Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presion es uno de los transitorios mas exigentes desde el punto de vista de operacion. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podria dar lugar a emisiones radiologicas al exterior sin necesidad de dano en el nucleo previo o sin que falle la contencion, ya que los SG pueden constituir una via directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los analisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Analisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar credito a la accion del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponia que el grupo de operacion era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear mas de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologias fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestion. En el Analisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para disenar los cabeceros en el arbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de exito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinamica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Ademas, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberacion de actividad radiologica al exterior sin dano previo en el nucleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de nucleo son de exito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a traves de una metodologia que contemple Arboles de Sucesos Dinamicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolucion temporal y la dosis al exterior de la hipotesis mas relevantes encontradas en los Analisis Deterministas a nivel mundial. La comparacion se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el codigo termohidraulico TRACE, con hipotesis de estimacion optima, pero con hipotesis deterministas como criterio de fallo unico o perdida de energia electrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los codigos utilizados normalmente para los calculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, segun las diferentes hipotesis en cada metodologia. Por otra parte, los resultados estan bastante lejos de los limites de regulacion, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un analisis de seguridad integrado del SGTR segun la metodologia ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear espanol (CSN). Para ello, se ha realizado un analisis termo-hidraulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el codigo MAAP. La metodologia ISA permite la obtencion del arbol de eventos dinamico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuacion del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulacion de codigos para la evaluacion de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinamico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon tambien con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en terminos no solo de danos en el nucleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodologia integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la vision del DSA del SGTR (consecuencias radiologicas) se une con la vision del PSA del SGTR (consecuencias de dano al nucleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.