1.1. Planteamiento y antecedentes
1.1.1. La metodolog´ıa determinista de seguridad y el SGTR
operaci´on durante los primeros 30 min del transitorio, suponiendo la finalizaci´on del caudal de rotura por igualaci´on de presiones en el minuto 30, [291]. Esta hip´otesis estaba basada en la idea que los operadores eran capaces de realizar las acciones necesarias para la igualaci´on de presiones en menos de 30 minutos, por tanto lo m´as conservador era suponer que lo realizaban en el minuto 30.
Posteriormente al establecimiento de dicha hip´otesis, los casos reales de SGTR acaecidos desde 1975 demostraron que ning´un grupo de operaci´on hab´ıa sido capaz de finalizar el caudal de rotura en un SGTR en menos de 30 min, [164]. El caso m´as impactante para la opini´on p´ublica y la industria nuclear fue el caso de la central nuclear de Ginna en 1982. Pese a contar ya con los actuales EOP, desarrollados despu´es de TMI, la gesti´on del SGTR fue extraordinariamente compleja y la finalizaci´on de la rotura no se produjo hasta las 3 h. Adem´as, el SG afectado se llen´o completamente hasta liberar inventario l´ıquido por la v´alvula de alivio, hip´otesis que no hab´ıa sido incluida en los FSAR con anterioridad. Afortunadamente, el suceso de Ginna no produjo consecuencias en la poblaci´on, al no ser excesiva la dosis al exterior.
Despu´es de dicho SGTR de Ginna, la NRC comenz´o a requerir en las licencias de opera- ci´on de las nuevas plantas que los due˜nos de las mismas demostrasen que el SGTR incluido en su FSAR era el m´as severo en t´erminos de dosis al exterior, como se puede ver en la correspondencia de la NRC con Catawba en 1986, [199]. Para consensuar una respues- ta com´un, varias plantas americanas pertenecientes al PWROG (Shearon Harris, Byron and Braidwood, Catawba, Beaver, Valley Unit 2, South Texas, Millstone Unit 3, Ginna, Votgle, Watts Bar, Comanche Peak and Seabrook) junto con Westinghouse, trabajaron conjuntamente para desarrollar una nueva metodolog´ıa de an´alisis del SGTR, [142]. Esa metodolog´ıa est´a recogida en el WCAP-10698 SGTR Analysis Methodology to Deter-
mine the Margin to Steam Generator Overfill, [151], y en su anexo Evaluation of Offsite
Radiation Doses for a Steam Generator Tube Rupture Accident, [149]. En esta nueva me-
todolog´ıa se propon´ıa la realizaci´on de dos c´alculos distintos. Primeramente se realizaba un c´alculo del margen hasta el llenado del SG afectado (Margin To Overfill, MTO) en caso de SGTR bajo las hip´otesis m´as conservadoras. Si ese c´alculo conclu´ıa que el MTO era suficiente, se realizaba un segundo c´alculo que evaluaba las dosis al exterior en un SGTR.
Hab´ıa dos novedades importantes con respecto a la anterior metodolog´ıa (desde ahora llamada metodolog´ıa cl´asica de FSAR): el hecho de que los operadores pudiesen intervenir desde el comienzo del SGTR, por una parte, y que el criterio de fallo ´unico estuviese vinculado a la malfunci´on de sistemas de la planta, por otra parte. La elecci´on del criterio de fallo ´unico para cada c´alculo es espec´ıfico de cada planta. No obstante, para la mayor´ıa de las plantas, el criterio de fallo ´unico para el c´alculo de MTO era la malfunci´on del agua de alimentaci´on auxiliar y para el c´alculo de dosis al exterior era el fallo abierto de la v´alvula de alivio (PORV) del SG da˜nado al realizar su aislamiento con su posterior cierre local despu´es de varios minutos, [177]. La determinaci´on del tiempo en que los operadores consiguen cerrar de forma local la PORV del SG da˜nado era (y es) muy espec´ıfico de cada planta, al estar basado en la disposici´on f´ısica de la misma, v´ease como ejemplo: 11 min para Watts Bar, [177], 10 min para Beaver Valley [80], 20 min para Harris Nuclear Plant, [296] y 30 min para Byron y Braidwood plants, [30].
La determinaci´on de los tiempos en los que los operadores realizaban las operaciones necesarias era v´ıa los entrenamientos en el simulador de cada planta o en simuladores de plantas similares. Por tanto, los tiempos eran best-estimate y el conservadurismo reposaba en las condiciones iniciales y el criterio de fallo ´unico.
El uso de la nueva metodolog´ıa no fue ni ha sido requerido por la NRC para plantas cuya licencia de operaci´on fuese anterior a 1982, excepto la propia central de Ginna, [174] y [252].
Hay al menos una metodolog´ıa alternativa a la del PWROG en los EEUU, que fue desa- rrollada por Kansas Gas & Electric Company (KGEC), due˜na de Wolf Creek y Callaway, las plantas con dise˜no SNUPPS (Standardized Nuclear Unit Power Plant System). En esta metodolog´ıa, no se realizaba c´alculo de MTO, sino que se realizaban dos casos de c´alculo de dosis al exterior basados en distintos criterios de fallo ´unico, [309]. El primero c´alculo supon´ıa el fallo abierto de la PORV del SG da˜nado consecutiva al SCRAM y su posterior cierre local despu´es de 20 minutos. El segundo c´alculo supon´ıa el llenado completo del SG da˜nado por malfunci´on del AFW, fallando al cierre la PORV del SG da˜nado en caso de liberaci´on de inventario l´ıquido.
Pa´ıses europeos como B´elgica, Gran Breta˜na, Alemania y Francia desarrollaron otras metodolog´ıas alternativas a la cl´asica del FSAR despu´es de los primeros sucesos reales de SGTR, [60]. El fallo en abierto de la PORV del SG da˜nado, se contempla como fallo ´
unico en las metodolog´ıas belga, francesa y brit´anica. Tambi´en se contempla el c´alculo de la dosis al exterior de SGTR coincidente con rotura de la linea principal de vapor (Main Steam Line Break, MSLB) en el caso de la metodolog´ıas alemana, francesa y brit´anica. Para el caso franc´es, el SGTR de un solo tubo es considerado como un evento frecuente y por tanto est´a clasificado como transitorio de Condici´on III y sujeto a sus l´ımites de dosis m´as restrictivos, [154]. El MSLB con SGTR y el SGTR de m´ultiples tubos sin embargo es clasificado como eventos de Condici´on IV al considerarse menos frecuentes. En el caso belga, el SGTR se reclasific´o como Condici´on III en 1989 al considerarse m´as frecuente de lo inicialmente establecido, pasando a ser de nuevo de Condici´on IV en 2006 al haber sustituido todos los SG en las plantas belgas y al haber mejorado las t´ecnicas de inspecci´on, [227].
plantas CE por AREVA, como se puede ver en el c´alculo de SGTR de St. Lucie, [13]. Para los reactores de Generaci´on III y III+ tambi´en se han aplicado metodolog´ıas m´as avanzadas que la cl´asica de FSAR. Tanto para el AP1000 como para el EPR en el FSAR de EEUU se realiza un c´alculo de MTO y un c´alculo de dosis al exterior, [297] y [16]. En ambos casos, el fallo ´unico escogido para el c´alculo de dosis al exterior es el fallo abierto de la PORV del SG da˜nado, como en la mayor´ıa de las metodolog´ıas anteriormente descritas.