C - Foro Nuclear

389 S
Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (performance
technical specification).
low head safety injection (LHSI): inyección de
seguridad de baja presión (ver injection).
low pressure safety injection (LPSI): inyección
de seguridad de baja presión (ver injection).
non-safety system: sistema no relacionado con la
seguridad (no clasificado de seguridad).
nuclear safety: seguridad nuclear; en una central
nuclear, conjunto de estudios, medidas administrativas,
equipos, sistemas, actividades y procedimientos
con el objetivo común de garantizar:
– la operación segura de la instalación.
– la prevención de accidentes o la mitigación de
sus consecuencias.
– la protección del personal de la instalación, del
público y del entorno contra los efectos de tasas
de radiación anormales.
Para la gestión de la seguridad nuclear se aplican
básicamente dos estrategias destinadas a evitar
liberaciones de material radiactivo, en particular de
los productos de fisión (fission product):
1. estableciendo barreras estancas múltiples
(multi-barrier) entre la fuente de material
radiactivo y el público. Como tales barreras se
consideran normalmente:
– la matriz de la pastilla combustible
– las vainas de las varillas combustibles
– el sistema primario del refrigerante del reactor
– el edificio de la contención
2. aplicando el concepto de ‘defensa en profundidad’
(defence-in-depth), tanto en el diseño
como en la operación de la instalación y que
puede resumirse en considerar que, aunque se
toman medidas para evitar accidentes, estos
pueden producirse, por lo que se diseñan e instalan
sistemas para hacerles frente y garantizar
que sus consecuencias se limitan a un nivel aceptable
para el público y el entorno.
passive safety injection: inyección de seguridad
pasiva; sistemas de inyección de seguridad sin dispositivo
impulsor activo (bombas), basados en acumuladores
a presión o de inyección por gravedad.
periodic safety review (PSR): revisión periódica
de seguridad (ver review).
plant safety: seguridad (nuclear) de la central.
preliminary safety analysis report (PSAR): informe
del análisis preliminar de seguridad; informe
del análisis de seguridad (ver safety analysis) requerido
por la autoridad reguladora competente para
emitir el permiso de construcción de una central
nuclear. Debe contemplar, aunque en general con
menor detalle y profundidad, los mismos aspectos
requeridos para el informe del análisis final de
seguridad (ver final safety analysis report).
pressurizer safety valve: válvula de seguridad del
presionador (ver pressurizer).
probabilistic safety analysis/assessment (PSA):
análisis probabilista de seguridad (APS); en una instalación,
tipo de análisis de seguridad enfocado a
analizar las consecuencias y probabilidades de
secuencias de sucesos no deseables.
En una central nuclear, análisis cualitativo y cuantitativo
de los riesgos asociados a la operación y
mantenimiento de la central. El riesgo (risk) se
mide en términos de la probabilidad o frecuencia
de ocurrencia estimada de distintos sucesos, incluyendo
aquellos que implican daños severos al
núcleo (core damage frequency, CDF). Sus principales
objetivos son:
– obtener una estimación del riesgo potencial asociado
con el diseño, la operación y el mantenimiento
de la planta, considerando las distintas
condiciones operativas de la misma (plena
potencia, baja potencia y parada).
– comprobar las posibles consecuencias de una
secuencia de sucesos, identificando sensibilidades
y aspectos relevantes, incertidumbres, posibles
interacciones entre sistemas, puntos débiles, etc.
– servir de base a normativas o guías reguladoras
(ver risk informed).
En general, los APS se dividen en tres tipos o niveles
en función de su alcance:
– PSA level 1: APS de nivel 1; incluye el desarrollo
y análisis de los árboles de sucesos (event tree)
desde los sucesos iniciadores (initiating event) a
los estados finales de cada secuencia, en general
dos: daño al núcleo (core damage) o condición
estable y segura de la planta. Las secuencias con
daño al núcleo se agrupan en estados de daño de
la planta (plant damage state), conteniendo cada
uno secuencias similares en relación con la progresión
del escenario en la contención, respuesta
de esta y definición del término fuente.
– PSA level 2: APS de nivel 2; amplía el análisis del
APS de nivel 1 considerando la progresión de los
accidentes en la contención, desde los estados
de daño a la planta (plant damage state) hasta
las categorías de liberación (release category) o
evaluación del término fuente (source term).
– PSA level 3: APS de nivel 3; amplía el análisis del
APS de nivel 2 y utiliza los resultados del término
fuente para cuantificar las consecuencias de
los accidentes fuera del emplazamiento, fundamentalmente
los efectos sobre la salud y los
daños materiales en términos de coste.