Cadenas de medición neutrónica en la instrumentación y control del RP-10 (página 2)
Enviado por Jose Castro
Tiene una tensión de polarización de + 600 volts a + 800 volts y una tensión de compensación de –300 volts, sensibilidad neutrónica de 0.7 x10-14 A/nv, sensibilidad gamma de 3 x 10-12 A/nv , rango de flujo neutrónico de 104 a 1010nv, corriente de operación de 10-11 a 10-4 A.
Cadena de Medición de Arranque Esquema
Este sistema se emplea para mantener el control de la evolución del flujo neutrónico del reactor en la etapa de arranque, donde la información suministrada por el detector, sensa dicho flujo y lo presenta en forma de pulsos. La tasa media de tales pulsos es proporcional al flujo neutrónico que se quiere medir.
Este sistema esta integrado en forma modular y consta de los siguientes:
Fuente de Alta tensión + 1 KV: es una fuente de alimentación para la cámara de fisión, tiene un control de tensión ajustable en pasos de 100 volts y ajuste fino en su panel frontal, cuenta con un disparo de alarma contra variaciones de tensión de +10% respecto del valor de tensión de salida establecido.
Preamplificador de Arranque: recibe la señal proveniente de las cámaras, amplificándolas y luego conformando los pulsos a una forma gaussiana para luego ser inyectados a un discriminador integral a partir de un mínimo nivel ajustable. Los pulsos discriminados son finalmente conformados a pulsos rectangulares de ancho y altura fijos. Se encuentra adaptado para trabajar con cámaras de fisión con salida balanceada.
Escalímetro : Permite el contaje de los pulsos sobre una base de tiempo prefijada y con presentación digital, admitiendo distintas posibilidades de operación (como acumulador de cuentas, como ¨maestro¨, o como ¨esclavo¨ Impulsímetro : recibe los pulsos rectangulares del preamplificador y entrega señales analógicas correspondientes a la tasa lineal, logarítmica y derivada del logaritmo (tasa de evolución).
Comparador : Compara las señales analógicas provenientes del Impulsímetro contra niveles previamente fijados para generar señales lógicas a la salida a fin de ser utilizadas en los sistemas de enclavamiento y seguridad del reactor.
Esta cadena se repite para cada una de las cámaras de fisión instaladas en el reactor, de tal forma que se tiene redundancia en la instrumentación para detectar neutrones en la etapa de arranque, tal como se observa en el esquema siguiente:
Cada canal de arranque tiene salidas de información para el instrumentista en el panel de instrumentación, para el operador en la consola de comando y registradores para hacer el seguimiento histórico de la evolución neutrónica en el reactor. Además, las señales lineal, logarítmica y derivada de logaritmo del flujo neutrónico de la etapa de arranque es llevada hacia los comparadores, los cuales se han fijado con limites para cada uno de estos parámetros, de tal forma que crea zonas de aceptación de acuerdo al modo de trabajo y a los criterios de seguridad establecidos. El conjunto de señales que van tanto a los indicadores visuales como hacia los comparadores, forma el conjunto de vigilancia y control de la instrumentación nuclear destinada para la etapa de arranque del reactor. La función de estas señales es la de:
– Mantener informado al operador en forma continua del estado del reactor en lo que respecta al flujo neutrónico durante una situación normal, incidental o accidental, registrando y archivando sus datos.
– Mantener los parámetros establecidos (flujo lineal, logarítmico y período)dentro de los limites especificados.
Las señales que ingresan a los comparadores son tratadas de acuerdo a los limites pre – establecidos y tendrán las siguientes salidas, según el esquema propuesto:
Las señales que van a alarma y enclavamiento se repite en cada una de las cadenas de medición. Como se podrá notar las señales que van a la lógica de scram están en lógica 1 de 2, pero previamente las señales de los comparadores están enlazados en lógica 2 de 3, este desarrollo se explicara mas adelante.
Cadena de Medición de Marcha Esquema
Este sistema permite efectuar el seguimiento de la evolución del reactor, teniendo bajo control la evolución del flujo neutrónico en su etapa de marcha (6 – 7 ultimas décadas de potencia), donde la información suministrada por las cámaras que sensan dicho flujo, se presenta bajo la forma de una corriente continua con alta impedancia de fuente. El sistema es modular y esta integrado por los siguientes:
Fuentes de Alta tensión : son dos fuentes una de +1KV y la otra de – 1KV, su función es suministrar la polarización necesaria para las cámaras de ionización compensadas utilizadas en el canal de marcha.
Amplificador de Cámara : recibe la corriente inyectada por la cámara de ionización compensada y suministra tres señales de tensión, que son :
Función lineal de la corriente de entrada para la ultima década.
Función logarítmica de la corriente de entrada.
Función derivada del logaritmo de la corriente de entrada.
Posee rango de corriente de entrada 10-5 a 10-11 Amp., salida lineal 4.5 V/10-4 Amp., salida logarítmica 1 V/década, salida de derivada logarítmica 10%/ seg. a –10 %/seg. Instrumentos analógicos indicadores de flujo lineal – flujo logarítmico y derivada del logarítmico en el panel frontal.
Amplificador Lineal: El canal de marcha N° 4, requiere una corriente proporcionada por una de las cámaras de ionización compensada la cual suministra una tensión que es función lineal de esa corriente, sobre todo el rango de variación de la misma mediante pasos de amplificación seleccionable.
El rango de corriente de entrada va desde 10-4 a 10-11 Amp. en diez pasos, salida de 4.5 volt de plena escala.
Comparadores : Las señales de tensión provenientes tanto del amplificador lineal o del amplificador de cámara son comparados contra niveles previamente fijados, para dar como respuesta señales lógicas a ser utilizadas en los sistemas de enclavamiento y seguridad del reactor.
Esta cadena al igual que en el caso de la cadena de arranque se repite para cada una de las cámaras de ionización compensada instaladas en el reactor (excepto la cuarta CIC, la cual va conectada al amplificador lineal y este a su vez al piloto automático), de tal forma que se tiene redundancia en la instrumentación para detectar neutrones en la etapa de marcha, tal como se observa en el esquema siguiente:
Cada canal de marcha al igual que los de arranque tienen salidas de información para el instrumentista en el panel de instrumentación, para el operador en la consola de comando y registradores para hacer el seguimiento histórico de la evolución neutrónica en el reactor. Además, las señales lineal, logarítmica y derivada de logaritmo del flujo neutrónico de la etapa de marcha es llevada hacia los comparadores, los cuales se han fijado con limites para cada uno de estos parámetros, de tal forma que crea zonas de aceptación de acuerdo al modo de trabajo y a los criterios de seguridad establecidos. El conjunto de señales que van tanto a los indicadores visuales como hacia los comparadores, forma el conjunto de vigilancia y control de la instrumentación nuclear destinada para la etapa de Marcha del reactor. La función de estas señales es la de:
– Mantener informado al operador en forma continua del estado del reactor en lo que respecta al flujo neutrónico durante una situación normal, incidental o accidental, registrando y archivando sus datos.
– Mantener los parámetros establecidos (flujo lineal, logarítmico y período)dentro de los limites especificados.
Las señales que ingresan a los comparadores son tratadas de acuerdo a los limites pre – establecidos y tendrán las siguientes salidas, según el esquema propuesto:
Las Cadenas de medición neutrónica como componentes de los Sistemas de Instrumentación y Control relacionados con la seguridad del RP10 La instrumentación nuclear es la encargada de informar el estado de aquellos parámetros físicos de naturaleza nuclear. Se define en tres grupos o sistemas:
Sistema de Vigilancia Sistema de control y Sistema de seguridad Sistema de Vigilancia: Aquellos que vigilan la evolución de los sistemas y parámetros, presentan los datos relativos al estado en que ellos se encuentran (tanto en situaciones normales, incidentales) y registra y archiva una selección de dichos datos, tenemos por ejemplo, los escalímetros, los indicadores analógicos en consola, registradores y base de datos en computadora.
Sistema de Control: aquellos que mantienen los parámetros dentro de limites especificados, ya sea fijándolos en un valor preestablecido o variándolos dentro de dichos limites. Tenemos por ejemplo el piloto automático conectado a la cadena de marcha N°4, los comparadores para lógica de enclavamiento, etc.
Sistema de Seguridad: Son aquellas que evitan que incidentes operacionales deriven en una condición de accidente, por lo tanto están destinados a informar de situaciones anormales o de riesgo, tanto para el personal, como para la planta.
Estos sistemas de acuerdo a su condición de llevar a cabo o no acciones automáticas pueden subdividirse en dos:
Sistemas de alarma con acción automática
Sistemas de alarma simples.
Para el primer caso, se tiene el sistema de parada (lógica de Scram), introducción automática de las barras de control y el sistema de reducción de potencia (únicamente para el comando automático), hay señales pertenecientes a las cadenas de marcha y de arranque que llegan a estos sistemas Para el segundo caso según su importancia se ubican respectivos indicadores sobre la consola de control o sobre los racks de instrumentación (paneles sinópticos) en la sala de control. Las cadenas de arranque y marcha tienen comparadores de alarma que se distribuyen en la consola, en los módulos respectivos ubicados en los racks de instrumentación y sinóptico. Dentro de la Seguridad del reactor se contempla, equipos y sistemas ligados a la seguridad del reactor, los cuales pueden provocar la parada automática del reactor, denominada comúnmente como SCRAM. A continuación se describe la identificación de estos sistemas o equipos, y las bases de diseño que se tuvieron en cuenta para su designación.
Identificación Estos sistemas están vinculados con la cadena de corte del reactor (Scram) Dentro de la identificación de los SIC (Sistemas de Instrumentación y control) relacionados con la seguridad se tienen los siguientes:
Cadena de Arranque
Cadena de Marcha
Monitor de exposición de boca de tanque
Caudal del Primario
(p del núcleo
(T del núcleo
Temperatura de salida
Nivel de Refrigerante del tanque principal
Aviso sísmico
Estado de Clapetas
Lógica de arranque
Lógica de Marcha
De la instrumentación relacionada con la neutrónica y que tienen participación en la seguridad del reactor, tenemos:
Separación de los sistemas de protección y seguridad de los otros sistemas de control
La separación se hará efectiva según el circuito de disparos dados en el esquema siguiente:
CONTROL
Redundancia de los conjuntos de medida en los sistemas de protección: tanto las cadenas de arranque y de marcha, son tres cadenas en cada una de las etapas que trabajan en lógica 2 de 3, en la cual existe un 50 % de redundancia, usando una coincidencia de 2, es decir se establece una coincidencia entre varios elementos redundantes acerca de la necesidad de realizar una acción de seguridad.
Prueba de los sistemas de protección (desde el sensor hasta los sistemas de comando): En el sistema desarrollado se da la simultaneidad de la prueba y la medida en operación (por la redundancia).
El ensayo del sistema electrónico (excepto el detector) puede hacerse en operación, debido a las características modulares del mismo. El canal bajo ensayo queda momentáneamente fuera de la operación.
Diversidad de los sistemas electrónicos asociados al sistema de protección: Se tiene dentro de la cadena de ¨SCRAM¨ varios equipos asociados aparte de las cadenas de arranque y marcha, tenemos las temperaturas de salida del núcleo, la variación de temperatura del núcleo, la variación de presión del núcleo y el caudal total del circuito primario. Además se tiene las mediciones de radiaciones y aerosoles para tomar acciones de seguridad que, aunque tardías (prácticamente post – accidentes), pueden limitar los daños sufridos y prevenir a las personas a fin de evitar daños mayores.
Análisis de Disponibilidad y Confiabilidad: Se efectuó un análisis previo al diseño de cada cadena de medición neutrónica, el cual se explicara mas adelante, lo que se requiere es tener valores conservativos que sirvan como valores limites. En lo que concierne a la disponibilidad, se requiere que cada cadena de medición neutrónica (arranque o marcha) tenga asignado un valor numérico de indisponibilidad en base a alguna experiencia técnica. Con respecto a la confiabilidad se debe tener en cuenta cierto número de factores, tales como frecuencia de fallos, facilidad de ensayo en línea, frecuencia de ensayos, tiempo de reparación, accesibilidad, fallos del suministro eléctrico y fallos debido a causas comunes.
Diversidad entre los parámetros que intervienen en los conjuntos de medida del sistema de protección : Se cumple al efectuar el diseño de la instrumentación cumpliendo el primer punto de la base de diseño.
Falla peligrosa: Los sistemas están diseñados para adoptar la posición de mayor seguridad ante una falla en el suministro de energía.
Falla a modo común: La multiplicidad (2 de 3) de los canales de medida, mas la diversidad de los caminos de conducción de cables, junto a la ubicación diferente de cada sistema, hace poco probable la producción de este tipo de falla. En caso de falta o falla de uno de los tres canales, la lógica pasa a ser 1 de 2.
Análisis probabilístico y los eventos iniciantes relacionados con la instrumentación nuclear (cadenas de medición de neutrones) La importancia de las cadenas de medición neutrónico en la instrumentación nuclear dentro del funcionamiento del reactor, esta en:
1. El control y vigilancia
2. La Seguridad
En el tema de seguridad se tiene en cuenta las acciones que pueden realizarse al presentarse algún evento de naturaleza neutrónica prevista. En el análisis probabilístico de accidentes del RP-10 se tienen en cuenta 2 eventos iniciantes de naturaleza neutrónica y son:
De estos eventos iniciantes, el primero no puede ser controlado por el sistema de extinción (caída de las barras de seguridad o SCRAM) diseñado para la seguridad del reactor, debido a la rapidez del evento, sin embargo el reactor se extinguiría por si mismo debido a las características de seguridad intrínsecas del núcleo, tales como los coeficientes de reactividad negativos de temperatura del combustible y del refrigerante, particularmente el coeficiente de vacío.
El segundo evento iniciante tiene dos componentes:
F1: retiro incontrolado de una barra de control F2 : extracción de un elemento combustible del núcleo por una barra de control y posterior caída del mismo.
Estos eventos iniciantes pueden ocurrir en cualquier modo de operación del reactor, las peculiaridades del transitorio dependen fuertemente de la tasa y magnitud de la inserción de reactividad producida, así como de las características de diseño del reactor, además los periodos en que se desarrollan tales transitorios permiten que el sistema de extinción del reactor pueda actuar oportunamente, en el caso de la ocurrencia de los eventos iniciantes componentes.
Los parámetros de disparo que producirían SCRAM son:
Flujo neutrónico logarítmico
Flujo neutrónico lineal
Período de canal de marcha
(T en el núcleo
Temperatura de salida del núcleo
De todos estos, los de tema de estudio son los tres primeros.
Por otra parte se estima conservativamente que este evento iniciante (F) podría ocurrir, a lo sumo, una vez en la vida útil de la instalación; por lo tanto: P(F) = 3 x 10-2 año-1 Vida útil : 30 años
En el caso de un evento iniciante de naturaleza neutrónica, existen sistemas y dispositivos de seguridad, existen sistemas y dispositivos que intervienen en el desarrollo de las secuencias accidentales, uno de los sistemas de seguridad considerado es el sistema de extinción, que comprende todas las señales de los parámetros que controlan el reactor, que tienen acción de apagar el reactor, mediante la inserción de todas las barras de seguridad del reactor. Este sistema, mediante un análisis probabilístico de falla tiene los siguientes valores:
SE : Sistema de extinción aut. : automático man : manual De estos tres modos del sistema de extinción del Reactor, ligado a la parte neutrónica, el que nos interesa es el primero (SE aut.) por que tiene que ver con la respuesta de la instrumentación para la acción de extinción del reactor por la aparición de un evento de naturaleza neutrónica, como es el caso del evento iniciante F.
Actuación automática del Sistema de extinción (SE aut.) Se observa que para varios eventos iniciantes postulados, el SE es activado por un conjunto distinto de parámetros de disparo, los que a su vez poseen distinta lógica de detección, Debido a ello la probabilidad de falla del SE es distinta según el e.i. que se trate.
Cabe destacar que si bien la instrumentación cuenta con un sistema de introducción automática de barras de seguridad o de control, solo para determinados parámetros (diferencia de temperatura en el núcleo, temperatura de salida del núcleo, nivel en el tanque del reactor y período del reactor), clasificados con nivel de seguridad 3, no se otorga crédito a dicho sistema por no pertenecer al SE y además no acusar señal de SCRAM.
Por lo tanto, la probabilidad de falla del SE se evalúa mediante tres conjuntos distintos de parámetros de disparo, los cuales abarcan conservativamente a todos los conjuntos de parámetros presentados en la tabla anterior, para cada e.i. postulado.
Los tres conjuntos antedichos son:
Detección por 1 parámetro con lógica (2/3)
Detección por 1 parámetro con lógica (1/1)
Detección por 2 parámetro con lógica (2/3) y (1/1)
El cálculo de probabilidad de falla del SE, se realiza por medio de árboles de falla para cada uno de los tres casos mencionados; dichos árboles de falla se basan en diagramas en bloque que contemplan el procesamiento completo de la señal, desde el detector hasta el mecanismo de sostén de las barras de control – seguridad. Para nuestro caso en que se estudia las cadenas de medición neutrónica relacionadas con la seguridad en el nivel 4, tenemos el caso de la detección por 1 parámetro con lógica 2/3, que es el caso de las señales de flujo lineal de marcha ((M11Y4, (M12Y4, (M21Y4, (M22Y4, (M31Y4, (M32Y4), flujo logarítmico de marcha (LM11Y4, LM12Y4, LM21Y4, LM22Y4, LM31Y4, LM32Y4), flujo logarítmico de arranque (LA11Y4, LA12Y4, LA21Y4, LA22Y4, LA31Y4, LA32Y4), y período de marcha (TM11Y4, TM12Y4, TM21Y4, TM22Y4, TM31Y4, TM32Y4).
Al analizar la falla del SE se tuvieron en cuenta las dependencias entre sistemas y/o componentes por equipos compartidos e interacciones físicas, lo cual se representa en los árboles de falla mediante un factor de corrección que surge de la aplicación del método del factor (, para la cuantificación de fallas dependientes.
Cada bloque corresponde a un evento básico del árbol de falla, por lo tanto a fin de poder calcular la probabilidad de ocurrencia del evento tope de los respectivos árboles de falla, se describe a continuación cada uno de los bloques que conforman los diagramas y se determina la probabilidad de cada evento básico (en adelante EB) que intervienen en dichos árboles de falla
EB AI (Detección): Se ha tomado como representativa para calcular la probabilidad de falla la medición de flujo neutrónico, dado que la probabilidad de falla de las distintas cadenas de detección resulta del mismo orden para cada caso. Los componentes que integran este EB son:
Elemento detector ED
Fuente de A.T. positiva y negativa, FAT+ , FAT-
Amplificadores AMi
Para calcular la probabilidad de falla se adopta el modelo ¨ indisponibilidad de componentes en estado de espera ¨ dado que pueden existir fallas que no son detectadas durante la operación normal de la planta. Estas fallas no detectadas se denominan fallas con riesgo, dado que de producirse las mismas, no se detectan hasta la próxima prueba del sistema. Las fallas sin riesgo no son consideradas, dado que de producirse activarían el canal de detección correspondiente; resulta entonces:
Se denomina como AI al elemento de Detección correspondiente, en nuestro caso son 3 cadenas de medición por lo tanto tendremos A1, A2, A3.
T = tiempo entre pruebas ( = tasa de falla con riesgo La tasa de falla (Ai esta compuesta por:
(Ai = (ED + (FAT+ + (FAT- + (Ami Donde:
(ED = 40 x 10-6 h-1 (FAT+ = 7 x 10-6 h-1 (FAT- = 7 x 10-6 h-1 (Ami = 4 x 10-6 h-1 Por lo tanto:
(Ai = 5.8 x 10-5 h-1 Para el tiempo entre pruebas se asume que el reactor opera 4 días continuos, es decir 100 horas, y que se realiza la verificación de todos los canales de detección durante el arranque, resulta entonces:
EB Bij (Comparadores) Este bloque cuenta con comparadores de alta y de baja, denominados CA y CB respectivamente. Bij significa comparador i de la cadena de scram j. Por lo tanto la tasa de falla resulta:
(Bi = (CA + (CB Las tasas de falla con riesgo de cada comparador es:
(CA =(CB = 1.9 x 10-6 h-1 Entonces:
(Bi = 2 x 1.9 x 10-6 h-1 = 3.8 x 10-6 h-1 (Bi = 3.8 x 10-6 h-1
EB CIJ (Lógica 2/3) La lógica 2/3 es parte de la lógica de SCRAM y consiste en enviar una señal a SCRAM cuando dos señales dan indicación de falla en los equipos o que se ha excedido un valor prefijado. La lógica que se utiliza es del tipo convencional y esta implementada por compuertas. Como se tiene tres señales de tres equipos estos ingresan a la lógica 2/3 para su evaluación. Se representa por Cij, que significa, el equipo de lógica 2/3 i, correspondiente a la cadena de SCRAM j.
Así, tenemos que la tasa de falla con riesgo es:
(Ci = 7.6 x 10-5 h-1 Como el tiempo entre pruebas es de 100 h, adoptando el mismo modelo de confiabilidad que en los casos anteriores, resulta:
EB DI (Detector de SCRAM) Este bloque se trata de un módulo que contiene una lógica del tipo Y (and) junto con un detector de SCRAM secuencial sincrónico. El mismo recibe señales de las lógicas (2/3) y del generador de secuencias y comanda al bloque de energización de electroimanes. Se describe este evento como Ci, donde C corresponde al detector de SCRAM y ¨ i ¨ corresponde al número de cadena de SCRAM. La tasa de falla con riesgo es:
(Di = 3.5 x 10-6 h-1 El modelo de confiabilidad utilizado y el tiempo medio entre pruebas son los mismos que para el bloque de detección Ai, ya que el detector de SCRAM cumple con las mismas hipótesis adoptadas para dicho bloque, por lo tanto:
EB E (Generador de secuencias) Este bloque forma parte de la lógica de SCRAM y es el encargado en generar un sistema de auto prueba que permite verificar el funcionamiento de los bloques C (lógica de 2/3) y D (detector de SCRAM), e indicar si existe alguna compuerta de entrada a la lógica o alguna compuerta intermedia, incapaz de cumplir con su función especifica por presentar una falla. Se asume por lo tanto que la falla del generador de secuencias produce la falla del SE. Se representa con la letra E. La tasa de falla con riesgo es:
(F = 1.0 x 10-5 h-1 De igual forma como el caso anterior se considera el tiempo entre pruebas de 100 h, adoptando el mismo modelo de confiabilidad que en los casos anteriores, resulta:
EB F (Energización de Electroimanes) Este bloque procesa las señales de salida de los detectores de SCRAM en paralelo y actúa directamente sobre la alimentación eléctrica de los electroimanes que sostienen por energía magnética a las barras de control – seguridad. Se representa con la letra F. La tasa de falla con riesgo es:
(F = 1.4 x 10-5 h-1 Adoptando el mismo modelo de confiabilidad que en los casos anteriores, y considerando el tiempo entre pruebas de 100 h, resulta:
EB G (Mecanismo de Barras) El mecanismo de barras, inserta y extrae las barras de control, y de seguridad del reactor. El modo de falla del mecanismo de barras, consiste en la no inserción rápida de las barras de seguridad en caso de desenergizarse los electroimanes de las mismas. Se representa con la letra G. La tasa de falla con riesgo es:
(G = 1.0 x 10-6 h-1 Adoptando el mismo modelo de confiabilidad que en los casos anteriores, y considerando el tiempo entre pruebas de 100 h, resulta:
El Diagrama en bloques de la detección de un parámetro con lógica 2/3 es :
ARBOL DE FALLA DEL SISTEMA DE EXTINCIÓN DADO QUE FALLE LA DETECCIÓN POR UN PARÁMETRO EN LÓGICA 2/3
ÁRBOL DE FALLA DETECCIÓN CADENA DE SCRAM 1 Y 2
ÁRBOL DE FALLA DETECCIÓN CADENA DE SCRAM 1
ÁRBOL DE FALLA LÓGICA DE DETECCIÓN 1
El árbol mostrado en sus partes constituyentes se resuelve con la ayuda del código ¨Fault Tree Analysis Program¨ , el cual da como resultado final el valor de 1.95 x 10-3, como probabilidad de falla del Sistema de Extinción automático debido a la detección por un parámetro con lógica 2/3.
Las probabilidades de falla de energización de electroimanes, mecanismos de barras y detección cadena de SCRAM corrección beta, están indicados en la tabla de datos de eventos básicos.
Esquema básico de análisis de confiabilidad
Tanto las cadenas de medición como los comparadores están asociados en lógicas 2/3 y ambas trabajan en serie, es decir, primero se realiza la medición y de acuerdo a esta información se verificara si trabaja dentro de los limites fijados, y en caso contrario deben actuar los sistemas de seguridad, ya sea de enclavamiento, o de SCRAM, en el caso de los comparadores las señales asociados a los parámetros de control del reactor, se bifurcan en dos en la lógica de scram, denominados detección de Lógicas 2/3, y trabajan en lógica ½, este conjunto se denomina detector de SCRAM 1 y 2 respectivamente, antes de dar la señal final de SCRAM, luego el esquema básico de confiabilidad de esta cadena de medición neutrónica será, tanto para arranque como para marcha, de la siguiente manera:
La confiabilidad de los componentes Ai y Di que son independientes y están serie
Donde:
RAi: confiabilidad de las cadenas de medición asociadas en lógica 2/3 RDi: confiabilidad de los comparadores asociados en lógica 2/3 La confiabilidad de los componentes D1 y D2, que están en paralelo, son similares, es decir tienen la misma confiabilidad y están en lógica ½ , se le denomina D a cada uno
Cada componente D esta compuesto por 3 componentes Bij en paralelo, que están en lógica 2/3 y cada componente tiene la misma confiabilidad, por lo tanto se denominaran como B simplemente.
Luego, reemplazando RDi en función de RB
La confiabilidad de RAi, es la confiabilidad de 3 componentes de medición similares en lógica 2/3, lo cual es:
Por lo tanto RSIST es:
De la tabla de datos de eventos básicos se obtienen valores de probabilidad de falla de los comparadores y detección, los cuales están dados para 100 horas entre pruebas, los cuales son:
PA= 5.8 x 10-5 PB= 1.9 x 10-4 Por lo tanto, los valores de confiabilidad respectivos serán:
RA= (1- 2.9 x 10-3) RB= (1- 1.9 x 10-4) Desarrollando RDi, obtenemos que es prácticamente 1, por lo tanto RSIST será:
La inconfiabilidad del sistema esta definida como:
USIST= 1- RSIST =1 – RAi Evaluando RAi, obtenemos RAi = .9999748188 USIST = 2.5 x 10-5 Si ha este resultado le agregamos la inconfiabilidad de la energización de electroimanes y el mecanismo de barras, tenemos:
USEaut = Usist + UEE + UMB Reemplazando valores tomados de la tabla de datos de eventos básicos, tenemos:
USEaut = 2.5 x10-5 + 7.0 x 10-4 + 5.0 x 10-5 
8 x 10-4 Según los cálculos del programa Fault Tree Analysis para SEaut con lógica 2/3 se tiene aproximadamente 2.0 x 10-3 , el cual es un valor mas conservador que el hallado.
Sin embargo el sistema de extinción total esta dado por SEaut. y SEman con alarmas. Los cuales forman una configuración en paralelo y cuya probabilidad de falla esta dada por:
USE = USEaut x USEman = 2 x 10-3 x 1.3 x 10-2 = 2.6 x 10-5 Que es el valor que aparece en los análisis de árboles de eventos del RP10, y que nos da una idea de la magnitud de la probabilidad de falla debido a este sistema.
Se ha realizado una descripción y análisis de las cadenas de medición neutrónica, tanto para la etapa de arranque como para la etapa de marcha, de los parámetros neutrónicos para la información, vigilancia y control del reactor y los limites de disparo que son necesario para las diversas lógicas de seguridad con que cuenta el reactor, también, desde el punto de vista de seguridad se ha realizado un análisis de confiabilidad de toda la cadena de medición hasta la caída de las barras de extinción y su importancia dentro de la seguridad del reactor para eventos de naturaleza neutrónica. El siguiente esquema muestra en resumen las etapas mencionadas de la cadena de medición neutrónica.
Cabe destacar, que las cadenas de medición neutrónica son solo una parte de las múltiples cadenas asociadas a la instrumentación y control del reactor y que el conjunto de todas ellas hacen posible aumentar la confiabilidad del sistema ante la ocurrencia de posibles incidentes o accidentes dentro de la instalación del reactor.
1. Informe de Seguridad N° 7 Instrumentación y Control – CNEA
2. Informe de Seguridad N° 15 Análisis Probabilístico de Seguridad del RP-10
3. Confiabilidad y Seguridad del Producto (Apuntes) Lic. Hugo Perl
4. Introducción a la Instrumentación y Control de Reactores Nucleares (Apuntes) – Ing. Jorge Sinderman
5. Reliability Engineering and Risk Analysis – Mohammad Modarres
6. Probabilistic Reliability – Mc Graw Hill
7. Radiation Detection Measurement – Knoll
Autor:
Jose Castro.
jcastro[arroba]ipen.gob.pe
| Página siguiente |