Foro Iberoamericano de Organismos Reguladores Radiológicos y Nucleares (FORO)

Transcripción

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2 Foro Iberoamericano de Organismos Reguladores Radiológicos y Nucleares (FORO) Sociedad Argentina de Radioprotección Jornadas Nacionales de Protección Radiológica Buenos Aires, 24 de Agosto de 2012 Evaluación Integral de Seguridad (Evaluación de Resistencia) de las Centrales Nucleares Pertenecientes a los Países Miembros del FORO Ing. Rubén Navarro 2

3 FORO Que es Una Asociación de Autoridades Regulatorias Radiológicas & Nucleares creada en Inicialmente basada en similitudes entre los programas nucleares existentes, lenguajes y características culturales similares Su objetivo Promover la seguridad radiológica, nuclear y física al más alto nivel en la región Su lenguaje oficial Castellano 3

4 Quienes lo componen Argentina Brasil Chile Cuba España México Perú Uruguay Autoridad Regulatoria Nuclear Comissão Nacional de Energia Nuclear Comisión Chilena de Energía Nuclear Centro Nacional de Seguridad Nuclear Consejo de Seguridad Nuclear Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Instituto Peruano de Energía Nuclear Autoridad Reguladora Nacional en Radioprotección 4

5 Metodología de Evaluación de Resistencia Los países miembros del FORO poseedores de centrales nucleares (14 unidades en operación comercial) decidieron realizar un proceso de Evaluación de Resistencia (ER, Stress Test) como respuesta al accidente ocurrido en la central nuclear japonesa de Fukushima Daii-chi. Alcance similar a la ER realizada en Europa (incorporando su experiencia) El principal objetivo fue determinar los márgenes de seguridad de las centrales nucleares, analizando su respuesta a eventos naturales extremos, su capacidad para enfrentar dichos eventos caracterizados por la pérdida total del suministro eléctrico, pérdida del último sumidero de calor y la capacidad para manejar y mitigar accidentes severos. En septiembre de 2011, con el objetivo de definir la metodología a aplicar, se reunió en Madrid un Grupo de Trabajo del FORO constituido por un Oficial Técnico del OIEA y especialistas designados por las Autoridades Regulatorias (AR) de los 4 países que poseen centrales nucleares. 5

6 Metodología de Evaluación de Resistencia (Cont.) El proceso de ER se desarrolló en 3 pasos sucesivos : Cada AR requirió una ER a cada Entidad Responsable (incluyendo el correspondiente cronograma para la implementación de las mejoras surgidas); Cada AR elaboró un Informe Nacional (IN) basado en los resultados de las ERs incluyendo la correspondiente evaluación y posición de la AR; Proceso de Revisión Cruzada de Pares (RCP) entre los países miembros del FORO a los efectos de elaborar un Informe Final de ER. En Junio de 2012, el Grupo de Trabajo del FORO se reunió en Buenos Aires con especialistas de todos los países miembros para completar la fase de RCP ya iniciada y elaborar Informe Final de ER. La RCP se realizó sobre el contenido de los INs presentados por cada AR. La RCP fue establecida para garantizar transparencia y homogeneidad en el proceso y, facilitar el intercambio de experiencias entre los países miembros del FORO. 6

7 Proceso de Revisión Cruzada entre Pares La RCP incluyó: Verificar que las ERs realizadas son consistentes con el alcance y las especificaciones establecidas por el FORO. Adecuidad de los análisis realizados, verificando su consistencia y confiabilidad, considerando la calidad de la documentación remitida. Como resultado de la RCP fueron identificadas 3 categorías de hallazgos: Buenas Prácticas; Recomendaciones y Sugerencias para ser consideradas en acciones futuras. Se realizó una Revisión Cruzada Preliminar en la que fue revisado cada IN por un regulador diferente perteneciente a los países poseedores de centrales nucleares. Luego cada revisor distribuyó el correspondiente Informe Preliminar a todos los países miembros para ser sometido a su discusión y eventual aprobación. 7

8 Proceso de Revisión Cruzada entre Pares (Cont.) Los países representantes del FORO que no poseen centrales nucleares actuaron como redactores (rapporteurs) en la RCP. La Secretaría Técnica estuvo a cargo de un Oficial Técnico del OIEA. Los Informes consolidados de la RCP realizada a cada país fue aceptado por todos los representantes de los países del FORO. El proceso de RCP se completó con la elaboración de un Informe Final de las ER, finalmente aprobado por el Plenario del FORO. 8

9 Cumplimiento con las Especificaciones del FORO Se verificó que los INs cumplieron con los requerimientos y especificaciones del FORO que incluyen: Detalles de las actividades realizadas en cada país por las Entidades Responsables y por las ARs. Información general de las plantas y uso de los APSs (incluyendo su alcance, principales hallazgos y su uso en las ERs). Conclusiones generales de las ER. Actividades específicas realizadas por las Entidades Responsables y las ARs respecto a los análisis y verificaciones realizadas referidas a: Eventos externos extremos (terremotos, inundaciones / bajantes, tornados, descargas eléctricas, lluvias intensas y vientos); Pérdida de funciones de seguridad (suministro eléctrico interno y externo; conexión a los sumideros de calor y la combinación de ambos); 9

10 Cumplimiento con las Especificaciones del FORO (Cont.) Gestión de accidentes severos. Acciones de prevención y mitigación en caso de daño severo al reactor, a las piletas de almacenamiento de combustible gastado o a ambos; Manejo de la emergencia. Revisión de las actividades de gestión de la emergencia post-accidente interna y externa, incluyendo la evaluación de la protección radiológica, criterios para la toma de decisiones, comunicaciones, etc. Los INs fueron remitidos a los miembros del FORO cumpliendo los plazos establecidos y con los niveles de calidad y completitud requeridos. Cada IN incluyó importantes propuestas de mejoras y su cronograma de implementación. 10

11 Cumplimiento con las Bases de Diseño y las Bases de Licenciamiento Los eventos incluidos en el proceso de ER abarcan más allá de las bases de diseño actuales. Sin embargo, se consideró necesario verificar el cumplimiento de las bases de diseño y de las bases de licenciamiento. No se han identificado incumplimientos de las bases de diseño ni de las bases de licenciamiento. Existe un margen adecuado para cumplir con las funciones de seguridad en caso de la ocurrencia de situaciones accidentales más allá de las bases de diseño Se han identificado muchas oportunidades de mejoras pero, en ningún caso se evidenciaron debilidades o situaciones críticas (cliff edge) que requieran tomar acciones urgentes. 11

12 Evaluaciones / Márgenes de Seguridad para Eventos Naturales Extremos Terremotos: todos los países han adoptado enfoque basados en los márgenes sísmicos, y han cuantificado o están en proceso de cuantificar la robustez inherente a cada planta para accidentes más allá de la base de diseño. No es necesario implementar acciones correctivas inmediatas. Las evaluaciones están afectadas fuertemente por las diferencias geográficas entre los distintos emplazamientos. Todos los países han considerado estos eventos, y sus instalaciones demostraron tener márgenes adecuados. Se postularon situaciones límites concebibles y, se han identificado y propuesto las mejoras / modificaciones asociadas para enfrentarlas. En algunos casos se ha decidido implementar estudios adicionales para confirmarlos, que podrían conducir a la implementación de nuevas mejoras. Otros eventos naturales externos, incluido inundaciones, no significativos. 12

13 Evaluaciones / Márgenes de Seguridad para la Pérdida de Funciones de Seguridad Pérdida de suministro eléctrico externo e interno; pérdida de los sumideros de calor y la combinación de ambas. Todos los países incluyeron en sus INs los correspondientes estudios de márgenes disponibles y situaciones límite. Se estimaron los tiempos requeridos para que sean restablecidas las funciones de seguridad o hasta que sea inevitable el daño al combustible tanto en el reactor como en las piletas de almacenamiento de combustible gastado. Se supuso que las pérdidas mencionadas se extienden por tiempo prolongado y que el emplazamiento permanecerá aislado durante al menos 24 horas respecto de la posibilidad de suministro de apoyo externo. Se han identificado distintas oportunidades de mejoras en todas las plantas. 13

14 Evaluaciones / Márgenes de Seguridad para Gestión de Accidentes Severos Los aspectos de prevención y mitigación de accidentes severos se incluyeron en todos los IN. Se analizaron las situaciones que pudieran afectar al núcleo y al combustible almacenado en piletas. Se han identificado los equipos necesarios para la integridad de la contención ante accidentes severos caracterizados por la acumulación de H2 y alta presión (recombinadores y venteo filtrado). Todos los países están implementando las acciones necesarias para incluir las lecciones aprendidas de Fukushima considerando aspectos organizacionales, técnicos y referidos a los procedimientos y guías aplicables, y a los planes de formación / entrenamiento adecuados. Las ARs reconocen la importancia de realizar un seguimiento, y adoptar, los desarrollos en marcha a nivel internacional en relación con los accidentes iniciados con la central en parada o que supongan un riesgo para el combustible gastado almacenado en piletas. 14

15 Evaluaciones / Márgenes de Seguridad para Manejo de Emergencias Se analizaron diferentes temas relacionados con: Dirección y control; Toma de decisiones; Disponibilidad de personal (incluyendo plantas con varias unidades); Accesibilidad al sitio; Mitigation de daño al combustible; Reducción de las emisiones radiactivas; Revisión de procedimientos; Comunicaciones (interna y externa); Iluminación de emergencia; Protección Radiológica; Entrenamiento del personal, y Disponibilidad de equipos. Las mejoras propuestas incluyen modificaciones a los procedimientos; mejoras de sistemas y equipos existentes; disponibilidad de nuevas facilidades y equipos, etc. 15

16 Conclusiones El FORO promovió y realizó un proceso de RCP totalmente transparente y alineado con la metodología propuesta por el Plan de Acción del OIEA. Las ERs implicaron un importante esfuerzo de las Entidades Responsables y ARs, y el proceso de RCP demostró el compromiso de los países miembros con la seguridad y con las convenciones y prácticas internacionales. El proceso de RCP, sirvió como mecanismo abierto de discusión e intercambio de experiencia sobre las mejoras a la seguridad y la forma de implementarlas. Las ERs se realizaron dentro de los plazos establecidos; No se han identificado debilidades que requieran tomar acciones urgentes; Las plantas disponen de márgenes de seguridad aceptables frente a los sucesos extremos considerados. 16

17 Conclusiones (Cont.) Se han propuesto muchos cambios relevantes. El alcance del cronograma de implementación consiste en corto, mediano y largo plazo, llegando este último al año En el futuro podrían ser consideradas nuevas lecciones que resulten de análisis y evaluaciones aún en curso. Los INs utilizaron diferentes enfoques en la presentación de su contenido en función de las prácticas regulatorias de cada país dentro del marco establecido en la ER requerida por el FORO. El FORO está considerando realizar reuniones técnicas de seguimiento en 2014 y 2016 para verificar la implementación de las mejoras en los plazos establecidos y, analizar la conveniencia de considerar nuevas lecciones aprendidas que pudieran surgir como resultado de las evaluaciones que se están realizando. 17

18 Más información 18