IEEE - The Institute of Electrical and Electronics Engineers@ Inc.
Alcance
Prólogo: A raíz de un incidente ocurrido en una central nuclear de los Estados Unidos en marzo de 1979@, se adoptó en Estados Unidos un enfoque más riguroso para desarrollar un sistema de seguimiento de accidentes. Este enfoque culminó en tres fuentes principales de requisitos para dicho sistema, a saber: ANSI/ANS Std 4.5-1980@ Criterios para funciones de vigilancia de accidentes en reactores refrigerados por agua ligera (se proporcionan criterios de selección y rendimiento)? IEEE Std 497-1981@ Criterios estándar IEEE para instrumentación de monitoreo de accidentes para estaciones generadoras de energía nuclear (criterios de diseño proporcionados) Guía regulatoria (RG) 1.97 @ Instrumentación para plantas de energía nuclear enfriadas por agua ligera para evaluar las condiciones de la planta y sus alrededores durante y después de un accidente @ Rev 3 @ mayo de 1983 (prescribió una lista detallada de variables para monitorear y especificó una lista completa de diseño y requisitos de calificación que deben cumplirse) La naturaleza prescriptiva y regulatoria de la RG 1.97 resultó en que se convirtiera en el estándar de facto para el monitoreo de accidentes. Aunque contiene muchos enfoques y orientaciones útiles para diseñar un sistema de seguimiento de accidentes, tanto la norma IEEE 497-1981 como la norma ANSI/ANS 4.5-1980 se utilizaron poco y finalmente se retiraron como normas activas. Más recientemente, surgió la necesidad de desarrollar un sistema consolidado más flexible. surgió el estándar. El impulso de esta necesidad fue el deseo de un mayor uso de sistemas de instrumentación basados en microprocesadores tanto en las centrales nucleares de diseño avanzado como en las antiguas y de próxima generación. También surgió la necesidad de flexibilidad adicional al modificar diseños anteriores y abordar cuestiones básicas de diseño. En respuesta a esta necesidad, en noviembre de 2000, el Comité de Ingeniería de Energía Nuclear de la Sociedad de Ingeniería de Energía del IEEE dirigió a su Grupo de Trabajo 6.1 para preparar una nueva revisión de la norma IEEE 497-1981. La nueva revisión debía proporcionar una fuente consolidada de requisitos y bases de seguimiento post-accidente para una nueva generación de diseños avanzados de centrales nucleares. Esta revisión también debía contener orientación y permitir una base flexible para realizar cambios en dichos sistemas en plantas más antiguas. En esencia@ la revisión fue para integrar e incorporar los requisitos aplicables de IEEE Std 497-1981@ ANSI/ANS Std 4.5-1980@ y RG 1.97@ así como también considerar técnicas de diseño digital de última generación para pantallas de monitoreo de accidentes. y comentarios de los usuarios a partir de la revisión y el uso de estos tres documentos fuente. Basado en esta dirección, el grupo de trabajo decidió desarrollar un enfoque para el monitoreo de accidentes que sea a la vez más simple y menos prescriptivo por naturaleza. Es decir, en lugar de proporcionar una lista de variables de instrumentos para monitorear, la intención sería proporcionar criterios sobre cómo se seleccionarían las variables. Además, en lugar de hasta tres posibles requisitos de categoría de diseño y calificación para cada tipo de variable, la intención era estandarizar los requisitos según el nivel de importancia del tipo de variable. El resultado de este esfuerzo es IEEE Std 497-2002. Un aspecto valioso de esta revisión actual son los criterios proporcionados para diseños de sistemas de instrumentación avanzados y modificaciones de diseño basados en tecnología digital moderna. Con la tecnología actual existen muchas posibilidades para configuraciones de canales de monitoreo de accidentes que cumplan aceptablemente con los criterios de esta norma. La Figura 2 de este estándar identifica opciones desde canales de señales analógicas hasta varias combinaciones de procesamiento de señales digitales, procesamiento de validación de datos y visualización que ofrece, entre otras, la tecnología actual. Las definiciones asociadas con la Figura 1 de este estándar son útiles para comprender las opciones que se muestran en la Figura 2. También era la intención del grupo de trabajo abordar las pantallas de información de la sala de control utilizando pantallas generadas por computadora y valores calculados. Los criterios presentados en esta norma brindan una guía útil en esta área sin limitar los tipos de pantallas que pueden estar disponibles para el operador de la sala de control. IEEE Std 497-2002 está diseñado para proporcionar seis tipos de criterios de monitoreo de accidentes de la siguiente manera: Cómo seleccionar y categorizar variables. (Cláusula 4)?? Qué requisitos de rendimiento deben cumplirse. (Cláusula 5)?? Qué características de diseño deben considerarse. (Cláusula 6)?? Qué aspectos de calificación sísmica y ambiental deben cumplirse para cada tipo de variable. (Cláusula 7)?? Qué requisitos de visualización para garantizar que los operadores de la sala de control estén adecuadamente informados. (Cláusula 8)?? Qué requisitos de garantía de calidad deben aplicarse. (Cláusula 9). Además, se ha incluido un anexo informativo que brinda orientación sobre cómo establecer los requisitos de precisión del instrumento. La siguiente discusión proporciona orientación y aclaración sobre el uso de esta norma en las áreas de selección de variables, estableciendo requisitos de diseño de una manera simplificada basada en sobre nivel de importancia@ y aclaraciones de calificación basadas en función y necesidad. Los criterios de selección en esta norma permiten definir cinco tipos de variables similares a la RG 1.97. El tipo A es específico para accidentes y es necesario para la acción planificada previamente del operador. El tipo B y el tipo C permiten un enfoque de supervisión general para el monitoreo de accidentes al permitir una revisión de las funciones críticas de seguridad de alto nivel. El tipo C además permite un monitoreo de rango extendido de variables de defensa en profundidad. . Los tipos D y E permiten monitorear el desempeño de sistemas apropiados de monitoreo de radiación y seguridad. Los criterios de selección@ si se imponen adecuadamente@ darían como resultado una lista de variables similar a la requerida por la RG 1.97. Sin embargo, otros enfoques para la implementación de los criterios permiten la posibilidad de otras variaciones igualmente aceptables. Por lo tanto, ahora es más probable y puede defenderse una combinación óptima de variables de monitoreo de accidentes. La selección de las variables de monitoreo de accidentes debe ser consistente con los procedimientos operativos de emergencia (EOP) y los procedimientos operativos anormales (AOP) específicos de la planta. Las variables seleccionadas de estos procedimientos deben ser el conjunto mínimo para evaluar que se realizan las funciones relacionadas con la seguridad y que los sistemas de seguridad funcionan de manera aceptable. No se pretende que la norma se aplique a la instrumentación para acciones de contingencia enumeradas en los POE. Además, la instrumentación para el apagado desde fuera de la sala de control principal (es decir, el apagado remoto) está fuera del alcance de esta norma. Los EOP se derivan de las Pautas de procedimientos de emergencia (EPG) @ desarrolladas por los propietarios de proveedores del sistema de suministro de vapor nuclear (NSSS). ?? Grupo. Por ejemplo, tales EPG incluyen EPG de restauración funcional o árboles de estado de funciones de seguridad críticas de la planta (según el proveedor de NSSS) para la entrada de procedimientos de emergencia técnica. El grupo de trabajo intentó utilizar terminología de múltiples proveedores de NSSS para mejorar la universalidad de este estándar. La instrumentación de monitoreo de accidentes monitorea una gran cantidad de variables con una amplia variación en el nivel de importancia para los operadores. Debido a esta variación@ no sería razonable exigir que todos los instrumentos estén diseñados y calificados para todos los aspectos de los equipos Clase 1E@ ni excluir todos los instrumentos de todos los requisitos. Reconociendo el valor potencial para el usuario@, el grupo de trabajo ha establecido el diseño@ visualización@ calificación@ y los requisitos de calidad para la instrumentación de monitoreo de accidentes de una manera consistente con el nivel de importancia de las variables que se están monitoreando.El diseño@ visualización @ calificación@ y los criterios de calidad de esta norma difieren del enfoque detallado en RG 1.97@ que especifica requisitos de diseño y calificación para cada variable en términos de una de las tres posibles categorías de diseño y calificación@ es decir@ Categorías 1@ 2 y 3. En Al desarrollar esta revisión@, el grupo de trabajo adoptó una filosofía en la que los requisitos de calificación para todas las variables dentro de un grupo tipo son: completamente consistentes dentro del grupo o; consistente con la función de monitoreo de accidentes asignada a la variable individual. Esta filosofía da como resultado que todos los instrumentos variables Tipo B y Tipo C tengan los mismos requisitos de diseño@pantalla@calificación@y calidad. Las variables de tipo B y tipo C no tienen funciones específicas para accidentes, sino que tienen la misma función para todos los accidentes. Para las variables categorizadas como Tipo A@ Tipo D@ o Tipo E@ los requisitos de diseño son consistentes dentro de cada grupo respectivo. Los requisitos de calificación (ambientales y sísmicos) aplicables a una variable se basan en las necesidades funcionales de las variables individuales y en las condiciones de accidente postuladas en el lugar de instalación. Nota: Las revisiones realizadas por el Grupo de Trabajo confirman que este enfoque más simplista (eliminando la necesidad de tres categorías de diseño y calificación separadas de los cinco grupos de tipos variables) no genera nuevos requisitos de diseño y calificación superiores a los vigentes en las plantas nucleares@ que actualmente cumplir de manera aceptable con la RG 1.97. El grupo de trabajo también consideró y adoptó las “lecciones aprendidas”. de programas establecidos de calificación de equipos. Por ejemplo, esta norma reconoce que el equipo utilizado para el monitoreo de accidentes puede tener diferentes requisitos de calificación basados en la duración del tiempo que se utilizó durante el accidente, los efectos ambientales presentes durante el accidente postulado o la necesidad de ese instrumento para un accidente en particular. Para ilustrar esta filosofía, se ofrecen tres ejemplos: Ejemplo 1: El análisis de seguridad de la planta identifica que se requiere una variable de Tipo A para iniciar una acción específica planificada y controlada manualmente para respaldar una función relacionada con la seguridad para un solo accidente específico en el que no hay publicación. -Existe un ambiente hostil por accidente. La instrumentación no tiene una función Tipo A para otros accidentes que producen un ambiente hostil en la ubicación del instrumento. La instrumentación para esta variable no requiere calificación ambiental para un ambiente hostil según los criterios de esta norma. Sin embargo, aquellas variables de Tipo A que son necesarias para terminar o mitigar un accidente que produce un entorno hostil deberán estar ambientalmente calificadas para el peor de los casos aplicables al entorno de accidente. Ejemplo 2: El caudal del sistema de inyección de refrigerante a alta presión (HPCI) es una variable de Tipo D utilizada por los operadores de la sala de control de la planta de reactor de agua en ebullición (BWR) para indicar y evaluar el funcionamiento del sistema HPCI después de un accidente. El sensor de flujo HPCI está ubicado en la misma habitación que la bomba HPCI (el motor principal de la turbina de vapor de la bomba) y la tubería de suministro de vapor asociada. La sala también contiene sensores de temperatura para la detección de fugas de vapor. Si, a modo de ilustración, se supone que la única fuente de inundación de vapor en la habitación es una rotura de tubería que desactiva la turbina de vapor de la bomba HPCI, entonces no es necesario calificar ambientalmente la instrumentación del sensor de flujo de HPCI ubicada en esa habitación para esa tubería. romper el ambiente de vapor. Se llega a esta conclusión observando que no es necesario que el sistema HPCI funcione durante este escenario de accidente (porque está desactivado) y@ como resultado@ no hay desempeño que evaluar. Además, el sistema de detección de fugas de la sala proporciona información sobre la disponibilidad y el estado del sistema. Ejemplo 3: Se monta un monitor de radiación tipo E en una ventilación de efluentes de planta de diseño no sísmico. Este camino de ventilación puede aislarse aguas arriba mediante una compuerta diseñada y construida sísmicamente y la posición de esta compuerta se indica en la sala de control. Es posible que los requisitos de esta norma no requieran que esta instrumentación variable Tipo E esté calificada sísmicamente. En conclusión, aunque está escrito principalmente para nuevos diseños de plantas, las plantas existentes también pueden encontrar orientación útil y criterios aplicables en esta norma. El uso de procedimientos de planta aplicables para determinar los requisitos de la instrumentación de monitoreo de accidentes proporciona la flexibilidad necesaria para criterios de diseño útiles. Esta norma se puede utilizar para abordar los cambios necesarios en la configuración de la planta que inevitablemente ocurren durante la vida operativa de cualquier planta. Esta norma también ofrece algunas ventajas al aclarar cuándo se requeriría una calificación ambiental y sísmica y establecer criterios de diseño para actualizaciones de equipos digitales que involucren canales de instrumentos de monitoreo de accidentes. Trabajo futuro Dado que el uso de computadoras en la planta nuclear es un área dinámica de diseño, el grupo de trabajo tiene la intención de mantener esta área como una de sus tareas futuras continuas. El tratamiento de la instrumentación de monitoreo de accidentes severos debería incorporarse a esta norma en el futuro. La filosofía del grupo de trabajo es que debería existir suficiente instrumentación para informar a los operadores sobre el estado de las tres barreras de los productos de fisión en todo momento. La instrumentación necesaria para monitorear las condiciones de la planta durante un accidente severo debe realizar su función durante el período de tiempo necesario en la mejor estimación (usando supuestos realistas) de las condiciones ambientales del accidente severo (por ejemplo @ presión @ temperatura @ humedad @ radiación) para las cuales el instrumento Se confía en que funcione. Otra área que el grupo cree que debería incorporarse a la norma en el futuro es la instrumentación que se utiliza para determinar los niveles de clasificación de emergencia de la planta (como la notificación de evento inusual @ alerta @ emergencia del área del sitio @ y emergencia general). ). AlcanceLos criterios contienen los requisitos funcionales y de diseño para la instrumentación de monitoreo de accidentes para centrales nucleares. Esta norma está destinada a nuevos diseños de plantas. La orientación proporcionada en esta norma también puede resultar útil para la operación de centrales nucleares que deseen realizar modificaciones de diseño o evaluaciones de las bases de diseño. Esta norma contiene orientación para la selección de variables y establece requisitos de diseño y desempeño. También se incluye orientación sobre el uso de instrumentación portátil y la definición de varias alternativas de visualización para la instrumentación de monitoreo de accidentes.