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ARTÍCULO
bajo que pueden afectar directa o indirectamente a la reactividad del núcleo se relacionan a conti- nuación:
a) Mantenimiento.
a.1. Calibración de la instrumen-
tación nuclear.
a.2. Calibración de la instrumen-
tación utilizada para los cál-
culos de balance térmico. a.3. Mantenimiento de los me- canismos de accionamien- to de las barras de control (CRDM) y de los sistemas de
control del reactor.
a.4. Mantenimiento de los siste-
mas de control de aporte
de agua al primario.
a.5. Mantenimiento de los siste- mas de control del agua de alimentación y de la turbina
(circuito secundario).
B) Ingeniería del reactor y salva- guardias nucleares, y Dirección de servicios técnicos (Combus-
tible).
B.1. Diseño de recarga del núcleo
que afectan al control y a la
indicación de reactividad.
B.2. Diseño y análisis de las mo- dificaciones de Estructuras, Sistemas y Componentes uti- lizados para la indicación y el control de reactividad o que pudieran afectar a la reactividad debido a su ins-
talación u operación.
B.3. Seguimiento de parámetros nucleares de acuerdo a los límites establecidos en las
ETF.
B.4. apoyo al PLO en la gestión
de los cambios de reactivi- dad mediante simulaciones y cálculos independientes.
B.5. Preparación de las secuen- cias de descarga, cambio de componentes y carga de combustible.
C) Ingeniería de planta. Monitorizar, evaluar y modificar los sistemas que ofrecen la indi- cación y el control de reactivi- dad o que podrían afectar a la reactividad de forma indirecta.
D) Química y Radioquímica. análisis químico del sistema pri- mario, incluido los análisis de bo- ro utilizados para controlar la re- actividad. análisis químicos del agua de las piscinas de almace- namiento de combustible.
E) Personal relacionado con la ma- nipulación directa de elementos de combustible.
Todo el personal implicado en acti- vidades que supongan la manipula-
ción de elementos de combustible (manejo e inspección de combus- tible, cambio de barras de control, movimiento de combustible o de componentes del núcleo dentro de la piscina o foso de almacenamien- to de combustible), o que puedan alterar la concentración de boro de la piscina o foso de almacena- miento de combustible que pueda afectar directamente a la reactivi- dad, estarán perfectamente infor- mados y formados antes de iniciar su actividad sobre cómo ésta pue- de afectar a la reactividad del com- bustible, seguirán el procedimiento adecuado establecido al efecto, y mantendrán en todo momento una actitud crítica y conservadora sobre la actividad que esté realizando.
En resumen, el adecuado control y gestión de la reactividad que pre- vé este programa permite:
• Asegurar la integridad del com-
bustible.
• Operar dentro de los supuestos del
análisis de seguridad.
• Asegurar el cumplimiento de las
ETF y de las bases de licencia.
• Reducir la demanda de actua- ción del sistema de protección
del reactor.
• Operar con distribuciones acepta-
bles de la potencia del núcleo.
• Operar dentro de los límites acep- tables del diseño del combustible, manteniendo un margen de para-
da suficiente.
• Gestionar las incidencias de plan-
ta que no satisfagan las expectati- vas del programa de gestión de la reactividad.
adicionalmente, la puesta en
marcha de este programa implicó incorporar el control de reactividad a la gestión por indicadores, signifi- cativa herramienta de seguimiento y análisis, mediante la creación del nuevo Indicador de Funcionamien- to de la Gestión de la Reactividad (IFGR), estándar de las centrales Westinghouse, cuyo objetivo es me- dir el comportamiento sostenido del reactor, monitorizando aspectos re- levantes de la gestión de la reactivi- dad para valoración de tendencias: este indicador permite disponer de un sistema de monitorización de la salud general del Programa de Ges- tión de la Reactividad.
Los criterios del IFGR dan uniformi- dad y objetividad tanto a los niveles de los sucesos relacionados con la gestión de la reactividad como a la tipología de los aspectos que los provocan, mejorando notablemen- te la sistemática de autoevaluación
y seguimiento no sólo internamente, a nivel de PLO o de Dirección de central, sino también externamen- te, facilitando el intercambio y se- guimiento de experiencia operativa con el resto de centrales nucleares.
Un suceso relacionado con la ges- tión de la reactividad, susceptible de ser incorporado al IFGR, es un aspecto de la planta que no satisface las ex- pectativas del Programa de Gestión de la Reactividad, de modo que pue- de producir un incidente que afecte significativamente a la seguridad de la central o conllevar una elevada probabilidad de que se produzca.
Este tipo de sucesos se clasifican en seis Niveles de Importancia (NI) en función de la gravedad real o potencial del aspecto que lo origina, según las definiciones que se indi- can a continuación (los sucesos de NI-1, NI-2, NI-3, son indicaciones de fallos organizacionales, violaciones de la base de licencia y/o de diseño o incumplimiento de los requisitos procedimentales o de procesos; los sucesos de NI-4 y NI-5 son, en ge- neral, precursores de sucesos más importantes; y los sucesos NI-6 no tie- nen impacto en la reactividad y, por tanto, no se contabilizan en el IFGR, computando solamente a efectos de seguimiento de tendencias y análisis de mejora):
NI-1
Suceso que produce un efecto grave o riesgo importante en la seguridad de la planta o en la seguridad y bien- estar del personal de la planta o de las personas del entorno de la instala- ción; o una deficiencia importante en la implantación del programa de ca- lidad o que indica una gran probabi- lidad de que se produzcan incidentes significativos en el futuro.
NI-2
Suceso que coloca a la planta fuera de la base de diseño, de los análisis de seguridad o de la base de licen- cia, o que pone en peligro los límites relacionados con el combustible u ocasiona directamente un fallo de combustible.
NI-3
Suceso que representa una violación del proceso o de los procedimientos, o una degradación significativa en el funcionamiento de equipos relaciona- dos con la reactividad, o cambios de reactividad inesperados no deman- dados por el operador de reactor.
NI-4
Suceso precursor que indica la de- gradación de una barrera para la gestión adecuada de la reactividad
34 Febrero 2018






































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