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Estudio del impacto de la obsolescencia en la fiabilidad de válvulas motorizadas de centrales nucleares
S. Martorell
Grupo MEDASEGI
Departamento de Ingeniería Química y Nuclear
Universitat Politècnica de València
I. Martón
Grupo MEDASEGI
Departamento de Estadística e Investigación Operativa
Universitat Politècnica de València
A.I. Sánchez
Grupo MEDASEGI
Departamento de Estadística e Investigación Operativa
Universitat Politècnica de València
S. Carlos
Grupo MEDASEGI
Departamento de Ingeniería Química y Nuclear
Universitat Politècnica de València
RESUMEN
Las actividades de mantenimiento preventivo se dirigen a mantener la capacidad funcional de los equipos en un estado aceptable, e incluso óptimo, interviniendo por tiempo o por condición para contrarrestar su degradación como consecuencia del envejecimiento causado por su utilización o por el simple paso del tiempo.
Puesto que el efecto del envejecimiento sobre la capacidad funcional de los equipos puede medirse en términos de su impacto en los atributos de confiabilidad y riesgo sobre la función a desempeñar por los equipos, resulta una práctica común la planificación de dichas actividades de mantenimiento programado en base a características RAM (Reliablity, Avaiability and Maintainability).
Por otro lado, la obsolescencia tecnológica conlleva también la degradación de los equipos. En cierto modo, la obsolescencia tecnológica puede verse como otro tipo de envejecimiento del equipo. Sin embargo, este último puede conllevar una degradación más abrupta de la capacidad del equipo, al contrario que el envejecimiento por tiempo o por uso, que suele conllevar una degradación más gradual. Es por ello que en la actualidad se combinen actividades de gestión de la obsolescencia conjuntamente con la gestión del envejecimiento. Sin embargo, no siempre tiene por qué resultar necesario llevar a cabo una gestión de la obsolescencia, tan solo cuando la adecuada planificación del mantenimiento no sea capaz de contrarrestar el efecto del envejecimiento causado por la obsolescencia tecnológica.
En el artículo se presenta una visión conjunta del efecto de las actividades de vigilancia y mantenimiento en un contexto de envejecimiento que tiene en cuenta la obsolescencia. Además, se presenta una aplicación práctica de la optimización de dichas actividades utilizando la información sobre atributos RAM y el riesgo de un equipo de seguridad en una central nuclear. Los resultados de dicha aplicación ponen de manifiesto en qué condiciones puede resultar necesario implantar un programa específico de gestión de la obsolescencia para que sea posible cumplir con los objetivos de confiabilidad y riesgo exigibles a un equipo de seguridad.
1. INTRODUCCIÓN
En los últimos años, debido a la extensión de la vida de las centrales nucleares (CCNN), la gestión del envejecimiento y la obsolescencia tecnológica es uno de los principales problemas a los que se enfrenta la industria nuclear. De acuerdo con la información disponible de la industria americana NUOG (Nuclear Utilities Obsolescence Group), cada vez son más los problemas de obsolescencia detectadas, cerca del 30% de los equipos instalados en las plantas son obsoletos. Este hecho, junto con un elevado tiempo de resolución de los problemas de obsolescencia son dos factores determinantes para que las plantas incluyan la gestión de la obsolescencia en su plan de actuación modificando la forma de resolver los problemas desde una visión reactiva a una visión proactiva. Por esta razón existen una gran cantidad de programas enfocados para ello. En este sentido las guías de seguridad del Organismo Nacional de la Energía Atómica (OIEA) establece que la obsolescencia tecnológica de las Estructuras, Sistemas y Componentes (ESCs) debe gestionarse de forma proactiva y dentro de un programa para la gestión de la obsolescencia
De acuerdo con estos requisitos y sus respectivas regulaciones nacionales, en la actualidad las plantas están trabajando en la implementación de programas de gestión proactiva de la obsolescencia. De acuerdo con estos requisitos y sus respectivas regulaciones nacionales, varios licenciatarios han implementado un programa de gestión de obsolescencia (PGO) como parte de su programa de gestión del envejecimiento (PGE) (IAEA, 2017); (IAEA, 2014). Sin embargo, muchos programas se encuentran en sus etapas iniciales o de desarrollo, siendo difícil determinar cómo los problemas de obsolescencia pueden haber afectado la seguridad de la planta o cómo los planes de acción propuestos para el envejecimiento y la gestión de la obsolescencia influirán positivamente en el largo plazo En estos momentos no hay realimentación sobre la eficiencia de los programas de gestión de envejecimiento y obsolescencia. Aunque si existe la necesidad por parte las centrales de establecer métodos y métricas basadas en la fiabilidad y el riesgo que ayuden a tomar decisiones a la hora de planificar las actividades de mantenimiento y pruebas de los diferentes equipos instalados.
Además, deben de ser comprendidas y tenidas en cuenta las sinergias entre ambos programas (PGE y PGO) con otros programas implementados actualmente en las centrales nucleares, siendo compartidos e integrados con el programa de mantenimiento basado en la fiabilidad, con el programa de gestión de vida, la regla de mantenimiento, etc. Estos programas tienen un doble objetivo: el de alcanzar y mantener la fiabilidad de los equipos y el de reducir, tanto como sea posible, el tiempo de indisponibilidad de los ESCs surgido por la realización de pruebas y mantenimiento del equipo para la prueba y el mantenimiento.
Tanto la fiabilidad como el tiempo de indisponibilidad se ven afectados por el envejecimiento y la obsolescencia. En consecuencia, el establecimiento de una política efectiva de pruebas y mantenimiento en la central que tenga en cuenta de forma integrada, todos los programas anteriormente citados, incluyendo el envejecimiento de los equipos, la obsolescencia tecnológica, los recursos humanos, la planificación y programación de mantenimiento, etc. Además, esta política debe cumplir con los criterios de fiabilidad y seguridad establecidos por los requisitos reglamentarios o a través de los programas en curso citados anteriormente.
En este contexto, se muestra es este artículo el estudio de la fiabilidad de las válvulas motorizadas de centrales nucleares a partir de los datos del histórico de fallos, mantenimiento y pruebas de las partes principales que configuran dichos equipos como paso previo para estimar el impacto de la obsolescencia sobre dos aspectos claves para el desempeño de la función de seguridad que tienen asignadas en la central. Para ello, se han analizado los parámetros que más influyen en la obsolescencia de estos equipos y se establecen diferentes estrategias para gestionar su efecto.
2. MODELOS RAM Y RIESGO
Los modelos utilizados en este trabajo son los desarrollados en la referencia
(Martorell, Martorell, Martón , & Sánchez , 2017). La indisponibilidad media de
un componente es la suma de la contribución debida a la falta de fiabilidad (𝑢R)
y la contribución debida a los tiempos de espera derivados de la ejecución de las
pruebas y mantenimientos (𝑢MT) de las centrales nucleares. Esta indisponibilidad
puede formularse de la siguiente forma:
(1)
Donde, 𝝀𝟎 es la tasa de fallos inicial del equipo o tasa de fallos en espera,
𝜶 es el factor de envejecimiento lineal,
𝑴 es el intervalo entre mantenimiento,
𝜺𝑺 es la efectividad del mantenimiento asociada a la tasa de fallos en espera
𝝆𝟎 es la probabilidad de fallo a la demanda inicial del equipo,
p1 es el factor de degradación asociado con las demandas,
𝑻 es el intervalo de pruebas,
εD es la efectividad del mantenimiento asociada a la probabilidad de fallo en la demanda,
φ es el tiempo fuera de servicio medio debido a las pruebas de vigilancia,
𝛿 es el tiempo fuera de servicio medio debido al mantenimiento preventivo y
𝜇 es el tiempo fuera de servicio por la realización del mantenimiento correctivo.
Además, este modelo de indisponibilidad se ha utilizado en el marco de toma de decisiones informada en el riesgo siguiendo los principios de la guía de Seguridad (GS 1.14) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN, 2007) y guía reguladora RG 1.174 de la Nuclear Regulatory Commision (NRC, 2011).
Estas guías establecen dos métricas necesarias para evaluar el impacto del riesgo para cualquier cambio de la base de licencia. Ambas pueden ser evaluadas utilizando el modelo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS). Para cuantificar estas métricas de riesgo, se tiene que adaptar el modelo de indisponibilidad de la Ecuación (1) en el modelo del APS original para obtener un modelo de APS avanzado que sea dependiente de la edad. De esta forma es posible cuantificar la Frecuencia de Daño al Núcleo (FDN) dependiente de la edad como función del envejecimiento y la obsolescencia de los equipos, de la frecuencia que se realizan las actividades de mantenimiento y de pruebas, y su efectividad asociada. Así, empleando el APS avanzado, las métricas de riesgo utilizadas en este trabajo son las siguientes
(2)
donde 𝑭𝑫𝑵𝒃(𝟎) es la FDN inicial antes del cambio (b) y 𝑭𝑫𝑵𝒂(𝒕) es la FDN dependiente de la edad después del cambio y proyectada en un horizonte temporal, t.
Esta ecuación se puede aproximar de la siguiente forma:
𝜟𝑹𝒊(𝒕)= ∆𝑭𝑫𝑵𝒊(𝒕) similar a ∆𝒖𝒊(𝒕) 𝑩𝒊 (3)
Donde:
∆𝒖𝒊(𝒕) = 𝒖(𝒕) - 𝒖(𝟎) (4)
siendo 𝒖(𝒕) y 𝒖(𝟎) la indisponibilidad del equipo después y antes del cambio, respectivamente, que pueden obtenerse mediante la Ecuación (1) y 𝑩𝒊 representa la medida de importancia de Birnbaum del equipo, la cual puede obtenerse del APS de referencia.
3. CASO DE APLICACIÓN
En el presente caso de aplicación se realiza un estudio de los datos recogidos en el histórico de fallos y mantenimiento para las válvulas motorizadas (MOVs) de una central nuclear, realizando un estudio en detalle de los componentes y las piezas que la integran. Además, utilizando esta información y los modelos de fiabilidad y riesgo, se estudia el impacto que tienen el envejecimiento y la obsolescencia en la fiabilidad y el riesgo de la MOV. Finalmente, a partir de los resultados obtenidos, se proponen estrategias de gestión para varias MOVs de una central nuclear, planificando las pruebas y el mantenimiento para éstas.
En primer lugar, en la Figura 1, se muestra una visión general del modelo físico de una MOV propuesto para este estudio.
Figura 1. Modelo físico de la MOV
Esta válvula motorizada está compuesta por un actuador eléctrico (regulación y mando, servomotor e instrumentación) y una válvula mecánica (acoplamiento, conexiones y cuerpo de la válvula) considerando para los mismos dos modos de fallo, fallo relacionado con el modo de espera y fallo bajo demanda. Tras estudiar el histórico de fallos y mantenimiento de este tipo de válvulas, en la Figura 2 se muestran los resultados obtenidos. Como se puede observar, el mayor número de fallos se observa en la regulación y mando en la parte eléctrica (actuador) y en el acoplamiento en el caso de la parte mecánica (válvula). Las barras azules representan el número de fallos observado en cada uno de los componentes cuando estaban en espera y las barras naranjas cuando el componente ha fallado a la demanda.
En la Figura 3, se representa un diagrama de Pareto para observar el porcentaje de fallos de cada uno de los componentes de las válvulas. Se observa que el componente de la MOV, VALV3 que son los prensaestopas de las válvulas que se encuentran en el acoplamiento llegan a representar el 20% total de los fallos observados y que prácticamente el 90 % del total de fallos que se observan con 11 componentes de 28.
Figura 2. Número total de fallos de los componentes de la MOV
Figura 3. Diagrama de Pareto de los fallos observados para los componentes
Una vez analizado la tipología de los fallos del histórico lo que va a permitir realizar mejores estimaciones de la tasa de fallos de este tipo de MOV. Se va a estudiar y analizar el impacto en el riesgo de las MOV más importantes desde el punto de vista de la criticidad en el APS de referencia. Para cuantificar el impacto en el riesgo se calcula la medida de Birnbaum para estas válvulas. Los resultados obtenidos se muestran en la Tabla 1.
Tabla 1. Birnbaum Válvulas Motorizadas criticas
Una vez determinadas las válvulas más importantes del APS en función de su criticidad, se calcula el incremento en el riesgo, es decir el incremento en la Frecuencia de Daño al Núcleo (∆𝐹𝐷𝑁), a partir del incremento en la indisponibilidad tal y como se indica en la Ecuación (3) . Este incremento en el riesgo se ha calculado cuantificando la indisponibilidad debida a problemas de obsolescencia y al envejecimiento del equipo respecto al valor inicial utilizando la planificación actual del mantenimiento y las pruebas. Se han calculado incrementos del 10%, del 50%, 100%, 130% y 150 % con respecto a la indisponibilidad inicial. En la Tabla 2 se muestran los resultados obtenidos para cada una de las MOV en función del incremento.
Tabla 2. Valores ∆FDN para MOV críticas con el incremento
Los criterios establecidos tanto en la RG 1.174 como en la GS 1.14 , para el incremento total de la FDN para todos los APS (eventos internos, externos, de parada, etc.) establecen que deben ser menores que los criterios de aceptación que se definen como 1E-06/año. Tal y como se puede observar en la Tabla 2, para cada MOV en función del incremento considerado muchos de estos valores no cumplen con el criterio de aceptación. Así, los valores marcados en la tabla en color verde representan valores dentro del límite de aceptación de la guía reguladora, los valores marcados en color naranja representan situaciones de alerta ya que cualquier variación en la política de gestión podría situar al componente en valores de riesgo no aceptables, y finalmente, los valores marcados en color rojo representan situaciones no aceptables con respecto al riesgo. Prácticamente con un incremento del 130% con respecto a la indisponibilidad inicial se llega al límite en cuatro de las válvulas motorizadas analizadas y prácticamente todas las válvulas superan el límite permitido con un incremento del 150%.
Para controlar este riesgo y devolverlo a la zona de aceptación la normativa establece la necesidad de implementar medidas compensatorias que deberán ser aprobadas por el organismo regulador. Una de las medidas puede ser la gestión del envejecimiento y la obsolescencia mediante la optimización de las políticas pruebas y mantenimiento de la indisponibilidad de los equipos.
Así se ha optimizado la indisponibilidad para cada uno de los incrementos considerados 10%, 50%, 100% , 130% y 150%, estableciendo como restricción que el ∆𝐹𝐷𝑁 no pueda ser mayor de 1E-06 para diferentes valores de la eficacia del mantenimiento realizado. De esta optimización se han obtenido valores óptimos de los intervalos de prueba (T), intervalos de mantenimiento (M) y eficacia del mantenimiento e que cumplen con el criterio de aceptación. Estos valores de T y M para cada uno de los incrementos considerados se han representado en la Figura 4.
Figura 4. Resultados obtenidos de la optimización de las pruebas y mantenimiento para cada Epsilon
Mediante estos valores optimizados de T y M, el operador podría realizar la gestión del envejecimiento y obsolescencia de los equipos. Por ejemplo, para las válvulas de la Tabla 2, se podrían plantear diferentes estrategias de gestión a partir de los resultados obtenidos en la Figura 4. Teniendo en cuenta ambos resultados, por ejemplo, se podrían utilizar la recta morada de la Figura 4 que representa valores óptimos de T y M para diferentes valores de eficacia del mantenimiento cuando el incremento en la indisponibilidad es del 130%, estos valores podían utilizarse para gestionar de forma eficiente la moto-válvula 1VM304953L, con ese incremento de indisponibilidad el DFDN para esta válvula no superaría el valor establecido en la RG 1.174 de 1E-06. Ocurre los mismo con las rectas roja y naranja de la Figura 3. En ellas se muestran las posibles estrategias utilizadas para gestionar el mantenimiento y las pruebas para las válvulas de la Tabla 2 .
AGRADECIMIENTOS
El trabajo presentado forma parte de un Proyecto del Programa estatal de I+D+i orientada a los Retos de la Sociedad (PID2019-110590RB-I00).
REFERENCIAS
IAEA. (2014). Approaches to ageing management for Nuclear Power Plants. International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL). Viena: IAEA TECDOC.
IAEA. (2017). Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants. Viena: Draft Safety Guide DS 485.
Martorell, P., Martón, I., Sánchez, A. I., & Martorell, S. (2017). Unavailability model for demand-caused failures of safety components addressing degradation by demand- induced stress, maintenance effectiveness and test efficiency. Reliability Engineering & System Safety. Reliability Engineering & System Safety, 168, 18-27.
CSN (2007). Criterios básicos para la realización de aplicaciones de los Análisis Probabilistas de Seguridad, Consejo de Seguridad Nuclear, Guía de Seguridad GS-1.14 (Rev. 1), 2007.
NRC (2011). RG 1.174. An approach for using probabilistic risk assessment in risk- informed decisions on plant-specific changes to the licensing basis, Revision 2. 2011.
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