Obsolescencia y mantenimiento preventivo, utilizando la información del análisis de confiabilidad y riesgo.
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Sebastián Martorell
Grupo MEDASEGI
Departamento de Ingeniería Química y Nuclear
Universitat Politècnica de València
Isabel Martón
Grupo MEDASEGI
Departamento de Estadística e Investigación Operativa
Universitat Politècnica de València
Ana Isabel Sánchez
Grupo MEDASEGI
Departamento de Estadística e Investigación Operativa
Universitat Politècnica de València
Sofía 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, resulta una práctica común la planificación de dichas actividades de mantenimiento programado en base a los atributos RAM (Reliablity, Availability and Maintainability).
Por otro lado, la obsolescencia tecnológica conlleva también la degradación de los equipos. En cierto modo, la obsolescencia tecnológica puede verse como un envejecimiento no físico del equipo. Sin embargo, este último puede conllevar una degradación más abrupta de su capacidad, 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 es 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 presente trabajo 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 detectados, cerca del 30% de los equipos instalados en las plantas nucleares son obsoletos. La obsolescencia tecnológica se puede entender como una caída en desuso de elementos tecnológicos debido a un insuficiente desempeño de sus funciones en comparación con nuevos elementos tecnológicos equivalentes. Puede deberse, entre otras causas, a la indisponibilidad de repuestos, resultados de I+D, desarrollo de tecnologías sustitutivas, a estrategias de producción del fabricante o a estrategias comerciales [1]. La gestión de la obsolescencia forma parte de la gestión de activos, en la que a los problemas tradicionales de gestión de repuestos para equipos cualificados se une el de la gestión de la obsolescencia como consecuencia de la falta o insuficiencia de los mismos.
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.
En este sentido, en los últimos años han surgido diferentes grupos de trabajo auspiciados por la industria nuclear, cuyo objetivo se centra en el desarrollo de metodologías y herramientas para la gestión de la obsolescencia. Así, las guías de seguridad del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) establecen 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 [2-3]. En esta línea, diversos organismos internacionales como el EPRI (Electric Power Research Institute), el INPO (Institute of Nuclear Power Operations) y los grupos NUOG e INUOG (International Nuclear Utilities Obsolescence Group) llevan muchos años trabajando en este tema, desarrollando guías y bibliografía al respecto [4-7]. Todos los organismos coinciden en la necesidad de establecfer métodos y herramientas que permitan llevar a cabo una gestión proactiva de la obsolescencia reconociendo todos ellos tres etapas fundamentales para una correcta gestión: la fase de identificación, la fase de priorización de los problemas de obsolescencia y la fase de actuación, estableciendo soluciones concretas para hacer frente a éstos.
En el ámbito nacional, la Guía 1.10 [1] del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), sobre las Revisiones Periódicas de Seguridad (RPS) de las CCNN, establece la necesidad de disponer de procesos y prácticas para la detección de los problemas de obsolescencia de equipos activos. Así como la toma de medidas para la prevención de fallos y garantizar que se mantiene la calificación de los equipos en la posible operación a largo plazo de las instalaciones más allá de la vida inicialmente prevista.
De acuerdo con estos requisitos y sus respectivas regulaciones nacionales, varios licenciatarios han implementado un programa de gestión de obsolescencia como parte de su programa de gestión del envejecimiento. No obstante, en estos momentos no hay realimentación sobre la eficiencia de los programas de gestión de la obsolescencia, ya que muchos de ellos 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 como los planes de acción propuestos para el envejecimiento y la gestión de la obsolescencia influirán positivamente a largo plazo.
En este contexto, es importante conocer e integrar las sinergias entre el programa de gestión de la obsolescencia y el envejecimiento con los demás programas implantados actualmente en las centrales nucleares (programa de mantenimiento basado en la fiabilidad (RCM), el programa de gestión de vida (PGV), la implementación de la regla de mantenimiento (RM), las especificaciones técnicas informadas en el riesgo (RITS), etc.,) ya que comparten objetivos similares.
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 las ESCs como consecuencia de la realización de pruebas y 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 CCNN debe tener en cuenta todos los aspectos relevantes de manera integrada, incluyendo el envejecimiento de los equipos, la obsolescencia tecnológica, los recursos humanos, la planificación y programación de mantenimiento, etc.
En este contexto, el presente trabajo se centra en la revisión del efecto de la obsolescencia en los modelos RAM actuales. Es un intento de explorar la viabilidad del uso de dichos modelos como parte de una filosofía proactiva para analizar el impacto de la gestión de la obsolescencia en un contexto de toma de decisiones basado en el riesgo. Se presenta un caso de aplicación que se centra en un componente de seguridad crítico.
2. MODELOS RAM Y RIESGO
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, lo cual puede formularse como [8,9]:
La contribución media debida la falta de fiabilidad a la indisponibilidad de un componente normalmente en espera durante su vida útil puede ser formulada de la siguiente forma:
donde 𝒖𝑹,𝑺 es la contribución debida a la falta de fiabilidad relacionada con los fallos en espera y 𝒖𝑹,𝑫 es la contribución debida a la falta de fiabilidad relacionada con los fallos en demanda.
Por un lado, adoptando el modelo de mantenimiento imperfecto PAS (Proportional Age Setbaqck) para representar el comportamiengto del mantenimiento imperfecto para los fallos en demanda, de acuerdo con el apartado anterior, 𝒖𝑹,𝑫 viene dado por la siguiente expresión [9]:
Donde, 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, 𝑴 es el intervalo de mantenimiento preventivo y εD es la efectividad del mantenimiento asociada a la probabilidad de fallo en la demanda.
Por otro lado, adoptando el modelo PAS para representar el comportamiento del mantenimiento imperfecto para los fallos en espera, de acuerdo con el apartado anterior, uR,S viene dado por la siguiente expresión [8]:
Donde 𝝀𝟎 es la tasa de fallos inicial del equipo o tasa de fallos en espera, 𝜶 es el factor de envejecimiento lineal y 𝜺𝑺 es la efectividad del mantenimiento asociada a la tasa de fallos en espera.
La indisponibilidad debida a los tiempos de espera derivados de la ejecución de las pruebas y mantenimientos (𝒖𝑴𝑻) se puede calcular utilizando la siguiente expresión:
Donde 𝒖𝑻 es la indisponibilidad debida a la realización pruebas, 𝒖M es la indisponibilidad debida a la realización de mantenimiento preventivo, y 𝒖𝑪 es la indisponibilidad debida a la realización de mantenimiento correctivo.
De esta forma, estas contribuciones pueden evaluarse a través de las siguientes expresiones [8]:
donde 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.
Sustituyendo las Ecuaciones (2), (3), (4), (6), (7), y (8) en la Ecuación (1) se alcanza el siguiente resultado para la indisponibilidad total media de un componente en un periodo dado:
En cuanto a las métricas de riesgo, la GS 1.14 [10] y la RG 1.177 [11] 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) siguiendo el enfoque llevado a cabo en los trabajos propuestos en [12, 13]. Para cuantificar estas métricas de riesgo, se tiene que adaptar el modelo de indisponibilidad de la Ecuación (9) en el modelo del APS original para obtener un modelo de APS avanzado que sea dependiente de la edad de los componenetes. De esta forma es posible cuantificar la Frecuencia de Daño al Núcleo (FDN) dependiente de la edad como función del envejecimiento de equipos, de la frecuencia que se realizan las actividades de mantenimiento y de pruebas, y su efectividad asociada.
Así, empleando el APS avanzado, se va a utilizar las métricas que se proponen a continuación. En primer lugar, se va a cuantificar el incremento en el riesgo del cambio propuesto 𝛥𝑹 mediante la siguiente expresión:
donde 𝑭𝑫𝑵𝒃(𝟎) es la FDN inicial antes del cambio 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:
siendo 𝒖(𝒕) y 𝒖(𝟎) la indisponibilidad del equipo después y antes del cambio, respectivamente, que pueden obtenerse mediante la ecuación (9) y 𝑩𝒊 representa la medida de importancia de Birnbaum del equipo, la cual puede obtenerse utilizando el APS de referencia.
La segunda métrica de riesgo propuesta en la RG 1.177 [11], es el riesgo debido al tiempo de inactividad del componente debido a la realización de pruebas y mantenimientos, representado por ICCDP, dado por la siguiente ecuación:
donde el parámetro 𝒅 representa el tiempo de inactividad durante el cual el equipo está fuera de servicio para realizar una prueba o actividades de mantenimiento, el cual a menudo está limitado por las especificaciones técnicas de la central a través del tiempo máximo permitido de inoperabilidad (AOT).
3. CRITERIOS DE ACEPTACIÓN
Los modelos presentados anteriormente se han utilizado en el marco de toma de decisiones informada en el riesgo siguiendo los principios de la guía reguladora GS 1.14 [10] y los particulares para las especificaciones técnicas de funcionamiento contenidos en la guía RG 1.177, además de la regla de mantenimiento definida por la GS-1.18 [14] y la IS-15 [15].
En cuanto a los criterios establecidos en la GS 1.14, para cada cambio individual en los intervalos de pruebas, el cambio total en la FDN para todos los APS (eventos internos, externos, de parada, etc.) deben ser menores que los criterios de aceptación que se definen como 1E-06/año para la FDN. Por lo tanto, el incremento en el riesgo formulado en las Ecuaciones (10) y (11) debe ser controlado para que sea inferior al siguiente valor:
𝛥𝑅 = ∆𝐹𝐷𝑁𝑖(𝑡) < 10𝐸 − 06/𝑎ñ𝑜
Por lo que respecta a cambios en las especificaciones técnicas de funcionamiento, la RG 1.177 [11] establece como límite para la ICCDP, el siguiente:
𝑟i =𝐼𝐶𝐶𝐷𝑃i(𝑡)≈𝑑 ⋅ 𝐵i < 5.0E−07
Por otro lado, en lo que respecta a la Regla de Mantenimiento (MR) se exige un seguimiento continuo de la efectividad de los programas de mantenimiento de la instalación, para asegurar la integridad de la planta y al mismo tiempo prevenir los fallos de las estructuras, sistema y componentes (ESCs).
La Regla de Mantenimiento (RM), en la IS 1.15 [15], solicita la evaluación de las actividades de mantenimiento preventivo para garantizar el equilibrio entre la prevención de los fallos de los ECS y minimizar las indisponibilidades debidas a su seguimiento y los mantenimientos preventivos de dichos ESCs.
En esta instrucción se fijan objetivos considerando los márgenes de seguridad y la experiencia operativa en la planta. Dicho objetivo puede formularse de la siguiente forma:
uMT < uMTgoal
donde uMTgoal representa la indisponibilidad objetivo debida a los tiempos fuera de servicio, la cual no está definida por el regulador, pero que se determina normalmente a partir de la experiencia operacional.
4. CASO DE APLICACIÓN
Uno de los aspectos requerido en revisión periódica de seguridad, es la evaluación de las consecuencias de los efectos del envejecimiento y la obsolescencia en la seguridad de los ESCs de la planta. Este caso de aplicación se centra en mostrar el efecto de la obsolescencia en la indisponibilidad y el riesgo de los componentes, en particular en una válvula motorizada (MOV) de una central nuclear. Para calcular los atributos RAM y de riesgo se utilizan los modelos propuestos en el apartado 2. Además de mostrar los resultados, se comparan con los requisitos de seguridad requeridos por la normativa y que se han definido previamente en el apartado 3.
Los parámetros que se van a estudiar en este trabajo son la edad del componente, a partir del factor de envejecimiento lineal (α), el efecto de las actividades de mantenimiento en la edad adoptándose un modelo de mantenimiento imperfecto considerando que la efectividad del mantenimiento, ε, varía en el intervalo [0,1] y por último, el tiempo de indisponibilidad debido a la realización del mantenimiento, el cual depende, entre otros factores, de la demora asociada con la disponibilidad de piezas de repuesto y recursos humanos (tiempo logístico) y la duración de las acciones correctivas / preventivas realizadas en el componente (duración de la tarea), representado por el parámetro único, d, que representa el tiempo de indisponibilidad del mantenimiento correctivo, incluyendo la demora logística y la duración de las actividades [16].
Uno de los principales problemas de la gestión de la obsolescencia tecnológica reside en decidir el tipo de estrategia seleccionada para cada componente obsoleto, es decir, decidir si continuar la operación con la situación actual o se lleva a cabo una medida compensatoria sobre el componente,o se reemplaza de forma total o parcial por un equipo igual o equivalente. En este caso, las estrategias de gestión de obsolescencia consideradas son solo aquellas basadas en la reparación o reconstrucción de partes del componente. La Tabla 1 muestra los valores adoptados para los parámetros (α, ε y d ) en función de cada estrategia considerada, considerando como caso base la estrategia I-IS. Los datos mostrados en la Tabla 1 se han obtenido a partir de juicio de expertos. Además, el resto de valores de los parámetros necesarios para cuantificar los atributos RAM y el riesgo asociados a este MOV se toman de la Referencia [9].
5. RESULTADOS Y DISCUSIÓN
Las contribuciones de indisponibilidad definidas por las Ecuaciones (2) y (5) y las contribuciones del riesgo definidas por las Ecuaciones (10) y (13) para esta MOV en un horizonte de tiempo determinado de 10 años, se han obtenido utilizando los datos propuestos en la Tabla 1. En la Tabla 2 se muestran los resultados obtenidos en función de la estrategia adoptada, mostrándose los valores de la indisponibilidad debida a la falta de fiabilidad (𝒖𝑹), la indisponibilidad debida a los tiempos fuera de servicio debido a mantenimiento (𝒖𝑴𝑻) y la indisponibilidad total (u) para cada estrategia. Además, se muestran los resultados de las medidas de riesgo según la estrategia adoptada.
A continuación, se van a comparar según los criterios de aceptación, definidos en el apartado 3, los resultados obtenidos para cada estrategia según la normativa aplicable. En lo que respecta a la indisponibilidad, la regla de mantenimiento, en la IS 1-15, establece objetivos de indisponibilidad (𝒖𝑴𝑻) con el fin de garantizar de una manera suficiente una seguridad razonable. El valor límite objetivo no está determinado por el regulador, pero generalmente se obtiene de la experiencia operacional actual en las CCNN, considerando en este caso un objetivo igual al 1%. La Figura 1A muestra la comparación de cada estrategia propuesta en términos de 𝒖𝑴𝑻y 𝒖𝑹.
En cuanto al riesgo, la Figura 1B muestra los resultados de riesgo presentados en la Tabla 2 para cada estrategia de mantenimiento en comparación con este criterio de aceptación en la GS 1.14. Esta guía reguladora establece que para evaluar el impacto en el riesgo se utiliza la pareja de valores {RN, ∆R}.
Como se muestra en la Figura 1, los resultados de cada estrategia permanecen en la región apropiada de acuerdo con ambos criterios y, por lo tanto, cualquiera de las estrategias de gestión de obsolescencia podría justificarse desde este punto de vista del riesgo.
6. CONCLUSIONES
Los modelos RAM y de riesgo presentados son muy útiles para representar de manera explícita el efecto de la obsolescencia y el envejecimiento de los equipos. En los resultados se demuestra que una determinada gestión de la obsolescencia puede afectar a los atributos RAM y al riesgo de los equipos directamente a través de varios factores de estos modelos, como al factor de envejecimiento del equipo, a la efectividad del mantenimiento y a la duración de las actividades de mantenimiento.
Las estrategias propuestas en este trabajo cumplen con los requisitos establecidos en los criterios de aceptación de la evaluación del impacto en el riesgo y con la regla de mantenimiento utilizando datos obtenidos a partir de juicio de expertos. En este sentido, se desconoce si se cumplirían los requisitos si se utilizasen datos reales provenientes de estimaciones de datos históricos de planta. Este hecho hace necesario realizar un estudio detallado en el que no solo se estimará explícitamente el efecto de la confiabilidad, sino también el efecto de la mantenibilidad de los equipos.
AGRADECIMIENTOS
Esta publicación es parte del proyecto de I+D+i con referencia PID2019-110590RB-I00, financiado por la Agencia Estatal de Investigación.
REFERENCIAS
[1] CSN. (2017a). GS 1.10 (Rev. 2). Revisiones periódicas de la seguridad de las centrales nucleares. Madrid: Consejo de Seguridad Nuclear.
[2] IAEA. (2014). Approaches to ageing management for Nuclear Power Plants. International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL). Viena: IAEA TECDOC.
[3] IAEA. (2017). Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants. Viena: Draft Safety Guide DS 485.
[4] EPRI (2007). Plant Support Engineering: Obsolescence Management - A Proactive Approach (EPRI 1015391), EPRI, Palo Alto, CA, 2007.
[5] EPRI (2014). Advanced Nuclear Technology: Guidance and Methodologies for Managing Digital Instrumentation and Control Obsolescence (EPRI 3002002852), EPRI, Palo Alto, CA.
[6] NUOG (2013). Obsolescence Guideline. NX-1037, Revision 2, March 2013.
[7] INPO AP-913 (2013). Equipment Reliability Process Description, Revision 4.
[8] Martón, I., Sánchez, A. I. & Martorell, S. (2015). Ageing PSA incorporating effectiveness of maintenance and testing. Reliability Engineering & System Safety, 139, 131-140.
[9] 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.
[10] 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.
[11] RG 1.177. An Approach for Plant-Specific, Risk-Informed Decision making: Technical Specifications. Rev 2. May 2011
[12] Martorell, S., Martón, I., Villamizar, M., Sánchez, A., & Carlos, S. (2014). Evaluation of risk impact of changes to Completion Times addressing model and parameter uncertainties. Reliability Engineering and System Safety, 130, 190-201.
[13] Martorell, S., Martón, I., Villamizar, M., Sánchez, A., Carlos , S., & Villanueva, J. (2014b). Evaluation of risk impact of changes to surveillance requirements addressing model and parameter uncertainties. Reliability Engineering and System Safety, 126, 153-165.
[14] GS-1.18 del CSN, sobre Medida de la eficacia del mantenimiento en centrales nucleares, Consejo de Seguridad Nuclear, Guía de Seguridad, 2007.
[15] Instrucción IS-15 del CSN, sobre Requisitos sobre la vigilancia de la eficacia del mantenimiento en centrales nucleares, Consejo de Seguridad Nuclear, 2007.
[16] Martorell S., Villamizar M., Sanchez, A., Carlos, S Maintenance modeling and optimization integrating human and material resources, Reliability Engineering & System Safety; 95(12): 1293-1299, 2010
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