MXPA04003150A - Metodo para autorizar una emision de energia aumentada de un reactor nuclear de agua en ebullicion. - Google Patents

Abstract

Un metodo (60) computarizado para autorizar una emision de energia aumentada de un reactor nuclear de agua en ebullicion, el cual incluye seleccionar (62) evaluaciones de seguridad genericas de una base de datos de evaluaciones genericas, comparar (64) las condiciones operativas del reactor a una emision de energia aumentada con las condiciones operativas del reactor de las evaluaciones genericas seleccionadas, validar (66) la aplicacion de analisis genericos; llevar a cabo (68) evaluaciones especificas a las condiciones operativas del reactor fuera de las condiciones de la evaluaciones genericas seleccionadas y evaluaciones de seguridad no incluidas en la base de datos de evaluaciones genericas y emitir informes de autorizacion especificos para la planta para una emision de energia aumentada.

Description

MÉTODO PARA AUTORIZAR UNA EMISIÓN DE ENERGÍA AUMENTADA DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA EN EBULLICIÓN CAMPO DE LA INVENCIÓN La invención se relaciona con en general con reactores nucleares y más en particular a métodos para aumentar la emisión de energía térmica de reactores de agua en ebullición.

ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN Un típico reactor de agua en ebullición (BWR) incluye un recipiente de presión que contiene un núcleo de combustible nuclear inmerso en agua de enfriamiento circulante que retira el calor del combustible nuclear. El agua hierve para generar vapor para activar un generador de turbina de vapor para generar energía eléctrica. El vapor entonces, se condensa y el agua regresa al recipiente de presión en un sistema de circuito cerrado. Los circuitos de tubería llevan el vapor hacia las turbinas y llevan el agua de re-circulación o el agua alimentada de regreso al recipiente de presión que contiene el combustible nuclear. El BWR incluye varios sistemas de control de circuito cerrado convencionales que controlan las diferentes operaciones del BWR en respuesta a las demandas. Por ejemplo, un sistema de control de activación de varilla de control (CRDCS) controla la posición de las varillas de control dentro del núcleo del reactor y por tanto, controla la densidad de la varilla dentro del núcleo, lo cual determina la reactividad dentro del mismo, y a su vez, determina la emisión de energía del núcleo reactor. Un sistema de control de flujo de re-circulación (RFCS) controla la velocidad de flujo del núcleo, lo cual cambia la relación vapor/agua en el núcleo y se puede utilizar para cambiar la energía de salida del núcleo del reactor. Estos dos sistemas de control funcionan juntos entre sí para controlar en cualquier punto determinado, la energía de salida del núcleo reactor. Un sistema de control de turbina (TCS) controla el flujo de vapor del BWR para la turbina con base en la regulación de presión o la demanda de carga. La operación de estos sistemas, así como otros sistemas de control BWR, se controlan con el uso de varios parámetros de monitoreo del BWR. Algunos parámetros de monitoreo incluyen el flujo del núcleo y la velocidad de flujo efectuada por los RFCS, la presión del sistema del reactor, que es la presión del vapor descargado del recipiente de presión para la turbina, la cual se puede medir en el domo del reactor o en la entrada de la turbina, el flujo de neutrones o la energía del núcleo, la temperatura del agua de alimentación y la velocidad de flujo, la velocidad de flujo del vapor provista a la turbina y las diferentes indicaciones del estado de los sistemas BWR. Muchos parámetros de monitoreo se miden en forma directa, mientras que otros, como la energía térmica del núcleo se calcula con el uso de parámetros de medición. Las emisiones de los sensores y los parámetros calculados se introducen a un sistema de protección de emergencia para asegurar un apagado seguro de la planta, lo que aisla el reactor del ambiente exterior, cuando es necesario, y evita que el núcleo del reactor de sobrecaliente durante un caso de emergencia. Como historia, los reactores se diseñaron para operar a una emisión de energía térmica más alta que el nivel de energía térmica autorizado. Para cumplir con los lineamientos de autorización reglamentarios, los reactores operan a una salida de energía térmica máxima, menor a la salida máxima de la salida de energía térmica que el reactor puede soportar. Estas bases del diseño original incluyen amplios márgenes conservadores tomados en cuenta dentro del diseño. Después de años de operación, se ha encontrado que los reactores nucleares pueden operar en forma segura a niveles de emisión de energía más altos que los autorizados originalmente. También, se ha determinado que los cambios en los parámetros operativos y/o las modificaciones en el equipo permitirán una operación segura de un reactor con una emisión de energía térmica máxima mucho más alta (hasta aproximadamente 120% de la energía autorizada originalmente). Para operar a una emisión de energía térmica más alta que la emisión térmica autorizada originalmente por el cuerpo normativo nuclear, es necesaria una enmienda de autorización aprobada por el cuerpo normativo de la energía nuclear. Típicamente, se requiere un análisis de seguridad del reactor nuclear con los nuevos parámetros propuestos, antes de obtener la aprobación del cuerpo normativo de la energía nuclear.

BREVE DESCRIPCIÓN DE LA INVENCIÓN En una modalidad ejemplificativa de la invención, se proporciona un método computarizado para autorizar la emisión de energía aumentada de un reactor nuclear de agua en ebullición. El método incluye seleccionar evaluaciones genéricas de seguridad desde una base de datos de evaluaciones genéricas, comparar las condiciones operativas del reactor a una emisión aumentada de energía con las condiciones operativas del reactor de las evaluaciones genéricas seleccionadas, validar la capacidad de aplicación de las evaluaciones genéricas, y llevar a cabo evaluaciones específicas de la planta a las condiciones operativas del reactor fuera de las condiciones de evaluaciones genéricas seleccionadas y evaluaciones de seguridad no incluidas en la base de datos de evaluaciones genéricas. En otra modalidad ejemplificativa, se proporciona un sistema para autorizar la emisión de energía aumentada de un reactor de agua en ebullición. El sistema incluye una computadora configurada para simular la operación y la respuesta del reactor nuclear a una emisión de energía aumentada, seleccionar evaluaciones de seguridad genérica de una base de datos de evaluaciones genéricas, comparar las condiciones operativas del reactor a una emisión de energía aumentada con las condiciones operativas del reactor de las evaluaciones genéricas seleccionadas, validar la capacidad de aplicación de las evaluaciones genéricas, y llevar a cabo evaluaciones de seguridad específicas para la planta a las condiciones operativas fuera de las condiciones de evaluaciones genéricas seleccionadas y evaluaciones de seguridad no incluidas en la base de datos de evaluaciones genéricas.

BREVE DESCRIPCIÓN DE LOS DIBUJOS La Figura 1 es un diagrama esquemático de los componentes básicos de un sistema generador de energía que contiene la turbina-generador y un reactor nuclear de agua en ebullición. La Figura 2 es una gráfica del porcentaje de la energía térmica medida contra el flujo de núcleo, la cual ilustra el dominio de operación expandido y una elevación de dominio del reactor de agua en ebullición de la Figura 1. La Figura 3 es un diagrama de flujo de un método de análisis de seguridad controlado por computadora para facilitar el incremento en la emisión de energía del reactor nuclear de agua en ebullición mostrado en la Figura 1, de conformidad con una modalidad de la presente invención.

DESCRIPCIÓN DETALLADA DE LA INVENCIÓN La Figura 1 es un diagrama esquemático de los componentes básicos de un sistema 8 generador de energía. El sistema incluye un reactor 10 nuclear de agua en ebullición que contiene el núcleo 12 del reactor. El agua 14 se hierve con el uso de la energía térmica del núcleo 12 del reactor, la cual pasa a través de una fase 16 de vapor de agua para convertirse en vapor. El vapor 18 fluye a través de la tubería en un trayecto 20 de flujo de vapor hacia una válvula 22 de control de flujo de turbina que controla la cantidad de vapor 18 que entra en la turbina 24 de vapor. El vapor 18 se utiliza para activar la turbina 24, la cual, a su vez, activa el generador 26 eléctrico, lo que crea energía eléctrica. El vapor 18 fluye a un condensador 28, en donde se convierte otra vez en agua. El agua 14 se bombea a una bomba 30 de alimentación de agua a través de la tubería en un trayecto 32 de alimentación de agua de regreso al reactor 10. Un dominio 40 operativo del reactor 10 se caracteriza por un mapa de la energía térmica del reactor y el flujo del núcleo como se ilustra en la Figura 2. Típicamente, los reactores están autorizados para operar en una línea 42 de varilla/control de flujo o por debajo de la misma, caracterizada por un punto 44 operativo definido por 100 por ciento de la energía térmica medida original y 100 por ciento del flujo de núcleo medida. En ciertas circunstancias, los reactores están autorizados para operar con un mayor dominio, pero están restringidos para operar por debajo de la línea 46 de varilla/control de flujo o en la misma, por un punto 48 operativo definido por el 100 por ciento de la energía térmica medida original y 75 por ciento del flujo de núcleo medido. Es deseable operar a una energía térmica mayor que el 100 por ciento de la energía térmica autorizada medida original, algunas veces llamada elevación de energía. Las líneas 50 representan el límite superior potencial del dominio 40 operativo. Para operar en la región elevación del dominio 40 operativo, son necesarias algunas modificaciones en las condiciones operativas y/o modificaciones en el equipo. Un nivel elevación de energía óptimo está definido con base en las capacidades físicas de la plana y las metas financieras del propietario/operador de la planta de energía. La Figura 3 es un diagrama de flujo de un método 60 de análisis de seguridad controlado por computadora para proporcionar el incremento de la emisión de energía del reactor 10 nuclear de agua en ebullición de conformidad con una modalidad de la presente invención Para obtener una enmienda de autorización para la elevación de energía, el propietario de BWR debe presentar al cuerpo normativo de la energía nuclear apropiado un informe de una evaluación de seguridad de elevación de energía específica de la planta, el cual detalla los diferentes análisis llevados a cabo para demostrar la operación segura de la planta a un nivel más alto de emisión. Durante el período de revisión del informe de seguridad, puede haber varias solicitudes para información adicional por parte del cuerpo normativo, la cual involucra tiempo y esfuerzo por parte del propietario de la instalación del BWR y sus contratistas para su resolución. Luego de una revisión satisfactoria del informe de seguridad, se otorga la enmienda para la autorización de operación por parte del cuerpo normativo de la energía nuclear para reflejar la condición de energía térmica del núcleo elevado. La solicitud de enmienda de autorización debe ser consistente con las consideraciones que reglamentan la autorización actual. En particular, no hay ningún cambio en las bases de autorización para la planta, y no hay incrementos importantes en la cantidad de efluentes o radiación emitida de la instalación, y se anticipan debido al elevación de energía. Las consideraciones de los riesgos potenciales importantes que establecen la operación de la instalación de conformidad con la enmienda propuesta no involucran un riesgo importante en la probabilidad o en las consecuencias de un accidente evaluado con anterioridad, lo cual crea la posibilidad de un nuevo accidente o de diferente tipo al accidente previamente evaluado o involucran una reducción importante en el margen de seguridad. El método 60 incluye seleccionar 62 evaluaciones de seguridad genéricas con base de computadora desde una base de datos de evaluaciones genéricas de seguridad ya llevadas a cabo en la condición de elevación de energía, comparar 64 la configuración del diseño de la planta con el rango de características de la planta supuestas en las evaluaciones genéricas, y validar 66 la capacidad de aplicación de las evaluaciones de seguridad genéricas para la aplicación específica de la planta. El método 60 también incluye llevar a cabo 68 evaluaciones específicas a las condiciones operativas del reactor fuera del intervalo de aplicación de las evaluaciones genéricas seleccionados o no están incluidos en la base de datos de evaluaciones genéricas. Algunas de las evaluaciones específicas de la planta se llevan a cabo en una manera simplificada con base en los resultados obtenidos de las evaluaciones genéricas. El método 60 también incluye introducir 70 datos de las evaluaciones genéricas seleccionadas y evaluaciones de seguridad específicas dentro de las plantillas del informe almacenadas en una base de datos de informes emitir reportes autorizados para presentarlos a un cuerpo normativo de la energía nuclear. Una plantilla electrónica de informe de autorización se encuentra incorporada con respuestas a preguntas del cuerpo normativo a partir de las presentaciones de elevación de energía similar. Típicamente, las evaluaciones genéricas de seguridad han sido revisadas y aprobadas por el cuerpo normativo de la energía nuclear apropiado. Al mostrar que las condiciones operativas del reactor 10 están dentro de las limitaciones de una evaluación genérica pre-aprobada elimina la necesidad de volver a evaluar al reactor 10 a una emisión de energía térmica del núcleo incrementada para las condiciones cubiertas por la evaluación genérica. Las evaluaciones detalladas específicas se conducen únicamente para las condiciones que están fuera de las condiciones limitantes de las evaluaciones genéricas que simplifican las evaluaciones específicas de la planta, así como el procedimiento general de autorización. El método 60 incluye evaluar 72 el núcleo y el desempeño del combustible a una emisión de energía aumentada. Las evaluaciones proporcionan los pronósticos para la integridad térmica y mecánica del combustible durante la operación de estado estable normal, apariciones operativas anticipadas o eventos de accidentes. Las evaluaciones también cuentan para la estrategia operativa de la planta, la longitud del ciclo de operación y los modos de contingencia de operación como con el equipo específico declarado fuera de servicio o el equipo con un desempeño degradado. La evaluación 72 del desempeño del núcleo y combustible que impacta a una emisión de energía incrementada, incluye determinar 74 el transiente anticipado limitante sin eventos de escape (ATWS) para la emisión de energía térmica del núcleo incrementada. Algunos eventos (ATWS) incluyen el cierre de la válvula principal de aislamiento de vapor ( SIVC), una falla abierta en el regulador de presión (PROF.); pérdida de energía fuera de sitio (LOOP); y una apertura accidental de la válvula de liberación (IORV). El análisis toma en cuenta las características migratorias ATWS, como la desconexión de la bomba de recirculación , inserción de varilla alterna (ARI) y el desempeño del sistema de control de líquidos (SLCS) de espera. Se crean los esquemas de parámetros importantes y los valores de cresta del flujo de neutrones, el flujo promedio del calor del combustible y la presión del recipiente se calculan para cada uno de los cuatro eventos. Los eventos ATWDS determinados para la emisión de energía térmica del núcleo incrementados se comparan con los eventos ATWS de la evaluación genérica.

El método 60 también incluye evaluar 76 la integridad mecánica y estructural del sistema, las estructuras y componentes (SSC) dentro y fuera del recipiente de presión del reactor (RPV) a las condiciones elevadas de energía, incluyendo los efectos del aumento de temperatura, el flujo, la presión y la radiación. Estos SSC deben mantener su integridad estructural bajo cargas dinámicas y efectos de vibración y llevan a cabo sus funciones propuestas originales, como los componentes de límite de presión o los componentes de geometría de enfriamiento del núcleo. Los SSC dentro del RPVV incluyen, por ejemplo, una gualdera del núcleo, una placa de soporte del núcleo, una guía superior del núcleo del reactor, y un secador de vapor. Los SSC fuera del RPVV incluye, por ejemplo, la pared de protección biológica, los sistemas de tubería/válvulas/bombas y una construcción de contenedor. Para determinar su integridad estructural, se desarrollan un modelo con base en computadora específica de la planta del RPVV y los componentes integrales. Las condiciones iniciales térmicas-hidráulícas de la planta también se desarrollan a través de una simulación de computadora para un estado estable asi como los transientes y las condiciones de accidente. Las cargas resultantes en los SSC se calculan y se comparan con el criterio del diseño específico para determinar la integridad mecánica de los SSC bajo las condiciones de estado estable o de accidente. El método 60 también incluye evaluar 78 la capacidad del desempeño del equipo de seguridad para mantener la planta en un estado continuamente controlado y para reducir al mínimo cualquier impacto adverso para la salud pública y la seguridad durante las apariciones operativas o eventos de accidente. Las evaluaciones están con base en las especificaciones originales del diseño del sistema, los datos operativos del sistema actual y el modo de contingencia de operación con el equipo seleccionado, ya sea declarado fuera de servicio o con un desempeño deficiente. La evaluación 78 del desempeño del equipo de seguridad incluye calcular 80 el intervalo de la energía del núcleo sobre el cual el Sistema de Enfriamiento de Aislamiento del Núcleo del Reactor (RCIC) evita que el núcleo se descubra durante una pérdida de alimentación de agua. El propósito principal del sistema RCIC es mantener suficiente anti-congelante en el recipiente del reactor de modo que el núcleo no quede descubierto en caso de un aislamiento del reactor acompañado por la pérdida del flujo de enfriamiento del sistema de alimentación de agua del reactor. Este caso es transiente limitante, lo que pondrá en riesgo el enfriamiento del núcleo. Los niveles más altos de energía del núcleo asociados con la elevación de energía dará como resultado una mayor evaporación y un nivel más bajo de agua en el recipiente del reactor, lo que incrementa el potencial de descubrir el núcleo. El sistema RCIC debe proporcionar suficiente constitución, de tal modo que el núcleo del reactor se mantenga cubierto con agua hasta que se alcancen las condiciones estables.

Además, el Sistema RCIC debe proporcionar suficiente constitución del enfriamiento de modo que el nivel del agua en el ducto de bajada del reactor permanezca sobre el nivel superior del combustible activo. Cuando el nivel del agua del ducto de bajada cae por debajo del nivel superior del combustible activo, los lineamientos de procedimiento de emergencia guían al operador para despresurizar el recipiente y usar el sistema de enfriamiento de emergencia para el núcleo (ECCS) para restaurar el enfriamiento del núcleo. Por supuesto, esta acción no es conveniente, ya que da como resultado un exceso en la elevación de despresurización recomendada para el recipiente. Para confirmar esta aplicación continua de las acciones correctivas de estabilidad durante la operación de energía elevada y para describir el efecto de una operación elevada en soluciones específicas a largo plazo, el método 60 incluye determinar 82 la cuenta de acciones correctivas durante la operación de emisión de energía de núcleo aumentada. El método 60 también incluye evaluar 84 el control del reactor y los sistemas de instrumentación a una operación de salida de energía aumentada. Los puntos de ajuste del instrumento afectados por el incremento en la energía térmica, el flujo de vapor, la presión operativa, y la radiación se re-calculan inicialmente como límites analíticos (AL). Las características específicas del equipo, como la exactitud, el desplazamiento y el retraso son factores de AL que después se convierten en puntos de ajuste de instrumentación real.

Para mostrar la operación del reactor 10 que está dentro del alcance de las evaluaciones genéricas pre-aprobadas, el método 60 incluye calcular 86 los puntos de ajuste del reactor a condiciones operativas de emisión de energía aumentada para asegurar la operación segura de la planta en una condición elevada de energía. La determinación de los puntos de ajuste para los parámetros detectados, que están directamente asociados con el transiente anormal de la planta o un accidente analizado en el Informe de Análisis de Seguridad (SAR), están con base en los límites analíticos (AL), los cuales se establecen como parte del análisis de seguridad. El límite analítico es el valor del proceso detectado variable antes o en el punto en donde se va a iniciar una nueva acción. Los AL se ajustan de modo que los límites de seguridad apropiados autorizados no sean excedidos, como se confirma por el análisis de desempeño de la planta. Este análisis considera el tiempo de respuesta del instrumento, la respuesta rebasadora del transiente y la precisión del modelo. Cuando se hace un cambio en los Al debido a la elevación de energía, se debe establecer un nuevo valor permisible (AV). Un AV se determina de los Al al proporcionar límites permitidos para la capacidad de calibración especifica o esperada, la precisión de la instrumentación y los errores de medición en el proceso. Este valor entonces se define como el límite de especificación técnica (Tech Spec) para el parámetro y se prescribe como una condición de autorización para la planta.

El valor del punto de ajusta de desconexión nominal (NTSP) se calcula de los AL al tomar en cuenta el desplazamiento del instrumento además de la precisión del instrumento, la calibración y los errores de medición en el proceso. La diferencia entre los AL y el AV permite la precisión del instrumento en canal, la exactitud de calibración, la precisión en la medición del proceso, y la precisión del elemento primario. El margen entre el AV y el NTSP permite que el desplazamiento del instrumento ocurra durante el período de vigilancia establecido. Cuando durante el período de vigilancia, un punto de ajuste del instrumento se desplaza en una dirección no conservadora, pero no más allá del AV, el desempeño del instrumento está dentro de los requerimientos para el análisis de seguridad de la planta. No todos los parámetros tienen los AL asociados con base en el análisis de seguridad (por ejemplo, el monitor de radiación en la línea principal de vapor). Un AV, o el límite Tech Spec con base en el diseño se pueden definir directamente con base en los requerimientos de autorización de la planta, la experiencia operativa previa o cualquier otro criterio apropiado. El NTSP se calcula del AV, lo que permite el desplazamiento del instrumento. Cuando es apropiado, un NTSP se puede determinar directamente con base en la experiencia operativa o el criterio de los ingenieros. El método 60 también incluye emitir 88 datos para proporcionar las actualizaciones de la documentación de la planta para dar soporte a la operación de elevación de energía. Los datos emitidos sirven para proporcionar una actualización en los procedimientos operativos en sitio, en los diseños y cálculos, en los documentos con base en el diseño, y en los programas de capacitación, incluyendo al simulador de planta. Para evaluar el efecto que la emisión de energía aumentada tiene en los procedimientos operativos de emergencia en la planta, el método 60 incluye calcular 90 las variables y las curvas límite, las cuales definen las acciones requeridas por parte del operador. Las acciones del operador en los procedimientos operativos de emergencia de la planta no cambian como resultado de aumentar la energía del reactor, solamente cambiarán las condiciones en las cuales se deben especificar las acciones. El alcance del cálculo depende de la magnitud de los cambios en la planta asociados con la elevación de energía. Los cálculos están incluidos en las siguientes categorías. I. Cambiar solamente la energía del reactor elevada. II. Cambiar el punto de ajuste de presión de elevación de válvula de liberación/seguridad más bajo además de la energía del reactor elevada. III. Cambiar las temperaturas operativas de contención además de la energía del reactor elevada. IV. Cambiar el tipo de combustible además de la energía del reactor elevada, pero el nuevo combustible tiene una nueva proporción de generación de calor lineal de cresta y/o dimensiones de varilla del combustible.

Estas categorías abarcan todos los cambios esperados asociados con la elevación de energía extendida que afectan las variables y curvas de los procedimientos operativos de emergencia de la planta. Por ejemplo, cuando la elevación de energía provoca que cambie el punto de ajuste de la presión en la elevación de la válvula de liberación/seguridad más bajo y tiene un nuevo combustible cargado, entonces se necesitará examinar ambas categorías, la II y la IV (o V). Sin embargo, cuando se define un programa de elevación especifico para la planta, los valores de planta afectados serán verificados contra los datos de planta requeridos para los cálculos de procedimientos operativos de emergencia de la planta, con el fin de asegurar que ningún otro valor se vea afectado. El método 60 también incluye calcular 92 un análisis probabil ístico de riesgos a una emisión de energía térmica del núcleo incrementada y comparar el análisis con el análisis probabilístico de riesgo de la evaluación genérica. Se espera que las plantas que buscan una elevación de energía soliciten una enmienda para su autorización consistente con las consideraciones que reglamentan su licencia actual. Esto es, no existe ningún cambio en la base de la licencia para la planta. Una enmienda no involucra riesgos importantes (NSH) cuando la operación de la instalación de acuerdo con la enmienda propuesta no: involucre un incremento importante en la probabilidad o en las consecuencias de un accidente previamente evaluado, no cree la posibilidad de un nuevo accidente o un accidente diferente a un accidente previamente evaluado, o no involucren una reducción importante en el margen de seguridad. La probabilidad de accidentes no se incrementa en forma importante por la elevación de energía. El ligero incremento en la presión operativa, y el ligero incremento en la temperatura, no tienen un efecto importante en la probabilidad LOCA: La frecuencia de incidentes de precursores de accidente y los transientes se resuelven cuando son requeridos para solicitar una metodología de punto de ajuste apropiada para asegurar que se evite una desconexión después de la elevación durante los transientes operativos. Un análisis completo del impacto de la elevación de energía en el riesgo de planta se obtiene al revisar el efecto de la elevación en el Examen Individual de Planta (IPE). Esto incluye el efecto del incremento en accidentes y otros eventos. La mayoría de las plantas nucleares han completado un IPE al desarrollar un análisis probabilístico de seguridad (PSA). Un PSA de nivel 1 modela los eventos que conducen al daño en el núcleo y calcula la frecuencia del daño en el núcleo. Un PSA de nivel 2 modela la progresión de fusión del núcleo y las fallas de contención y calcula la frecuencia y magnitud de la liberación radioactiva. El análisis del efecto de la elevación de energía en el IPE de la planta considera el efecto de la elevación de energía en las entradas IPE y las suposiciones, tales como: iniciación de frecuencia de evento, criterio de éxito, proporciones de falla del componente, y tiempo disponible para la acción del operador y restauración del equipo. Como parte del IPE, las aplicaciones identifican cualquier vulnerabilidad de la planta asociada con el daño potencial en el núcleo y el desempeño de contención. El alcance de este estudio analiza si el impacto de la elevación de energía en una planta IPE es suficiente para identificar cualquier nueva vulnerabilidad a ser introducida por la elevación de energía. Cuando se identifican nuevas vulnerabilidades, serán informadas en el Informe de Autorización. Cuando no se identifican nuevas vulnerabilidades, se puede que la elevación de energía no tiene un impacto dañino en el riesgo de la planta. Los cambios en la frecuencia de accidentes, que no agregan vulnerabilidades o aumentan en forma importante la frecuencia del daño en el núcleo, no tienen importancia. El método 60 antes descrito proporciona una medida sistemática, pre-aprobada para los propietarios/operadores de la instalación de un reactor de agua en ebullición para autorizar la elevación de energía térmica y así aumentar sus ganancias de la operación de la planta nuclear. El método 60 proporciona a un propietario de un BWR el desarrollo confiable de una medida aprobada para obtener una enmienda de licencia para la elevación de energía en una manera oportuna y consistente con el reglamento y los requerimientos de autorización. Los procesos estandarizados aseguran la consistencia en todos los proyectos de elevación de energía del BWR y aumentan la efectividad de la medida en general.

La proporción del incremento de energía puede variar significativamente desde el punto de vista de suministro de energía eléctrica, por ejemplo, 20% antes de la energía térmica autorizada original. Mientras que la invención ha sido descrita en términos de las diferentes modalidades específicas, las personas experimentadas en la técnica reconocerán que la invención se puede practicar con modificaciones que caigan dentro del espíritu y alcance de las reivindicaciones.

Claims (17)

REIVINDICACIONES

1. Un método (60) computerizado para autorizar la emisión de energía elevada de una planta de energía de reactor nuclear de agua en ebullición, caracterizado porque comprende: seleccionar (62) evaluaciones de seguridad genéricas desde una base de datos de evaluaciones genéricas; comparar (64) las condiciones operativas del reactor a una emisión de energía aumentada con las condiciones operativas del reactor de las evaluaciones genéricas seleccionadas; llevar a cabo (68) evaluaciones de seguridad específicas para la planta a las condiciones operativas fuera de las condiciones de las evaluaciones genéricas seleccionadas y evaluaciones de seguridad no incluidas en la base de datos de evaluaciones genéricas.

2. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado porque además comprende: introducir (70) datos de las evaluaciones de seguridad genéricas seleccionadas y las evaluaciones de seguridad específicas dentro de plantillas de informe de autorización almacenadas en una base de datos de informes; y emitir un informe de autorización específico para la planta para la presentación ante un cuerpo normativo de energía nuclear.

3. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado porque además comprende evaluar (72) el desempeño del combustible y del núcleo a una emisión de energía elevada.

4. El método (60) de conformidad con la reivindicación 3, caracterizado porque evaluar el desempeño del combustible y del núcleo a una emisión de energía elevada comprende: determinar (74) el transiente anticipado limitante sin eventos de escape para una emisión de energía térmica elevada del núcleo; y comparar el transiente anticipado limitante sin eventos de escape a una emisión de energía elevada con un transiente anticipado de evaluación genérica sin eventos de escape.

5. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1, caracterizado porque además comprende evaluar (76) la integridad mecánica y estructural de los sistemas, estructuras y componentes dentro y fuera del recipiente de presión del reactor nuclear.

6. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado porque además comprende evaluar (78) la capacidad del equipo de seguridad del reactor para mantener al reactor en un estado continuamente controlado.

7. El método (60) de conformidad con la reivindicación 6, caracterizado porque además comprende evaluar (78) la capacidad del equipo de seguridad del reactor para mantener al reactor en un estado continuamente controlado, el cual comprende: calcular (80) el intervalo de la energía del núcleo sobre el cual el sistema de enfriamiento de aislamiento del núcleo del reactor evita que el núcleo se descubra durante una pérdida de agua de alimentación; y comparar la energía del núcleo calculada con el intervalo de energía del núcleo de evaluación genérica.

8. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1, caracterizado porque además comprende el comparado (64) de las condiciones operativas comprende: determinar (82) las acciones correctivas de estabilidad durante una operación de emisión de energía del núcleo elevada; comparar las acciones correctivas de estabilidad determinadas durante una operación de emisión de energía del núcleo elevada con las acciones correctivas de la cuenta de estabilidad de la evaluación genérica.

9. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1, caracterizado porque además comprende evaluar (84) el control del reactor y los sistemas de instrumentación a una emisión de energía elevada.

10. El método (60) de conformidad con la reivindicación 6, caracterizado porque evaluar (84) el control del reactor y los sistemas de instrumentación a una emisión de energía elevada comprende calcular los puntos de ajuste del reactor a las condiciones operativas de emisión de energía aumentada.

11. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1, caracterizado porque además comprende emitir (88) datos para proporcionar actualizaciones en la documentación de la planta para una operación de emisión de energía aumentada. : ·¦' '.¦ ¦ ' · . -.. : - . 24

12. El método (60) de conformidad con la reivindicación .1;, caracterizado porque comparar (64) las condiciones operativas comprende ca'cul (90) las variables y las curvas-límite que definen el momento en q,ue ; se . requieren acciones del operador ; pa/a, una operación de emj$.ión._d,e energíajaumentada.

13. El método (60) de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado porque comparar (64) las condiciones operativas comprende: calcular (92) un análisis probabilístico de riesgo a una emisión de energía térmica del núcleo aumentada; comparar los resultados del análisis probabilístico de riesgo a una emisión de energía térmica del núcleo aumentada con un análisis probabilístico de riesgo de la evaluación genérica.

14. Un sistema para autorizar la emisión de energía aumentada de una planta (8) de energía de reactor nuclear de agua en ebullición, el sistema está caracterizado porque comprende una computadora configurada para: simular la operación del reactor (10) nuclear a una emisión de energía aumentada; seleccionar (62) evaluaciones de seguridad genéricas desde una base de datos de evaluaciones genéricas; comparar (64) las condiciones operativas del reactor a una emisión de energía aumentada con las condiciones operativas del reactor de las evaluaciones genéricas seleccionadas; validar (66) la aplicación de las evaluaciones genéricas; y llevar a cabo (68) evaluaciones de seguridad específicas para la planta a condiciones operativas fuera de las condiciones de las evaluaciones genéricas seleccionadas y evaluaciones de seguridad no incluidas en la base de datos de evaluaciones genéricas.

15. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para: introducir (70) datos de las evaluaciones de seguridad genéricas seleccionadas y las evaluaciones de seguridad específicas dentro de las plantillas de informe de autorización almacenadas en una base de datos de informes; y emitir informes de autorización específicos para la planta para la presentación ante el cuerpo normativo de energía nuclear.

16. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para evaluar (72) el desempeño del combustible y del núcleo a una emisión de energía elevada.

17. El sistema de conformidad con la reivindicación 16 caracterizado porque la computadora también esta configurada para: determinar (74) el transiente anticipado sin eventos de escape para una emisión de energía térmica elevada del núcleo; y comparar el transiente anticipado limitante sin eventos de escape una emisión de energía elevada con un transiente anticipado de evaluación genérica sin eventos de escape. 18 El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para evaluar (76) la integridad mecánica y estructural de los sistemas, estructuras y componentes dentro y fuera del recipiente de presión del reactor nuclear. 19. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para evaluar (78) la capacidad del equipo de seguridad del reactor para mantener al reactor en un estado continuamente controlado. 20. El sistema de conformidad con la reivindicación 19, caracterizado porque la computadora también está configurada para: calcular (80) el intervalo de la energía del núcleo sobre el cual el sistema de enfriamiento de aislamiento del núcleo del reactor evita que el núcleo se descubra durante una pérdida de agua de alimentación; y comparar la energía del núcleo calculada con el intervalo de energía del núcleo de evaluación genérica. 21. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para: determinar (82) las acciones correctivas de estabilidad durante una operación de emisión de energía del núcleo elevada; comparar las acciones correctivas de estabilidad determinadas durante una operación de emisión de energía del núcleo elevada con las acciones correctivas de la cuenta de estabilidad de la evaluación genérica . 22. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada evaluar (84) el control del reactor y los sistemas de instrumentación a una emisión de energía elevada. 23. El sistema de conformidad con la reivindicación 22, caracterizado porque la computadora también está configurada para calcular (86) los puntos de ajuste del reactor a condiciones operativas de emisión de energía elevada. 24. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para emitir (88) datos para proporcionar actualizaciones en la documentación de la planta para una operación de emisión de energía aumentada. 25. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para comparar (64) las condiciones operativas comprende calcular (90) las variables y las curvas límite que definen el momento en que se requieren acciones del operador para una operación de emisión de energía aumentada. 26. El sistema de conformidad con la reivindicación 14, caracterizado porque la computadora también está configurada para: calcular (92) un análisis probabilístico de riesgo a una emisión de energía térmica del núcleo aumentada; comparar los resultados del análisis probabilístico de riesgo a una emisión de energía térmica del núcleo aumentada con un análisis probabilístico de riesgo de la evaluación genérica.