31-03-2026

Sistemas de mitigacion

Cierre incorrecto de la caja de conexiones

Ante la alarma de apagado del centro de control de motores, se comprobó que había entrado agua a través de un cable procedente de la válvula de alimentación química del generador de vapor. Al comprobar la caja del actuador de la válvula, se observó que estaba lleno de agua que había ascendido por capilaridad a lo largo del cable. El titular comprobó que anteriormente se había realizado la verificación periódica de válvulas motorizadas, lo que requiere la apertura de la caja de conexiones de cada una de ellas. El fallo se debió a que un tornillo de sujeción de la tapa de conexiones de la válvula de alimentación química del generador de vapor no estaba completamente apretado

Se considera que se ha incumplido el procedimiento sobre la verificación periódica de la capacidad base de diseño de las válvulas motorizadas (prueba estática G.L. 96.05), que requiere “colocar la tapa de la caja de conexiones del actuador”. Se considera que este paso no se realizó adecuadamente, dejando la caja mal cerrada y al estar en zonas exteriores, durante periodos de lluvia, se fue acumulando agua por el conducto entre cajas de conexión, afectando al cable. Este hallazgo afecta al pilar de sistemas de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas, en este caso concreto a afecta a la válvula de alimentación química al generador de vapor C. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-5 “Prácticas de trabajo y supervisión” por considerarse que las prácticas de trabajo no han sido suficientemente rigurosas, no realizaron adecuadamente el paso final del procedimiento, quedando la caja mal cerrada. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE

Autorrevelado

23-07-2026

04-06-2025

Sistemas de mitigacion

Ausencia de validaciones que cubran todas las acciones de aislamiento postuladas en los análisis de inundaciones

Durante la revisión del documento de la validación de las hipótesis de tiempo de detección y aislamiento de roturas postuladas en los cálculos de diseño de inundación fuera de contención de la central nuclear Ascó, la Inspección observó que se había incluido la validación de seis de los 117 escenarios previstos en dicho documento, sin la debida justificación y sin haber considerado, entre los escenarios validados, ninguno sobre sistemas de agua potable, agua tratada, agua desmineralizada, agua enfriada y otros sistemas que lo requieren que no son de seguridad. Además, la Inspección constató que el documento no incorporaba todos los escenarios postulados en los correspondientes documentos de cálculo de niveles de inundación interna fuera de contención.

Se considera que se ha incumplido, el punto 3.5 de las instrucciones técnicas complementarias (ITC) CSN/ITC/SG/AS1/21/04 y CSN/ITC/SG/AS2/21/10, asociadas a la condición 8 de su autorización de explotación, dado que el titular no ha justificado adecuadamente que todos los aislamientos de roturas postuladas están cubiertos por los 6 escenarios validados en el documento, ni ha llevado a cabo un programa de validación para las acciones no cubiertas, tal y como requieren dichas ITC. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad Sistema de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas, en este caso a mitigar la inundación en los tiempos postulados. No se ha identificado ningún componente transversal como desencadenante del hallazgo identificado. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo, común a ambas unidades, tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

CSN

14-01-2026

04-06-2025

Sistemas de mitigacion

No inclusión de las protecciones con origen en los análisis de Fukushima en el manual de protección contra inundaciones

Durante la revisión de documento Manual de protección contra inundaciones, la Inspección comprobó que no recogía las actuaciones derivadas del análisis de las pruebas de resistencia o stress tests realizados tras el accidente de Fukushima, destinadas a que los equipos eléctricos localizados en cotas intermedias tengan protección frente a goteo, y que incluyen sellar los conduits o instalar tejadillos.

Se considera que se ha incumplido, el punto 5.6 de las instrucciones técnicas complementarias del CSN, asociadas a la condición 8 de su autorización de explotación, que requiere incorporar en el manual la referencia a las medidas de protección e hipótesis derivadas de los análisis de inundaciones realizados en el marco de las ITC post Fukushima. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad Sistema de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. Este hallazgo no tiene asociado componente transversal. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo, común a ambas unidades, tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

CSN

14-01-2026

04-06-2025

Sistemas de mitigacion

No inclusión de válvulas a las que se da crédito en los análisis de inundaciones en el manual de protección contra inundaciones

La Inspección constató que el titular no había incluido en su Manual de inundaciones ninguna de las válvulas de aislamiento de roturas postuladas a las que se da crédito en los análisis e hipótesis de tiempo de detección y aislamiento de roturas postuladas en los cálculos de diseño de inundación fuera de contención de inundaciones, tanto para la protección de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de seguridad o las necesarias para llevar a la planta a condición de parada segura. Al no haber incluido ninguna de las anteriores válvulas en dicho manual, tampoco había recogido los procedimientos de mantenimiento, inspección y pruebas, ni las medidas compensatorias que se implantarían en caso de que dichas válvulas estuvieran no funcionales, si bien el titular disponía de un informe en el cual se analizan las medidas de aislamiento de los sistemas.

Se considera que se ha incumplido, el punto 5 de las instrucciones técnicas complementarias (ITC) CSN/ITC/SG/AS1/21/04 y CSN/ITC/SG/AS2/21/10, asociadas a la condición 8 de su autorización de explotación, dado que el titular no ha listado las ESC a las que se da crédito en los análisis deterministas, como requiere el punto 5.1; no ha incluido el programa de mantenimiento de las mismas, requerido en el punto 5.2; y no ha establecido medidas compensatorias en caso de que no estén funcionales, según requiere el punto 5.3. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad Sistema de mitigación, que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-10, “Identificación de problemas y áreas de mejora”, ya que el titular no ha tenido en cuenta la experiencia operativa de la central nuclear Vandellós II para analizar si la desviación detectada en esa instalación era también aplicable en la central nuclear Ascó. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo, común a ambas unidades, tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

CSN

14-01-2026

21-02-2025

Sistemas de mitigacion

Gestión inadecuada de los filtros de carbón de las unidades de ventilación del edificio de combustible

La Inspección Residente detectó diversas deficiencias en la gestión de los filtros de carbón utilizados en las unidades de filtración de la ventilación del edificio de combustible. Estas deficiencias se refieren a las firmas y fechas de extracción y ensayo que figuran en los registros correspondientes, lo que dificulta la trazabilidad de las muestras de carbón ensayadas en laboratorio. Por otra parte, se constató que el titular había emitido una solicitud de trabajo, requerida por el procedimiento de vigilancia para la sustitución del carbón de los filtros, por acercarse a los límites de aceptabilidad, pero sin embargo no ejecutó los trabajos requeridos y en la siguiente prueba el resultado del ensayo fue "No aceptable", generando una inoperabilidad.

Se considera que se ha incumplido el Manual de garantía de calidad, en su apartado 11.0, “Control de Pruebas: Criterio”, dado que no se ha seguido un programa adecuado de documentación de las pruebas requeridas de las muestras de carbón. Asimismo, se incumple el procedimiento de vigilancia de comprobación del sistema de ventilación del edificio de combustible”, que requiere la sustitución del filtro de carbón, y cuya no sustitución acabó en inoperabilidad. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad de Sistema de mitigación que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas, en este caso, los filtros del carbón de los sistemas de ventilación. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-10, de “Identificación de problemas y áreas de mejora” ya que el titular no identificaba correctamente las deficiencias en la ejecución de estos procesos, que dificultaba la trazabilidad de las muestras. A ello contribuye el hecho de que se comuniquen de forma adelantada, por correo electrónico, los resultados de las muestras de carbón. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo, común a ambas centrales Ascó, tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

CSN

08-10-2025

29-05-2025

Integridad de barreras

Deficiencias en el procedimiento de prueba de la integrada de fugas de la contención

Durante las actividades de inspección, se comprobó que el procedimiento de prueba la fugas de la conteción (Integrated leakage rate testing, ILRT) presentaba deficiencias relativas al cálculo del volumen libre de contención y temperaturas de contención. El modelo de cálculo del volumen, considera que la parte inferior de la contención tiene forma cilíndrica en vez de troncocónica, lo que lleva a considerar un volumen mayor. Este valor tiene un impacto en los cálculos del procedimiento así como en los criterios de aceptación de las pruebas de fugas locales y en los análisis de la contención. La diferencia estimada de volumen se corresponde con un 0,16 %. Por otra parte, la norma ANSI/ANS-56.8-1994, requiere un estudio de las temperaturas en la contención (o, en su defecto, validación de uno realizado previamente), antes de cada prueba, y no se tiene constancia de que se haya realizado dicho estudio en las pruebas recientes de ILRT.

Se considera que se ha incumplido el capítulo 5 “Instrucciones, procedimientos y planos” del Manual de Garantía de Calidad, así como el procedimiento de pruebas de fugas de la contención, que incluye un valor de volumen libre de la contención que no ha sido adecuadamente validado y no incluye un apartado dedicado al estudio de validación de temperaturas. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad integridad de barreras, que tiene como objetivo asegurar la integridad de la vaina del combustible, barrera de presión y la contención, como es el caso de esta última barrera entre el reactor y el medio ambiente exterior. La Inspección no ha identificado ningún componente transversal que pueda asignarse a este hallazgo. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE

CSN

16-04-2026

21-02-2025

Integridad de barreras

Gestión incorrecta de una condición anómala

El titular había emitido una condición anómala como consecuencia del resultado de las pruebas de un requisito de vigilancia realizadas en julio de 2023, en las que se utilizó un alineamiento incorrecto de los ventiladores de salas de baterías. Esta situación se detectó posteriormente, lo que motivó la emisión de la condición anómala. Durante la inspección, se observó que en el análisis de notificabilidad, el titular identificó durante el desarrollo de estas mismas pruebas (julio 2023) que el alineamiento de la ventilación de la sala del centro apoyo tecnológico (CAT) tampoco era correcto. En aquella ocasión, el titular decidió no repetir las pruebas, justificando la baja afectación de esta ventilación sobre el resultado. Sin embargo, esta desviación del procedimiento de pruebas -independiente de la anterior- no quedó sustentada en ninguna condición anómala ni fue incluida en la condición anómala previamente emitida.

Se considera que se ha incumplido el procedimiento “Determinaciones de operabilidad y condiciones anómalas de estructuras, sistemas y componentes”, dado que, durante las pruebas, tras detectar un error en el alineamiento de la ventilación del CAT, el titular no repitió la prueba ni emitió la correspondiente condición anómala que justificase la desviación. Asimismo, se considera incumplido el apartado 5.3.1 “Alcance de la determinación de operabilidad”, ya que una vez identificada en la inspección la discrepancia en la condición anómala, no se procedió a la emisión de una revisión de la misma. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad de Integridad de barreras, cuyo objetivo es proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de radiaciones ionizantes. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-12, Resolución de problemas y áreas de mejora, debido a que el titular contaba con información suficiente y un ejemplo similar, extraído de su propia experiencia, para tratar de forma homogénea el alineamiento incorrecto de la ventilación del CAT y el alineamiento incorrecto de la ventilación de la sala de baterías dentro de una condición anómala. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo, común a ambas centrales Ascó, tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza Verde.

CSN

08-10-2025

21-02-2025

Integridad de barreras

Realización de medidas de caída de presión de unidad de filtrado de aire del sistema de ventilación del edificio de combustible con prefiltro desmontado

El procedimiento de vigilancia, indica que se debe probar cada 18 meses que la caída de presión de los bancos combinados de los (prefiltros o separador humedad /HEPA 1/CF1 / HEPA 2) es de 147,88 mmca, mientras el sistema opera con un caudal de 13.600 m3/h. ±10%. Este requisito viene impuesto a partir del punto 5.5.11.d del Programa de vigilancia de filtros de las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento Mejorada, el cual tiene su origen en la norma ASME. La Inspección Residente, comprobó que el prefiltro había sido desmontado previa a la prueba de caída de presión de los bancos combinados de la unidad de ventilación del edificio del combustible asociada al tren B, y tras una revisión de los resultados históricos proporcionados por el titular, la Inspección comprobó que esta ha venido siendo hasta la fecha la sistemática del titular durante la ejecución de tales pruebas.

Se considera que se ha incumplido programa de pruebas de filtros de ventilación en el punto 5.5.11 sub apartado d) de las ETFM, que requiere demostrar que la caída de presión a través de los grupos combinados de prefiltros, filtros HEPA y CA es inferior al valor especificado, y cuyo “Criterios de aceptación de ETFM”, según procedimiento de vigilancia correspondiente. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad de Integridad de barreras, cuyo objetivo es proporcionar una garantía razonable de que el diseño de las barreras físicas (vaina del combustible, sistema de refrigeración del reactor y contención) protege al público de las emisiones de que tiene como objetivo asegurar la disponibilidad, fiabilidad y capacidad de los sistemas que responden a sucesos iniciadores para evitar consecuencias indeseadas, en este caso, el sistema de ventilación del edificio de combustible para cumplir su función de seguridad asociada a las potenciales liberaciones de radiación. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-4, Planificación y coordinación del trabajo, debido a que el titular no había planificado de manera adecuada los trabajos del desmontaje del prefiltro con anterioridad a la ejecución del procedimiento, sin valorar las implicaciones que este hecho tenía. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo, común a ambas centrales Ascó, tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

CSN

08-10-2025

30-06-2025

Protección radiológica ocupacional

Ausencia de zona de paso radiológica en recarga

El 14/05/2025, en el turno de mañana, con la planta en “no modo”, la Inspección accedió a la cota 42 de contención, donde se había desmontado el motor de la bomba principal. Allí observó a dos trabajadores accedieron al cubículo con cubrecalzado, guantes de látex y buzo amarillo y un tercero sin dicho buzo. La Inspección comprobó que el acceso a este cubículo podía efectuarse por ambos lados de la zona perimetral, y que solo uno de estos accesos disponía de la correspondiente señalización de zona de paso y vestuario requerido. La Inspección preguntó al personal de Protección Radiológica sobre el vestuario necesario en el cubículo, verificando que se requería el buzo amarillo, además de guantes de látex y cubrecalzado. Asimismo, indicó que señalarían, a la mayor brevedad, tanto la zona de paso como el vestuario a utilizar. La zona de paso quedó establecida el 14/05/2025 y la señalización el 15/05/2025. La Inspección solicitó al titular los rechazos de vestuario en los pórticos de salida de zona controlada asociados a trabajos en la bomba principal, de esos días verificando un ligero aumento del número de rechazos en los pórticos, provocado por episodios de contaminación externa.

Se considera que se ha incumplido el procedimiento de zonas de paso radiológicas al no establecerse una zona de paso radiológica en el acceso al cubículo de la bomba de refrigeración principal, así como la configuración y la composición de la misma, junto a los equipos de protección personal que deberán estar disponibles en ella. Asimismo , el acceso a través de la zona de paso no estaba señalizado con un cartel que indicase los requisitos de protección individual. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad de protección radiológica ocupacional que tiene como objetivo proteger a los trabajadores, habida cuenta de que no establecer una zona de paso radiológica, ni la señalización que indique los requisitos de protección individual a utilizar, así como no cuestionarse la diferencia de vestuario entre diferentes trabajadores que accedieron a la zona, afecta al objetivo de asegurar la adecuada protección de la salud y seguridad de los trabajadores Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-4, Planificación y coordinación del trabajo, ya que titular no tenía claramente identificado en las tareas de preparación de recarga en qué momento es necesario el montaje de la zona de paso, así como la zona protegida para las tareas de la revisión de sellos de la bomba en cuestión. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

CSN

08-10-2025

30-06-2025

Protección radiológica del público

Alineamiento incorrecto de la válvula que provoca la actuación del monitor de partículas durante la maniobra de venteo

El 25/06/2025, a las 18:20 h, se activaron momentáneamente las alarmas“Alta radiación procesos gaseosos” y “Anomalía”, provocadas por la superación del valor de alarma del monitor de partículas de la chimenea del edificio auxiliar, que registró un pico de 175 Bq/m³, siendo su valor de alarma de 155 Bq/ m³ . La alarma fue coincidente con la maniobra de venteo del tanque de control químico y volumétrico (TCV). Al revisar el alineamiento, el titular encontró que la válvula de drenaje de la línea de venteo del TCV no estaba completamente cerrada. A las 16:15 h del 26/06/2025, el titular volvió a realizar el venteo del TCV, esta vez con la válvula totalmente cerrada, sin apreciarse indicación en ninguno de los tres monitores de radiación. La Inspección comprobó que dicha válvula estaba dentro del alcance de un descargo de la recarga 2R29, que fue retirado el 04/06/2025. En dicho descargo, la posición de la válvula figuraba como abierta y, al retirarlo, debería haber quedado totalmente cerrada. Tras finalizar dicha recarga, según anotaciones del libro de operación, la primera maniobra de venteo del TCV se efectuó el día del suceso.

Se considera que se ha incumplido el procedimiento de retirada de un descargo por parte del personal de sala de control, que requiere verificar la posición final de las válvulas del descargo, en función del alineamiento a realizar y verificar si están cerrados todos los drenajes y venteos que se encuentran dentro del tramo asociado al descargo. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad de la protección radiológica del público, cuyo objetivo es asegurar la protección de la salud y seguridad de la población por exposición a materiales radiactivos liberados en dominio público. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

Autorrevelado

08-10-2025

30-06-2025

Protección radiológica del público

Maniobra incorrecta de descarga del tanque de residuos líquidos

El 25/05/2025, al iniciarse la descarga de un tanque, con su válvula de descarga abierta, se produjo una señal de aislamiento por alta actividad en el monitor de radiación. Previo al inicio de la maniobra, el titular tomó una muestra del tanque tras dos horas de recirculación para homogeneizar su contenido, obteniendo un resultado estimado de 1,62·10+6 Bq/m3. Con este valor, y una vez comprobado que se cumplían correctamente los criterios previos, se autorizó la solicitud del vertido. La causa de la actuación del monitor de radiación fue una señal real de alta actividad, generada durante el alineamiento de las válvulas manuales, siguiendo las indicaciones de la instrucción sobre tratamiento de desechos líquidos de bajo nivel de actividad. Dicha instrucción incluye un paso en el que se debe verificar la posición cerrada de la válvula manual de regulación de descarga. El auxiliar encargado de la maniobra, accionó la cadena de la válvula. Al apreciar que no se movía, interpretó que estaba totalmente cerrada. Sin embargo, la válvula estaba en posición abierta desde la anterior descarga, y tras la limpieza del tanque. De acuerdo al procedimiento de descarga, dicha válvula debía estar inicialmente cerrada y abrirse lentamente para ajustar el caudal de descarga del vertido al valor autorizado por el servicio de protección radiológica de la central.

Se considera que se ha incumplido el procedimiento sobre tratamiento de desechos líquidos de bajo nivel de actividad, que requiere cerrar la válvula aislamiento de salida canal descarga, y verificar la posición cerrada de la válvula de regulación de descarga a efluentes. Este hallazgo supone el incumplimiento de las normas de actuación del personal de operación, en relación con el uso de procedimientos y las técnicas de prevención de errores, que establece que los procedimientos deben seguirse con un sentido de cautela, cumpliéndolos estrictamente, aún en el caso de que existan otros métodos más rápidos. Este hallazgo afecta al pilar de seguridad de la protección radiológica del público, cuyo objetivo es asegurar la protección de la salud y seguridad de la población por exposición a materiales radiactivos liberados en dominio público. Este hallazgo tiene asociado el componente transversal CT-5, Prácticas de trabajo y supervisión, pues la descarga previa a la del suceso finalizó sin cerrar la válvula, por no seguirse el procedimiento paso a paso, en un exceso de confianza al tratarse de maniobras habituales. Los responsables de la siguiente descarga tampoco identificaron la posición real de la válvula, por lo que no se usaron adecuadamente las técnicas de prevención del error. La Inspección, aplicando los procedimientos correspondientes, considera que este hallazgo tiene muy baja importancia para la seguridad y se categoriza como VERDE.

Autorrevelado

08-10-2025