Nuclear Executive Update

Un informe de avance de EPRI

Enero de 2008

Nuclear Executive Update es una publicación bimensual. Si desea hacer algún comentario sobre este boletín de noticias, póngase en contacto con Brian Schimmoller, [email protected], 1-704-595-2076.

El comienzo de un nuevo año es generalmente un momento propicio para mirar hacia el futuro; para definir las metas y establecer las estrategias necesarias para alcanzar dichas metas. El sector nuclear de EPRI no es una excepción. En nuestras reuniones de asesores que se celebrarán en Dallas la próxima semana examinaremos la forma como pueden ser redefinidos nuestros programas de investigación para enfrentar mejor los retos que confronta el sector de energía nuclear, a fin de responder tanto a los problemas emergentes en el corto plazo como a las metas de largo plazo en proceso en evolución. Una de las iniciativas de largo plazo que nos tiene más ilusionados se relaciona con extender la operación de nuestros activos nucleares mucho más allá de sus períodos de licencia iniciales. EPRI condujo en diciembre una serie de entrevistas a ejecutivos de compañías eléctricas para evaluar sus perspectivas en torno a la operación extendida de sus centrales nucleares, a fin de identificar las barreras percibidas y desarrollar las respectivas oportunidades y necesidades de investigación. Este boletín de noticias incluye un resumen de los resultados. Además daremos más detalles sobre esta importante iniciativa en las reuniones de asesores y durante el transcurso de este año. Deseo expresar nuestro agradecimiento a todos aquellos que participaron en estas entrevistas en apoyo a este importante esfuerzo. El nuevo año nos brinda también la oportunidad de revisar los logros de EPRI en 2007 y de evaluar la forma en que estos logros pueden ser integrados en las operaciones, el mantenimiento y la planificación de centrales nucleares. Aun cuando EPRI publica los resultados de las investigaciones a lo largo del año, nuestro ciclo de financiamiento y desarrollo hace que el final de año sea muy activo y sumamente rico en contenido. Solamente el sector nuclear publicó más de 130 informes técnicos, paquetes de software y actualizaciones técnicas en diciembre de 2007. Aprovecho la ocasión para animarles a que revisen detenidamente los mensajes de correo electrónico recientes de EPRI. Nuestro sistema TIP avisa a los destinatarios sobre la disponibilidad de nuevos productos de EPRI por correo electrónico cada dos semanas, y les proporciona un enlace rápido para descargar los productos. Su suscripción a TIP puede ser configurada para que coincida exactamente con los temas técnicos de su preferencia. Si no dispone de una subscripción a TIP, visite EPRI.com e inscríbase en Suscripción para entrega electrónica de productos TIP (TIP Electronic Product Delivery Subscription). Espero encontrarme con muchos de ustedes la próxima semana en Dallas. Si desea obtener más detalles sobre cómo optimizar su inversión en EPRI, asista el miércoles a la sesión de las 10:00 a.m. en la sala Garden Court III, donde pasaremos revista a algunas de las nuevas herramientas de apoyo para la transferencia tecnológica. Nuestros mejores deseos porque el 2008 les traiga mucha felicidad, salud y seguridad.

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Atentamente:

Chris Larsen Vicepresidente y Director Nuclear Ejecutivo Sector Nuclear de EPRI PUNTOS DESTACADOS

Encuesta revela perspectivas de compañías eléctricas en la operación de centrales nucleares en el largo plazo Una encuesta de EPRI realizada a 47 ejecutivos de compañías eléctricas estadounidenses identifica un amplio apoyo para prolongar la operación de las centrales más allá de los 60 años. EPRI se entrevistó con 47 ejecutivos de compañías eléctricas estadounidenses entre noviembre y diciembre de 2007 para evaluar sus perspectivas de la industria en torno a la operación de largo plazo de las centrales nucleares. La encuesta complementa las iniciativas de innovación técnica y de marketing de EPRI, al examinar avanzadas tecnologías y metodologías que podrían ser necesarias para afrontar los problemas críticos de la industria y que podrían reportar beneficios mediante esfuerzos de investigación conjunta. La gran mayoría de los entrevistados (más del 85%) considera que por lo menos existe cierta probabilidad de que sus compañías busquen la manera de extender la operación de sus centrales más allá de los 60 años, mientras que más de la mitad de ellos opina que es muy probable que busquen extender la operación de sus centrales más allá de los 60 años. Aun cuando estos resultados están basados en números pequeños y se limitan a Estados Unidos, se puede apreciar una marcada preferencia en torno a la operación extendida de largo plazo de los activos nucleares. Los entrevistados, que representan a 22 compañías, incluyen a 13 directores nucleares, siete directores generales y directores de operaciones, 10 directores de ingeniería, y cuatro ejecutivos del área estratégica y planificación. Para garantizar coherencia interna, EPRI entrevistó a más de una persona en 15 de las 22 compañías participantes. La gran mayoría de los grupos de ejecutivos entrevistados expresó que por lo menos existe cierta probabilidad de que sus compañías busquen la manera de extender la operación de sus centrales más allá de los 60 años. Las principales razones citadas para extender la operación más allá de los 60 años están relacionadas con el valor de las centrales como fuente de energía económica y libre de carbono para satisfacer las necesidades futuras de energía eléctrica, y a la eficacia en cuanto a costes que representa el prolongar la operación de un activo de comprobado rendimiento que ha sido ya totalmente amortizado. Los principales factores citados que podrían hacer que una compañía eléctrica no quiera extender la operación de la central están relacionados con aspectos técnicos y económicos, seguidos de la incertidumbre regulatoria y el clima político. Las dos terceras partes de los entrevistados identificaron la fiabilidad de la central como el área de mayor desafío para la operación de la central a largo plazo. Los aspectos específicos de fiabilidad de la central incluyeron el envejecimiento y degradación de materiales, la metalurgia, la detección de defectos, el envejecimiento del hormigón, el efecto de la radiación sobre el acero estructural, el cableado y las tuberías. Los aspectos regulatorios, la obsolescencia y la fuerza laboral generalmente fueron considerados problemas importantes pero manejables para la operación de largo plazo. Cerca de dos tercios de los ejecutivos entrevistados no perciben competencia con las alternativas de nueva generación como un problema considerable para la operación de la central a largo plazo. Las entrevistas buscaban aportación en torno al papel de EPRI en la identificación y resolución de los problemas técnicos asociados con la operación de las centrales más allá de los 60 años. A las personas entrevistadas les gustaría que EPRI identificara y se mantuviera al frente de los problemas técnicos claves, y que además facilitara la interacción entre el gobierno y la industria para enfrentar estos problemas de manera coherente. La naturaleza de largo plazo de los problemas identificados, particularmente aquéllos relacionados

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con la fiabilidad de la central, encaja perfectamente con la naturaleza técnica, colaborativa e interrelacionada de los programas de investigación de EPRI. Curiosamente, más del 70% de los entrevistados manifestaron que estarían interesados en participar activamente como asesores o en trabajar con EPRI y con el Instituto de la Energía Nuclear a medida que la industria comience a trabajar estrechamente con el Departamento de Energía (Department of Energy) y la Comisión para la Regulación Nuclear (Nuclear Regulatory Commission) estadounidenses en torno a la operación extendida de la planta a largo plazo. Para obtener más información, comuníquese con Charlie Mengers al 610-429-9834 x17 o [email protected] Probabilidad de buscar la renovación de la licencia de la central más allá de los 60 años (porcentaje)

Probabilidad de buscar la renovación de la licencia de la central más allá de los 60 años

55%

Muy probable Probable 2% No muy probable Muy poco probable 0% 6% Depende de la cental 4% No están seguros 0%

32%

15%

30%

45%

60%

75%

EPRI brinda gran apoyo al proceso de evaluación posterior al terremoto de Tokyo Electric La asistencia técnica de EPRI continuará en 2008, con una evaluación más detallada de la planta y una mayor concienciación a nivel de la industria en torno a los impactos sísmicos y consideraciones de diseño. El terremoto ocurrido el 16 de julio de 2007 cerca de la central nuclear Kashiwazaki-Kariwa de la compañía eléctrica Tokyo Electric Power Company (TEPCO) ocasionó considerables daños en las zonas vecinas. Aunque los daños sufridos en la central fueron mucho menores, las cuatro unidades (de un total de siete) que se encontraban funcionando durante el terremoto se pararon automáticamente. Los registros de movimientos de suelo indicaron que todas las unidades en el sitio experimentaron un movimiento de la placa de fundación superior a los niveles de diseño. A pesar de los grandes movimientos de tierra, numerosas evaluaciones realizadas desde que ocurrió el terremoto indican que las centrales se comportaron bien, y que no acusaron daños visibles en los componentes, sistemas y estructuras relacionados con la seguridad. Estación de energía nuclear Kashiwazaki-Kariwa EPRI ha brindado apoyo a TEPCO durante el proceso de evaluación posterior al terremoto, al proporcionarle asistencia que suplementará los propios esfuerzos de TEPCO y también producirá valiosa información para toda la industria nuclear: • A los pocos días del terremoto, EPRI envió al director del programa sísmico junto con otro experto para revisar las necesidades de evaluación de TEPCO de corto plazo. EPRI también puso a disposición de TEPCO varios informes técnicos y estudios sísmicos sobre posibilidades de daños por terremotos y evaluaciones posteriores al terremoto.

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• A finales de septiembre, EPRI condujo una revisión por homólogos (peer review) y un examen visual del sitio para proporcionar una evaluación independiente posterior a las evaluaciones iniciales de TEPCO. El equipo de revisión por homólogos realizó exámenes visuales de la central en una amplia variedad de estructuras, sistemas y componentes (SSC), que se concentraron específicamente en los aspectos sísmicos de cada componente. Los exámenes visuales revelaron daños visibles en varios componentes no relacionados con la seguridad, incluyendo las tuberías de protección contra incendios, las uniones de los conductos de aire del escape y el contenido del edificio administrativo, pero no encontraron daños visibles en los componentes relacionados con la seguridad. Asimismo, los exámenes visuales del patio de distribución eléctrica de la planta y de las instalaciones de energía eléctrica fuera del emplazamiento no presentaron asientos ni ningún otro daño a los cimientos, y los elementos de anclaje parecieron estar intactos. El equipo de revisión observó descenso del terreno en varios lugares, pero sin efecto aparente sobre los sistemas o componentes relacionados con la seguridad. EPRI dará a conocer una actualización técnica a principios de 2008 donde se describirá el proceso de los exámenes visuales de la “peer review”, conclusiones y lecciones aprendidas. • EPRI mantiene conversaciones con TEPCO para continuar brindándoles apoyo durante el 2008, que incluye una evaluación detallada de los movimientos registrados sobre la superficie de la tierra, las placas de fundación y las estructuras; comparación de las normativas sísmicas estadounidense y japonesa; y experiencia con los equipos de planta a medida que se obtienen los resultados de la evaluación. • Para facilitar la concienciación del público acerca del efecto de los eventos sísmicos en plantas de energía nuclear, EPRI está participando en febrero en un foro público internacional en Japón como patrocinador en cooperación, copresidente de la sesión y presentador técnico. El Simposio Internacional sobre Seguridad Sísmica de Centrales Nucleares y Lecciones Aprendidas del Terremoto de Niigataken Chuestu-oki en la Ciudad de Kashiwazaki (International Symposium on Seismic Safety of Nuclear Power Plants and Lessons Learned from the Niigataken Chuestu-oki Earthquake at Kashiwazaki City) es presentado por el Foro Industrial Atómico del Japón (JAIF), el Instituto de Tecnología Nuclear del Japón (JANTI) y el Instituto Central de Investigación de la Industria de Energía Eléctrica (CRIEPI). Con el fin de mantener abiertos los canales de comunicación sobre este tema en los Estados Unidos, EPRI también está participando en el Grupo de Evaluación e Información de Terremotos del Japón (Japan Earthquake Information and Assessment Group) en colaboración con el Instituto de Operaciones de Energía Nuclear (INPO) y el Instituto de Energía Nuclear (NEI). Las contribuciones técnicas de EPRI aportarán beneficios específicos e inmediatos al proceso de evaluación posterior al terremoto de Kashiwazaki-Kariwa de TEPCO, y ayudarán a generar una mayor confianza a nivel del público en las capacidades operaciones y de seguridad de los sistemas y equipos clave de las centrales. En EPRI estamos convencidos de que los esfuerzos de análisis en Kashiwazaki-Kariwa pondrán de manifiesto la innata robustez de las instalaciones de central y el enfoque conservador inherente en el diseño sísmico. Desde una perspectiva más amplia de la industria, las contribuciones de EPRI conducirán a un considerable avance en los conocimientos de la industria en relación con el funcionamiento de robustas instalaciones de centrales de energía con diseños antisísmicos, sujetas a fuertes movimientos de tierra. La información recopilada durante estos esfuerzos puede brindar una oportunidad para avanzar en los criterios de evaluación de plantas tras eventos sísmicos. Para obtener más información, comuníquese con Jerry Kernaghan al 717-872-6697, [email protected], o con Bob Kassawara al 650-855-2775, [email protected].

Programa de tecnología nuclear avanzada apunta a un compromiso entre proveedores y compañías eléctricas Como reflejo del creciente interés en el despliegue de centrales nucleares, el Programa de Tecnología Nuclear Avanzada (ANT, Advanced Nuclear Technology) ha atraído más de 2 millones de dólares para financiamiento, y se espera recibir entre 2 y 3 millones más para mediados de 2008. EPRI lanzó su programa suplementario ANT en octubre de 2007 para apoyar el amplio y satisfactorio despliegue de nuevas centrales nucleares. La incorporación de la nueva generación nuclear avanzada es ampliamente considerada como un componente tecnológico esencial en la transición de la factibilidad teórica a la verdadera reducción de emisiones de dióxido de carbono en la industria de energía eléctrica. El programa ANT se concentra en aspectos regulatorios, económicos, técnicos y sociales que podrían afectar la capacidad

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de obtención de licencias, construcción y arranque de nuevos reactores avanzados de agua ligera (ALWR) a nivel mundial. Desde octubre de 2007, EPRI ha firmado acuerdos de financiación por más de 2 millones de dólares, y espera firmar otros 2 ó 3 millones adicionales para mediados de 2008. Entre las compañías eléctricas participantes se encuentran AmerenUE, Dominion, DTE Energy, Duke, Entergy, Exelon, PG&E, PPL, PSE&G y Southern. El programa ANT ofrece a los miembros participantes productos y herramientas vitales para garantizar la operación eficiente de las primeras unidades nuevas que se pondrán en servicio. El alcanzar el factor de capacidad esperado del 90% desde el inicio de las operaciones representa un reto considerable para los operadores. Debido a que muchos de los nuevos ALWR incorporan innovadoras tecnologías como, por ejemplo, recirculación pasiva y operaciones de enfriamiento pasivo del núcleo en emergencia, se puede esperar una curva de aprendizaje, lo que representa un riesgo real para las compañías eléctricas. A la flota nuclear existente en EE.UU. le ha tomado 30 años poder sostener un factor de capacidad del 90%. Uno de los objetivos del programa ANT es el de ayudar a las compañías eléctricas a identificar los riesgos del despliegue de nuevos ALWR, y a desarrollar soluciones que minimicen estos riesgos. En 2007, el programa ANT inició el proyecto de Matriz de Gestión de Materiales (Material Management Matrix) para revisar de manera proactiva y sistemática los materiales propuestos para uso en el reactor de agua en ebullición (BWR) económicamente simplificado de GE. El proyecto mejorará la comprensión de las capacidades y limitaciones de los materiales mediante la experiencia operativa y la I+D conocida, e identificará las oportunidades que existen hoy día para contrarrestar o mitigar algunos de los riesgos inherentes. Esta información permitirá a las compañías eléctricas nucleares lograr un mayor compromiso por parte de sus proveedores en los diseños de reactores por finalizar, así como facilitar la obtención de licencias, construcción y arranque de nuevos ALWR a nivel mundial. El desarrollo de la matriz equivalente para los reactores Westinghouse AP1000 y Areva USEPR se está evaluando para 2008. En reconocimiento del papel crítico que los proveedores de sistemas de suministro de vapor nuclear (NSSS) en el despliegue de nuevas centrales, el programa ANT ha establecido un enfoque racionalizado para la transferencia tecnológica de EPRI en los diseños de nuevas centrales. El Programa de Acceso de Proveedores (VAP, Vendor Access Program) facilita la transferencia adecuada y legal de la propiedad intelectual y materiales accesibles bajo licencia a los proveedores para su uso e incorporación en diseños de centrales estandarizadas, así como para la introducción de nuevas centrales. Mediante la participación en el VAP, los proveedores nucleares recibirán una licencia para el acceso a productos de EPRI y el empleo de la propiedad intelectual en ellos incorporada. Dichos productos cubrirán aspectos técnicos específicos e interrelacionados que añaden valor a las actividades de las centrales nucleares y al diseño de componentes. EPRI se encuentra actualmente en conversaciones con los principales proveedores en relación con la participación en este importante programa. En 2008, el programa ANT espera comenzar a trabajar en muchas áreas críticas que apoyan el despliegue de nuevas centrales como, por ejemplo, mitigación de riesgos, análisis sísmico, análisis de materiales y evaluación no destructiva. Para obtener más información sobre el programa ANT, comuníquese con Tom Mulford al 650-855-2766 o [email protected].

EPRI persigue nuevas tecnologías para superar las limitaciones de la inspección de tuberías de acero inoxidable de fundición austenítico Con respecto a los métodos ultrasónicos convencionales, el examen volumétrico de la tubería de refrigeración de los reactores presenta varios retos desde el punto de vista físico y de materiales; de ahí la necesidad imperativa de nuevas tecnologías de inspección. Los requisitos reglamentarios exigen exámenes de soldadura de las tuberías de refrigeración de los reactores (RCL) en reactores de agua a presión (PWR) para identificar cualquier posible defecto mediante el volumen de los componentes. En comparación con los métodos ultrasónicos convencionales, el examen volumétrico de tuberías de RCL presenta varios retos desde el punto de vista físico y de los materiales. EPRI está investigando mejoras a las técnicas convencionales, así como nuevas tecnologías que puedan aumentar la capacidad de inspección y justificar los tamaños de defectos objetivo más realistas usados en las actividades de inspección.

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La técnica de examen volumétrico no destructivo generalmente usada para tuberías austeníticas forjadas de RCL son los ultrasonidos convencionales. Sin embargo, las tuberías de RCL en reactores de agua a presión (PWR) contienen material de acero inoxidable de fundición (CSS), el cual posee granos grandes cuya estructura puede variar de un componente a otro o, incluso, de un lugar a otro dentro de la misma sección de tubería. Esta estructura de grano grueso anisótropa reduce la energía ultrasónica al aplicarse los métodos de prueba convencionales, lo que conduce a relaciones señal a ruido inadecuadas para la detección y discriminación de defectos. Por otra parte, muchas de las soldaduras de tuberías de RCL sólo pueden ser examinadas desde un lado debido a la geometría. Este acceso por un solo lado obliga a las señales ultrasónicas a recorrer más material y Ejemplo de estructura de grano de fundición limita la cantidad de datos que estarán a disposición del analista. Las soluciones de exámenes volumétricos desarrolladas durante las dos últimas décadas han estado limitadas por la capacidad del examinador de poder predecir la estructura granular, lo que puede ser difícil de lograr de una forma no destructiva. Los transductores ultrasónicos de baja frecuencia, los cuales generan señales que resultan menos afectadas por el material de CSS, han arrojado resultados prometedores en algunos casos, pero ofrecen una resolución muy baja. Otra posible solución implica la reparación preventiva en recubrimiento de la soldadura para mitigar las fisuras, facilitar la inspección de la configuración desde la superficie exterior y reducir la cantidad de material de CSS en el volumen de examen requerido. Sin embargo, esta opción implica costes y la exposición de los trabajadores, y sólo puede realizarse durante las paradas de planta. Se requieren maquetas realistas para desarrollar y evaluar cualquier método de examen. Encontrar el material de acero inoxidable de fundición que represente la tubería de refrigeración de los reactores PWR es muy difícil y costoso. Asimismo, aún no se han desarrollado métodos fiables de fabricación de maquetas con defectos para las pruebas de técnicas de inspección. La determinación de los tamaños de defecto objetivo depende de las condiciones de carga y de la tenacidad en la condición envejecida. Los materiales de CSS son susceptibles al envejecimiento por efecto térmico a las temperaturas de operación de PWR (288 – 343°C). La degradación de la tenacidad es también una función del contenido químico (bajo o alto contenido de molibdeno) y la composición del material (p. ej., porcentaje de ferrita delta). El incremento del defecto objetivo de la inspección podría permitir una inspección más fiable y mejorar la identificación de los componentes de CSS más sensibles. En definitiva, se espera que la integridad estructural de largo plazo de los componentes de CSS pueda ser controlada mediante una combinación de mejoras en la tecnología de inspección, evaluaciones de la tolerancia de los defectos e inspecciones periódicas orientadas hacia un tamaño de defecto objetivo más realista en los componentes más sensibles. Para obtener más información, comuníquese con Patrick O’Regan al 508-497-5045 o [email protected], o con Mark Dennis al 704-595-2151 o [email protected].

EPRI identifica estrategias de instrumentación y control para la reducción de costes en toda la central La guía sobre la gestión de la obsolescencia de equipos de instrumentación y control (I&C) permite al personal de centrales nucleares tomar decisiones informadas sobre la sustitución y modernización de equipos de I&C. La mayoría del equipo de I&C de las centrales nucleares en EE.UU. es antiguo y obsoleto, situación ésta que crea retos y oportunidades. A medida que el equipo analógico existente se torna menos fiable y más difícil de mantener, las compañías eléctricas y suministradores de equipos de I&C van también perdiendo la experticia

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en el equipo y la tecnología subyacente a consecuencia de la reducción y jubilación de la mano de obra. La extensión de la vida útil de la central exige una estrategia de largo plazo que permita afrontar de manera global el reemplazo y la modernización de los equipos de I&C. El reciente informe n.º 1015087 de EPRI, Estrategias de instrumentación y control para la reducción de costes a nivel de toda la central y de toda la flota: directriz para aplicaciones de compañías eléctricas (Instrumentation & Control Strategies for Plant-Wide and Fleet-Wide Cost Reduction: Utility Application Guideline) proporciona las pautas a compañías eléctricas en torno al desarrollo de estrategias de I&C específicas de las centrales. Al concentrarse más allá de las convenciones de I&C tradicionales, los avances de la tecnología de I&C pueden conducir a un aumento de la fiabilidad y el funcionamiento de la central, lo cual se traduce en un aumento del valor de los activos y en una contribución al éxito de las compañías eléctricas, tanto a nivel de flota como a nivel global. Al actualizar el equipo de I&C con decenios de antigüedad, se crean oportunidades para explotar las amplias capacidades de las tecnologías más modernas. Como los sistemas de I&C alcanzan todas las áreas de la central, la implementación de modernas capacidades de comunicación y procesamiento de datos como parte de un programa de gestión de la obsolescencia puede crear oportunidades para una considerable reducción de costes con una modesta inversión incremental. Por ejemplo, aun cuando no sea absolutamente necesaria la adición de una red de comunicación de datos para lograr una funcionalidad equivalente en un reemplazo de I&C para un sistema en particular, la misma abre las puertas a la posibilidad de una nueva funcionalidad con tecnología digital (pero no con analógica ). Por otra parte, las actualizaciones subsiguientes a otros sistemas también pueden sacar provecho de la funcionalidad digital. La modernización de los equipo de I&C de una central nuclear conlleva sus riesgos. Los costes son considerables, y los posibles retrasos en el calendario y subestimaciones de los costes del proyecto pueden ser grandes. La transición de la tecnología analógica a la digital requerirá de nuevas destrezas y de procesos modernizados. Las sorpresas en la curva de aprendizaje y otros contratiempos pueden representar millones de dólares en retrasos, repeticiones de trabajos y otros eventos no deseados, entre ellos disparos de la central no esperados. Las prácticas actuales de las compañías eléctricas necesitan ser mejoradas para afrontar mejor estos problemas, que a menudo resultan en considerables e innecesarios aumentos en los costes. El informe de EPRI documenta las lecciones aprendidas en cuanto al control de costes y la gestión de riesgos del proyecto en lo que respecta a proyectos de actualización de I&C por parte de suministradores de NSSS, suministradores de equipos de I&C y asesores de la industria. El informe contrasta dos estrategias en términos de las ventajas y la arquitectura del sistema: 1) una estrategia agresiva que busque maximizar las posibles ventajas en el área de operación y mantenimiento (O&M) en el largo plazo, mediante la inversión en cambios sustanciales en la tecnología, los procesos y la organización; y 2) una estrategia restringida a los recursos que enfatice la gestión del envejecimiento y la obsolescencia de los equipos con las limitaciones del capital de inversión y la capacidad de la organización para absorber el cambio. El análisis muestra que una modernización global de los equipos de I&C puede generar una reducción de hasta un 18% en el personal de O&M, lo cual representa unos 11 millones de dólares en ahorros anuales recurrentes en una central típica. Para lograr esta gran cantidad de ventajas mediante las prácticas de modernización actuales se requerirían más de 120 millones de dólares en infraestructura, software e integración. Por otro lado, una inversión más modesta que combine una arquitectura de I&C unificadora con un despliegue paulatino de sistemas puede gestionar de manera eficaz en cuanto a costos la exposición de las compañías eléctricas al envejecimiento y la obsolescencia del equipo de I&C. En cualquiera de los casos, la solución está basada en productos de hardware, software e instrumentación disponibles en el mercado más amplio. Para obtener más información, comuníquese con Ray Torok al 650-855-2776 o [email protected].

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Influencias en la modernización de I&C

El NMAC extiende la aplicabilidad del programa a reactores VVER con la incorporación de compañía eléctrica eslovaca Slovenske Elektrarne, que se unió a NMAC a finales de 2007, opera cinco reactores VVER en dos emplazamientos de varias unidades. El Centro de Aplicaciones de Mantenimiento Nuclear de EPRI (NMAC, Nuclear Maintenance Applications Center) ha estado ampliando su aplicabilidad a nivel global durante la pasada década. Con la adición de Slovenske Elektrarne en la República Eslovaca, NMAC cuenta ahora con miembros en 16 países, que representan más de 300 unidades nucleares. La mayor parte de los programas, procesos y tecnología de equipos nucleares desarrollados a través de NMAC son de naturaleza genérica y directamente aplicables a varios diseños de reactores, entre ellos los reactores VVER. Este lugar común brinda una excelente oportunidad para aumentar la colaboración, aprovechar los recursos de las compañías eléctricas e incrementar la base de información de tecnología nuclear internacional de la industria. Slovenske Elektrarne opera tres reactores VVER en Bohunice y dos en Mochovche. La tecnología de reactores VVER enfriados y moderados por agua (reactor vodno-vodyanoi energetichesky) se extiende a una serie de reactores de agua a presión desarrollados y usados por la antigua Unión Soviética y sus satélites, así como de la actual Federación Rusa. La configuración del reactor VVER es similar a la del reactor PWR estilo occidental, con un lazo de refrigeración primario y uno secundario con generadores de vapor. Hoy en día existen aproximadamente 20 reactores VVER en funcionamiento, con una capacidad total de aproximadamente 11.000 megavatios.

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El diseño del VVER es considerablemente diferente del otro diseño soviético, el RBMK (reaktor bolshoy moshchnosti kanalniy, que significa “reactor de alta potencia de tipo canal”). La serie RBMK representa una clase de reactores de energía nuclear moderados con grafito, hoy en día obsoletos. Desde el accidente ocurrido en la unidad 4 de Chernobyl en 1986, un diseño RBMK, todos los reactores diseñados por los soviéticos han estado sujetos a un considerable escrutinio. Los productos de NMAC son ampliamente aplicables a los reactores VVER. Guías de mantenimiento de motores eléctricos, calentadores de agua de alimentación, conmutadores de alta tensión y muchos otros sistemas son genéricos en los diseños de centrales nucleares de PWR. Slovenske también ha expresado su interés en varios productos específicos de EPRI, entre ellos el paquete de software Preventive Maintenance Basis, el de juntas de sellado y el de mantenimiento de válvulas, los cuales ayudarán a la compañía eléctrica a incorporar las más recientes prácticas de mantenimiento preventivo, mantenimiento predictivo y mantenimiento basado en la condición. Para obtener más información, comuníquese con Marty Bridges al 1-704-595-2175 o [email protected].

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