Actualización del análisis del monitor de incendios de una central nuclear a partir de un modelo de Análisis Probabilista de Seguridad de acuerdo con la Regla de Mantenimiento vigente

La generación de energía eléctrica a día de hoy está sustentada por varias fuentes, siendo la nuclear una de las más relevantes a nivel nacional e internacional. Aún obviando el debate de su continuidad como medio de referencia en la producción energética, el riesgo que conlleva generar energía a partir de material fisíl hace de la seguridad y la prevención de accidentes una de las disciplinas más estudiadas e importantes en las regiones donde esto sucede. El gobierno español, a través de su Consejo de Seguridad Nuclear ha legislado ampliamente de una manera muy estricta sobre este tema, ya que cualquier pequeño imprevisto podría afectar severamente a la salud pública de un numeroso grupo de ciudadanos. Este ordenamiento ha sido elaborado siempre basándose y acogiendo como modelo de referencia la normativa de la comisión reguladora nuclear estadounidense, ya que las centrales nucleares construidas en España son modelos desarrollados por empresas de Estados Unidos. Con este contexto, el triángulo Peligrosidad - Seguridad - Normativa acapara toda la atención en el momento de diseñar una central nuclear, operar con ella y llevar a cabo el mantenimiento necesario para mantener los estándares de calidad y seguridad requeridos. En el presente trabajo se analiza la variación en la frecuencia de daño al núcleo de un reactor nuclear a causa de posibles incendios debido a operaciones de mantenimiento, mediante un método que nació en la industria aeronáutica y, de manera tímida al principio y mucho más relevante en décadas posteriores, fue acogido por la industria nuclear al conseguir modelar el riesgo y conseguir unos resultados muy equiparables a la realidad. Este método, el Análisis Probabilista de Seguridad (APS), va a posibilitar el hecho de obtener el parámetro estadístico indicativo de cuantos reactores se dañarían al año con las condiciones dadas. Además, no solo contempla los posibles fallos individuales y sus probabilidades de éxito sino también los encadenamientos de fallos que llegan a dañar el corazón de una central nuclear. Una vez se obtengan todos los fallos y conjuntos de fallos posibles, se van a seleccionar aquellos que incrementan la frecuencia de daño al núcleo de manera significativa, filtrando los que tienen una afectación menor o irrelevante (ya que en caso que sucedieran no motivarían tan siquiera una parada de la central) o aquellos que solo dependan de causas externas, puesto que quedan fuera del margen de maniobra que se puede conseguir en la central. De todos los fallos que pasan el cribado inicial se procede a estudiar el sistema al que afectan, referenciándose siempre a las especificaciones técnicas de funcionamiento para poder detallar con precisión las condiciones límite de operación pertinentes. En función de las condiciones de cada elemento del sistema estudiado y respetando siempre la normativa de seguridad oportuna, se van a decidir que medidas tomar (en caso de ser necesarias) para poder subsanar el riesgo que se asume al tener la posibilidad de que algún componente esté fuera de servicio un tiempo determinado