NUCLEARINSTALLATIONSAFETYTRAININGSUPPORTGROUP DISCLAIMER

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1 NUCLEARINSTALLATIONSAFETYTRAININGSUPPORTGROUP DISCLAIMER Theinformationcontainedinthisdocumentcannotbechangedormodifiedinanywayand shouldserveonlythepurposeofpromotingexchangeofexperience,knowledgedissemination andtraininginnuclearsafety. TheinformationpresenteddoesnotnecessarilyreflecttheviewsoftheIAEAorthegovernments ofiaeamemberstatesandassuchisnotanoficialrecord. TheIAEAmakesnowaranties,eitherexpressorimplied,concerningtheaccuracy,completeness,reliability,orsuitabilityoftheinformation.Neitherdoesitwarantthatuseoftheinformation isfreeofanyclaimsofcopyrightinfringement. Theuseofparticulardesignationsofcountriesorteritoriesdoesnotimplyanyjudgmentbythe IAEAastothelegalstatusofsuchcountriesorteritories,oftheirauthoritiesandinstitutionsorof thedelimitationoftheirboundaries.thementionofnamesofspecificcompaniesorproducts (whetherornotindicatedasregistered)doesnotimplyanyintentiontoinfringeproprietaryrights, norshoulditbeconstruedasanendorsementorrecommendationonthepartoftheiaea

2 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 Marcos Eduardo Costa Nunes Jefe de la Subdirección de Evaluación de Seguridad - SEASE Apoyo a la Introducción de La Energía Nuclear (ARCAL XCV) Proyecto de Cooperación Técnica RLA/0/ Octubre, 2011 Rio de Janeiro, Octubre Belo horizonte - Brasil

3 Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN Diretoria de Radioproteção e Segurança DRS Coordenação Geral de Reatores e Ciclo Combustível - CGRC

4 Principales Funciones del Organismo Regulador La responsabilidad de los organismos reguladores nucleares se caracteriza por seis elementos principales: Adopción o establecimiento de normas de seguridad, a través del proceso de Normalización Autorización de la construcción y operación de las instalaciones, a través de un régimen de autorizaciones o de Licenciamiento Evaluaciones de Seguridad o evaluación de instalaciones nucleares - proceso interno del regulador destinado a sustentar documentalmente la toma de decisiones reguladoras en él ámbito de las instalaciones nucleares, asociada a peticiones del titular o a iniciativas del propio regulador, y basada en él análisis de documentación técnica. Verificación da la conformidad con la legislación aplicable y con las condiciones impuestas en sus respectivas autorizaciones, licencias o permisos reglamentarios, a través de las Inspecciones Monitorización de la implementación de acciones correctivas relativas a hallazgos o gestión de las disconformidades, a través del Control Regulatorio Imposición de sanciones y penas apropiadas a las circunstancias de violaciones de los requisitos, a través de la Coerción Reguladoras

5 Principales Funciones del Organismo Regulador La Función de Evaluación de Seguridad Consiste en un proceso interno de la CNEN destinado a sustentar documentalmente la toma de decisiones reguladoras en el ámbito de las instalaciones nucleares, asociada a peticiones del Titular o a iniciativas de la CNEN, 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.

6 Principales Funciones del Organismo Regulador La Función de Evaluación de Seguridad MÉTODO Básicamente, se trata de una revisión documental, contrastando con la normativa aplicable y otros criterios de evaluación establecidos. En este proceso, generalmente es necesario interactuar con el Titular y se lo hace a través de: Petición de información adicional por escrito; Reuniones (o presentaciones) técnicas con el titular (y sus organizaciones de apoyo, en su caso); inspecciones (auditorias) de licenciamiento. Cálculo Independientes La CNEN dispone de estas capacidades en ciertas disciplinas ( p.e. análisis neutrónica, análisis termohidráulica, etc.)

7 Principales Funciones del Organismo Regulador La Función de Evaluación de Seguridad Resultado = informe técnico (Parecer Técnico PT) que es un informe del resultado 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 análisis presentados como soporte comunicación al titular, con requerimiento de mejora.

8 Principales Funciones del Organismo Regulador La Función de Evaluación de Seguridad La evaluación seguridad presentad por el Titular de seguridad Regulatoria se realiza en la evaluación de Cuando el titular deberá presentar su evaluación de seguridad?

9 Los Análisis y Evaluaciones de Seguridad del Titular 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 mejora y modernización 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 la seguridad.

10 El Proceso de Evaluación Seguridad Evaluación de la seguridad es el proceso sistemático que se lleva a cabo en todo el proceso de diseño para asegurar que todos los requisitos de seguridad pertinentes son satisfechas por el diseño propuesto o actual de la planta. Un análisis de la seguridad del diseño de la planta, consiste en la aplicación de métodos de análisis deterministas y probabilistas que deberá establecer y confirmar la base de diseño para los elementos de importancia para la seguridad y demostrar que el diseño general de la planta es capaz de cumplir con los límites establecidos y aceptable para las dosis de radiación y liberaciones para cada categoría de condición de la planta y que la defensa en profundidad se logra.

11 El Proceso de Evaluación Seguridad Evaluación de Seguridad del Titular; Evaluación y Revisión Regulatoria de Seguridad; Análisis de Seguridad Abordajes Determinista y probabilistas.

12 ANÁLISIS DE SEGURIDAD Y EVALUACIÓN DE SEGURIDAD Evaluación de Seguridad Análisis Determinista de Seguridad Predice la respuesta a los eventos postulados con las hipótesis predeterminados; checa el cumplimiento de los criterios de aceptación. Análisis de Seguridad Two complementary methods Análisis Probabilista de Seguridad Combina la posibilidad de los sucesos iniciadores, escenarios potenciales y sus consecuencias en la estimación de la FDN. Evaluación de aspectos de 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;..

13 LOS ANÁLISIS DETERMINISTAS DE SEGURIDAD Deben ser cubiertos por esta análisis la Operación Normal, ocurrencia operacionales prevista, Accidente Base de Proyecto, Accidente más alá da 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 muy baja probabilidad; Los Resultados del Análisis de los accidentes más alá de la base de Proyecto deben ser incluidos; Los resultados del análisis de accidentes severos también se debe incluir la medida en que son necesario para desarrollar el programa de gestión de accidentes y para el soporte de la preparación emergencia.

14 ANÁLISIS DE SEGURIDAD Y EVALUACIÓN DE SEGURIDAD Proyecto y modificaciones de proyecto Licenciamiento Demostración de la capacidad de los sistemas de seguridad en mantener las funciones de seguridad fundamentales. Diversas aplicaciones de la Análisis determinista de Seguridad 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 Verificación Independiente de los Análisis de Seguridad

15 La Análisis Probabilista de Seguridad Análisis Probabilística de Seguridad (APS) es un método para evaluar los riesgos asociados al funcionamiento de equipamientos y instalación industriales complexas y potencialmente peligrosas como las industrias químicas, aeronaves y usinas nucleares. NÍVEL 1 identifica la secuencia de eventos que poden llevar la fusión del núcleo, hace la estimación de la frecuencia, y el grado de fragilidad de los sistemas de seguridad y de los procedimientos operacionales para evitar la fusión del núcleo; NÍVEL 2 identifica los medíos pelos cuales pode ocurrir liberaciones 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 los riesgos asociados a la salud del público y los daños a lo medio ambiente, tales como la contaminación del solo y de los alimentos.

16 La Análisis Probabilista de Seguridad Uso en la Toma de Decisiones 1. Identifica las fragilidades del proyecto y de la operación, considerando la contribución al riesgo del grupos de eventos (suceso) iniciadores e de medidas de importancia de los sistemas de seguridad y las contribuciones de los erros humanos al risco final; 2. Recomienda optimizaciones en la elaboración de los procedimientos operacionales, especificaciones técnicas, regla de mantenimiento e frecuencia de pruebas y la gestión de configuraciones de operación, incluyendo las paradas; 3. En lo nivel 2, evalúa la capacidad de los sistemas da contención en evitar grandes liberaciones de material radioactivo para o medió ambiente y hace recomendaciones de estrategias de gerencia de accidentes para mitigar os efectos da fusión del núcleo; 4. Los níveos 2 e 3 fornecen dados técnicos para el planeamiento de emergencia off-site.

17 Proceso de concesión de licencia. FORMATO Y CONTENIDO DEL RAS REQUERIDO POR EL REGULADOR DEMONSTRACIÓN DE LA SEGURIDAD POR EL TITULAR A TRAVÉS DEL RAS REVISIÓN Y EVALUACIÓN REGULATORIA DEL RAS TOMA DE DECISIÓN REGULATORIA

18 Proceso de concesión de licencia. Evaluación de seguridad de la Central de acordó con las normativas FORMATO ESTÁNDAR: NUREG 1.70 Standard Format and Content for Safety Analysis Report of LWR Nuclear Power Plants GUÍA DE EVALUACIÓN: NUREG 0800 Standard Review Plan PSAR = Preliminary Safety Analysis Report (Reporte Preliminar de Análisis de Seguridad) FSAR = Final Safety Analysis Report (Reporte Final de Análisis de Seguridad)

19 Reporte (o Informe) de Análisis de Seguridad 1. Introducción 2. Características del sitio 3. Estructura, Sistemas y Componentes 4. Reactor 5. Circuito primario 6. Sistemas de Seguridad 7. Instrumentaciones y Control 8. Sistemas Eléctricos 9. Sistemas auxiliares 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 de Seguridad y Accidentes Severos

20 Criterios de Proyecto Parte 1: Los Criterios Generales de Proyecto En la USNRC existen 64 CGPs Apéndice a do 10 CFR 50 Criterios Cualitativas 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.

21 Criterios 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 el Capítulo 2 del RAS, características do sitio: geografía, demografía, meteorología, hidrología, geología e sismología.

22 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulos 4 y 12 del RAS Los Capítulos 4 a 12 del RAS fornecen 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 cualquier condiciones de accidentes.

23 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulos 13 y 14 del RAS Los Capítulos 13 y 14 del RAS están relacionados con la estructura organizacional de la operación y con los procedimientos de operaciones en condiciones normales, anormales y de accidentes, inicialmente para verificar que a instalación fue construida para atender a los criterios de proyecto y, mas tarde, para garantir que a instalación es operada con competencia técnica a través de una equipe debidamente trenada e orientada para la seguridad.

24 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulo 15 del RAS La Análisis de Accidentes está descrita en el Capítulo 15 del RAS y constituí el tema central de la evaluación de seguridad de una instalación nuclear. En esta análisis, todos los eventos posibles que podrían llevar a una secuencia de accidente son enlechados. Los accidentes son analizados utilizándose datos de proyecto, fornecidos pelos otros capítulos, para demostrar que las consecuencias de los accidentes están dentro de los limites aceptables de proyecto.

25 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulo 16 del RAS El Capítulo 16 del RAS presenta las especificaciones técnicas para la operación de la instalación, de forma cuantitativa, para que sean preservadas las condiciones limites de operación de acordó con las bases técnicas, elaboradas en función de los accidentes base de proyecto y de los criterios de proyecto para la seguridad.

26 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulo 17 del RAS El Capítulo 17 del RAS presenta los programas 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 los programas de garantía de la cualidad de la fase de construcción y de la fase de operación, incluyendo el Comisionamiento de la instalación.

27 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulo 18 del RAS El CAPÍTULO 18 del RAS presenta los elementos del programa de factores humanos para demonstrar la adecuación del proyecto en los siguientes 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.

28 Criterios de Proyecto Criterios Específicos de Proyecto - Capítulo 19 del RAS El CAPÍTULO 19 del RAS presenta los resultados del programa de Análisis Probabilista de Seguridad y Accidentes Severos para demonstrar la 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 al nuevo diseño, con la introducción de las características y requisitos apropiados.

29 Organizaciones involucradas en la evaluación de seguridad OTROS ORGANISMOS GOVERNAMENTALES OPERADOR Aplicación Coordinaciones Pedido Suministro CONTRATISTAS DEL OPERADOR Decisión Information ORGANISMO REGULADOR Revisión de la GC Reuniones, documentos, expertos Termos de referencia Asesoramiento Consultas, intercambio de información CONSULTORES DE ASESORAMIENTO OTROS ORGANIMOS STADUALES O INTERNACIONALES

30 Aspectos claves Evaluación 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.

31 Aspectos claves Evaluación 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.

32 MUCHAS GRACIAS Marcos Eduardo Costa Nunes: