Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

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Texto completo

(1)UNIVERSIDAD POLITÉCNICA DE MADRID ESCUELA TÉCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES. Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR. TESIS DOCTORAL. Gonzalo Jiménez Varas Licenciado en Fı́sica por la Universidad Complutense de Madrid. 2012.

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(3) DEPARTAMENTO DE INGENIERÍA NUCLEAR ESCUELA TÉCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES. Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR. TESIS DOCTORAL. Autor: Gonzalo Jiménez Varas Licenciado en Fı́sica por la Universidad Complutense de Madrid. Director: Dr. José César Queral Salazar Doctor en Ciencias Fı́sicas por la Universidad Nacional de Educación a Distancia. 2012.

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(5) UNIVERSIDAD POLITÉCNICA DE MADRID. (D-15) Tribunal nombrado por el Magfco. y Excmo. Sr. Rector de la Universidad Politécnica de Madrid, el dı́a ...... de ............... de 20.... Presidente: Vocal: Vocal: Vocal: Secretario: Suplente: Suplente:. Realizado el acto de defensa y lectura de la Tesis el dı́a ...... de ............... de 20.... en la ETSI/Facultad............................................... EL PRESIDENTE. LOS VOCALES. EL SECRETARIO.

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(7) Agradecimientos Quiero dedicarle esta Tesis Doctoral a todos aquellos que alguna vez me dieron una oportunidad.. i.

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(9) Resumen El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podrı́a dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vı́a directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponı́a que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologı́as fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodologı́a que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energı́a eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodologı́a. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los lı́mites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodologı́a ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodologı́a ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres. iii.

(10) en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodologı́a integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente.. iv.

(11) Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach,. v.

(12) the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.. vi.

(13) Acrónimos utilizados ◦ AFW: Agua de alimentación auxiliar (Auxiliary Feedwater) ◦ AST: Término fuente alternativo (Alternative Source term) ◦ AVT: Tratamiento totalmente volátil (All Volatiles Treatment) ◦ BRR = RCP: Bomba de refrigerante del reactor (Reactor Coolant Pump) ◦ CFR: Código de Regulaciones Federales (Code of Federal Regulations) ◦ CNA: Central Nuclear de Almaraz ◦ CVCS: Sistema de control quı́mico y volumétrico (Chemical and Volumetric Control System) ◦ DBA: Accidente base de diseño (Design Basis Accident) ◦ DNBR: Relación respecto del lı́mite de ebullición nucleada (Departure from Nucleate Boiling Ratio) ◦ EAB: Exclusion Area Boundary (Recinto de exclusión, RE) ◦ ECCS: Sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (Emergency Core Cooling System) ◦ EOP: Emergency Operating Procedure (Procedimiento de Operación de Emergencia, POE) ◦ ERG: Guı́a de recuperación de emergencia (Emergency Recovery Guideline) ◦ ETF: Especificaciones Técnicas de Funcionamiento ◦ FRG: Procedimiento de recuperación de funciones (Function Recovery Guideline) ◦ FW: Feedwater (Agua de alimentación) ◦ HPSI: Inyección de seguridad de alta presión (High Pressure Safety Injection) ◦ ICRP: Comisión Internacional de Protección Radiológica ◦ LOCA: Accidente con pérdida de refrigerante (Loss Of Coolant Accident) ◦ LPZ: Low population zone (Zona de baja población, LPZ) ◦ MFW: Agua de alimentación principal (Main Feedwater) ◦ MSIV: Válvula de control de vapor principal (Main Steam Isolation Valve) ◦ NRC: Comisión Reguladora Nuclear (Nuclear Regulatory Commission) ◦ ORG: Guı́as de recuperación óptima (Optimal Recovery Guidelines) vii.

(14) ◦ PORV: Válvula de alivio (Power Operated Relief Valve) ◦ PRHR: Sistema pasivo de evacuación del calor residual (Passive Residual Heat Removal) ◦ PTS: Choque térmico a presión (Pressurized Thermal Shock) ◦ PWR: Reactor de agua a presión (Pressurized Water Reactor) ◦ PWR-W: Reactor de agua a presión diseñado por Westinghouse (Pressurized Water Reactor-Westinghouse) ◦ PZR: Presionador (Pressurizer) ◦ RCS: Sistema de refrigerante del reactor (Reactor Coolant System) ◦ RE: Recinto de exclusión (Exclusion Area Boundary, EAB) ◦ RG: Guı́a Reguladora (Regulatory Guide) ◦ RHR: Evacuación de calor residual (Residual Heat Removal) ◦ RVLIS: Sistema de indicación del nivel en la vasija del reactor (Reactor Vessel Level Indication System) ◦ SBLOCA: Pequeño accidente con pérdida de refrigerante (Small Break Loos Of Coolant Accident) ◦ SCF: Función crı́tica de seguridad (Safety Critical Function) ◦ SCRAM: Disparo del reactor ◦ SG: Generador de vapor (Steam Generator) ◦ SGTR: Rotura de tubos en el generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture) ◦ SRV: Válvula de alivio y seguridad (Safety Relief Valve) ◦ ZBP: Zona de baja población (Low Population Zone, LPZ). viii.

(15) Índice general 1. Introducción. 1. 1.1. Planteamiento y antecedentes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 3. 1.1.1. La metodologı́a determinista de seguridad y el SGTR . . . . . . . .. 4. 1.1.2. La metodologı́a probabilista de seguridad y el SGTR . . . . . . . .. 6. 1.1.3. Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR . . . . .. 6. 1.2. Objetivos de la Tesis . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10 1.3. Estructura de la Tesis. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10. 1.4. Contribuciones originales de la Tesis. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11. 2. Evolución histórica y estado del arte del análisis del SGTR. 13. 2.1. Introducción a los generadores de vapor de las centrales nucleares . . . . . 15 2.1.1. Funcionamiento y componentes de un generador de vapor vertical de tubos en U . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17 2.1.2. Modelos de Generador de Vapor . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24 2.1.3. Mecanismos de degradación de los tubos. Taponado de los tubos y sustitución de los SG. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48 2.1.4. Generadores de vapor de las centrales españolas . . . . . . . . . . . 78 2.2. Secuencia tipo de un SGTR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81 2.2.1. Descripción del transitorio de rotura de un tubo . . . . . . . . . . . 83 2.2.2. Principales acciones del operador durante un SGTR . . . . . . . . . 94 2.2.3. Estrategias de enfriamiento y despresurización según tamaño de rotura 97 2.3. Análisis de los casos reales de SGTR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 100 2.3.1. SGTR en Point Beach Unit 1 (1975) . . . . . . . . . . . . . . . . . 104 2.3.2. SGTR en Surry Unit 2 (1976) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 107 2.3.3. SGTR en Doel Unit 2 (1979) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 110 2.3.4. SGTR en Prairie Island Unit 1 (1979). . . . . . . . . . . . . . . . . 113. 2.3.5. SGTR en Ginna NPP (1982) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 115.

(16) Índice general. 2.3.6. SGTR en Fort Calhoun NPP (1984). . . . . . . . . . . . . . . . . . 121. 2.3.7. SGTR en North Anna Unit 1(1987) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 123 2.3.8. SGTR en McGuire (1989) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 127 2.3.9. SGTR en Mihama Unit 2 (1991). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 130. 2.3.10. SGTR en Palo Verde Unit 2 (1993) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 132 2.3.11. SGTR en Indian Point 2 NPP (2000) . . . . . . . . . . . . . . . . . 134 2.3.12. SGTR en Ulchin 4 NPP (2002) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 137 2.3.13. Conclusiones de las secuencias reales de SGTR . . . . . . . . . . . . 138 2.4. Análisis bibliográfico de los experimentos y análisis de simulación de SGTR 140 2.4.1. Experimentos y análisis de simulación relacionadas con la gestión del SGTR hasta el daño al núcleo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 140 2.4.2. Experimentos y análisis de simulación de SGTR de los reactores de Generación III . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 172 2.4.3. Análisis de simulación de SGTR para el FSAR . . . . . . . . . . . . 177 2.4.4. Experimentos y simulaciones relacionadas con el SGTR y el accidente severo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 177 2.4.5. Experimentos y análisis relativos al transporte de radionucleidos en un SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 183 2.4.6. Conclusiones relativas a simulaciones y experimentos . . . . . . . . 189 2.5. Análisis del SGTR en el Análisis Determinista de Seguridad . . . . . . . . 193 2.5.1. Primera metodologı́a desarrollada por Westinghouse . . . . . . . . . 193 2.5.2. Nuevas metodologı́as desarrolladas en EEUU . . . . . . . . . . . . . 203 2.5.3. Metodologı́as de análisis de SGTR en el FSAR de otros paı́ses . . . 235 2.5.4. Metodologı́a de análisis de SGTR de los reactores de Generación III 240 2.5.5. Conclusiones relativas a metodologı́as de Análisis Determinista de Seguridad . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 246 2.6. Metodologı́a ISA del CSN . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 250 2.6.1. SCAIS (Simulation Code System for Integrated Safety Assessment) 255 3. Desarrollo de los modelos de simulación de SGTR en TRACE, MAAP y RADTRAD 257 3.1. Desarrollo del modelo de TRACE de C.N. Almaraz para la simulación de un caso base de SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 260 3.1.1. Modelo de CN Almaraz I en TRACE . . . . . . . . . . . . . . . . . 260 3.1.2. Simulación de un transitorio real de C.N. Almaraz de disparo de una bomba . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 264. x.

(17) Índice general. 3.1.3. Simulación de los Test 6.1 y 6.2 de ROSA. Aplicación al modelo de C.N. Almaraz . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 274 3.1.4. Simulación de un caso base de SGTR con el modelo de TRACE . . 328 3.1.5. Conclusiones sobre la simulación de un caso base con TRACE . . . 341 3.2. Desarrollo del modelo de MAAP de un PWR-3L para la simulación de un caso base de SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 342 3.2.1. Primera simulación del SGTR con MAAP . . . . . . . . . . . . . . 343 3.2.2. Mejoras introducidas en el modelo de MAAP para la simulación del caso base . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 354 3.2.3. Simulación del caso base con MAAP . . . . . . . . . . . . . . . . . 356 3.2.4. Conclusiones sobre la simulación de un caso base con MAAP . . . . 365 3.3. Simulación de un caso base de SGTR con RADTRAD . . . . . . . . . . . . 366 3.3.1. El código RADTRAD 3.0 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 366 3.3.2. Desarrollo de un modelo de simulación de SGTR en RADTRAD . . 369 3.3.3. Resultados de dosis obtenidos con el caso base . . . . . . . . . . . . 372 3.3.4. Conclusiones de la simulación de un caso base con RADTRAD . . . 375 4. Análisis integrado de seguridad del SGTR. 377. 4.1. Análisis de las acciones del operador y del criterio de fallo único en un accidente de SGTR con el modelo de TRACE . . . . . . . . . . . . . . . . 379 4.1.1. Caso sin acciones del operador durante los primeros 30 min . . . . . 381 4.1.2. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al aislar dicho SG . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 385 4.1.3. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al SCRAM389 4.1.4. Caso de fallo único propuesto (fallo de la instrumentación de nivel del SG dañado) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 392 4.1.5. Resultados globales: Árbol de sucesos del SGTR basado en el daño por dosis . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 394 4.1.6. Propuesta de mejora del Procedimiento de Operación de Emergencia E-3 para la minimización de las dosis en caso de SGTR . . . . . 398 4.1.7. Conclusiones del análisis de las acciones del operador y del criterio de fallo único con TRACE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 400 4.2. El SGTR en los Análisis Probabilistas de Seguridad (APS) . . . . . . . . . 403 4.2.1. Árboles de Sucesos en las secuencias SGTR . . . . . . . . . . . . . 404 4.2.2. Árbol de sucesos genérico con POE’s . . . . . . . . . . . . . . . . . 418 4.2.3. Árbol de sucesos genérico modificado con POE’s . . . . . . . . . . . 431. xi.

(18) Índice general. 4.3. Cálculo de un árbol de sucesos dinámico (DET) de SGTR con la metodologı́a ISA del CSN . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 439 4.3.1. Simulación dinámica del árbol de SGTR . . . . . . . . . . . . . . . 439 4.3.2. Resultados del DET . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 443 4.3.3. Conclusiones. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 456. 5. Conclusiones. 457. A. Esquema de los principales Procedimientos de Operación de Emergencia utilizados en la secuencia de SGTR 461 B. Bibliografı́a. 481. xii.

(19) Índice de figuras 2.1. Ubicación del SG dentro del lazo de refrigeración . . . . . . . . . . . . . . 15 2.2. Ejemplo de Generador de Vapor de una planta PWR . . . . . . . . . . . . 16 2.3. Funcionamiento de un Generador de Vapor de una planta PWR, [211]. . . 18. 2.4. Placa de tubos y caja de aguas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19 2.5. Soporte de los tubos del generador de vapor . . . . . . . . . . . . . . . . . 21 2.6. Técnicas de expansionado por rodillo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 2.7. Anillo del agua de alimentación del generador de vapor . . . . . . . . . . . 22 2.8. Separador y secadores del generador de vapor . . . . . . . . . . . . . . . . 23 2.9. Generador de Vapor de Westinghouse del tipo 51 . . . . . . . . . . . . . . 26 2.10. Generador de Vapor de Westinghouse del tipo D3 (con pre-calentador) . . 27 2.11. Generador de Vapor del reactor ∆125 (AP1000).DCD-rev17 . . . . . . . . 28 2.12. Generador de vapor tipo KWU 61W/D3 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 2.13. Generador de Vapor Framatome . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32 2.14. Generador de vapor del reactor EPR (AREVA) . . . . . . . . . . . . . . . 33 2.15. Mecanismo de separación del agua de recirculación en el SG del reactor EPR (AREVA) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34 2.16. Generador de vapor de AREVA en Ringhals NPP (Suecia) . . . . . . . . . 35 2.17. Mecanismo de separación del agua de recirculación en el SG del reactor Ringhals NPP (Suecia) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36 2.18. Generador de Vapor del reactor VVER en 3D y sus conexiones con la vasija 37 2.19. Generador de Vapor del reactor VVER en 3D . . . . . . . . . . . . . . . . 37 2.20. Disposición de los GV en una planta VVER . . . . . . . . . . . . . . . . . 38 2.21. Generador de Vapor del reactor B&W en 3D . . . . . . . . . . . . . . . . . 40 2.22. Generador de Vapor del reactor B&W . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41 2.23. Generador de Vapor del reactor B&W y su mapa de regı́menes de flujo . . 42 2.24. Esquema del primario del reactor CE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43 2.25. Generador de Vapor de diseño CE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43.

(20) Índice de figuras. 2.26. Generador de Vapor del reactor South Korean Standard. . . . . . . . . . . 44. 2.27. Generador de Vapor del reactor CANDU . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46 2.28. Generador de Vapor del reactor CANDU . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47 2.29. Disminución de la capacidad de carga de las plantas de EEUU por problemas en los tubos de los SG (1980-1996), [175] . . . . . . . . . . . . . . . . 48 2.30. Parámetros H y B del cálculo del WCAP-16627, [300] . . . . . . . . . . . . 52 2.31. Steam Generator Examination Facility (SGEF) de la NRC en Hanford . . 53 2.32. Pressure and Leak-Rate Test Facility en ANL . . . . . . . . . . . . . . . . 55 2.33. Software en MATLAB desarrollado por ANL para la eliminación del ruido en la señal durante las inspecciones con la técnica Eddy Current, [20] . . . 57 2.34. Mapa de evolución de una grieta según su longitud y profundidad ante un cambio de presión equivalente a un MSLB, [167] . . . . . . . . . . . . . . . 58 2.35. Principales mecanismos de degradación de los tubos, [211] . . . . . . . . . 60 2.36. Mecanismos de corrosión transgranular e intergranular, [283] . . . . . . . . 61 2.37. Stress Corrosion Cracking en Alloy 600 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 62 2.38. Localizaciones del PWSCC en un SG tipo Westinghouse . . . . . . . . . . 63 2.39. Ejemplo de PWSCC en un tubo de un SG de una planta coreana, [106] . . 64 2.40. Ejemplo de PWSCC en un tubo de un SG de Davis Besse NPP, [258] . . . 65 2.41. Causas de rotura en tuberı́as del primario de reactores nucleares de un estudio de la NEA con datos de 1999-2005, [183] . . . . . . . . . . . . . . . 66 2.42. Tube Denting por corrosión de la placa soporte . . . . . . . . . . . . . . . 66 2.43. Evolución de los materiales usados en los tubos del condensador de las centrales refrigeradas por agua de mar, [274] . . . . . . . . . . . . . . . . . 67 2.44. Ejemplo de un caso real de TW . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68 2.45. Mecanismo de corrosión en el lado secundario del SG . . . . . . . . . . . . 69 2.46. Tube fretting and wear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70 2.47. Loose parts: junta metálica encontrada en el primario de un reactor belga, [182] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71 2.48. Manguito con junta hidráulica expandida de Westinghouse (izquierda) y manguito de Framatome (U.S. Patent 5101559) (derecha) . . . . . . . . . . 72 2.49. Esquema de tapones expansionados y sin expansionar mecánicamente (Westinghouse) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73 2.50. Esquema de un diseño de tapón recuperable (AREVA) . . . . . . . . . . . 73 2.51. Tubos taponados en plantas PWR y CANDU hasta 1996 . . . . . . . . . . 74 2.52. Reducción del tiempo de reemplazo de los SG . . . . . . . . . . . . . . . . 74 2.53. Imágenes de varias fases de proyectos de sustitución de SG . . . . . . . . . 75. xiv.

(21) Índice de figuras. 2.54. Colocación del SG en la contención . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75 2.55. Inserción de un generador de vapor tipo KWU en un edificio de contención. 76 2.56. Generador de vapor tipo KWU. Vista desde contención. . . . . . . . . . . . 77 2.57. Sustitución de los SG en la CN Catawba (USA) . . . . . . . . . . . . . . . 77 2.58. Esquema de los EOP utilizados en el SGTR y sus transiciones . . . . . . . 83 2.59. Presiones del primario y del SG afectado durante el transitorio (Fases 1 a 6) 84 2.60. Fase 1. Evolución de los niveles de rango estrecho en los SG. . . . . . . . . 94 2.61. Fase 4. Evolución del nivel del PZR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 95 2.62. Estrategia del operador en un SGTR de un tubo . . . . . . . . . . . . . . . 95 2.63. Caudales de fuga según tamaño de rotura . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 98 2.64. Estrategia del operador en un SGTR de un tubo . . . . . . . . . . . . . . . 98 2.65. Estrategia del operador en un SGTR para fallo pequeño de tubos . . . . . 99 2.66. Estrategia del operador en un SGTR para fallo múltiple de tubos . . . . . 99 2.67. Rotura del tubo de Surry 2, [65] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 107 2.68. Rotura del tubo de Doel 2, [65] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 110 2.69. Localización de la rotura del tubo de Doel 2, [65] . . . . . . . . . . . . . . 111 2.70. Vista axial de los tubos en Ginna NPP antes del accidente . . . . . . . . . 117 2.71. Fotografı́a del tubo roto en Ginna NPP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 117 2.72. Diagrama esquemático de Ginna NPP. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 118. 2.73. Fases del transitorio de rotura de tubos en Ginna NPP . . . . . . . . . . . 118 2.74. Evolución de la presión en el SGTR de North Anna, [164]. . . . . . . . . . 124. 2.75. Evolución del nivel en el PZR el SGTR de North Anna, [164] 2.76. Evolución de la temperatura en el SGTR de North Anna, [164]. . . . . . . . 124 . . . . . . 125. 2.77. Evolución del caudal de rotura en el SGTR de North Anna, [164] . . . . . 125 2.78. Evolución de la presión en el SGTR de McGuire, [164] . . . . . . . . . . . 128 2.79. Evolución del nivel en el PZR en el SGTR de McGuire, [164]. . . . . . . . 128. 2.80. Mecanismos de degradación de los tubos de Mihama . . . . . . . . . . . . . 130 2.81. Escaner de 1997 del tubo de Indian Point, [65] . . . . . . . . . . . . . . . . 134 2.82. Rotura del tubo de Indian Point, [65] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 134 2.83. Instalación experimental LOFT en INEL, [35] . . . . . . . . . . . . . . . . 146 2.84. Simulación de un SGTR de 5 tubos en Zion NPP con el código TRAC, [56]. Presión en el presionador y caudal en la rotura. . . . . . . . . . . . . . . . 147 2.85. Nodalización de TMI con el código TRAC, [23] . . . . . . . . . . . . . . . 148 2.86. Simulación de un SGTR en Bellefonte con el código RELAP5, [36]. Margen de subenfriamiento. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 149 xv.

(22) Índice de figuras. 2.87. Simulación de un SGTR en Ginna con el código CEPAC, [122]. Presión del primario y caudal de rotura. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 150 2.88. Nodalización de un SG de Doel con el código RELAP, [267] . . . . . . . . . 151 2.89. Nodalización del tubo roto de Ginna con el código TRAC, [155] . . . . . . 152 2.90. Simulación del SGTR de Ginna de 1982 con el código TRAC, [155]. Presión en el presionador. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 152 2.91. Simulación del SGTR de Doel con varios códigos, [48]. Nivel del SG intacto, simulaciones vs datos experimentales (EXPE) . . . . . . . . . . . . . . . . 153 2.92. Instalación experimental MIST de LANL para la realización de tests en reactores tipo B&W y su nodalización en TRAC, [260] . . . . . . . . . . . 154 2.93. Instalación experimental LOBI, [7] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 155 2.94. Instalación experimental PKL de AREVA . . . . . . . . . . . . . . . . . . 158 2.95. Instalación experimental BETHSY del CEA . . . . . . . . . . . . . . . . . 159 2.96. Esquema de la instalación LSTF . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 162 2.97. Simulación del SGTR de Mihama con RETRAN02, [101]. Presiones del primario y secundario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 163 2.98. Nodalización de ROSA con RELAP5 para la simulación del SGTR de Mihama 2, [289] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 164 2.99. Simulación del SGTR de Mihama 2 en ROSA con RELAP5, [289]. Presiones de primario y secundario. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 165 2.100.Modelo de tubo de rotura en ROSA y su nodalización en RELAP5, [140] . 165 2.101.Nodalización de Kori con RELAP5, [145] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 166 2.102.Nodalizaciones empleadas por el KINS para la simulación del SGTR en ROSA con RELAP5, [256] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 168 2.103.Simulación del SGTR en ROSA con RELAP5 por KINS, [256]. Caudal de rotura. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 169 2.104.Nodalización del lazo C de Surry NPP con RELAP5 para la simulación de SGTR, [164] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 169 2.105.Simulación del SGTR de Mihama con RETRAN02 MOD4, [273]. Presiones del secundario de ambos SG . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 170 2.106.Instalación experimental START en la Univ. de Maribor (Eslovenia), [170] 171 2.107.Configuración de ROSA para simular el AP600, [181] . . . . . . . . . . . . 173 2.108.Simulación de un SGTR en ROSA-AP600, [181]. Ratio de calor evacuado con respecto a la potencia residual de los CMTs y el PRHR . . . . . . . . 174 2.109.Configuración de SPES-2 para simular el AP600, [84] . . . . . . . . . . . . 174 2.110.Simulación de la rotura en un SGTR en el APR1400 con MARS1.4, [127] . 176 2.111.Instalación experimental ATLAS con la configuración de APR1400, [132] . 176. xvi.

(23) Índice de figuras. 2.112.Instalación experimental SGEF en Hanford (EEUU), [141] . . . . . . . . . 178 2.113.Mecanismos de refrigeración por circulación natural en caso de SBO en un PWR-W, [136] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 179 2.114.Modelización de un lazo de Zion en SCDAP-RELAP5 por INEL para la correcta simulación del fenómeno del reflujo y condensación, [136] . . . . . 180 2.115.Modelización de un lazo de Surry en MELCOR 1.8.4 por JAEA para la correcta simulación del fenómeno del reflujo y condensación, [305] . . . . . 181 2.116.Modelo de ANL de elementos finitos del SG Model 51 de Westinghouse para el análisis de cargas mecánicas, [166] . . . . . . . . . . . . . . . . . . 182 2.117.Instalación experimental MB-2 para la simulación del transporte de no volátiles en un SGTR, [131] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 184 2.118.Nodalización de Surry con el código RELAP5, [38] . . . . . . . . . . . . . . 185 2.119.Simulación de un SGTR en Surry con el código RELAP5: liberación integrada de Iodo a la atmósfera en función del coeficiente de partición, [38] . . 186 2.120.Simulación de la liberación de productos de fisión por el combustible con VICTORIA, comparación con estudios anteriores: NUREG-1150 y APS (IPE) de Surry, [26] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 187 2.121.Instalación experimental ARTIST en el PSI, [100] . . . . . . . . . . . . . . 188 2.122.Instalación experimental PECA en el CIEMAT, [100] . . . . . . . . . . . . 188 2.123.Modelo de cálculo radiológico del SGTR en el EPR, [16] . . . . . . . . . . 241 2.124.Estrategia de gestión francesa del SGTR en el EPR . . . . . . . . . . . . . 243 2.125.SGTR en el EPR con CATHARE: caso finlandés. Caudales de entrada y salida del RCS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 243 2.126.Puntos de liberación de dosis para el AP1000, [297] . . . . . . . . . . . . . 245 2.127.Caracterı́sticas del APS clásico. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 253. 2.128.Caracterı́sticas de la metodologı́a ISA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 253 2.129.Diagrama general de la metodologı́a ISA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 254 2.130.Proceso de la metodologı́a ISA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 254 2.131.Scheme of SCAIS components . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 256 3.1. Esquema simplificado del modelo de CN Almaraz en TRACE. . . . . . . . 261. 3.2. Modelización en TRACE de la vasija de CN Almaraz . . . . . . . . . . . . 262 3.3. Nodalización mejorada del steam dump en el modelo de TRACE . . . . . . 266 3.4. Temperatura de rama caliente del lazo 2 en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 270 3.5. Caudal del lazo 2 en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . 270. xvii.

(24) Índice de figuras. 3.6. Caudales de los lazos 1 y 3 en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 271 3.7. Temperaturas del lazo 2 en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 271 3.8. Temperaturas de los lazos 1 y 3 en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 272 3.9. Presión de los SG en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . 272 3.10. Nivel del presionador en la simulación del transitorio de disparo de una RCP273 3.11. Presión del presionador en la simulación del transitorio de disparo de una RCP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 273 3.12. Clasificación de LOCA según NUREG-1150 . . . . . . . . . . . . . . . . . 275 3.13. Clasificación de LOCA según tamaño de rotura por distintas plantas españolas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 276 3.14. Tamaños máximos de rotura en una central PWR-W . . . . . . . . . . . . 276 3.15. Modelo en TRACE de la instalación ROSA/LSTF . . . . . . . . . . . . . . 281 3.16. Comparación de la modelización en TRACE de la vasija de CN Almaraz y de ROSA/LSTF . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 282 3.17. Máscara en SNAP del modelo de la instalación ROSA/LSTF . . . . . . . . 282 3.18. Configuración del RVLIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 284 3.19. Localización de la corrosión en la cabeza de la vasija en Davis Besse NPP (http://www.nrc.gov) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 285 3.20. ROSA Test 6.1. Presión de primario y secundario. Resultados escalados por ser propietarios. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 288 3.21. ROSA Test 6.1. Caudal de la rotura. Resultados escalados por ser propietarios. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 288 3.22. ROSA Test 6.1. Nivel del núcleo. Resultados escalados por ser propietarios. 289 3.23. ROSA Test 6.1. Temperatura máxima en los CETs. Resultados escalados por ser propietarios. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 289 3.24. ROSA Test 6.1. Temperatura máxima en vaina. Resultados escalados por ser propietarios. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 290 3.25. UHSBLOCA, caso base. Presión en el presionador y en el secundario (Pa) . 293 3.26. UHSBLOCA, caso base. Caudal de rotura vs caudal de inyección . . . . . . 294 3.27. UHSBLOCA, caso base. RVLIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 294 3.28. UHSBLOCA, caso base. Temperatura en el núcleo . . . . . . . . . . . . . . 295 3.29. UHSBLOCA, sensibilidad a la despresurización mediante las PORVs. Presión en el presionador (Pa) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 298 3.30. UHSBLOCA, sensibilidad a la despresurización mediante las PORVs. Nivel en el presionador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 299 xviii.

(25) Índice de figuras. 3.31. UHSBLOCA, sensibilidad a la despresurización mediante las PORVs. Caudales de inyección (1/3) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 299 3.32. UHSBLOCA, sensibilidad al disparo de las RCPs. Presión en el presionador (Pa) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 300 3.33. UHSBLOCA, sensibilidad a despresurización del secundario. Presión en el presionador (Pa) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 300 3.34. UHSBLOCA, sensibilidad a despresurización del secundario. Caudal de inyección (1/3) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 301 3.35. UHSBLOCA, sensibilidad a las acciones del operador. Presión en el presionador (Pa). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 301 3.36. UHSBLOCA, sensibilidad al caudal de IS. Presión en el presionador (Pa). . 302 3.37. UHSBLOCA, sensibilidad al caudal de IS. RVLIS . . . . . . . . . . . . . . 302 3.38. UHSBLOCA, sensibilidad al caudal de IS. Temperatura en el núcleo. . . . 303 3.39. Esquema de la vasija con las penetraciones del fondo señaladas . . . . . . . 306 3.40. ROSA Test 6.2. Presión de primario. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 310. 3.41. ROSA Test 6.2. Caudal en el lazo A . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 311 3.42. ROSA Test 6.2. Nivel en el presionador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 311 3.43. ROSA Test 6.2. Presiones primario y secundario . . . . . . . . . . . . . . . 312 3.44. ROSA Test 6.2. Temperatura máxima en vaina . . . . . . . . . . . . . . . 312 3.45. LHSBLOCA, caso base. Presión en el presionador y en el secundario (Pa) . 314 3.46. LHSBLOCA, caso base. Caudal de rotura vs caudal de inyección . . . . . . 315 3.47. LHSBLOCA, caso base. RVLIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 315 3.48. LHSBLOCA, caso base. Temperatura en el núcleo . . . . . . . . . . . . . . 316 3.49. LHSBLOCA, sensibilidad a la despresurización mediante las PORVs. Presión en el presionador (Pa) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 318 3.50. LHSBLOCA, sensibilidad a la despresurización mediante las PORVs. Nivel en el presionador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 319 3.51. LHSBLOCA, sensibilidad a la despresurización mediante las PORVs. Caudales de inyección (1/3) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 319 3.52. LHSBLOCA, sensibilidad al disparo de las RCPs. Presión en el presionador (Pa) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 320 3.53. LHSBLOCA, sensibilidad al disparo de las RCPs. Temperatura del núcleo. 320 3.54. LHSBLOCA, sensibilidad a despresurización del secundario. Presión en el presionador (Pa) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 321 3.55. LHSBLOCA, sensibilidad a despresurización del secundario. Caudal de inyección (1/3) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 321. xix.

(26) Índice de figuras. 3.56. LHSBLOCA, sensibilidad a las acciones del operador. Presión en el presionador (Pa). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 322 3.57. LHSBLOCA, sensibilidad al caudal de IS. Presión en el presionador (Pa). . 322 3.58. LHSBLOCA, sensibilidad al caudal de IS. RVLIS . . . . . . . . . . . . . . 323 3.59. LHSBLOCA, sensibilidad al caudal de IS. Temperatura en el núcleo.. . . . 323. 3.60. Comparación entre UH y LH SBLOCA. Presión en el presionador (Pa) . . 325 3.61. Comparación entre UH y LH SBLOCA. Caudal en la rotura vs caudal de inyección . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 326 3.62. Comparación entre UH y LH SBLOCA. Nivel en el presionador . . . . . . 326 3.63. Comparación entre UH y LH SBLOCA. RVLIS . . . . . . . . . . . . . . . 327 3.64. Comparación entre UH y LH SBLOCA. Temperatura en el núcleo. . . . . . 327 3.65. Diferentes modelos del tubo roto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 330 3.66. SGTR caso base. Caudales para cada modelo de tubo roto (valve 1 es la válvula que conecta el secundario con la parte del tubo roto de menor longitud y valve 2 con la de mayor longitud) . . . . . . . . . . . . . . . . . 332 3.67. SGTR caso base. Caudales para las diferentes opciones de caudal crı́tico y caı́das de presión . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 333 3.68. SGTR caso base con TRACE. Presiones de primario y secundario . . . . . 338 3.69. SGTR caso base con TRACE. Nivel del presionador . . . . . . . . . . . . . 339 3.70. SGTR caso base con TRACE. Caudales para ambas válvulas de rotura (valve 1 es la válvula que conecta el secundario con la parte del tubo roto de menor longitud y valve 2 con la de mayor longitud) . . . . . . . . . . . 340 3.71. SGTR. Primera simulación con MAAP. Presión en RCS y SGs.. . . . . . . 348. 3.72. SGTR. Primera simulación con MAAP. Caudal de AFW. . . . . . . . . . . 348 3.73. SGTR. Primera simulación con MAAP. Nivel de SGs y PZR. . . . . . . . . 349 3.74. SGTR. Primera simulación con MAAP. Caudal de vapor por las RV de los SG. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 349 3.75. SGTR. Primera simulación con MAAP. Temperatura media del lı́quido en RCS y temperatura de saturación. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 350 3.76. SGTR. Primera simulación con MAAP. Temperatura de los SGs. . . . . . . 350 3.77. SGTR. Primera simulación con MAAP. Grado de subenfriamiento. . . . . . 351 3.78. Caudal de agua a través de SGTR y de SI a ramas frı́as. . . . . . . . . . . 351 3.79. Masa de agua del RCS excluyendo el PZR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 352 3.80. Activación de los calentadores del PZR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 352 3.81. Apertura manual de las PORV de los SG y PZR. . . . . . . . . . . . . . . 353 3.82. Temperatura de vaina y núcleo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 353. xx.

(27) Índice de figuras. 3.83. SGTR caso base con MAAP. Presión en RCS y SGs. . . . . . . . . . . . . 359 3.84. SGTR caso base con MAAP. Caudal de AFW. . . . . . . . . . . . . . . . . 359 3.85. SGTR caso base con MAAP. Nivel de SGs y PZR. . . . . . . . . . . . . . . 360 3.86. SGTR caso base con MAAP. Caudal de vapor por las RV de los SG. . . . . 360 3.87. SGTR caso base con MAAP. Temperatura de SGs. . . . . . . . . . . . . . 361 3.88. SGTR caso base con MAAP. Subenfriamiento. . . . . . . . . . . . . . . . . 361 3.89. SGTR caso base con MAAP. Caudal en la rotura y de la HPSI . . . . . . . 362 3.90. SGTR caso base con MAAP. Masa de agua del RCS excluyendo el PZR. . 362 3.91. SGTR caso base con MAAP. Apertura manual de las PORV de los SG y PZR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 363 3.92. SGTR caso base con MAAP. Temperatura en vaina. . . . . . . . . . . . . . 364 3.93. Estructura de cálculo en RADTRAD de un SGTR . . . . . . . . . . . . . . 367 3.94. Diagrama del programa RADTRAD 3.03 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 368 4.1. Caso sin acciones del operador: Presión en el RCS, en el SG afectado y en los SG intactos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 381 4.2. Caso sin acciones del operador: Caudal integrado en la rotura. (valve 1 es la válvula que conecta el secundario con la parte del tubo roto de menor longitud y valve 2 con la de mayor longitud) . . . . . . . . . . . . . . . . . 382 4.3. Caso sin acciones del operador: Caudal a la atmósfera por la PORV del SG afectado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 382 4.4. Comparación de las dosis al tiroides en el lı́mite de exclusión con distintas hipótesis de simulación para el caso sin acciones del operador durante los primeros 30 min . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 384 4.5. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al aislar dicho SG: Presión en el RCS, en el SG afectado y en los SG intactos . . . . 386 4.6. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al aislar dicho SG: Caudal por la rotura . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 387 4.7. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al aislar dicho SG: Temperatura de salida del núcleo vs temperatura de saturación del SG dañado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 387 4.8. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al aislar dicho SG. Casos 1 a 3: Caudal a la atmósfera por la PORV del SG afectado 388 4.9. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al aislar dicho SG. Casos 1 a 3: Caudal integrado a la atmósfera por la PORV del SG afectado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 388 4.10. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al SCRAM: Presión en el RCS, en el SG afectado y en los SG intactos . . . . . . . . . 390. xxi.

(28) Índice de figuras. 4.11. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al SCRAM: caudal por las PORV de los SG . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 390 4.12. SGTR. Caso base con fallo al cierre de la PORV del SG afectado al SCRAM: Nivel de rango estrecho en el SG dañado implentando la despresurización (SD) o sin implementarla . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 391 4.13. SGTR. Caso base con fallo de la instrumentación del SG afectado: Presión en el RCS, en el SG afectado y en los SG intactos para los casos 5A y 5B . 393 4.14. SGTR. Caso base con fallo de la instrumentación del SG afectado: Nivel de instrumentación y nivel real en el SG afectado para los casos 5A y 5B . 393 4.15. SGTR. Dosis en TRACE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 396 4.16. SGTR. Resultados de las dosis calculadas en y los dominios de daño asociados a cada uno de los casos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 397 4.17. Gestión del cierre de la PORV del SG dañado con los EOP E-3 y E-2 si el fallo al cierre se produce al aislar el SG dañado. . . . . . . . . . . . . . . . 399 4.18. Árbol de sucesos de SGTR para CN1 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 406 4.19. Árbol de sucesos de SGTR para CN2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 407 4.20. Árbol de sucesos de SGTR para CN3 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 408 4.21. Árbol de sucesos de SGTR para CN4 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 409 4.22. Árbol de sucesos genérico para SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 413 4.23. Esquema del POE E-0 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 421 4.24. Esquema del POE E-3 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 422 4.25. Esquema del POE ECA-3.1 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 423 4.26. Esquema del POE ECA-3.2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 424 4.27. Árbol de estado F.0.2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 425 4.28. Esquema del POE FR-C.1 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 426 4.29. Esquema del POE FR-C.2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 427 4.30. Árbol de sucesos genérico para SGTR con POEs . . . . . . . . . . . . . . . 428 4.31. Árbol de sucesos genérico modificado con POEs . . . . . . . . . . . . . . . 434 4.32. Esquema del árbol de sucesos genérico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 438 4.33. Árbol de sucesos genérico simplificado para realización del DET . . . . . . 442 4.34. Árbol de sucesos dinámico (DET) con las consecuencias en términos de PCT máxima . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 446 4.35. Presión del RCS para las secuencias 0/1H del DET . . . . . . . . . . . . . 447 4.36. Nivel del PZR para las secuencias 0/1H del DET . . . . . . . . . . . . . . 447 4.37. Caudal integrado por la rotura para las secuencias 0/1H del DET . . . . . 448. xxii.

(29) Índice de figuras. 4.38. Caudal integrado por la PORv del SG dañado para las secuencias 0/1H del DET . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 448 4.39. Árbol de sucesos dinámico (DET) con las consecuencias en términos de dosis y en términos de PCT máxima . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 452 4.40. Consecuencias con respecto al daño al núcleo del dominio de daño DD1 del DET . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 454 4.41. Consecuencias radiológicas del dominio de daño DD1 del DET (dosis al tiroides con CIS en el EAB a las 2 h) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 455 A.1. Esquema del POE-E3 (1/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 463 A.2. Esquema del POE-E3 (2/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 464 A.3. Esquema del POE-E3 (3/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 465 A.4. Esquema del POE-E3 (4/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 466 A.5. Esquema del POE-E3 (5/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 467 A.6. Esquema del POE-E3 (6/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 468 A.7. Esquema del POE-E3 (7/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 469 A.8. Esquema del POE-E3 (8/8) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 470 A.9. Esquema del POE-ECA-3.1 (1/5) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 471 A.10.Esquema del POE-ECA-3.1 (2/5) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 472 A.11.Esquema del POE-ECA-3.1 (3/5) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 473 A.12.Esquema del POE-ECA-3.1 (4/5) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 474 A.13.Esquema del POE-ECA-3.1 (5/5) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 475 A.14.Esquema del POE-FR-C.1 (1/2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 476 A.15.Esquema del POE-FR-C.1 (2/2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 477 A.16.Esquema del POE-FR-C.2 (1/2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 478 A.17.Esquema del POE-FR-C.2 (2/2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 479. xxiii.

(30) Índice de tablas 2.1. Evolución de los Generadores de Vapor Westinghouse, [108] . . . . . . . . . 25 2.2. Evolución de los Generadores de Siemens-KWU, [108] . . . . . . . . . . . . 30 2.3. Evolución de los Generadores de Vapor VVER, [108] . . . . . . . . . . . . 39 2.4. Evolución de los Generadores de Vapor Babcock & Wilcox, Combustion Engineering y Mitsubishi Heavy Industries, [108] . . . . . . . . . . . . . . . 45 2.5. Tubos taponados hasta Octubre de 1995 en las centrales españolas, [285] y [46]. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78 2.6. Tubos taponados hasta Octubre de 1995 en las centrales españolas, [285] y [46]. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79 2.7. Tubos totales taponados por generador antes de la sustitución, [285], [45] y [46]. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79 2.8. Caracterı́sticas de los generadores de vapor originales en las plantas españolas antes del cambio de los generadores en Ascó y Almaraz, [285], [45] y [46]. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80 2.9. Generadores de vapor actuales en las plantas nacionales, [285], [45] y [46]. . 80 2.10. EOPs relacionados con SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82 2.11. Fases del transitorio . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 84 2.12. Casos reales de SGTR y sus causas, [164] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 102 2.13. Casos reales de SGTR. Secuencia de eventos, [164] . . . . . . . . . . . . . . 103 2.14. Secuencia del SGTR de Point Beach Unit 1 (1975) . . . . . . . . . . . . . . 105 2.15. Secuencia del SGTR de Surry Unit 2 (1976) . . . . . . . . . . . . . . . . . 108 2.16. Secuencia del SGTR de Doel Unit 2 (1979) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 112 2.17. Secuencia del SGTR de Doel Unit 2 (1979) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 114 2.18. Secuencia del SGTR de Ginna NPP(1982) (1/2) . . . . . . . . . . . . . . . 119 2.19. Secuencia del SGTR de Ginna NPP(1982) (2/2) . . . . . . . . . . . . . . . 120 2.20. Secuencia del SGTR de Fort Calhoun (1984) . . . . . . . . . . . . . . . . . 121 2.21. Secuencia del SGTR de North Anna I (1987) . . . . . . . . . . . . . . . . . 126 2.22. Secuencia del SGTR de McGuire (1989) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 129.

(31) Índice de tablas. 2.23. Secuencia del SGTR de Mihama Unit 2 (1991) . . . . . . . . . . . . . . . . 131 2.24. Secuencia del SGTR de Palo Verde Unit 2 (1993) . . . . . . . . . . . . . . 132 2.25. Secuencia del SGTR de Indian Point Unit 2 (2000) . . . . . . . . . . . . . 136 2.26. Análisis de simulación de SGTR sin accidente severo (1/2) . . . . . . . . . 141 2.27. Análisis de simulación de SGTR sin accidente severo (2/2) . . . . . . . . . 142 2.28. Experimentos de SGTR sin accidente severo . . . . . . . . . . . . . . . . . 143 2.29. Experimentos de SGTR en la instalación Semiscale . . . . . . . . . . . . . 145 2.30. Experimentos de SGTR en la instalación ROSA . . . . . . . . . . . . . . . 161 2.31. Tiempos promedio de simulación de un SGTR de cuatro plantas Westinghouse para el caso clásico de FSAR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 195 2.32. Promedio de masas de inventario descargado desde distintos orı́genes a distintos destinos entre los casos de simulación de cuatro centrales PWRW con respecto a los tiempos de simulación . . . . . . . . . . . . . . . . . 195 2.33. Diferencias entre las dos metodologı́as vigentes de cálculo dosimétrico . . . 199 2.34. Composición de radionucleidos para ambas metodologı́as . . . . . . . . . . 199 2.35. Fracción emitida en función del Inventario del Núcleo para ambas metodologı́as . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 199 2.36. Lı́mites de dosis EAB y LPZ de la RG 1.195 . . . . . . . . . . . . . . . . . 200 2.37. Lı́mite de dosis EAB y LPZ de la RG 1.183 . . . . . . . . . . . . . . . . . 201 2.38. Dosis de cuerpo entero y dosis al tiroides promedio de cuatro centrales PWR-W, pico de Iodo coincidente (CIS) y pico de Iodo previo (PIS) . . . . 202 2.39. Comparación de los parámetros iniciales e hipótesis de las diferentes metodologı́as analizadas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 204 2.40. Comparación de los parámetros iniciales e hipótesis de las diferentes metodologı́as analizadas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 205 2.41. Recomendaciones de cambio del SRP contenidas en el memorandum Resolution of GI 67.5.1, Reassessment of SGTR Radiological Consequences de 1994, [93] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 210 2.42. Condiciones iniciales de los parámetros del análisis de overfill según la metodologı́a del PWROG, [187] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 217 2.43. Tiempos de realización de las acciones manuales en los diferentes cálculos de MTO bajo la metodologı́a del PWROG . . . . . . . . . . . . . . . . . . 219 2.44. Secuencia de eventos en los diferentes cálculos de MTO bajo la metodologı́a del PWROG . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 220 2.45. Resultados obtenidos en el cálculo de margen de llenado (MTO) para varias centrales americanas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 223 2.46. Secuencia de eventos en los diferentes cálculos de dosis al exterior en un SGTR bajo la metodologı́a del PWROG . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 226 xxv.

(32) Índice de tablas. 2.47. Resultados obtenidos en el cálculo de dosis al exterior para varias centrales americanas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 227 2.48. Tiempos de realización de las acciones manuales según la metodologı́a de KGEC comparados con los tiempos empleados en la simulación bajo la metodologı́a del PWROG . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 230 2.49. Secuencia de eventos del cálculo de SGTR con llenado del SG dañado para Callaway NPP y Watts Bar NPP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 231 2.50. Secuencia de eventos del cálculo de SGTR sin llenado del SG dañado para Callaway NPP y Watts Bar NPP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 232 2.51. Secuencia de eventos para el cálculo de dosis al exterior para la central de St. Lucie según la metodologı́a de AREVA . . . . . . . . . . . . . . . . . . 233 2.52. Análisis de la dosis final de seguridad de un reactor EPR, Tabla 15.0-12 de [16] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 242 2.53. Análisis de la dosis final de seguridad de un reactor AP1000, [297]. . . . . 245. 2.54. Comparación de las metodologı́as de análsis de SGTR de distintos paı́ses (1/2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 248 2.55. Comparación de las metodologı́as de análisis de SGTR de distintos paı́ses (2/2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 249 3.1. Secuencia de eventos del transitorio de disparo de bomba . . . . . . . . . . 265 3.2. Comparación entre las condiciones de estado estacionario de Almaraz I NPP y el modelo de TRACE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 267 3.3. Secuencia de eventos en el transitorio de disparo de una RCP . . . . . . . . 269 3.4. Test de SBLOCA en cabeza de vasija realizados en el LSTF. . . . . . . . . 286 3.5. Test de SBLOCA en cabeza de vasija realizados en el LSTF. . . . . . . . . 286 3.6. Relación entre la temperatura de vaina y de los CETs para varios test experimentales del LSTF. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 287 3.7. Casos de sensibilidad ejecutados en UHSBLOCA y LHSBLOCA . . . . . . 292 3.8. Impacto de los casos de sensibilidad sobre los casos de UHSBLOCA . . . . 304 3.9. Impacto de los casos de sensibilidad sobre los casos de LHSBLOCA . . . . 324 3.10. Caudales máximos aproximados de varias simulaciones de SGTR de FSAR 332 3.11. Tiempos de operación de casos reales y de simulador para SGTR . . . . . . 334 3.12. Tiempos de operación en los casos de simulación de SGTR procedentes de informes públicos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 335 3.13. Tiempos de acción del operador elegidos para la simulación del caso base de SGTR con el modelo de Almaraz NPP de TRACE . . . . . . . . . . . . 335 3.14. Secuencia de los principales eventos de la simulación del caso base con TRACE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 337. xxvi.

(33) Índice de tablas. 3.15. Principales eventos en la secuencia de SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . 346 3.16. Tiempos obtenidos en la simulación(tSGT R =100s) . . . . . . . . . . . . . . 347 3.17. Mejoras en la secuencia de SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 354 3.18. Tiempos de realización de los principales eventos de la simulación del caso base con MAAP, (tSGT R =100s) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 357 3.19. Principales eventos en la secuencia de SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . 358 3.20. Parámetros usados en el análisis de SGTR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 371 3.21. Lı́mites de dosis para EAB y LPZ de la RG 1.195, [213] . . . . . . . . . . . 372 3.22. Valores parciales de los distintos casos para pico de Iodo previo (PIS) . . . 372 3.23. Valores parciales de los distintos casos para pico de Iodo coincidente (CIS). 373 3.24. Comparativa de dosis para lı́mite de exclusión (EAB) . . . . . . . . . . . . 373 3.25. Comparativa de dosis para zona de baja población (LPZ) . . . . . . . . . . 374 4.1. POEs relacionados con SGTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 420 4.2. Secuencias y pasos del POE para el árbol de sucesos genérico . . . . . . . . 432 4.3. Transiciones del árbol de sucesos genérico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 433 4.4. Tabla de no apertura de secuencias del árbol de sucesos genérico . . . . . . 437 4.5. Acciones humanas contempladas y sus tiempos de actuación . . . . . . . . 440 4.6. Principales resultados de las secuencias del DET (1/2) . . . . . . . . . . . 444 4.7. Principales resultados de las secuencias del DET (2/2). En negrita aquellos casos que van a daño al núcleo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 445 4.8. Dosis al tiroides en Sv y con respecto al lı́mite de aceptación de la RG 1.195 (0.3 Sv). EAB (2 h) y LPZ (8 h). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 451. xxvii.

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(35) Capı́tulo 1 Introducción.

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(37) Capı́tulo 1. Introducción. 1.1.. Planteamiento y antecedentes. El análisis del riesgo asociado al accidente de rotura de tubos (Steam Generator Tube Rupture) de un reactor nuclear de agua a presión (Pressurized Water Reactor, PWR) ha sido objeto de discusión desde la realización de los primeros análisis finales de seguridad (Final Safety Assessment Report, FSAR), dada la naturaleza única de este tipo de accidente con pérdida de refrigerante (Loss of Coolant Accident, LOCA). Un SGTR puede llevar a liberaciones de isótopos radiactivos a la atmósfera sin necesidad de fallo de la contención, vı́a las válvulas de alivio o de seguridad del generador de vapor afectado por la rotura. Esa es por tanto, la razón por la cual el SGTR ha sido tratado históricamente como un accidente especial, pues siendo un LOCA, no se analiza en el FSAR desde el punto de vista del potencial daño al combustible que pudiese derivarse de dicho suceso, sino las dosis al exterior en caso de SGTR. En caso de un SGTR en un PWR, el inventario del primario que se fuga por la rotura al secundario provoca una bajada de presión en el primario y un aumento de ésta en el secundario. Dicha bajada está acompañada de una bajada de nivel del PZR, que se intenta controlar con una energización de todos los calentadores y un aumento del caudal de ducha. Inmediatamente también se detecta alta radiación en el secundario, a través de la extracción de gases del condensador y la purga del generador de vapor. Normalmente, el operador diagnostica el evento antes del disparo del reactor, pudiendo comenzar a tomar acciones previas al disparo. Unos cuatro minutos después de la rotura se produce el disparo del reactor, y seguidamente la señal de inyección de seguridad, que actúa el HPIS. En ese momento el operador detecta el SG afectado por un mayor incremento del nivel y alta radiación en la linea de vapor y procede a aislarlo. Una vez aislado, el caudal de la rotura se llega a compensar con el del HPIS, llegando a un equilibrio. Partiendo de este equilibrio, el operador enfrı́a el primario por despresurización del secundario mediante el alivio al condensador o, si no es suficiente, mediante las válvulas de alivio de los SG no afectados. Después de esta acción, se despresuriza el primario con la ducha o, si no es suficiente, mediante la apertura de PORVs del PZR hasta igualar las presiones entre el primario y el secundario. Una vez igualadas las presiones y por tanto, minimizado el caudal de fuga, se gestiona la central para su refrigeración hasta condiciones de parada frı́a mediante el RHR. Por tanto, el otro aspecto que hace que el SGTR sea distinto a otros LOCA es la cantidad de acciones humanas necesarias para llevar el reactor hasta condiciones de parada frı́a. Son varios los Procedimientos de Operación de Emergencia (Emergency Operating Procedures, EOPs) que se utilizan durante la gestión de dicho accidente. Una vez que el reactor ha disparado, pocos minutos después de la rotura del tubo, los operadores comienzan a ejecutar el EOP E-0 Disparo del reactor o inyección de seguridad desde el paso 1. En los pasos 21, 25 y 29 (el orden de los pasos depende de la planta en concreto) se manda al operador al EOP E-3 Rotura de tubos en un generador de vapor en caso de haber detectado sı́ntomas claros de un suceso SGTR, como alta radiación en las lı́neas de vapor o en el condensador. Una vez en el EOP E-3, si todo sucede correctamente, se finaliza en alguno de los procedimientos de que se encargan de la gestión de la refrigeración a más. 3.

(38) Capı́tulo 1. Introducción. largo plazo, como los ES-3.1, ES-3.2 o ES-3.3. Si no ha sido posible realizar alguna de las acciones esperadas durante el SGTR, como por ejemplo la despresurización del primario, existe otra clase de procedimientos llamados ECA (Emergency Contingency Action) que son los encargados de resolver ese tipo de eventualidades. A pesar de haber sido estudiado profusa y profundamente, el establecimiento de hipótesis para el análisis del SGTR en el FSAR no es una cuestión trivial, dada la complejidad del transitorio y la necesidad de actuación intensiva del operador para llevar la planta a condiciones de parada frı́a.. 1.1.1.. La metodologı́a determinista de seguridad y el SGTR. En los primeros FSAR, se tomó como criterio de fallo único la inacción del grupo de operación durante los primeros 30 min del transitorio, suponiendo la finalización del caudal de rotura por igualación de presiones en el minuto 30, [291]. Esta hipótesis estaba basada en la idea que los operadores eran capaces de realizar las acciones necesarias para la igualación de presiones en menos de 30 minutos, por tanto lo más conservador era suponer que lo realizaban en el minuto 30. Posteriormente al establecimiento de dicha hipótesis, los casos reales de SGTR acaecidos desde 1975 demostraron que ningún grupo de operación habı́a sido capaz de finalizar el caudal de rotura en un SGTR en menos de 30 min, [164]. El caso más impactante para la opinión pública y la industria nuclear fue el caso de la central nuclear de Ginna en 1982. Pese a contar ya con los actuales EOP, desarrollados después de TMI, la gestión del SGTR fue extraordinariamente compleja y la finalización de la rotura no se produjo hasta las 3 h. Además, el SG afectado se llenó completamente hasta liberar inventario lı́quido por la válvula de alivio, hipótesis que no habı́a sido incluida en los FSAR con anterioridad. Afortunadamente, el suceso de Ginna no produjo consecuencias en la población, al no ser excesiva la dosis al exterior. Después de dicho SGTR de Ginna, la NRC comenzó a requerir en las licencias de operación de las nuevas plantas que los dueños de las mismas demostrasen que el SGTR incluido en su FSAR era el más severo en términos de dosis al exterior, como se puede ver en la correspondencia de la NRC con Catawba en 1986, [199]. Para consensuar una respuesta común, 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 metodologı́a de análisis del SGTR, [142]. Esa metodologı́a está recogida en el WCAP-10698 SGTR Analysis Methodology to Determine 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 metodologı́a se proponı́a la realización de dos cálculos distintos. Primeramente se realizaba un cálculo del margen hasta el llenado del SG afectado (Margin To Overfill, MTO) en caso de SGTR bajo las hipótesis más conservadoras. Si ese cálculo concluı́a que el MTO era suficiente, se realizaba un segundo cálculo que evaluaba las dosis al exterior en un SGTR.. 4.

(39) Capı́tulo 1. Introducción. Habı́a dos novedades importantes con respecto a la anterior metodologı́a (desde ahora llamada metodologı́a clásica de FSAR): el hecho de que los operadores pudiesen intervenir desde el comienzo del SGTR, por una parte, y que el criterio de fallo único estuviese vinculado a la malfunción de sistemas de la planta, por otra parte. La elección del criterio de fallo único para cada cálculo es especı́fico de cada planta. No obstante, para la mayorı́a de las plantas, el criterio de fallo único para el cálculo de MTO era la malfunción del agua de alimentación auxiliar y para el cálculo de dosis al exterior era el fallo abierto de la válvula de alivio (PORV) del SG dañado al realizar su aislamiento con su posterior cierre local después de varios minutos, [177]. La determinación del tiempo en que los operadores consiguen cerrar de forma local la PORV del SG dañado era (y es) muy especı́fico de cada planta, al estar basado en la disposición fı́sica de la misma, véase 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 determinación de los tiempos en los que los operadores realizaban las operaciones necesarias era vı́a 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 único. El uso de la nueva metodologı́a no fue ni ha sido requerido por la NRC para plantas cuya licencia de operación fuese anterior a 1982, excepto la propia central de Ginna, [174] y [252]. Hay al menos una metodologı́a alternativa a la del PWROG en los EEUU, que fue desarrollada por Kansas Gas & Electric Company (KGEC), dueña de Wolf Creek y Callaway, las plantas con diseño SNUPPS (Standardized Nuclear Unit Power Plant System). En esta metodologı́a, no se realizaba cálculo de MTO, sino que se realizaban dos casos de cálculo de dosis al exterior basados en distintos criterios de fallo único, [309]. El primero cálculo suponı́a el fallo abierto de la PORV del SG dañado consecutiva al SCRAM y su posterior cierre local después de 20 minutos. El segundo cálculo suponı́a el llenado completo del SG dañado por malfunción del AFW, fallando al cierre la PORV del SG dañado en caso de liberación de inventario lı́quido. Paı́ses europeos como Bélgica, Gran Bretaña, Alemania y Francia desarrollaron otras metodologı́as alternativas a la clásica del FSAR después de los primeros sucesos reales de SGTR, [60]. El fallo en abierto de la PORV del SG dañado, se contempla como fallo único en las metodologı́as belga, francesa y británica. También se contempla el cálculo 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 metodologı́as alemana, francesa y británica. Para el caso francés, el SGTR de un solo tubo es considerado como un evento frecuente y por tanto está clasificado como transitorio de Condición III y sujeto a sus lı́mites de dosis más restrictivos, [154]. El MSLB con SGTR y el SGTR de múltiples tubos sin embargo es clasificado como eventos de Condición IV al considerarse menos frecuentes. En el caso belga, el SGTR se reclasificó como Condición III en 1989 al considerarse más frecuente de lo inicialmente establecido, pasando a ser de nuevo de Condición IV en 2006 al haber sustituido todos los SG en las plantas belgas y al haber mejorado las técnicas de inspección, [227]. Existen otras metodologı́as, pero para otro tipo de reactores, como la realizada para 5.

(40) Capı́tulo 1. Introducción. plantas CE por AREVA, como se puede ver en el cálculo de SGTR de St. Lucie, [13]. Para los reactores de Generación III y III+ también se han aplicado metodologı́as más avanzadas que la clásica de FSAR. Tanto para el AP1000 como para el EPR en el FSAR de EEUU se realiza un cálculo de MTO y un cálculo de dosis al exterior, [297] y [16]. En ambos casos, el fallo único escogido para el cálculo de dosis al exterior es el fallo abierto de la PORV del SG dañado, como en la mayorı́a de las metodologı́as anteriormente descritas.. 1.1.2.. La metodologı́a probabilista de seguridad y el SGTR. El accidente de SGTR desde el punto de vista de APS se trata como todos los accidentes, es decir, evaluando su contribución en la frecuencia de daño al núcleo (Core Damage Frequency, CDF). En el primer APS de Surry del NUREG-1150, [206] , primer APS de referencia de las plantas PWR-W tres lazos, el SGTR tenı́a un valor de CDF de 1.8E-6, siendo el CDF total de 4.0E-5. Por tanto, representaba el 4 % del CDF, siendo el SBO el tipo de secuencia más relevante con un 55 % del CDF. En el análisis de fiabilidad humana del APS de Surry, [25], se postula como éxito la intervención del operador si la despresurización del secundario comienza a los 15 min del inicio del SGTR, para poder llegar a la igualación de presiones en 40 min y prevenir la sobre presurización del SG dañado que llevarı́a la apertura de la PORV. Se estima que en caso de fallar la despresurización y la reducción de HPIS, el SG se llena por completo y la PORV del SG dañado libera inventario lı́quido. Se considera además que dicha PORV del SG dañado falla abierta en ese caso. Por tanto, dentro de este primer ET de SGTR detallado del que se tiene constancia, ya se incluı́an muchas de las consideraciones que se habı́an estudiado para el análisis del SGTR en los FSAR: el llenado del SG dañado, el fallo abierto de la PORV, etc.. 1.1.3.. Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR. La introducción de la metodologı́a probabilista supuso un avance frente a la metodologı́a determinista en el análisis del SGTR en muchos aspectos, como la consideración del fallo de acciones humanas o los fallos múltiples en el desarrollo de los accidentes. No obstante, como es bien sabido, la aparición de los APS no supuso la extinción de los análisis deterministas, ya que los organismos reguladores han decidido que deben combinarse ambos métodos en una metodologı́a que recibe el nombre de Regulación Informada por el Riesgo (RIR). En el caso concreto del SGTR, el FSAR evalúa exclusivamente las consecuencias radiológicas del accidente y el APS la frecuencia de daño al núcleo, siendo por tanto dos visiones complementarias pero no compenetradas, al usar hipótesis y tener objetivos muy distintos. Pese a su gran utilidad para la evaluación de la seguridad de los reactores nucleares, el APS cuenta con ciertas limitaciones técnicas históricas, que se agravan para el caso de una secuencia con tantas acciones humanas como el SGTR: En el APS no se consideran los eventos dinámicos: se calculan las probabilidades de daño, sin tener en cuenta que este se genera por combinación de estados de la planta 6.

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