La gestión de vida en las centrales nucleares

La gestión de vida
en las centrales
nucleares
Instituto de Ingenieros de Cataluña
17 Noviembre 2009
Índice
Consideraciones generales
El contexto internacional
El contexto nacional
La metodología
Un caso práctico, la vasija del reactor
Conclusiones
2
Consideraciones generales
Porqué la gestión/extensión de vida de las plantas nucleares es
un tema de actualidad?
La mayor parte de las centrales nucleares actualmente en
operación se arrancaron en los años 70/80, por lo que el fin de
su vida original de diseño, fijada en 40 años, está ya próximo.
Estas centrales, al final de su vida de diseño, serán instalaciones
seguras, estarán amortizadas, y plenamente disponibles para
seguir produciendo energía.
No parece viable (técnica, medioambiental y económicamente)
sustituir estas centrales por otros sistemas alternativos de
generación.
España y la comunidad internacional están tomando en la
actualidad decisiones sobre la extensión de vida de sus plantas
nucleares, para que operen hasta mas allá de los 60 años.
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Consideraciones generales
Qué es la gestión de vida de una instalación industrial?
El conjunto de actuaciones necesarias (operación,
mantenimiento, mejora, etc.) para una explotación adecuada (en
términos técnicos, medioambientales y económicos) de la misma
en el largo plazo (y por tanto también en el corto y medio plazo).
Y en una central nuclear?
Lo mismo, pero manteniendo además el nivel de seguridad
exigido por la sociedad (a través de los correspondientes
organismos reguladores; en España el Consejo de Seguridad
Nuclear).
4
Consideraciones generales
Qué es la vida de diseño de una instalación industrial?
La vida de referencia que se establece en el diseño en base a una
adecuada explotación de la misma. Es un concepto que tiene relevancia
fundamentalmente desde el punto de vista económico (establece las
bases para la amortización de la inversión). Aunque se fundamenta en
criterios básicamente técnicos (experiencia operativa, conocimiento de
los materiales, etc.), la vida de diseño no deja de ser una base de
referencia y no es por tanto una limitación a su operación.
Las vidas de diseño de instalaciones industriales convencionales viene a
ser de 20-40 años según los casos.
Y en una central nuclear?
Exactamente lo mismo, salvo que existe un marco regulatorio establecido
en base a la vida de diseño (permisos de explotación).
La vida de diseño de las centrales nucleares actualmente en operación es
de 40 años. La de los reactores avanzados actuales es de 60 años.
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Consideraciones generales
Que es la operación a largo plazo (extensión de vida) de una
instalación industrial?
La explotación de la misma mas allá de su vida de diseño.
Toda instalación se explota en términos de rentabilidad industrial. Si ésta
es rentable más allá de su vida de diseño entrará de forma natural en
extensión de vida. Lo mismo podría decirse si la instalación deja de ser
rentable; no haría falta llegar a su vida de diseño para proceder al cierre
Y en una central nuclear?
Lo mismo, salvo que esta requerirá autorización expresa del organismo
regulador/gobierno. Para conseguir esta autorización la planta deberá
proporcionar evidencias que justifiquen la operación segura de esta en el
plazo de extensión previsto.
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Consideraciones generales
Si varían las condiciones de
operación y se mejora el
mantenimiento de los equipos
Nueva
Vida Útil
Superar la vida de diseño de una
central nuclear no significa que
haya terminado la vida útil o de
operación de la planta
7
El contexto internacional
59
104
53
436 reactores
en operación
53 reactores en
construcción
Fuentes: International Nuclear Safety Center, IAEA
8
El contexto internacional
Operación a largo plazo de las CCNN
en los países de nuestro entorno
Fuente: Nuclenor y Foro Nuclear
9
El contexto internacional
Operación a largo plazo.
Situación en EEUU en 2008
8 Centrales
más a la
fecha
Fuente: Nuclenor y Foro Nuclear
10
13 solicitudes
más a la
fecha
El contexto nacional
8 reactores, 1/5 producción eléctrica en España.
No tienen, por ley, una vida limitada
Se conceden autorizaciones de funcionamiento que se renuevan
periódicamente (cada 10 años).
Renovación mediante: vigilancia y control de funcionamiento continuo +
revisiones periódicas de seguridad (RPS) por el Consejo de Seguridad
Nuclear (CSN) con informe al Ministerio de Industria
El tiempo de funcionamiento de 40 años previsto inicialmente en el diseño
ha resultado una hipótesis muy conservadora
Las condiciones reales de operación de las centrales españolas, junto
con las mejoras técnicas incorporadas en el diseño a lo largo del tiempo,
han demostrado una capacidad para seguir operando durante periodos de
tiempo superiores
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El contexto nacional
Situación de las centrales nucleares españolas
4ª RPS
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Op. a largo Plazo
La metodología
Selección de
COMPONENTES
EXPERIENCIA OPERATIVA
propia y ajena (INPO-WANO)
REFERENCIAS de la
industria (EPRI, NRC)
MECANISMOS
DEGRADACIÓN
CONDICIONES de
operación
Comportamiento de los
MATERIALES
ACTUACIONES DE VIGILANCIA,
SEGUIMIENTO Y CONTROL
MANTENIMIENTO
PRUEBAS
INSPECCIONES
CAMBIOS DE DISEÑO
ANÁLISIS Y EVALUACIÓN
Planes de REPARACIÓN
MEJORA de prácticas de
Establecimiento de PLANES
mantenimiento Proceso de
DEmejora
VIGILANCIA
CONTINUAY SUSTITUCIÓN
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La metodología
Aspectos claves de un programa de gestión de vida:
La selección y priorización de componentes.
El aprovechamiento de la experiencia operativa externa (lo que
ocurre en componentes similares de otras plantas)
El aprovechamiento de la experiencia operativa interna (lo que
ocurre en los componentes de nuestra central).
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La metodología
Selección y priorización
Los componentes se seleccionan y priorizan en base a diferentes
criterios asociados fundamentalmente a:
Su importancia para la seguridad.
Su importancia para la disponibilidad.
La dificultad/coste de su sustitución.
Los mecanismos de degradación.
Su representatividad frente a equipos similares.
En función de la prioridad/importancia del componente y de sus
características se establecerá la estrategia adecuada para la gestión
de su vida.
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La metodología
La experiencia operativa externa
Esta experiencia operativa es fundamental para una identificación
temprana de fenómenos degradatorios, o de cualquier otro tipo con
incidencia en la vida de la planta, no previstos.
Existen dos organizaciones de carácter relevante en la difusión de
información entre las plantas:
INPO (Institute of Nuclear Operations) creado en 1979 en USA.
WANO (World Association of Nuclear Operators) creado en 1989
con centros en Paris, Moscú, Tokio, Atlanta y Londres.
En WANO están integradas todas las empresas eléctricas del mundo con centrales
nucleares.
Toda la información relevante de la operación y mantenimiento de las
plantas se intercambia y procesa a nivel mundial.
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La metodología
La gestión de la información
Un aspecto relevante de cualquier sistema de gestión de vida lo
constituye la realimentación de la información tanto interna/propia
(resultados inspección, mto, etc.) como externa.
Esto es importante porque:
La realidad no coincidirá normalmente con la previsión (p.ej.: condiciones
ambientales, operacionales, etc.).
Pueden aparecer mecanismos de envejecimiento/degradación no
previstos.
Muchas veces el seguimiento de la evolución del estado necesita el
establecimiento de tendencias a largo plazo.
La realimentación y seguimiento de resultados se gestionan
mediante bases de datos informáticas. Estas bases de datos
gestionan resultados desde el origen de las plantas y se están
potenciando para incrementar su utilidad como herramientas de
gestión de vida.
17
Un caso práctico, la vasija del reactor
18
Un caso práctico, la vasija del reactor
Carcasa cilíndrica de acero al carbono
con recubrimiento interior de acero
inoxidable austenítico.
Funciones principales:
Formar con el sistema
refrigerante del reactor la tercera
barrera de contención de los
productos de fisión y asegurar la
refrigeración del combustible,
manteniéndolo sumergido en el
refrigerante.
Soportar y alinear los
componentes internos.
Componente insustituible (?)
Sometido a condiciones severas de
operación ( presión, temperatura,
radiación)
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Un caso práctico, la vasija del reactor
TAPA
Materiales
TOBERAS
Aceros ferríticos
de
Mecanismos
Aceros
austeníticos
degradación
Condiciones operación
SOLDADURAS
VASIJA
ZONA
BELTLINE
(Alrededor
del
combustible)
Fragilización
por irradiación
Temperatura
Presión
Fatiga
Tensiones
Irradiación neutrónica
Corrosión
bajo
tensión
Transitorios,
cambios
bruscos
Química agresiva
Corrosión por ácido bórico
PROVOCAN…
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Un caso práctico, la vasija del reactor
Gestión de vida de la vasija
Cambio condiciones operaciones
Tratamientos térmicos (recocido)
Sustitución / Retirada
Análisis
material de
vigilancia
PROGRAMAS DE
VIGILANCIA
Comparación
ACCIONES
EVALUACIÓN
CORRECTORAS
SI
Cálculo de
vida
remanente
Predicción
de daño
Se superan
límites
normativa
OK
NO
GESTIÓN
DE VIDA DE
LA VASIJA
INSPECCIONES
Cálculos
teóricos
Se superan
predicciones
vigentes
Cumple
estándares
aceptación ASME
Existen
defectos
NO
SI
Revisión
procedimientos
operación
No
Aceptable
ACCIONES
CORRECTORAS
Cálculo de
vida
remanente
NO
SI
Aceptable
NO
SI
OK
21
OK
Incremento
periodicidad
Inspección
Un caso práctico, la vasija del reactor
El programa de vigilancia de irradiación neutrónica de la
vasija del reactor:
Se establece en base a la Guía Reguladora 1.99 de la NRC
(Organismo regulador americano).
La radiación neutrónica producida por el núcleo del reactor modifica
las características de tenacidad y fragilidad en el área de la vasija
próxima a este (beltline).
Se vigila la fragilización por irradiación neutrónica mediante la
instalación de cápsulas de material de vasija en zonas conservadoras
(mayor dosis) de esta.
Se contrastan los datos reales obtenidos de las cápsulas frente a
modelos de fragilización establecidos experimentalmente.
Las cápsulas, al recibir mayor dosis que la pared de la vasija (factor
de adelanto del orden de 3), permiten anticipar la evolución real de
las propiedades críticas de esta.
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Un caso práctico, la vasija del reactor
Las cápsulas de vigilancia:
Típicamente unas 12 por vasija.
Contienen distintas probetas de material
de vasija, monitores de temperatura y
dosímetros.
Tienen como objeto conocer las
propiedades que tendrá el material de la
vasija con posterioridad.
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Un caso práctico, la vasija del reactor
200
En definitiva se busca:
160
152 J
120
Detectar y predecir la evolución de
la tenacidad a la fractura de los
materiales de la vasija
E (J)
121 J
116 J
80
Establecer las condiciones de
operación de la vasija con unos
márgenes de seguridad adecuados
durante la vida del reactor
40
0
-100
-70ºC
-21ºC
Soldadura no irradiada
-21ºC
Soldadura Irradiada 0.057E+19 Cápsula 1
Soldadura Irradiada 0.126E+19 Cápsula 2
-50
0
50
100
T (ºC)
Prevenir la rotura frágil del acero
de la vasija del reactor durante su
vida de operación.
Calcular la vida remanente
24
150
200
250
300
Un caso práctico, la vasija del reactor
Comparación
conel
elLímite
Límitede
delalaNormativa
Normativa
Comparaciónde
de Valores
Valores Reales
Reales con
350
Propiedad del material
(ºF)
300
250
200
150
40 años
60 años
100
Límite
Normativa
50
0
CN1
CN2
CN3
25
CN4
Un caso práctico, la vasija del reactor
La inspección de la vasija del reactor:
Se inspecciona (vasijas tecnología USA) según código ASME XI
(ASME = American Society of Mechanical Engineers).
Se buscan indicaciones asociadas a fenómenos de degradación por
fatiga, o corrosión bajo tensión, en áreas sensibles (soldaduras).
Se inspeccionan: Soldaduras longitudinales, circunferenciales,
tobera-vasija, tobera-tubería y radios internos toberas.
Estas áreas se inspeccionan normalmente por ultrasonidos (UT) con
equipos automáticos robotizados.
Cada 10 años se inspecciona el 100% de las áreas.
Se reinspeccionan con mayor periodicidad las áreas donde aparecen
indicaciones.
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Un caso práctico, la vasija del reactor
Las actividades asociadas a la
inspección:
Desarrollo de manuales y planes de
inspección
Desarrollo de técnicas y
procedimientos
de inspección (END)
Diseño y desarrollo de sistemas de
inspección
Desarrollo de herramientas para la
evaluación de indicaciones
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Un caso práctico, la vasija del reactor
Las técnicas habituales de inspección no destructiva (ENDs)
para equipos mecánicos utilizadas en las centrales nucleares:
Ultrasonidos (UT): Volumétrica, para grandes espesores. Típica de
vasija, turbina, tubería, etc.
Corrientes inducidas (CIs): Volumétrica, para pequeños espesores.
Muy rápida. Típica de los tubos de los generadores de vapor y otros
intercambiadores para inspección de tubos.
Partículas magnéticas (PM) y líquidos penetrantes (LP): Superficial.
Técnicas sencillas para defectos abiertos o muy próximos a la
superficie.
Visuales (VI).
Reguladas por ENIQ (European Network of Inspection Qualification)
Todas las técnicas (procedimientos, equipos, y personal) se
validan previamente para asegurar su idoneidad.
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Un caso práctico, la vasija del reactor
Los equipos de inspección de la vasija del reactor de Tecnatom:
TIME (paredes y toberas de vasija PWR; UT).
TENIS (toberas rama caliente PWR con internos; UT).
TOMA (submarino para inspección visual de vasija e internos
PWR y BWR; VI).
STAR (penetraciones tapa de vasija PWR; UT+CIs).
WIND (soldaduras tapa PWR y BWR; UT).
TEMIS (inspección penetraciones fondo de vasija BWR; UT+CIs).
SICOM-ROD (corrosión/integridad/dimensional varillas
combustible; CIs+LVDT).
SICOM-DIM (caracterización dimensional elementos
combustible; LVDT).
Etc.
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Un caso práctico, la vasija del reactor
El equipo TIME de inspección UT:
Desarrollado íntegramente por Tecnatom en 2000.
Equipo tecnológicamente puntero en línea con los de los grandes
proveedores de servicios nucleares (Areva, WE, GE, etc.)
Equipo robotizado con tres ejes de libertad con programación de trayectorias.
Inspecciona las vasijas PWR por el interior bajo agua.
Discrimina indicaciones hasta de 1.5 mm de profundidad
Velocidades de toma de datos de hasta 150mm/seg.
Utilizado en todas las plantas PWR españolas y también en Paks (Hungría) y
Angra I (Brasil).
Vendido a la empresa china CITEC en 2009, ha sido utilizado para la PSI (Pre
Service Inspection) de la central china de Ling Ao de septiembre del 2009.
30
Un caso práctico, la vasija del reactor
31
Un caso práctico, la vasija del reactor
Metodología general para la
evaluación de defectos en
componentes sujetos al Código ASME.
NO
REPARACIÓN O
SUSTITUCIÓN
SUSTITUCIÓN
ACEPTABLE
EVALUACIÓN
ANALÍTICA
EVALUACIÓN
ASME XI
ANALÍTICA
NO
ACEPTABLE
IWB-3600
ACEPTABLE
Defecto detectado y
caracterizado
según IWA-3000
ESTÁNDARES
ACEPTACIÓN DE
ASME XI
IWB-3500
ACEPTABLE
32
Un caso práctico, la vasija del reactor
33
Un caso práctico, la vasija del reactor
34
Un caso práctico, la vasija del reactor
Mapas de Evaluación de Indicaciones
Estudio paramétrico de defectos en las
zonas a inspeccionar. Distintos tipos de
defecto, tamaños y localizaciones.
Cálculo de las tensiones en el componente
bajo todos los transitorios de operación de
la central.
50,0
TOBERA DE SALIDA
SECCIÓN: Soldadura
Tobera-Vasija
ORIENTACIÓN:
Circunferencial
TIPO: Superficial
Evaluación por MFLE (mecánica de
fractura lineal elástica) de la
evolución de los defectos en
dichos transitorios de operación.
Obtención de los futuros periodos
de operación que garanticen la
integridad de la vasija.
Pro fundidad relativa a/t (% )
45,0
40,0
35,0
30,0
25,0
1.5 EFPY
20,0
10 EFPY
15,0
20 EFPY
10,0
32 EFPY
Estándar de
aceptación
5,0
0,0
0,00
0,10
0,20
0,30
Factor de forma (a/l)
35
0,40
0,50
Conclusiones
El gran parque de centrales nucleares existentes en explotación comercial en el
mundo confirma que:
Existe una gran y satisfactoria experiencia acumulada de operación.
No hay incertidumbres técnicas de relieve sobre el buen
comportamiento de los componentes de las plantas más allá de sus 40 años
de vida de diseño original.
Existen, además, mecanismos adecuados de vigilancia, seguimiento,
control y mitigación del envejecimiento de estos componentes, así
como de renovación/sustitución en su caso.
El gran número de plantas con licencia de operación extendida o en tramitación en
los países más desarrollados ponen de manifiesto que esta opción (la operación
a largo plazo) es viable en términos técnicos, económicos,
medioambientales y de seguridad.
Cada año que pasa (con sus más de 400 años/año de explotación acumulada)
consolida más esta opción como clave para el suministro energético que
nuestras sociedades requerirán en las próximas décadas.
36
Gracias por
vuestra
atención
37
TIME (paredes y toberas de vasija PWR; UT).
38
TENIS (toberas rama caliente PWR con
internos; UT).
39
TOMA (submarino para inspección visual de
vasija e internos PWR y BWR; VI).
40
STAR (penetraciones tapa de vasija PWR;
UT+CIs).
41
WIND (soldaduras tapa PWR y BWR; UT).
42
TEMIS (inspección penetraciones fondo de
vasija BWR; UT+CIs).
43
SICOM-ROD corrosión/integridad/dimensional
varillas combustible; CIs+LVDT).
44
SICOM-DIM (caracterización dimensional
elementos combustible; LVDT).
45