Nova metodologia para identificar as Estructuras, Sistemas e Componentes necessários para lidar com as Condições Estendidas de Projeto no escopo da Extensão de Vida Útil de uma usina nuclear

Autores

DOI:

https://doi.org/10.15392/2319-0612.2024.2636

Palavras-chave:

Condições Estendidas de Projeto, extensão de vida útil, planta nuclear, Gestão de envelhecimento

Resumo

Resumo: Para obter a License Renewal – LR (licença de renovação) para a Extensão de Vida Útil – LTO (operação de longo prazo) de uma Nuclear Power Plant – NPP (usina nuclear), é importante garantir a integridade das Structures, Systems, and Components - SSCs (Estruturas, Sistemas e Componentes). Além disso, as SSCs devem continuar a desempenhar as funções pretendidas sob Design Extended Conditions – DEC (Condições Estendidas de Projeto). As DEC abrangem uma ampla gama de condições além da base do projeto, incluindo cenários severos e não severos. O processo de envelhecimento pode comprometer as funções pretendidas das SSCs em uma planta nuclear. As plantas nucleares devem demonstrar a sua capacidade de lidar com as DEC sem comprometer a segurança. O objetivo deste artigo é descrever uma metodologia desenvolvida para identificar as SSCs com escopo de LR necessárias para lidar com as DEC na LTO. A metodologia proposta segue as recomendações dos requisitos da U.S. Nuclear Regulatory Commission - US NRC (Comissão Reguladora Nuclear dos EUA) e dos padrões de segurança da International Atomic Energy Agency - IAEA (Agencia Internacional de Energia Atómica) e demonstra seu compromisso com a segurança e a proteção ambiental. As principais contribuições da nova metodologia são identificar os sistemas, componentes e subcomponentes necessários para lidar com as condições extendidas de projeto que não possuem Maintenance Program, MP (Programa de Manutenção) ou Aging Management Program, AMP (Programa de Gerenciamento de Envelhecimento) e abordar esses componentes no AMP em nível de planta ou recomendar uma o Aging Managements Review, AMR (Revisão do Programa Gerenciamento de Envelhecimento) de acordo com sua característica e função. Cumprir as funções de segurança pretendidas das SSCs durante toda a vida operacional da planta, inclusive durante a LTO, é crucial para a segurança e a operação confiável da planta. É apresentado um exemplo de aplicação da metodologia proposta.

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Biografia do Autor

  • Jorge Armando P. Junior, Eletronuclear

    Líder Técnico do Projeto de Extensão de Vida Útil da Usina de Angra 1

Referências

[1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear Power Plants: Design, International Atomic Energy Agency, IAEA Safety Standards Series No. SSR 2/1 (Rev.1), IAEA. Vienna, Austria, 2016.

[2] UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. Chapter 19. Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants: LWR Edition - Severe Accidents, NUREG-0800, U.S. NRC, 2015.

[3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Design Extension Conditions and the Concept of Practical Elimination in the Design of Nuclear Power Plants, IAEA Safety Standards Series No. SSG-88, IAEA, Vienna, Austria, 2023.

[4] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants, IAEA Safety Standards Series No. SSG-48, IAEA, Vienna, Austria, 2018.

[5] NUCLEAR ENERGY INSTITUTE, Diverse and Flexible Coping Strategies (FLEX) Implementation Guide, Revision 4, U. S. NEI 12-06, Washington D.C., August, 2016.

[6] UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Regulatory Guide 1.226 Rev.0, Flexible Mitigation Strategies for Beyond-Design-Basis Events, U.S. NRC, Washington, DC, 2019.

[7] 10 CFR 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses for Nuclear Power Plants, U.S. U.S. Code of Federal Regulations (CFR), Title 10, Part 54, January 1, 2016.

[8] 10 CFR 65, Requirements for monitoring the effectiveness of maintenance at nuclear power plants, U.S. Code of Federal Regulations (CFR), Title 10, Part 65. January 1, 1999.

[9] UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. Standard Review Plan for Review of License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, NUREG-1800, Rev. 2, U.S. NRC, 2010.

[10] UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, NUREG-1801, Rev. 2, U.S. NRC, 2010.

[11] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Standards Series No. SSG-30: Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants, IAEA, Vienna, Austria, 2014.

[12] IAEA-TECDOC-1661, Mitigation of Hydrogen Hazards in Severe Accidents in Nuclear Power Plants, IAEA, Vienna, Austria, 2011.

[13] NEA/CSNI/R(2014)7, Status Report on Filtered Containment Venting, Nuclear Energy Agency, Committee on Safety of Nuclear Installations, July 2014.

[14] ASME Section XI, Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components, The ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 2004 edition as approved in 10 CFR 50.55a, The American Society of Mechanical Engineers, New York, NY 2004.

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Publicado

23-06-2025

Como Citar

Nova metodologia para identificar as Estructuras, Sistemas e Componentes necessários para lidar com as Condições Estendidas de Projeto no escopo da Extensão de Vida Útil de uma usina nuclear. Brazilian Journal of Radiation Sciences, Rio de Janeiro, Brazil, v. 12, n. 4B (Suppl.), p. e2636, 2025. DOI: 10.15392/2319-0612.2024.2636. Disponível em: https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/2636. Acesso em: 17 jul. 2025.