La actividad reguladora requiere que la supervisión de la operación de las centrales se realice desde una posición independiente. Para ello es conveniente que el organismo regulador desarrolle sus propias herramientas y metodologías. En el contexto del Análisis Probabilista de Seguridad (APS), aun cuando los análisis realizados por las centrales son sometidos a revisión por pares y/o del propio organismo regulador, es muy difícil manejar la gran cantidad de hipótesis que hay detrás de los modelos. Por este motivo, el desarrollo de un modelo de APS propio para el uso regulador mejora el conocimiento de los riesgos de las plantas y puede ser visto como una mejora de la práctica reguladora. El CSN, en colaboración con la UPM, ha desarrollado su propio modelo estandarizado (SPAR-CSN) para una central genérica de diseño PWR-WEC de 3 lazos. Este documento presenta una descripción general de dicho modelo y resume los primeros resultados obtenidos a partir de su cuantificación.  Texto: César Queral, Carlos París, Marcos Cabezas, Sergio Courtín, Alberto García y Julia Herrero | Universidad Politécnica de Madrid (UPM)  Enrique Meléndez, Miguel Sánchez | Consejo de Seguridad Nuclear (CSN)

El modelo genérico estandarizado de Análisis Probabilista de Seguridad (APS) desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear y la Universidad Politécnica de Madrid es fruto del estudio y comparación tanto de los APS propios de las centrales españolas como de otros modelos SPAR de la Nuclear Regulatory Commission de Estados Unidos (USNRC) de centrales análogas. El objetivo es que el modelo genérico SPAR-CSN sirva como base estándar para la elaboración de los modelos SPAR-CSN específicos de las centrales españolas y en él se establecen  un conjunto de hipótesis y técnicas de modelización estandarizadas comunes, excluyendo todas las posibles particularidades operativas y de diseño específicas de cada central. 

Descripción del proyecto. El objetivo del trabajo de colaboración ha consistido en desarrollar un modelo de APS de una central nuclear española de diseño PWR Westinghouse, que sirva como estándar para los modelos del resto de centrales. El alcance que se pretende alcanzar debe ser comparable a los modelos SPAR (Standardized Plants Analysis Risk) utilizados por la USNRC para sus análisis de riesgo. Estos modelos SPARCSN han de permitir:

a. Entender mejor los principales factores de riesgo de las centrales nucleares españolas.

b. Contribuir a determinar las prioridades en las labores de inspección y revisión de las centrales españolas a través del análisis de importancia de sistemas y componentes.

c. Servir de herramienta para el análisis de los incidentes ocurridos en las centrales españolas para determinar la cercanía de un escenario de daño al núcleo, en el denominado análisis de precursores de accidente.

d. Contribuir a la valoración de los hallazgos de las inspecciones del Sistema Integrado de Supervisión de las Centrales del CSN (SISC). 

Estos objetivos de alto nivel se han desgranado en diversos bloques de tareas:

Bloque 1. Elaboración de un procedimiento para especificar el estándar de modelación en base a la comparación de los modelos de APS específicos de las centrales españolas PWR W3, y a los modelos SPAR de la USNRC. 

Bloque 2. Puesta a punto en RISKSPECTRUM de un modelo estandarizado de APS de una central española con alcance similar al de los modelos SPAR de la USNRC.

Bloque 3. Validación y Verificación (V&V) del modelo obtenido. 

Bloque 4. Edición de manuales e implantación final. 

Bloque 5. Estudio de la viabilidad de integrar el modelo estandarizado en el Sistema de Información de APS (SIAPS) del CSN. 

Bloque 6. Organización de actividades de formación del personal del CSN.

Bloque 7. Estimación de los recursos necesarios para elaborar los modelos de las restantes centrales nucleares españolas, incluyendo en la estimación la tecnología BWR (CN Cofrentes) y KWU (CN Trillo). 

La metodología creada e implementada, basada en la comparación de los distintos modelos de APS de las centrales, consiste en los siguientes pasos:

1. Comparación de árboles de sucesos (ET), secuencias de éxito y daño y criterios de éxito de cada cabecero entre los modelos de APS de las centrales españolas, de los modelos SPAR-NRC y de otros modelos.

2. Propuesta preliminar de ET estandarizados y de criterios de éxito de sus cabeceros.

3. Comparación de la descripción, análisis funcional de cada sistema de seguridad considerado en los diferentes modelos, de las hipótesis de modelización (permite obtener una clasificación y discriminación de las diferencias entre los modelos de APS), y de los árboles de fallo (FT) de los sistemas.

4. Propuesta para la estandarización del modelo de FT para cada sistema, incluyendo un diagrama de bloques estandarizado del sistema, nomenclatura común de los equipos y fallos de los sistemas, evaluación y primera propuesta de hipótesis y técnicas de modelización, evaluación de acciones humanas y de condiciones de operación aplicables.

5. Comparación de las acciones humanas (tipo 3/5) incluidas en cada ET de los modelos de APS analizados e identificación de los POE relacionados con las secuencias.

6. Propuesta de acciones humanas para cada ET, incluyendo la cuantificación de su probabilidad de fallo mediante la metodología SPAR-H usada por la NRC en sus modelos estandarizados, relacionándolas con las secuencias y los POE aplicables.

7. Comparación de las bases de datos usadas en los modelos de APS analizados.

8. Propuesta de bases de datos genéricas a utilizar para los FT y la frecuencia de iniciadores.

9. Implementación de los ET y FT en el modelo SPAR-CSN de RiskSpectrum.

10. Verificación del modelo SPAR-CSN a través de una comparación de alto nivel del perfil de riesgo de la planta. 

Descripción del modelo genérico SPAR-CSN

Esta sección presenta una descripción de alto nivel del modelo genérico SPARCSN. Hay que tener en cuenta que, como se mencionó en la sección 1, el modelo genérico SPAR-CSN ha sido diseñado como una base estándar a partir de la cual se desarrollarán los modelos específicos de las centrales españolas de diseño PWR-WEC de 3 lazos. Por este motivo, tanto las hipótesis de modelización como los diagramas de los sistemas de seguridad del modelo genérico han sido elegidos para ser representativos de una central típica, dejando los detalles de diseño y las características operacionales de las centrales para los modelos específicos. En los siguientes párrafos se describen los distintos aspectos del modelo genérico SPAR-CSN. 

—Árboles de sucesos (ET)

Esta sección resume el alcance del modelo SPAR-CSN genérico en relación con la delineación de árboles de sucesos. En su versión actual, el modelo incluye 14 ET principales.

Algunas de las principales hipótesis consideradas para la delineación de secuencias son:

. El tiempo de misión para las diferentes estrategias de mitigación de accidentes es 24 horas.  

. Pasado ese tiempo, la situación de la planta será o bien daño al núcleo (consecuencia CD) o bien un estado estable y seguro (Safe Stable State, consecuencia S).

. Se ha seguido la definición de un estado estable y seguro del NUREG2122: “condition of the reactor in which the necessary safety functions are achieved”. 

En la Figura 1 se presenta el árbol de MBLOCA dentro del modelo SPARCSN genérico como ejemplo de ET.

—Árboles de fallos (FT)

Esta sección resume el alcance de la tarea de árboles de fallos del modelo SPARCSN. En la versión actual, el modelo incluye 18 FT de sistemas de seguridad (Tabla 2, en la página siguiente), con 539 páginas y 1381 sucesos básicos en total.

Algunas de las hipótesis principales consideradas para la construcción de los FT son:

. No se han incluido modelos de fallo en espera de equipos, solamente en misión (24 horas) y a la demanda. Por ejemplo, no se incluyen las situaciones en las que un equipo estuviera fallado antes del suceso iniciador por cualquier circunstancia que no pudiera ser detectada (aunque sí su indisponibilidad por mantenimiento o pruebas); la probabilidad de estos fallos es baja en general.

. Se asocia un único suceso de indisponibilidad por mantenimiento o pruebas a cada tren de cada sistema. Estos sucesos incluyen las contribuciones de todos los equipos cuya indisponibilidad deja el tren correspondiente fuera de servicio. 

. Se incluye una representación de alto nivel del fallo de cada señal de lógica automática (arranques, permisivos, etc.), la cual se compone de la pérdida de alimentación eléctrica y un suceso básico no desarrollado representativo del fallo en la generación de la señal.

. Los fallos de las acciones manuales no incluyen los fallos del equipamiento de sala de control, como paneles, manetas, botones, etc. 

En las Figuras 2 a 4 se muestra un ejemplo de FT correspondiente al sistema de inyección a baja presión (LPSI). El diagrama del sistema se muestra en la Figura 2, donde se indican las localizaciones de la succión y descarga del sistema, así como los equipos más importantes. La Figura 3 muestra el Top Event del FT del LPSI, que corresponde al fallo en la inyección a 1 de 3 ramas frías del primario, en modos inyección y recirculación. Por último, la Figura 4 representa la estructura general del FT del LPSI, indicando las conexiones entre las distintas páginas del FT y las diferentes partes del diagrama del sistema. 

—Fiabilidad Humana (HR)

Respecto al ámbito de la fiabilidad humana, los modelos SPAR-CSN usan la metodología SPAR-H para cuantificar la probabilidad de error de las acciones humanas tipo 3, al igual que los modelos SPAR de la NRC. Sin embargo, a diferencia de estos últimos, los modelos SPAR-CSN incluyen un número de acciones significativamente mayor, hasta 38 en total en la versión actual del modelo genérico. Los tiempos disponibles y requeridos para las acciones humanas se han obtenido a partir de una completa revisión, comparación y evaluación de la documentación de los APS de las plantas españolas. Las probabilidades de los diferentes errores humanos incluidos en el modelo están comprendidas en el rango de 1E-05 a 1E-01 (antes de considerar dependencias entre acciones humanas).

Para comprender y justificar la implementación de las acciones humanas tipo 3, se han identificado los POE involucrados en cada ET del modelo, con los correspondientes pasos clave para la actuación en cada uno de los cabeceros correspondientes.

Por otro lado, se han incluido solamente unos pocos errores humanos tipo 1, específicamente aquellos relacionados con equipos particularmente importantes para la seguridad (por ejemplo, calibración de las válvulas de alivio y seguridad del presionador, calibración de los canales de nivel del tanque de agua de recarga etc.), y no se ha tenido en cuenta ninguna acción humana tipo 5.

Por último, tras incluir todas las acciones humanas en el modelo, se realizó un estudio completo de las posibles dependencias entre ellas siguiendo los siguientes pasos:

1. Se asigna el valor 1 a la probabilidad de todas las acciones humanas tipo 3, para maximizar su contribución en la cuantificación del modelo con RiskSpectrum.

2. Se calcula la frecuencia de daño al núcleo de cada ET, identificando y seleccionando las combinaciones de acciones humanas más importantes entre los conjuntos mínimos de fallos obtenidos para cada ET.

3. Se estudian las combinaciones de acciones humanas seleccionadas en el punto anterior, usando la metodología SPAR-H para determinar el nivel de dependencia entre las acciones.

4. Finalmente, se establece un conjunto de reglas de postproceso en el modelo SPAR-CSN para cambiar el valor de probabilidad condicionada de las acciones dependientes, atendiendo al nivel de dependencia en cada caso.  

Se han analizado 19 combinaciones de dos acciones humanas siguiendo esta metodología, identificando tres combinaciones con dependencia completa (probabilidad condicionada de la acción dependiente puesta a 1), nueve con dependencia alta (probabilidad condicionada de la acción dependiente en torno a 0,5), cuatro con dependencia moderada (probabilidad condicionada de la acción dependiente en torno a 0,14) y tres con dependencia baja (probabilidad condicionada de la acción dependiente en torno a 0,05). Conviene aclarar que no se han encontrado combinaciones estadísticamente significativas de 3 acciones humanas o más.

—Fuentes de datos (DB)

Se han utilizado principalmente dos fuentes públicas de datos genéricos para asignar modelos de cuantificación a los sucesos básicos relacionados con fallos de equipos, indisponibilidad de sistemas y sucesos iniciadores: 

NUREG/CR-6928:

• Unavailability Data Sheets (2015 update): para fallos de equipos.
• Initiating Event Data Sheets (2015 update): para frecuencias de iniciadores.
• Train UA (2015 update): para indisponibilidad de sistema por mantenimiento o pruebas n NUREG/CR-5497:
• CCF parameter estimations (2015 update): para fallos de causa común. 

Además, se han usado otras referencias públicas relacionadas con los modelos SPAR-NRC. 

Primeros resultados del modelo SPAR-CSN

En esta sección se presentan y discuten los principales resultados relacionados con la frecuencia total de daño al núcleo (CDF) del modelo. La Tabla 3 muestra la CDF obtenida a partir del modelo genérico SPARCSN, así como la contribución de cada ET en ella, tanto sin considerar dependencias entre acciones humanas como considerándolas, mientras que la Figura 5 muestra un diagrama de sectores comparando las contribuciones de los diferentes ET. Se pueden resaltar los siguientes aspectos:

El valor de la CDF está en el mismo orden de magnitud que otros modelos SPAR (por ejemplo, un modelo genérico SPAR de la USNRC presenta un valor de CDF de 3,01E-05 1/r·a para una planta PWR de 4 lazos genérica incluyendo dependencias entre acciones humanas, frente al valor de 1,29E-05 1/r·a obtenido por el modelo SPAR-CSN).

La contribución más importante a la CDF proviene del ET de transitorio genérico. Este es un resultado habitual entre los APS de centrales similares. En particular, el MCS más importante consiste en un transitorio genérico con un error humano en el control de nivel de los generadores de vapor, seguido de un error humano en la acción de Feed & Bleed.

La aplicación del análisis de dependencias entre acciones humanas incrementa el valor de la CDF en dos órdenes de magnitud. 

Conclusiones

Las principales conclusiones obtenidas del trabajo realizado en el proyecto SPAR-CSN se resumen a continuación:

• La metodología ideada para el desarrollo de los modelos SPAR-CSN ha demostrado la viabilidad de estandarizar ET, FT y modelación de las acciones humanas entre las distintas plantas españolas estudiadas en este proyecto.
• El proceso de estandarización permite discriminar las diferencias de diseño y operación específicas de cada central que difieran del modelo genérico; se ha puesto especial cuidado en este aspecto en el proyecto SPAR-CSN.
• La metodología ha permitido identificar y gestionar las diferencias entre los distintos modelos de APS de las centrales españolas que pueden ser objeto de estandarización. Estas diferencias involucran ET (por ejemplo, transferencia entre ET, requerimiento de sistemas de seguridad del edificio de contención, clasificación de LOCA por tamaño de rotura), FT (por ejemplo, distribución de modos de funcionamiento de sistemas en los FT, uso de puertas de transferencia, descarte de sucesos imposibles, etc.) e hipótesis de modelización, así como el análisis de fiabilidad humana y bases de datos usadas para las probabilidades de fallos de equipos.
• Todas las diferencias relevantes identificadas, relacionadas ya sea con decisiones de modelización o con hipótesis adoptadas, han sido evaluadas por expertos del CSN, y se ha establecido una base común estándar basada en su experiencia. Además, se han tenido en cuenta los modelos SPAR de la USNRC públicamente disponibles como referencia para establecer el alcance de los modelos SPAR-CSN.
• El valor total de la CDF obtenido a partir del modelo SPAR-CSN genérico en su versión actual, así como los conjuntos mínimos de fallo asociados, están razonablemente de acuerdo con los obtenidos por otros modelos de APS clásicos y SPAR de la USNRC.
• Los próximos pasos del proyecto SAPR-CSN incluyen una comparación más exhaustiva con otros modelos SPAR y con los modelos de APS de las centrales españolas. Los modelos SPAR-CSN, ya en su estado actual, son herramientas útiles para entender y evaluar el riesgo asociado con la operación de las plantas. La construcción estandarizada de estos modelos proporciona un enfoque consistente desde el que evaluar los impactos sobre el riesgo de las plantas individualmente, así como los problemas concernientes a la industria en general. La intención del CSN es que estos modelos contribuyan a una mejor comprensión de los principales factores que contribuyen al riesgo de las centrales españolas y que puedan ser usados como herramientas para las diferentes aplicaciones de APS que están siendo implementadas en la actualidad en el CSN (por ejemplo, análisis de precursores, priorización en inspecciones y labores de supervisión, gestión de hallazgos de inspección, etc.). Con esto en mente, la intención es extender las presentes actividades para cubrir otras plantas españolas y mejorar el modelo en detalle, precisión y amplitud para cubrir las necesidades emergentes del CSN y para reflejar los avances en el estado del arte de la tecnología de APS.