A continuación se realiza la evaluación del impacto en el riesgo de acuerdo con la RG 1.174 (USNRC, 2011) y GS 1.14 (CSN, 2007c) de los casos considerados para ello se calcula la Frecuencia de Daño al Núcleo (FDN) utilizando para cada uno de ellos los datos expuestos en la Tabla 6.5. Los valores condicionales para FDN1 y FDN0 se han
obtenido como se propone en el Capítulo 3. Utilizando el APSE mediante la incorporación de la tasa de fallos para el suceso básico MOV02DEM, la cual incluye el efecto del envejecimiento y de las políticas de mantenimiento y pruebas, se calculan los valores de FDNEi y FDNEf, siendo, respectivamente, la frecuencia de daño al núcleo
utilizando el APSE inicial y final, considerando un periodo de observación de 10 años. En la Tabla 6.6 se muestran los resultados de la FDNEi, FDNEf y el incremento FDN
en el periodo de tiempo considerado, de cada uno de los casos planteados en el apartado anterior, con el fin de estudiar el efecto del envejecimiento y las políticas de mantenimiento y pruebas consideradas en la evaluación de impacto en el riesgo. Posteriormente, en el análisis del impacto en el riesgo, se comparan los resultados con los niveles de aceptación de la guía reguladora, RG 1.174 (USNRC, 2011) y de la GS 1.14 (CSN, 2007c). En ambos documentos se utiliza la pareja de valores {FND0, FDN}
para evaluar el impacto en el riesgo. Para este caso concreto en el que se considera el APS con la incorporación del envejecimiento, APSE, se utilizan los valores {FNDEi, FDNE}. De acuerdo con la RG 1.174, la medida numérica adecuada para realizar la
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comparación de los resultados del APS con los criterios de aceptación es la media, la cual se obtiene mediante los valores medios de la propagación de la incertidumbre de las distribuciones de probabilidad de los parámetros de entrada y de la incertidumbre representada de forma explícita por el modelo utilizado. Por tanto, para realizar este análisis, se observará en la Figura 6.4 el punto medio para cada pareja {FNDEi, FDNE}.
Los casos que se comparan con los niveles de aceptación son los correspondientes con los casos presentados en la Tabla 6.5 los cuales han sido explicados en detalle anteriormente.
Tabla 6.6. Resultados FDNE y FDNE para cada caso considerado
FDNEi(año-1) FDNEf(año-1) FDNE = FDNEf – FDNEi
Media 5% Perc. 95% Perc. Media 5% Perc. 95% Perc. Media 5% Perc. 95% Perc. APS
Estándar 9.42E-06 3.44E-06 2.17E-05 9.42E-06 3.44E-06 2.17E-05 - - - Caso1 1.08E-05 3.24E-06 2.60E-05 1.24E-05 3.71E-06 2.86E-05 1.76E-06 5.63E-07 4.05E-06
Caso 2 9.36E-06 3.34E-06 1.80E-05 1.19E-05 4.06E-06 3.01E-05 1.51E-06 5.45E-07 3.40E-06
Caso 3 9.28E-06 3.31E-06 2.11E-05 1.03E-05 3.71E-06 2.46E-05 8.20E-07 2.98E-07 1.75E-06
Caso 4 1.02E-05 3.62E-06 2.37E-05 1.21E-05 3.91E-06 3.38E-05 2.02E-06 6.30E-07 4.70E-06
Caso 5 1.03E-05 3.68E-06 2.43E-05 1.11E-05 3.56E-06 2.67E-05 4.53E-07 1.13E-07 1.13E-06
Caso 6 1.01E-05 3.58E-06 2.03E-05 9.55E-06 3.34E-06 2.04E-05 3.61E-07 1.25E-07 8.20E-07
El primer caso representado en la Figura 6.4 ha sido el correspondiente al APS estándar actual. Como cabe esperar en este caso el incremento en FDNE, es prácticamente nulo, puesto que no se ha considerado envejecimiento, no se incrementaría la indisponibilidad debido a este factor y por tanto la FDNE en un periodo de tiempo considerado no se vería modificada. El Caso 1, como se ha mencionado anteriormente se cuantifica utilizando los modelos propuestos en Capítulo 5 y utilizando datos bibliográficos. En este caso se puede ver como el nivel de riesgo representado por la pareja {FNDEi, FDNE} se
encuentra en la Región II según las zonas de aceptación de la guía RG 1.174. Según esta guía reguladora en esta región se han de llevar a cabo medidas compensatorias para gestionar los efectos de la edad. Estas medidas compensatorias hacen referencia a cambios en la política de mantenimiento y requisitos de vigilancia, mediante la adaptación de sus parámetros, con el objetivo de que el riesgo de la central se encuentre dentro de los niveles de aceptación. Debido a este hecho, a partir del Caso 1, se han realizado diferentes estudios de sensibilidad modificando los parámetros relativos a los programas de mantenimiento y pruebas.
Como se puede observar en la Figura 6.4, cuando se modifica la política de pruebas en servicio, disminuyendo el intervalo entre pruebas (TI), Caso 2, o aumentando la
Aplicación de la metodología de toma de decisiones utilizando modelos APSE
97 eficiencia de estas (), Caso 3, el nivel de riesgo disminuye de forma considerable con respecto al Caso 1. Cabe destacar que el decremento es menor en el Caso 3, obteniendo valores de {FNDEi, FDNE} dentro del nivel de aceptación (Región III). Este hecho
pone de manifiesto la importancia de llevar a cabo una gestión de las políticas de pruebas, ya que estos parámetros son importantes para una adecuada gestión de la seguridad de la central, un cambio en ellos para un componente crítico tiene efecto a nivel de riesgo global.
Como se ha comentado anteriormente con el objetivo de extrapolar los datos del modelo APS estándar a un modelo el cual tenga en cuenta el efecto del envejecimiento y de las políticas de mantenimiento y pruebas se presenta en la Figura 6.4, el Caso 6. Como se observa en esta figura el nivel de riesgo representado por la pareja {FNDEi, FDNE} se
encuentra en la Región II según las zonas de aceptación de la guía RG 1.174.
Figura 6.4. Criterios de aceptación para FDNE y FDNE para los casos analizados
1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05
1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03
∆ FDNE (a ño -1) FDNE (año-1) ∆FDNE vs FDNE
APS Estándar Caso 1 Caso 2 Caso 3 Caso 4 Caso 5 Caso 6
REGION I
REGION II
Gestión de la operación, vigilancia y mantenimiento de las CCNN a corto y largo plazo
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6.4 Optimización de la vigilancia y mantenimiento de un sistema
considerando envejecimiento de sus componentes
El objetivo de este caso de aplicación es la optimización de las actividades de pruebas y mantenimiento considerando explícitamente la efectividad del mantenimiento y la eficacia de las pruebas para equipos compuestos por varios subcomponentes. Este caso de aplicación se centra en un sistema crítico, concretamente en el sistema de inyección a alta presión (HPIS) por su sencillez en el modelado y además, por ser un sistema crítico desde el punto de vista del riesgo, tal y como se ha demostrado en el apartado 6.1. El sistema HPIS de un reactor convencional PWR está compuesto por tres bombas accionadas por motor (MDP) y siete válvulas motorizadas (MOV). Estos componentes presentan diferentes modos de fallo y comportamiento y sobre éstos se aplican múltiples y diferentes actividades de pruebas y de mantenimiento (Mullor, Sánchez, Martorell, & Martínez, 2006) (Mullor, Martorell, Sánchez , & Martínez, 2007). Además, tanto las MOV como las MDP se dividen en dos subcomponentes que se tratan por separado, el motor y el cuerpo en el caso de la MDP y el actuador y el cuerpo en el caso de la MOV. En los siguientes apartados, se define el problema de optimización que se lleva a cabo, la descripción del problema, los datos utilizados y los resultados obtenidos.