+0:*3(04,9 · Evaluación de la seguridad es el proceso sistemático que se lleva a cabo en todo el...

The information contained in this document cannot be changed or modified in any way and should serve only the purpose of promoting exchange of experience, knowledge dissemination

and training in nuclear safety.

The information presented does not necessarily reflect the views of the IAEA or the governments of IAEA Member States and as such is not an official record.

TThe IAEA makes no warranties, either express or implied, concerning the accuracy, complete-ness, reliability, or suitability of the information. Neither does it warrant that use of the information

is free of any claims of copyright infringement.

The use of particular designations of countries or territories does not imply any judgment by the IAEA as to the legal status of such countries or territories, of their authorities and institutions or of the delimitation of their boundaries. The mention of names of specific companies or products (whether or not indicated as registered) does not imply any intention to infringe proprietary rights, nor should it be construed as an endorsement or recommendation on the part of the IAEA

DISCLAIMERNUCLEAR INSTALLATION SAFETY TRAINING SUPPORT GROUP

Apoyo a la Introducción de La Energía Nuclear (ARCAL XCV)Proyecto de Cooperación Técnica RLA/0/038-9016

17 – 21 Octubre, 2011 Rio de Janeiro, 24 – 28 Octubre Belo horizonte - Brasil

Marcos Eduardo Costa Nunes Jefe de la Subdirección de Evaluación

de Seguridad - SEASE

Reunión del Organismo Internacional de Energía Atómica sobre el Desarrollo de la Infraestructura de Seguridad Nuclear Necesaria para un Programa

Nacional de Generación de Energía Nuclear en Coordinación con la Conferencia Nuclear Internacional del Atlántico (INAC)

EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD DE CENTRALES NUCLEARES

Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN

Diretoria de Radioproteção e Segurança –DRS

Coordenação Geral de Reatores e Ciclo Combustível - CGRC

La responsabilidad de los organismos reguladores nucleares se caracteriza por seis elementos principales:

–Adopción o establecimiento de normas de seguridad, a travésdel proceso de Normalización

–Autorización de la construcción y operación de las instalaciones, a través de un régimen deautorizaciones o de Licenciamiento

–Evaluaciones de Seguridad o evaluación de instalaciones nucleares - proceso interno delregulador destinado a sustentar documentalmente la toma dedecisiones reguladoras en élámbito de las instalaciones nucleares, asociada a peticiones del titular o a iniciativas delpropio regulador, y basada en él análisis de documentación técnica.

–Verificación da la conformidad con la legislación aplicable y con las condiciones impuestasen sus respectivas autorizaciones, licencias o permisos reglamentarios, a través de lasInspecciones

–Monitorización de la implementación de acciones correctivas relativas a hallazgos o gestiónde las disconformidades, a través del Control Regulatorio

–Imposición de sanciones y penas apropiadas a las circunstancias de violaciones de losrequisitos, a través de la Coerción Reguladoras

Principales Funciones del Organismo Regulador

La Función de Evaluación de Seguridad

Consiste en un proceso interno de la CNEN destinado a sustentardocumentalmente la toma de decisiones reguladoras en el ámbito de lasinstalaciones nucleares, asociada a peticiones del Titular o a iniciativas de laCNEN, y basada en él análisis de documentación técnica.

Criterios de aceptación:– conformidad con los requisitos;

– comparación con la central de referencia;

– evaluaciones cuantitativas o cálculos independientes;

– aplicabilidad de la experiencia internacional en los reatores.


La Función de Evaluación de SeguridadMÉTODO

Básicamente, se trata de una revisión documental, contrastando con lanormativa aplicable y otros criterios de evaluación establecidos.

En este proceso, generalmente es necesario interactuar conel Titular y se lohace a través de:

– Petición de información adicional por escrito;

– Reuniones (o presentaciones) técnicas con el titular (y sus organizaciones deapoyo, en su caso);

– inspecciones (auditorias) de licenciamiento.

Cálculo Independientes – La CNEN dispone de estas capacidades en ciertasdisciplinas ( p.e. análisis neutrónica, análisis termohidráulica, etc.)



Resultado = informe técnico (Parecer Técnico – PT) que es un informe delresultado de la evaluación, que debe(n) reflejar con claridad:

– Objetivo, alcance y descripción de la solicitud ( o iniciativa);

– Antecedentes (propios / ajeno / genéricos);

– Criterios de aceptación ( Normativa aplicable, …);

– metodología de evaluación;

– Resultado de la evaluación (¿se acepta? / ¿se imponen limitaciones,condiciones o se establecen recomendaciones?;

–Hallazgos de la evaluación – deficiencias en la documentación o análisispresentados como soporte – comunicación al titular, con requerimiento demejora.



La evaluación de seguridad Regulatoria se realiza en la evaluación de

seguridad presentad por el Titular

¿Cuando el titular deberá presentar su evaluación de seguridad?


¿Cuando el titular deberá presentar su evaluación de seguridad?– Empezando un proceso de licenciamiento;

– Revisión Periódica de Seguridad;

– En la Modificaciones de proyecto, en los proyectos de mejoraymodernización da planta;

– Evaluación de la experiencia operativa;

– Actualización del Reporte ( o Informe) de Análisis de seguridad(PSAR, FSAR, etc.);

– Actualización de las condiciones y limites operacionales;

– Actualización de los procedimientos y programas relevantes para laseguridad.

Los Análisis y Evaluaciones de Seguridad del Titular

Evaluación de la seguridad es el proceso sistemático que se lleva a cabo en todoel proceso de diseño para asegurar que todos los requisitos de seguridadpertinentes son satisfechas por el diseño propuesto o actual de la planta.

Un análisis de la seguridad del diseño de la planta, consisteen la aplicación demétodos de análisis deterministas y probabilistas que deberá establecer yconfirmar la base de diseño para los elementos de importancia para laseguridad y demostrar que el diseño general de la planta es capaz de cumplircon los límites establecidos y aceptable para las dosis de radiación yliberaciones para cada categoría de condición de la planta yque la defensa enprofundidad se logra.

El Proceso de Evaluación Seguridad

El Proceso de Evaluación Seguridad

– Evaluación de Seguridad del Titular;

– Evaluación y Revisión Regulatoria de Seguridad;

Análisis de Seguridad

– Abordajes Determinista y probabilistas.

Análisis de Seguridad

Evaluación deSeguridad

ANÁLISIS DE SEGURIDAD Y EVALUACIÓN DE SEGURIDAD

Análisis Determinista de Seguridad

Análisis Probabilista de Seguridad

Evaluación de aspectosde ingeniería importante

para la seguridad

�Practicas de Ingeniería aprobabas;�Defensa en profundidad;�Protección Radiológica;�Protección contra los sucesos externos;�Combinación de cargas;�Selección de los materiales;� criterio de fallo simples;�Redundancia, diversidad;�Calificación de Equipo;�Envejecimiento;�Interfaces Hombre-equipo;�…..

Two complementarymethods

Predice la respuesta a los eventos postulados con las hipótesis predeterminados; checa el cumplimiento de los criterios de aceptación.

Combina la posibilidad de lossucesos iniciadores, escenariospotenciales y sus consecuenciasen la estimación de la FDN.

LOS ANÁLISIS DETERMINISTAS DE SEGURIDAD

� Deben ser cubiertos por esta análisis la Operación Normal, ocurrenciaoperacionales prevista, Accidente Base de Proyecto, Accidente más aláda Base de Proyecto y accidentes severos;

� Los criterios de Aceptación deben ser tales que los eventos (sucesos)frecuentes deben tener consecuencia menores y los eventos (sucesos)que posan resultar en consecuencias severas deben ser de muybajaprobabilidad;

� Los Resultados del Análisis de los accidentes más alá de la base deProyecto deben ser incluidos;

� Los resultados del análisis de accidentes severos también se debeincluir la medida en que son necesario para desarrollar el programade gestión de accidentes y para el soporte de la preparaciónemergencia.

ANÁLISIS DE SEGURIDAD Y EVALUACIÓN DE SEGURIDAD

Diversas aplicaciones de la Análisis determinista

de Seguridad

Proyecto y modificaciones de proyecto

Licenciamiento

Soporte para los POEs,Simulador de planta

Suporto para el PSA

Soporte para la gestión de accidente y planificación de emergencia

Análisis de los sucesos operacionales

Evaluación Regulatoria

Demostración de la capacidad de los sistemas de seguridad en mantener las funciones de seguridad fundamentales.

Verificación Independiente de los Análisis de Seguridad

• NÍVEL 1 – identifica lasecuencia de eventosque poden llevar la fusión del núcleo, hace

la estimación de la frecuencia, y el grado de fragilidad de los sistemasde seguridad y de

los procedimientos operacionales para evitar la fusión del núcleo;

• NÍVEL 2 – identifica los medíos pelos cuales pode ocurrirliberaciones radioactivas y

hace una estimación de las magnitudes y frecuencias asociadas. Hace también una

evaluación de la importância relativa de la prevención de los accidentes y medidas

mitigatorias;

• NÍVEL 3 – estima losriesgos asociados a lasalud del público y los daños a lo medio

ambiente, tales como la contaminación del solo y de losalimentos.

Análisis Probabilística de Seguridad (APS) es unmétodopara evaluar losriesgos asociados al funcionamiento de equipamientos y instalaciónindustriales complexas y potencialmente peligrosas como las industriasquímicas, aeronaves y usinas nucleares.

La Análisis Probabilista de Seguridad

La Análisis Probabilista de Seguridad Uso en la Toma de Decisiones

1. Identifica las fragilidades del proyecto y de la operación, considerando lacontribución al riesgo del grupos de eventos (suceso) iniciadores e de medidasde importancia de los sistemas de seguridad y las contribuciones de los erroshumanos al risco final;

2. Recomienda optimizaciones en laelaboración de los procedimientosoperacionales, especificaciones técnicas, regla de mantenimiento e frecuenciade pruebas y la gestión de configuraciones de operación, incluyendo lasparadas;

3. En lo nivel 2, evalúa lacapacidad de los sistemas da contenciónen evitargrandes liberaciones de material radioactivo para o medió ambiente y hacerecomendaciones deestrategias de gerencia de accidentespara mitigar osefectos da fusión del núcleo;

4. Los níveos 2 e 3 fornecen dados técnicos para elplaneamiento deemergencia “off-site”.

FORMATO Y CONTENIDO

DEL RAS REQUERIDO POR EL REGULADOR

REVISIÓN Y EVALUACIÓN REGULATORIA DEL RAS

DEMONSTRACIÓN DE LA SEGURIDAD POR EL TITULAR A TRAVÉS DEL RAS

TOMA DE DECISIÓN REGULATORIA

Proceso de concesión de licencia.

Proceso de concesión de licencia.

Evaluación de seguridad de la Central de acordó con lasnormativas

FORMATO ESTÁNDAR: NUREG 1.70 – StandardFormat and Content for Safety Analysis Report of LWRNuclear Power Plants

GUÍA DE EVALUACIÓN : NUREG 0800 – StandardReviewPlan

PSAR= Preliminary Safety Analysis Report (Reporte Preliminar de Análisis de Seguridad)

FSAR = Final Safety Analysis Report (Reporte Final de Análisis de Seguridad)

Reporte (o Informe) de Análisis de Seguridad

10. Sistema de Potencia

11. Rejeitos Radioactivos

12. Protección Radiológica

13. Operación

14. Comissionamento

15. Análisis de Accidentes

16. Especificaciones Técnicas

17. Garantía de la Cualidad

18. Factores Humanos

19. Análisis Probabilística deSeguridad y Accidentes Severos

1. Introducción

2. Características del sitio

3. Estructura, Sistemas yComponentes

4. Reactor

5. Circuito primario

6. Sistemas de Seguridad

7. Instrumentaciones y Control

8. Sistemas Eléctricos

9. Sistemas auxiliares

• En la USNRC existen 64 CGPs – Apéndice a do 10 CFR 50 – CriteriosCualitativas

• I. Requisitos Globales;

• II. Protección de Múltiples Barreras de los Productos de Fisiones;

• III. Protección a través de Sistemas de Controle da Reactividad;

• IV. Sistemas Contiendo Fluidos;

• V. Contención del reactor;

• VI. Combustible e Radioactividad.

Criterios de ProyectoParte 1: Los Criterios Generales de Proyecto

Criterios Específicos de Proyectos - Capítulos 2 y 3 del RAS

• El Capítulo 3 del RAS contén criterios específicos de proyecto para

sistemas, componentes y estructuras. Existe una atención especial cuanto a los

criterios de proyecto relacionado a los accidentes inducidos pelo sitio:

terremotos, cargas de viento, tornados, inundación e miséis (quedas de

aeronaves, etc.). los dados del sitio para estos accidentes están en elCapítulo 2

del RAS, características do sitio:geografía, demografía, meteorología,

hidrología, geología e sismología.

Criterios de Proyecto

Criterios Específicos de Proyecto - Capítulos 4 y 12 del RAS

Los Capítulos 4 a 12 del RASfornecen una descripción detallada de la central

nucleoeléctrica con destaque en la demonstración de que o proyecto cumple

con los criterios de seguridad del proyecto (generales y específicos) sobe todas

las condiciones operacionales de la central y que las funciones de seguridad de

los sistemas de seguridad están preservados sobe cualquiercondiciones de

accidentes.


Criterios Específicos de Proyecto - Capítulos 13 y 14 del RAS

• Los Capítulos 13 y 14 del RASestán relacionados con laestructura

organizacional de la operación ycon losprocedimientos de operaciones en

condiciones normales, anormales y de accidentes, inicialmente paraverificar que a instalación fue construida para atender a los criterios de

proyecto y, mas tarde, para garantir que a instalación esoperada con

competencia técnicaa través de una equipe debidamente trenada e

orientada para la seguridad.


Criterios Específicos de Proyecto - Capítulo 15 del RAS

• La Análisis de Accidentesestá descrita en elCapítulo 15 del RAS y

constituí el tema central de la evaluación de seguridad de una instalación

nuclear. En esta análisis, todos loseventos posiblesque podrían llevar a una

secuencia de accidenteson enlechados. Los accidentes son analizados

utilizándosedatos de proyecto,fornecidos pelos otros capítulos, para demostrar

que lasconsecuencias de los accidentes están dentro de los limitesaceptables

de proyecto.



• El Capítulo 16 del RASpresenta lasespecificaciones técnicaspara la

operación de la instalación, de forma cuantitativa, para que sean preservadas

las condiciones limites de operaciónde acordó con lasbases técnicas,

elaboradas en función de losaccidentes base de proyecto yde loscriterios de

proyecto para la seguridad.



• El Capítulo 17 del RASpresenta losprogramas de garantía de la cualidad

de la instalación para garantizar que la construcción y la operación sean

ejecutadas de acordó con los criterios de proyecto para la seguridad. En este

caso existen losprogramas de garantía de la cualidad de lafase de

construcción y de la fase de operación, incluyendo el Comisionamiento de la

instalación.



• El CAPÍTULO 18 del RAS presenta los elementos del programa defactores humanos para demonstrar la adecuación del proyecto en lossiguientes ítems:

1. Programa de Engeñaría de Factores Humanos;2. Revisión de la Experiencia Operativa;3. Alocación Funcional de Tareas;4. Análisis Cognitiva de Tareas;5. Análisis de la Confiabilidad Humana;6. Interface Home-máquina;7. Procedimientos Operacionales;8. Cualificación Personal;9. Sistema de Entrenamiento;10. Verificación y Validación.




• El CAPÍTULO 19 del RAS presenta los resultados del programa deAnálisis Probabilista de Seguridad y Accidentes Severos para demonstrarla adecuación en los siguientes ítems:

1. Desarrollo de una APS especifica;2. Evaluación de los Accidentes Severos;3. Aplicación de los resultados y hallazgos del APS especifico.

Identificar y abordar las características de diseño y vulnerabilidades operacionales de

la planta potenciales, donde un pequeño número de fallas puede conducir a daños en el

núcleo, o la liberación de gran tamaño (por ejemplo, asumió que fallas individuales o de

causa común (FCC) podría conducir o riesgo de la central a niveles inaceptables.

Reducir o eliminar los contribuidores de riesgo significativo, identificados a partir de

las plantas en operación existentes y, que son aplicables alnuevo diseño, con la

introducción de las características y requisitos apropiados.

Organizaciones involucradas en la evaluación de seguridad

OPERADOR

ORGANISMOREGULADOR

CONTRATISTAS DEL OPERADOR

OTROS ORGANISMOS GOVERNAMENTALES

CONSULTORESDE ASESORAMIENTO

OTROS ORGANIMOS STADUALES O INTERNACIONALES

Aplicación

Decisión

Coordinaciones

Termos de referencia

Asesoramiento

Consultas,intercambio de información

Reuniones,documentos,expertos

Information

Revisión de la GC

Pedido

Suministro

Aspectos clavesEvaluación y Revisión Regulatoria

• Capacitación y especialización de los evaluadores:1. Ingeniaría de los Factores humano;

2. Desempeño del núcleo;

3. Termohidráulica y análisis de accidentes;

4. Análisis Probabilista de Seguridad;

5. Ingeniaría Mecánica, Eléctrica, Química, Materiales, medio-Ambiente, etc.;

6. Protección contra incendio;

7. Instrumentación y Control;

8. Garantía de Cualidad;

9. Protección Radiológica ocupacionales y ambientales;

10. Geología, Hidrogeología, Meteorología, Dispersión atmosférica;

11. Planeamiento de emergencia.

Aspectos clavesEvaluación y Revisión Regulatoria

•Capacitación para realizar cálculos independientes:

Dotar el Organismo regulatorio de esta capacidad es costoso en recursos humanos

y económicos, implica adquirir y mantener conocimientos muy especializados y

herramientas de cálculo sofisticadas, por ejemplos:a) Análisis radiológica para estimar la doses para los trabajadores;

b) Física de los neutrones;

c) Desempeño de los combustibles;

d) Análisis Termohidráulica de la contención y de l sistema de refrigeración de

emergencia,

e) Análisis estructural (comportamiento esfuerzo-deformación de componentes);

f) Análisis de los accidentes severos;

g) Análisis meteorológica, etc.

MUCHASGRACIAS

Marcos Eduardo Costa Nunes: [email protected]

www.cnen.gov.brwww.cnen.gov.br

+0:*3(04,9 · Evaluación de la seguridad es el proceso sistemático que se lleva a cabo en todo el...

Documents

Transcript of +0:*3(04,9 · Evaluación de la seguridad es el proceso sistemático que se lleva a cabo en todo el...