Lógicas del sistema de detección de fugas en los intercambiadores de calor del moderador, en Central Nuclear Embalse

Abstract

Los equipos de instrumentación y control (I&C) son esenciales para operar Instalaciones Nucleares de forma segura y eficiente en todos los estados operativos y en situaciones accidentales. La evolución tecnológica desde los equipos analógico-electromecánicos hacia los “inteligentes” con tecnología digital, permiten aumentar la capacidad del control con más y mejores lecturas de variables de procesos (presión, caudal, etc.) y de variables nucleares (actividad, dosis, flujo neutrónico, etc) proporcionando gran confiabilidad y reduciendo la exposición del personal a la radiación. Estos adelantos obligan a las Instalaciones Nucleares a incorporar nuevos equipos digitales a su sistema de control centralizado y predominantemente analógico, para poder extender su vida útil. Este es el caso de la Central Nuclear Embalse (CNE), central tipo Canadian Deuterium Uranium (CANDU), que está implementando un Proyecto de Extensión de Vida (PEV) que le permitirá operar por un nuevo ciclo de 25 años. Las principales actividades que se están realizando son los cambios de los tubos de presión y generadores de vapor, la actualización de las computadoras de control y la repotenciación de la Planta (de 648 iniciales a 683 MWe). La extensión de vida implica cumplir con normativas más exigentes por parte de la ARN (Autoridad Regulatoria Nuclear), IAEA (International Atomic Energy Agency) y AECL (Atomic Energy of Canada Limited) respecto a todas las condiciones operativas y accidentales. El caso accidental abordado en este trabajo es la rotura tipo 2A de un tubo del circuito primario de los intercambiadores de calor del moderador. Como el sistema de refrigeración se compone de un circuito primario-secundario doblemente redundado, la rotura implicaría un pasaje directo de agua pesada del moderador al agua de servicios que se descarga al embalse. En base a esta situación accidental se decidió implementar un sistema propuesto por CNEA (Comisión Nacional de Energía Atómica), el Sistema Adicional de Fugas del Agua del Moderador (SADFM), que detecta tempranamente la ocurrencia de fugas y que permite iniciar las acciones de mitigación para minimizar, tanto como sea posible, la emisión de agua tritiada en el efluente manteniéndose por debajo de los límites de fuga admisibles. El sistema detectará las fugas a través de la medición de actividad gamma en la salida de agua de servicios. El SADFM está compuesto por dos subsistemas independientes, cada uno asociado a un intercambiador de calor del moderador en particular. Cada subsistema tendrá detectores triplemente redundados, configurándose en una lógica 2 de 3 para evitar una falsa detección por señales espurias. El SADFM entregará una medición válida ante falla simple de alguno de los componentes que lo integran, con el objetivo de mejorar la disponibilidad de la medición aún en esas condiciones. En esta tesis se presentan las principales características del SADFM, se evalúan las posibles alternativas de las lógicas de votación de la redundancia para mejorar la disponibilidad del sistema de medición y se valida el sistema a ser implementado en la computadora de control de CNE mediante ensayos realizados en un sistema de adquisición construido a tal fin.