Centrales Nucleares. 17 de Marzo de Julio Blanco. Centrales Nucleares Participadas

Transcripción

1 Bases de Seguridad en las Centrales Nucleares Julio Blanco Centrales Nucleares Participadas 17 de Marzo de

2 ÍNDICE Antecedentes Las Bases Tecnológicas Las Bases Administrativas Las nuevas tendencias Conclusiones

3 Antecedentes

4 Las dos patas de la SEGURIDAD 4 4

5 PREVENCIÓN: Las Bases Tecnológicas 5 5

6 Las Bases Tecnológicas: Barreras Físicas 6 6

7 Las Bases Tecnológicas: Barreras Físicas - El Combustible Nuclear 7 7

8 Las Bases Tecnológicas: Barreras Físicas - El Sistema Reactor - Refrigerante 8 8

9 Las Bases Tecnológicas: Barreras Físicas - El Recinto de Contención 9 9

10 Las Bases Tecnológicas: Las Salvaguardias SEGURIDAD: Variables Físicas del Reactor en EQUILIBRIO Equilibrio i Termodinámico: i Energía generada = Energía extraída C a l o r r e s i d u a l 10 10

11 Las Bases Tecnológicas: Las Salvaguardias -2 -Equilibrio Neutrónico: Número de neutrones constante t Reacción de fisión ió nuclear: U n (térmico) -> PF1 + PF2 + 2 n (rápidos) MeV 11 11

12 Las Bases Tecnológicas: Salvaguardias para las FUNCIONES DE SEGURIDAD: 1. Control de la potencia del reactor. Mantenimiento en equilibrio del flujo neutrónico (Eliminar desequilibrios de potencia: Transitorios de reactividad ) ) Para evitar estos transitorios o controlar sus consecuencias: Restricciones en el diseño nuclear, y consideraciones i de diseño y operación de salvaguardias tecnológicas (sistemas de protección y control del reactor) 12 12

13 Las Bases Tecnológicas: Salvaguardias para las FUNCIONES DE SEGURIDAD 2.. Refrigeración del combustible. Mantenimiento del equilibrio térmico, también con el reactor parado (calor residual). Sistemas de refrigeración de emergencia o de inyección de seguridad para controlar los Accidentes con pérdida de refrigerante, ACPR / LOCA, originados por roturas en el circuito de refrigeración

14 Las Bases Tecnológicas: Salvaguardias para las FUNCIONES DE SEGURIDAD: 3. Confinamiento de las sustancias radiactivas dentro de las barreras físicas Se mantiene la geometría y el aspecto del material combustible y el control de los recintos de los fluidos que lo refrigeran. Así se asegura el control radiológico: Integridad del combustible (primera barrera), del circuito primario de refrigeración (barrera de presión o segunda barrera) y de la contención como tercera barrera

15 Las Bases Tecnológicas: SELECCIÓN DEL EMPLAZAMIENTO - Sucesos externos naturales (terremotos, inundaciones, sequías, incendios, heladas extremas, rayos, huracanes, movimientos de tierra,...) y de origen humano (impactos por choque de vehículos, nubes tóxicas, rotura de presas). Definición de sucesos base de diseño y demostración de cumplimiento con los Límites pre-establecidos. - Impacto radiológico sobre el público y el medio ambiente local, tanto en operación normal como en caso de accidente. - Viabilidad de los planes de emergencia, último nivel de seguridad d frente a posibles accidentes (infraestructura t hard/soft, densidad de población, ) - Garantía de sumidero final de calor en toda circunstancia (climatología,..) - Circunstancias económicas, sociales o políticas

16 Las Bases Tecnológicas: REQUISITOS DE ESCs - Ergonomía. - Control de accesos y protección física de las instalaciones. - Salidas de emergencia y comunicaciones (internas y externas). - Protección radiológica de los operarios y del público del entorno. - Calificación para soportar las condiciones ambientales más adversas. - Requisitos de calidad (códigos y normas). - Fiabilidad elevada: diseño frente a sucesos postulados combinado con fallo único de los equipos y sistemas más importantes (redundancia de sistemas y componentes). - Pruebas e inspecciones periódicas, mantenimiento y reparaciones y vigilancia en servicio. - Efectos del envejecimiento: Gestión de vida, mantenimiento y puesta al día

17 Las Bases Tecnológicas: REQUISITOS DE ESCs - Fiabilidad elevada: diseño frente a sucesos postulados combinado con fallo único de los equipos y sistemas más importantes (redundancia de sistemas y componentes)

18 Las Bases Administrativas: Pirámide Normativa Las Bases Administrativas: Normativa principal -Ley 25/1964 sobre Energía Nuclear. - Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguridad Nuclear. - Decreto 2869/1972: Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas. - Real Decreto 1157/1982:Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear. - Real Decreto 53/92: Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones ionizantes. - Orden del Ministerio del Interior de : Plan Básico de Emergencia Nuclear. En aquellos aspectos técnicos no desarrollados en la normativa española, es de aplicación la normativa que sobre el particular exista en el país de origen del proyecto (en el caso español, de Estados Unidos de América o de Alemania) 18 18

19 19 19

20 Las Bases Administrativas: Estudio (Informe) Final de Seguridad - Reglamentación española y normativa aplicable - Emplazamiento (demografía, meteorología, hidrología, geología, sismicidad, ) - Clasificación de estructuras, sistemas y componentes en niveles de seguridad. - Descripción y valoración de los proyectos mecánico, nuclear y termo-hidráulico del reactor, sistema de refrigeración del reactor, salvaguardias tecnológicas, instrumentación y control, sistemas eléctricos, sistemas auxiliares de conversión de vapor y energía, tratamiento de residuos radiactivos y protección contra incendios. - Organización y funcionamiento. - Pruebas de puesta en marcha y operación. - Análisis de accidentes. - Especificaciones técnicas. - Garantía de calidad

21 Las Bases Administrativas: Especificaciones de Funcionamiento - Límites de seguridad, o límites sobre parámetros relacionados con las barreras de los productos radiactivos que aseguran su integridad. - Límites de actuación de sistemas de seguridad: límites conservadores para la actuación de determinados dispositivos automáticos de protección. - Condiciones límites de operación: capacidades mínimas funcionales de sistemas y equipos, valores límite de parámetros de proceso y límites de actuación de sistemas de protección automática, requeridos para garantizar una operación cubierta por los análisis de seguridad. - Requisitos de vigilancia, que definen las pruebas, calibraciones, medidas o inspecciones necesarias para: a) asegurar que se mantiene la calidad necesaria y el estado operacional de sistemas y equipos, y b) verificar prácticamente que los parámetros y puntos de tarado de actuación se encuentran dentro de las condiciones límites de operación

22 Las Bases Administrativas: Otros documentos oficiales de Explotación - Reglamento de Funcionamiento, que contiene la descripción organizativa de la empresa explotadora de la central, indicando para cada puesto, las funciones, dependencias y responsabilidades. Además contiene los requisitos de cualificación, entrenamiento y reentrenamiento del personal. - Plan de emergencia interior - Garantía de calidad (Manual de calidad de la central) 22 22

23 23 23

24 PLANES DE EMERGENCIA Plan de Emergencia Interior: procedimientos, métodos, medios y organización necesarios para afrontar emergencias dentro de la central y minimizar sus consecuencias, así como las comunicaciones a establecer y la coordinación con las autoridades responsables de proteger a la población de los riesgos radiológicos que pudieran derivarse. Plan de Emergencia Exterior es responsabilidad de la autoridad gubernativa, teniendo como Director al Subdelegado del Gobierno en la provincia donde se ubique la central nuclear. Los planes de emergencia nuclear son puestos a punto por la Dirección General de Protección Civil,,que contará con el auxilio de distintos organismos oficiales competentes, que participan en los llamados grupos logístico, sanitario y radiológico, este último a cargo fundamentalmente del CSN

25 25 25

26 26 26

27 27 27

28 28 28

29 QUÉ ES EL SISC? 29 29

30 ESQUEMA SISC 30 30

31 SISC 31 31

32 SISC -Evaluación 32 32

33 SISC At Actuación Matriz de acción 33 33

34 SISC Comunicación CSN CCNN 34 34

35 DETERMINACIÓN CUANTITATIVA DEL GRADO DE SEGURIDAD: LOS ANALISIS PROBABILISTA DE SEGURIDAD (APS) - Cuantificación de la Seguridad. Instalación más segura cuanto menos riesgo tenga. Tiene menos riesgo cuanto menor sea la probabilidad de ocurrencia de accidentes graves (severos). Los accidentes son más severos cuanto peores sean sus consecuencias sobre el medio ambiente y la población. RIESGO = S p i x C i (para cada accidente i, p i expresa su probabilidad de ocurrencia, y C i sus consecuencias) - Estructurados en tres niveles (NIVEL 1, NIVEL 2, NIVEL 3) - En España, TODAS las centrales nucleares tienen su APS específico. - El APS es evaluado por el CSN hasta obtener su aprobación final. Las centrales españolas presentan frecuencias de daño al núcleo comprendidas entre 10-5 y 10-6 reactor/año (en el rango del resto de centrales de Europa y USA)

36 EL ANALISIS PROBABILISTA DE SEGURIDAD NIVEL 1 NIVEL 2 NIVEL 3 Sucesos Iniciales Datos de Fallos Diseño de Planta Opinión Expertos Diseño de Planta Modos de Fallo Fenomenología Opinión Expertos Datos Emplazamiento Dosimetría y Efectos Biológicos Opinión Expertos DETERMINACIÓN SECUENCIAS ACCIDENTALES DETERMINACIÓN FRECUENCIAS DE CADA SECUENCIA ACCIDENTALES DETERMINACIÓN MAGNITUD DE CADA ESCAPE HISTOGRAMAS FRECUENCIA - ESCAPE CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS Y ECONÓMICAS DE LOS ESCAPES DETERMINACIÓN CUANTITATIVA DEL RIESGO (CURVAS CCFD) 36 36

37 Suceso inicial (ACPR) Parada del reactor (Sistema de protección) APS: Árbol de sucesos p ) g Suministro eléctrico a las salvaguardias tecnológicas Sistema de Salvaguardias Refrigeración de de la contención emergencia (extracción de calor y purificación) Escape radiactivo Probabilidad de la secuencia accidental Funciona (1-P2) Funciona (1-P4) Funciona (1-P5) Muy bajo P1 Funciona (1-P3) Falla (P5) Bajo P1 x P5 Falla (P4) Funciona (1-P5) Bajo P1 x P4 Falla (P5) Muy alto P1 x P4 x P5 Suceso iniciador Falla (P3) Muy alto P1 x P3 (P1) Falla (P2) Dependiente de otras acciones que pueden analizarse por separado P1 x P2 Esquema de un diagrama de sucesos simplificado. El diagrama de la figura representa un diagrama de sucesos simplificado, correspondiente al análisis de un accidente con pérdida de refrigerante causado por una rotura del sistema primario. En el encabezamiento del diagrama se sitúan los sistemas de seguridad necesarios para hacer frente al accidente, en el orden lógico en que deberían actuar. Cada rama del diagrama se bifurca según se suponga el éxito o fallo del sistema correspondiente. Al final, cada camino posible dentro del diagrama representa una secuencia accidental, una situación tras el suceso inicial, diferente, cuya probabilidad depende de las probabilidades de fallo de los sistemas respectivos

38 NIVEL / DENOMINACIÓN 7 ACCIDENTE GRAVE SOPORTE LÓGICO DE LA ESCALA INES (Los criterios dados son sólo indicadores aproximados) CRITERIOS IMPACTO FUERA DEL IMPACTO EN EL DEGRADACIÓN DE EMPLAZAMIENTO EMPLAZAMIENTO LA DEFENSA EN PROFUNDIDAD Liberación grave: efectos múltiples para la salud y el medio ambiente 6 ACCIDENTE Liberación significativas: IMPORTANTE posibilidad de que se requiera la aplicación plena de las contra-medidas previstas EJEMPLOS Chernobil, URSS, 1986 Kysthym, y URSS, ACCIDENTE CON RIESGO FUERA DEL EMPLAZAMIENTO 4 ACCIDENTE SIN RIESGO SIGNIFICATIVO FUERA DEL 3 INCIDENTE IMPORTANTE 2 INCIDENTE 1 ANOMALÍA 0 DESVIACIÓN SUCESO FUERA DE LA ESCALA Liberación limitada: posibilidad de que se requiera la aplicación parcial de las contramedidas previstas Daños graves en el núcleo del reactor / Barreras radiológicas Daños significativos en el Liberación pequeña: núcleo del reactor / exposición del público del Barreras radiológicas / orden de los límites prescritos Exposición fatal de un trabajador Liberación muy pequeña: exposición del público a una pequeña fracción de los límites prescritos Sin significación para la seguridad Sin relación con la seguridad Difusión importante de la contaminación / Efectos agudos para la salud de un trabajador Difusión significativa de la contaminación / Sobreexposición de un trabajador Windscale, Reino Unido, 1957 Three Miles Island, Estados Unidos, Windscale, Reino Unido, 1973 Saint Laurent, Francia, 1980 RA-2, Argentina, Casi accidente: desaparición total de Vandellós I, España, las provisiones de 1989 seguridad Incidentes con fallos significativos de las disposiciones de seguridad Anomalía que rebasa el régimen de explotación Averías en equipos no relacionados con la seguridad nuclear

39 REVISIONES PERIÓDICAS DE LA SEGURIDAD 39 39

40 . Conclusiones Primera.- Sobre los criterios de diseño. El principio de defensa en profundidad conduce a requisitos de solidez y calidad en el diseño, construcción y explotación de las centrales nucleares. Además se incorporan sistemas de control y de protección que garantizan el funcionamiento dentro de los límites previstos, y sistemas y procedimientos de emergencia para hacer frente a los accidentes, de manera que se eviten finalmente escapes de radiactividad al medio ambiente. Entre las características exigidas por diseño para todos esos sistemas, sus componentes y estructuras, así como sus sistemas auxiliares, destaca la fiabilidad elevada y la necesidad de realizar pruebas e inspecciones periódicas en los mismos para garantizar su permanente puesta a punto. Segunda.- Sobre las bases administrativas. La responsabilidad del explotador y el control de la Autoridad son los dos pilares para garantizar la seguridad desde el punto de vista administrativo. i ti La Pirámide id Normativa establece con claridad d cuáles son las reglas a seguir. Aspectos como la garantía de calidad en todos los niveles, la formación y entrenamiento continuado del personal de operación, las revisiones de la experiencia operativa en otras centrales, la inspección en servicio de los puntos clave y la mejora continua de los diseños mediante las evaluaciones continuas y revisiones periódicas de la seguridad sirven para reforzar la seguridad durante la operación (Seguridad como primer objetivo)

41 . Conclusiones Tercera.- Sobre la cuantificación de la seguridad. Los Análisis Probabilistas de Seguridad (APS) permiten cuantificar el riesgo asociado a las centrales nucleares a partir de su diseño, de la evolución fenomenológica de los distintos accidentes posibles, de los errores o éxitos del equipo de explotación y de la fiabilidad de cada uno de los componentes de la central. Los resultados de los estudios realizados en todos los países desarrollados permiten afirmar que la obtención de energía eléctrica a partir de la energía nuclear es una de las actividades industriales más seguras. Cuarta.- Sobre la clasificación de los sucesos nucleares. Existe una escala internacional para la clasificación de los sucesos ocurridos en centrales nucleares, con arreglo a criterios objetivos sobre su importancia para la seguridad. Dentro de la escala, los tres primeros niveles corresponden a incidentes y los siguientes hasta el séptimo a accidentes. Con más de 430 centrales nucleares funcionando en todo el mundo, aun cuando todos los años pueda haber varios incidentes, en la historia de la energía nuclear con fines pacíficos solamente ha habido un accidente muy grave, el de Chernobyl, y uno con riesgos significativos fuera del emplazamiento, el de TMI-2, en Harrisburg, EE.UU, que no llegó a producir daños a personas

42 Muchas gracias por su atención. PREGUNTAS? 42 42