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C - Foro Nuclear

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S<br />

– sistemas de agua de refrigeración de componentes<br />

y servicios (component cooling water).<br />

– sistemas de la contención (estructura, sistemas<br />

de control de la atmósfera de la contención y sistema<br />

de aislamiento de la contención).<br />

En reactores de agua en ebullición, se consideran<br />

normalmente salvaguardias tecnológicas los<br />

siguientes sistemas:<br />

– sistema de refrigeración del núcleo aislado (reactor<br />

core isolation cooling).<br />

– sistema de reserva para el control de la reactividad<br />

(standby liquid control).<br />

– sistema de refrigeración de emergencia del<br />

núcleo (emergency core cooling system).<br />

Los sistemas mecánicos y eléctricos que son salvaguardias<br />

tecnológicas deben estar diseñados conforme<br />

al criterio de fallo único ó fallo simple (single<br />

failure criterion).<br />

Una consecuencia natural de la aplicación del criterio<br />

de fallo simple es la redundancia (redundancy)<br />

de los sistemas de seguridad y la separación física<br />

de las redundancias (separation requirement).<br />

engineered / engineering safety feature actuation<br />

system (ESFAS): sistema de salvaguardias tecnológicas.<br />

engineering safety system: sistema tecnológico<br />

de seguridad.<br />

final safety analysis report (FSAR): informe del<br />

análisis final de seguridad; informe del análisis de<br />

seguridad (ver safety analysis) requerido por la<br />

autoridad reguladora competente para emitir el<br />

permiso de explotación de una central nuclear y<br />

que debe contemplar en detalle y profundidad los<br />

siguientes temas:<br />

1. descripción general de la central.<br />

2. características del emplazamiento.<br />

3. diseño de estructuras, componentes, equipos<br />

y sistemas.<br />

4. diseño y características del reactor.<br />

5. sistema de refrigeración del reactor.<br />

6. salvaguardias tecnológicas.<br />

7. instrumentación y control.<br />

8. sistemas auxiliares.<br />

9. sistema de vapor y de generación de energía<br />

eléctrica.<br />

10. gestión de residuos radiactivos.<br />

11. protección radiológica.<br />

12. operación de la central.<br />

13. análisis de accidentes.<br />

14. especificaciones técnicas.<br />

15. garantía de calidad.<br />

high head safety injection (HHSI): inyección de<br />

seguridad de alta presión (ver injection).<br />

388<br />

high pressure safety injection (HPSI): inyección<br />

de seguridad de alta presión (ver injection).<br />

important to safety (structures, systems and<br />

components, SSC): elementos (estructuras, sistemas<br />

y componentes, ESC) importantes para la seguridad;<br />

equipos de una central nuclear que incluyen:<br />

– estructuras, sistemas o componentes cuyo mal<br />

funcionamiento o fallo pueden ocasionar una<br />

irradiación indebida del personal de la central o<br />

de la población.<br />

– estructuras, sistemas o componentes que evitan<br />

que los incidentes operacionales previstos lleguen<br />

a producir condiciones de accidente.<br />

– características del diseño cuya finalidad es mitigar<br />

las consecuencias del mal funcionamiento o<br />

fallo de las estructuras, sistemas o componentes.<br />

Se pueden dividir en:<br />

1. relacionados con la seguridad (safety related<br />

element).<br />

2. sistemas de seguridad (safety system), divididos<br />

a su vez en:<br />

– sistemas de protección (protection system).<br />

– sistemas de actuación de seguridad (safety<br />

actuation system).<br />

– sistemas de apoyo a los sistemas de seguridad<br />

(safety system support features).<br />

key safety function: función básica de seguridad.<br />

Por ejemplo, son funciones básicas de seguridad:<br />

– disparar el reactor en caso necesario y mantenerlo<br />

en condiciones de parada segura (control de<br />

la reactividad).<br />

– tras parada del reactor, extraer el calor residual<br />

del núcleo (evacuación del calor).<br />

– confinar los productos radiactivos (confinamiento<br />

de la radiactividad).<br />

limiting safety system setting (LSSS): punto de<br />

consigna limitativo de sistemas de seguridad; punto<br />

de tarado límite de sistema de seguridad; en el caso<br />

de un reactor nuclear, ajuste o valor de tarado de un<br />

sistema de seguridad o protección automático.<br />

Los valores de estos tarados se seleccionan de<br />

forma que, cuando la variable correspondiente<br />

alcanza el valor fijado, la acción de protección<br />

automática corrija la situación anormal, evitando<br />

que se alcance un límite de seguridad (safety limit).<br />

La región entre el límite de seguridad y el ajuste<br />

limitador asociado representa el margen de seguridad<br />

(safety margin), estando el funcionamiento<br />

normal por debajo de los valores de los ajustes.<br />

Los valores de los puntos de tarado de los sistemas<br />

de seguridad se incluyen normalmente en las

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