40ª Reunión Anual de la SNE Valencia, España, 1-3 octubre 2014

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1 Proyectos de Modificaciones de Diseño para Mitigación de Accidentes fuera de las Bases de Diseño en Centrales Nucleares PWR Siemens- KWU y Westinghouse Domínguez González Germán, Cano Rodríguez Luís, Argüello Tara Ángel Empresarios Agrupados A.I.E. Tras el accidente ocurrido en la planta de Fukushima-Daiichi, el CSN ha requerido adaptar la capacidad de las instalaciones nucleares para resistir accidentes de una magnitud superior a los establecidos en las bases de diseño. Dentro de este escenario con nuevas exigencias y plazos muy ajustados, EEAA ha realizado los estudios y desarrollos de ingeniería necesarios para la implantación de modificaciones de cara a la mitigación de accidentes más allá de las bases de diseño en centrales PWR Westinghouse y KWU-Siemens. Following the accident at the Japanese Fukushima-Daiichi NPP, the different regulators of nuclear power generation have required numerous reports regarding the evaluation and modification of the capacity of the plants to face accidents with severities beyond that established in their Design Bases. Under this new scenario, with multiple new demands and commitments, EA has carried out the required works for the implementation of strategies to mitigate the consequences of beyond Design Basis accidents for utilities owning Siemens-KWU and Westinghouse PWR nuclear power plants. 1. INTRODUCCIÓN La capacidad de mitigación en este tipo de accidentes se centra fundamentalmente en disponer de un mayor número y flexibilidad de fuentes de refrigeración y aporte de agua: - Sistema de Refrigeración del Reactor y Generadores de Vapor. - Piscina de Combustible Gastado. - Sistemas de Protección Contraincendios. - Reposición de inventario en los tanques involucrados en las estrategias anteriores. Figura 1. Esquema de estrategias

2 2. OBJETIVO DE LAS MODIFICACIONES DE DISEÑO Garantizar una adecuada respuesta frente a una amplia gama de potenciales escenarios planteados más allá de las bases de diseño, y manteniendo las funciones críticas de la planta de: - Evacuación de calor residual del combustible en el reactor y las piscinas de almacenamiento. - Control de inventario del RCS. - Integridad de la contención. - Mitigación de emisiones radiactivas. - Extinción de grandes incendios. 3. ACCIONES DE MITIGACIÓN DERIVADAS DEL ACCIDENTE DE FUKUSHIMA La mitigación de este tipo de accidentes consiste en las siguientes estrategias principales a corto y largo plazo: - Aporte de agua al reactor a través de los lazos de refrigeración. - Aporte a Generadores de Vapor. Figura 2. Aporte al reactor Figura 3. Aporte a generadores de vapor

3 - Aporte de agua a la Piscina de Combustible Gastado (PCG). - Extinción de grandes incendios. 3.1 Principios de diseño - Flexibilidad y diversidad de: o Fuentes de aporte. Figura 4. Principios de diseño. Tanques existentes de cada sistema. Interconexión entre tanques de sistemas diferentes. Nuevas tomas de captación en fuentes alternativas de agua. o Medios de aporte: Aprovechamiento de trazados de sistemas existentes. Sistemas alternativos mediante mangueras flexibles, grupos diesel portátiles y nuevas conexiones de aporte. - Eficacia para obtener los efectos esperados que garanticen el mantenimiento de las funciones críticas de la planta. - Eficiencia para la implementación de las estrategias con rapidez y sencillez por parte del explotador. Conexionado rápido (filosofía plug and play). 3.2 Actividades de Ingeniería Para dotar a las centrales de los medios para llevar a cabo estas estrategias se implementó un plan de acción con las siguientes actividades: - Planificación del proyecto.

4 - Estudio del estado del arte de equipos portátiles de bombeo, y análisis de las opciones del mercado. - Tomas de datos y análisis de disposiciones de equipos y sistemas portátiles en planta - Cálculos y simulaciones. - Especificaciones de compra de equipos portátiles y fijos. - Evaluaciones técnicas de las ofertas, y aprobación de la documentación de fabricante. - Asistencia y supervisión de pruebas de prototipos en fábrica. - Generación de la documentación de proyecto con los diseños configurados. Edición de Modificaciones de Diseño. - Puesta en marcha: procedimientos y soporte a la misma. - Análisis y cierre del proyecto. Ingeniería Mecánica: - Cálculos y simulaciones con software propio de EEAA (SBAL para cálculos hidráulicos y EcosimPro para simulaciones de transitorios termo-hidráulicos.), y con software comercial (GOTHIC, RELAP), que avalan los diseños. Figura 5. Modelos hidráulicos con SBAL y EcosimPro. - Definición de equipos portátiles y fijos de bombeo. - Especificaciones de compra de equipos portátiles y fijos.

5 Figura 6. Equipos Portátiles. - Modificaciones en los sistemas de tuberías de: o Sistemas RHR, ECCS, CVCS, y refrigeración de PCG. o Protección Contra Incendios o Otros sistemas convencionales. Ingeniería Eléctrica: - Definición de generadores eléctricos diesel portátiles para alimentación de equipos de mitigación. - Diseño de cuadros eléctricos para conexiones alternativas de alimentación, trazado de cables de alimentación - Modificaciones de cableados de alimentación de válvulas automáticas de seguridad. Ingeniería Civil: - Diseño de las nuevas estructuras civiles de las estrategias de mitigación: o Solera de acopio de equipos. o Viales para transporte de estos equipos.

6 o Balsas y conducciones de recogida de fluidos potencialmente contaminados. o Nuevas penetraciones en edificios nucleares. Ingeniería Instrumentación y Control: - Diseño del sistema de transmisión de datos tras el accidente. - Sistemas portátiles de monitorización. Seguridad Nuclear: - Verificación de cumplimiento con los requerimientos del CSN. Departamento de Construcción y Servicios: - Supervisión del montaje mecánico, eléctrico y civil. - Análisis y resolución de incidencias en el montaje. 3.3 Puesta en marcha Definición y apoyo en las pruebas funcionales y de puesta en marcha, junto con los departamentos de Ingeniería, Operación y Mantenimiento del explotador: - Elaboración de procedimientos de pruebas funcionales de los nuevos sistemas. - Planificación de pruebas dentro de los programas de recarga. - Apoyo a la ejecución de las pruebas funcionales en planta. Figura 7. Prueba de Equipos Portátiles. - Análisis de resultados de las pruebas realizadas y extrapolación a otros escenarios para validación de estrategias no probadas. 3.4 Análisis y cierre de proyecto

7 Finalmente, EEAA realizó las siguientes acciones de soporte en el cierre de proyecto: - Actualización de la documentación de proyecto. - Propuestas de mejora y lecciones aprendidas. - Soporte en la presentación de resultados del explotador ante la autoridad reguladora (CSN). 4. CONCLUSIONES Destacan los siguientes aspectos: - Modificaciones de Diseño relevantes fuera de las consideraciones habituales en proyectos nucleares tradicionales. - Importante aportación de Know-how sobre este nuevo escenario para nuevos proyectos nucleares. - Rápida respuesta en todas las fases del proyecto, acorde a las exigencias de calidad del explotador, desde el diseño conceptual hasta la fase final de cierre de los proyectos en base al: o Conocimiento profundo de las tecnologías de los reactores PWR del explotador. o Soporte a la operación prestado por EEAA desde el origen de las plantas. REFERENCIAS [1] G. Vilar y S. Puertas, Análisis hidráulico del aporte de agua de emergencia a los sistemas de C.N. Almaraz afectados como consecuencia de las instrucciones técnicas complementarias emitidas por el CSN tras Fukushima, 39ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española, (2013). [2] EcosimPro Modelling and Simulation Software [3] A. de Blas, J. Asensio, E. J. Fernández, I Font, Infraestructura de apoyo a las estrategias de operación frente a la ocurrencia de sucesos extraordinarios: Área segura de almacenamiento de equipos 39ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española, (2013).

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