PREGUNTA ESCRITA E-2892/02

de Erik Meijer (GUE/NGL) a la Comisión

(14 de octubre de 2002)

Asunto: El peligro de ruptura de los conductos de agua de refrigeración del reactor de alto flujo en Petten (NL) y la ausencia de medidas para evitarlo

1. ¿Ha adquirido la Comisión conocimiento de la noticia publicada en distintos medios de comunicación neerlandeses según la cual los conductos de admisión primarios del sistema de agua

de refrigeración del reactor de alto flujo (High Flux Reactor, HFR) de Petten (NL), cuya licencia detenta la Comisión, están bajo alta presión y podrían romperse, de modo que el núcleo del reactor quedaría seco y se fundiría, provocando así la contaminación radioactiva de las inmediaciones?

2. ¿Está la Comisión al corriente de que este peligro de ruptura es aún mayor debido a los sondeos de gas natural en la zona, que pueden provocar desmoronamientos en el complejo del reactor construido en dunas de arena?

3. ¿Podría confirmar la Comisión que el riesgo de ruptura de los conductos ya fue señalado en 1985, que es relativamente fácil eliminar este riesgo y que en 1994 se propuso una adaptación técnica para evitar una posible ruptura de los conductos, pero que esta propuesta aún no se ha llevado a cabo por el controvertido argumento de que los conductos son resistentes a los terremotos?

4. ¿Sabe la Comisión por qué, a diferencia de los conductos de admisión, los conductos de escape de agua de refrigeración disponen de un dispositivo que evita las consecuencias de una posible ruptura de los mismos?

5. ¿Tiene la Comisión conocimiento de que el sistema primario de conductos de agua de refrigeración fue concebido para un reactor de 20 megavatios y un flujo de refrigeración de 2 750 metros cúbicos por hora, pero que, desde 1970, el reactor funciona a una potencia de 45 megavatios y un flujo de refrigeración de 4 150 metros cúbicos por hora? ¿Se ha diseñado el sistema primario de agua de refrigeración de forma que sea resistente a este flujo de refrigeración considerablemente más alto y a las resonancias correspondientes?

6. ¿El problema mencionado en las preguntas anteriores se aborda en la evaluación del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) tras su visita al reactor del 3 al 8 de marzo de 2002, así como en las recomendaciones redactadas en esta ocasión con vistas a la mejora del sistema de gestión de seguridad y en la rigurosa revisión de la licencia, mencionada en dichas recomendaciones? ¿Ya se han aplicado entretanto estas recomendaciones?

7. ¿De qué modo podría eliminarse el riesgo de accidentes en el sistema de agua de refrigeración y cómo pretende la Comisión contribuir a la realización de este objetivo?

Respuesta del Sr. Busquin en nombre de la Comisión

(3 de diciembre de 2002)

1. Han llegado a oídos de la Comisión varias noticias de los medios de comunicación sobre hipótesis de accidentes que afectarían el sistema de refrigeración del reactor de alto flujo y sus posibles consecuencias.

2. La Comisión sabe del hundimiento de la piscina de reactor. Se trata de una diferencia de altura de un centímetro (cm) a lo largo de toda la piscina, conocida desde hace 30 años y que no ha aumentado desde entonces. Además, el diseño de reactor tiene en cuenta su hundimiento.

3. Aprovechando la evaluación de la seguridad cada diez años, ahora en curso tras su inicio en 2001, la Comisión ha acordado con las autoridades de seguridad que complementará el análisis de seguridad el análisis de una hipótesis de accidente consistente en una gran pérdida de refrigerante por rotura. Este análisis se concluirá y presentará a las autoridades de seguridad a mediados de 2003. El personal de la empresa que explota el reactor de alto flujo ya había evaluado esta hipótesis a mediados de los años ochenta y a comienzos de los noventa y la había descrito con el nombre de hipótesis Veldman. Estas hipótesis se consideran normalmente accidentes base de diseño en el caso de los reactores de potencia de agua a presión, pero no se habían incluido en la base de diseño del reactor de alto flujo, que funciona a una presión y temperatura mucho más bajas.

4. Los sistemas de emergencia instalados actualmente en el reactor de alto flujo difieren en los conductos de alimentación y de descarga porque tienen en cuenta la geometría del circuito primario y la situación de la bomba primaria.

5. Cuando se aumentó la potencia del reactor de alto flujo de 20 megavatios (MW) a 45 MW, se llevó a cabo con el pleno acuerdo de las autoridades de seguridad y el permiso de explotación del reactor de alto flujo se modificó en 1970 al efecto.

6. El problema al que se refieren las preguntas aludidas no se cubrió en la evaluación realizada por el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) del 3 de marzo de 2002 al 8 de marzo de 2002, que abordó los procedimientos de seguridad del reactor y la formación del personal al respecto. Las recomendaciones del OIEA no abordan la mejora del sistema de seguridad mismo. La aplicación de las recomendaciones del OIEA está progresando según lo previsto y en estrecho contacto con las autoridades de seguridad. La revisión del permiso al cabo de los diez años, que incluye una nueva evaluación de las hipótesis de fuga de refrigerante, no está relacionada con la evaluación del OIEA y ya se había iniciado más de un año antes de la evaluación del OIEA.

7. La evaluación de seguridad actualmente en curso se presentará a las autoridades de seguridad competentes y se sacarán conclusiones. Además, se están manteniendo consultas abiertas con las autoridades regionales y locales.