nivel 0 con excepción de la caída del subelemento combustible en la piscina de almacenamiento de combustible gastado, ocurrido el 22 de septiembre de 2009, que fue clasificado como nivel 1. El 13 de mayo de 2010 se comprobó que la instrumentación de nivel de uno de los depósitos de almacenamiento del Sistema de Control Líquido de Reserva sufría una desviación en la lectura del volumen del depósito, tanto en Sala de Control como en el indicador local, por lo que el volumen real en el depósito es inferior al especificado. Se corrigió el volumen del depósito. Fue clasificado como INES 1. Desde 2010 sólo se han notificado incidentes de nivel 0 INES.

El 15 de febrero de 2011 la dirección de la central nuclear declaró una alerta de emergencia ante la intrusión de quince activistas de Greenpeace en la zona de las torres de refrigeración, lejos de los edificios nucleares de la planta, para denunciar la vulnerabilidad ante un posible ataque a las centrales nucleares.

El 29 de noviembre de 2011 se rompió la línea de drenaje de una válvula de control de la turbina, provocando una pérdida y aumentando la temperatura en el interior del edificio donde se aloja. Se produjo una bajada de potencia no programada de hasta el 20%. Se calificó como nivel 0 INES. Tras este incidente, Ecologistas en Acción cuestionó la valoración de las consecuencias por parte del Consejo de Seguridad Nuclear y la coalición Compromís y EUPV reclamaron el cierre de la central. La plataforma Tanquem Cofrents, que agrupa entre otros colectivos a los principales grupos ecologistas de la Comunidad Valenciana afirmó que el mal estado de la central causó este incidente.

El 22 de abril de 2012, se produjo la activación de un detector de fuego durante menos de 10 minutos producido por un conato de incendio. Se identificó la bobina de un interruptor quemado que correspondía a un equipo auxiliar del generador diesel III. El suceso se ha clasificado de forma preliminar como nivel 0.

No obstante, en caso de accidente, la central cuenta con un equipo de contención del tipo MARK-III, en la que la contención primaria está formada por el pozo seco, una piscina de supresión circular y la contención metálica. La contención secundaria la forman el edificio auxiliar, el edificio de combustible y el edificio del reactor.

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