Ingeniería de Seguridad Nuclear y Análisis Probabilista de Riesgo

2.1. Fundamentos del marco regulatorio nuclear y función de las autoridades nacionales e internacionales en la supervisión de la seguridad de las instalaciones
2.2. Principios normativos de organismos internacionales y su traducción en requisitos de diseño, operación, evaluación de riesgos y gestión de emergencias
2.3. Estructura de los marcos regulatorios aplicables a reactores nucleares, instalaciones del ciclo del combustible y sistemas con potencial liberador de material radiactivo
2.4. Relación entre licenciamiento, base de diseño, criterios de aceptación y demostración de seguridad mediante análisis deterministas y probabilistas
2.5. Requisitos regulatorios asociados a accidentes de base de diseño, accidentes severos y secuencias más allá de la base de diseño
2.6. Integración del análisis probabilista de riesgo dentro del licenciamiento, la revisión periódica de seguridad y la toma de decisiones basada en riesgo
2.7. Exigencias sobre documentación, trazabilidad, configuración de planta y justificación técnica de cambios con impacto en la seguridad nuclear
2.8. Relación entre cumplimiento normativo, cultura organizacional y credibilidad técnica del operador y del diseñador de la instalación nuclear
2.9. Auditorías, inspecciones, revisiones regulatorias y evaluación independiente como instrumentos de verificación del desempeño seguro de la planta
2.10. Construcción de marcos de conformidad y gobernanza técnica que permitan integrar exigencias regulatorias con análisis probabilista y mejora continua

3.1. Fundamentos del análisis de peligros en instalaciones nucleares y criterios para identificar eventos iniciadores, degradaciones funcionales y escenarios accidentales relevantes
3.2. Clasificación de eventos internos y externos: fallos de equipos, errores humanos, incendios, inundaciones, sismos, impactos externos y condiciones ambientales extremas
3.3. Accidentes de base de diseño y lógica de selección de escenarios representativos para demostrar que la planta mantiene márgenes de seguridad suficientes
3.4. Modelado de secuencias de pérdida de refrigerante, pérdida de alimentación eléctrica, inserciones de reactividad, pérdida de calor residual y eventos de proceso relevantes
3.5. Análisis determinista del comportamiento termohidráulico, neutrónico y estructural del sistema durante condiciones normales, incidentales y accidentales
3.6. Criterios de aceptación deterministas relacionados con integridad del combustible, presión, temperatura, contención y liberación radiológica admisible
3.7. Interacción entre sistemas de protección, sistemas de seguridad activa y pasiva y evolución temporal de la secuencia accidental
3.8. Papel del análisis determinista como referencia para validar modelos, identificar vulnerabilidades y definir funciones de seguridad esenciales
3.9. Limitaciones del enfoque determinista frente a incertidumbres, combinaciones de fallos y secuencias de muy baja frecuencia pero alta consecuencia
3.10. Integración entre análisis determinista y probabilista para construir una base técnica robusta de comprensión del riesgo nuclear global

4.1. Concepto de análisis probabilista de riesgo y objetivos de su aplicación en diseño, operación, licenciamiento y optimización de la seguridad nuclear
4.2. Estructura general del APR y diferencias entre niveles 1, 2 y 3 en función del alcance de daño al núcleo, liberación y consecuencias externas
4.3. Definición de límites del estudio, alcance funcional, hipótesis de trabajo y selección del estado de planta para el desarrollo del modelo probabilista
4.4. Identificación y clasificación de eventos iniciadores y su integración en árboles de eventos para analizar trayectorias accidentales posibles
4.5. Construcción de árboles de fallos para modelar indisponibilidades, dependencias funcionales, fallos comunes y pérdida de funciones de seguridad
4.6. Relación entre sistemas, componentes, acciones humanas y condiciones de operación dentro de la representación lógica del riesgo de la instalación
4.7. Bases de datos de confiabilidad, indisponibilidad, mantenimiento y experiencias operativas como soporte cuantitativo del modelo APR
4.8. Gestión de incertidumbres epistemológicas y aleatorias dentro de la construcción y uso del análisis probabilista de riesgo
4.9. Validación del modelo, consistencia lógica, revisión experta y control de calidad metodológica del APR como herramienta de decisión
4.10. Integración del APR dentro de la ingeniería de seguridad nuclear como instrumento para comprender vulnerabilidades y priorizar mejoras con base cuantitativa

5.1. Fundamentos de confiabilidad aplicados a sistemas nucleares y relación entre fallos de componentes, disponibilidad funcional y evolución del riesgo de planta
5.2. Técnicas de modelado lógico mediante árboles de fallos para representar la pérdida de funciones críticas en sistemas de seguridad y apoyo
5.3. Árboles de eventos como herramienta para describir secuencias accidentales, éxito o fracaso de funciones de mitigación y evolución de escenarios
5.4. Datos de confiabilidad de bombas, válvulas, generadores, instrumentación, trenes redundantes y elementos activos y pasivos de protección nuclear
5.5. Tratamiento de dependencias, fallos por causa común, mantenimiento fuera de servicio y configuraciones especiales de operación dentro del APR
5.6. Modelado de redundancia, diversidad, segregación y sistemas pasivos para evaluar la robustez de la arquitectura de defensa de la instalación
5.7. Cuantificación de indisponibilidad de funciones de seguridad como inyección de emergencia, remoción de calor residual, alimentación eléctrica y aislamiento
5.8. Importancia de la instrumentación y control, del soporte eléctrico y de los sistemas auxiliares en la configuración del riesgo global de la planta
5.9. Interpretación de secuencias dominantes, contribuyentes principales al riesgo y sensibilidad del modelo frente a cambios en sistemas o parámetros
5.10. Uso de resultados de confiabilidad y lógica probabilista para apoyar decisiones de diseño, mantenimiento, priorización y mejora de seguridad

6.1. Fundamentos de factores humanos en seguridad nuclear y relación entre desempeño humano, interfaces, procedimientos y evolución de secuencias accidentales
6.2. Concepto de fiabilidad humana y metodologías para representar la probabilidad de error o recuperación del operador en el análisis probabilista de riesgo
6.3. Identificación de acciones humanas relevantes en operación normal, transitorios, gestión de alarmas, respuesta a incidentes y accidentes severos
6.4. Factores que influyen en el desempeño humano: carga cognitiva, presión temporal, complejidad del diagnóstico, ergonomía de sala de control y entrenamiento
6.5. Relación entre procedimientos, cultura organizacional, toma de decisiones y probabilidad de éxito o fracaso de acciones humanas críticas
6.6. Modelado de errores de omisión, comisión, retraso, diagnóstico incorrecto y recuperación parcial dentro del APR de instalaciones nucleares
6.7. Influencia de la organización, mantenimiento, coordinación entre equipos y comunicación interna en la seguridad global del sistema nuclear
6.8. Evaluación de la interacción entre automatización, sistemas de ayuda al operador y supervisión humana en entornos nucleares altamente instrumentados
6.9. Integración de la fiabilidad humana con árboles de eventos y árboles de fallos para cuantificar de forma más realista el riesgo de planta
6.10. Uso de resultados de análisis humano para rediseñar interfaces, mejorar procedimientos, fortalecer entrenamiento y reducir vulnerabilidades operativas

7.1. Fundamentos de accidentes severos y condiciones bajo las cuales una secuencia supera las barreras iniciales y progresa hacia daño significativo del núcleo
7.2. Mecanismos de degradación del combustible, calentamiento del núcleo, pérdida de geometría y evolución hacia fusión parcial o total del material activo
7.3. Interacción núcleo-recipiente, fenómenos de relocalización, corio y comportamiento del material fundido en escenarios severos
7.4. Generación de hidrógeno, riesgo de deflagración o detonación y desafíos de control de sobrepresión dentro del edificio de contención
7.5. Integridad de la contención frente a presión, temperatura, cargas dinámicas y mecanismos de fallo asociados a accidentes severos
7.6. Secuencias de bypass de contención, filtración, liberación tardía y modos de fallo que condicionan la magnitud del término fuente radiológico
7.7. Análisis probabilista de riesgo nivel 2 y construcción de árboles de eventos de accidente severo hasta la liberación o retención del inventario radiactivo
7.8. Sistemas de mitigación de accidentes severos y estrategias de gestión como venteo filtrado, recombinadores, enfriamiento externo y retención del corio
7.9. Relación entre diseño avanzado, sistemas pasivos y reducción de frecuencia o consecuencias de accidentes severos en reactores contemporáneos
7.10. Integración de la evaluación de accidentes severos dentro del marco de seguridad global para reforzar defensa en profundidad y resiliencia de la instalación

8.1. Fundamentos de dispersión radiológica y relación entre término fuente, condiciones meteorológicas, deposición y exposición de población y entorno
8.2. Tipologías de liberación radiactiva y caracterización de secuencias con impacto fuera del emplazamiento en accidentes nucleares severos
8.3. Análisis probabilista de riesgo nivel 3 y metodologías para conectar secuencias de planta con consecuencias sanitarias, ambientales y socioeconómicas
8.4. Evaluación de dosis por inhalación, nube, deposición, ingestión y exposición prolongada en escenarios accidentales de diferente magnitud
8.5. Modelado de evacuación, refugio, restricción alimentaria y medidas protectoras como elementos de mitigación del impacto externo
8.6. Relación entre diseño de la planta, sistemas de contención y planes de emergencia en la reducción de consecuencias radiológicas potenciales
8.7. Preparación y respuesta a emergencias nucleares: organización, coordinación institucional, centros de emergencia y cadenas de decisión
8.8. Comunicación de riesgo, gestión de la incertidumbre y apoyo a la toma de decisiones públicas en contextos de incidente o accidente nuclear
8.9. Integración entre APR nivel 3, planificación de emergencia y evaluación de vulnerabilidad territorial alrededor de instalaciones nucleares
8.10. Uso del análisis de consecuencias para fortalecer estrategias de protección civil, planeamiento de emergencia y robustez del marco de seguridad nuclear

9.1. Uso del análisis probabilista de riesgo como herramienta de apoyo a decisiones de diseño, operación, licenciamiento, priorización y mejora continua
9.2. Mantenimiento basado en riesgo y criterios para priorizar intervenciones sobre sistemas, equipos y funciones con mayor contribución al riesgo de planta
9.3. Configuración segura de planta durante paradas, mantenimientos, pruebas y estados operativos especiales mediante evaluación de cambios temporales en el riesgo
9.4. Integración del APR en programas de modernización, retrofit, reemplazo de equipos y gestión de obsolescencia de instalaciones nucleares
9.5. Evaluación de cambios de procedimiento, nuevos sistemas digitales, modificaciones de sala de control o reconfiguraciones con impacto en seguridad
9.6. Gestión del envejecimiento, inspección en servicio y extensión de vida útil de centrales nucleares con apoyo de indicadores probabilistas
9.7. Relación entre monitoreo de desempeño, eventos de planta y actualización del modelo APR como herramienta viva de gobierno técnico
9.8. Indicadores de importancia al riesgo, ranking de componentes y análisis de sensibilidad para orientar recursos de forma eficiente
9.9. Uso del APR en nuevas tecnologías nucleares, reactores modulares pequeños y conceptos avanzados como base de evaluación de seguridad temprana
9.10. Integración del análisis probabilista dentro de la gestión del ciclo de vida de la instalación para sostener seguridad, confiabilidad y competitividad técnica

10.1. Definición del caso de estudio: tipo de instalación nuclear, sistema o subsistema seleccionado, alcance del análisis y objetivos de seguridad del proyecto
10.2. Desarrollo de la base de seguridad del caso mediante identificación de funciones esenciales, barreras, sistemas de protección y eventos iniciadores relevantes
10.3. Elaboración del análisis determinista preliminar para caracterizar secuencias base, vulnerabilidades y fenómenos físicos dominantes del sistema seleccionado
10.4. Construcción de la arquitectura APR con árboles de eventos, árboles de fallos, hipótesis de modelado y criterios de cuantificación del riesgo
10.5. Integración de datos de confiabilidad, indisponibilidad, fiabilidad humana y configuraciones de operación dentro del modelo probabilista desarrollado
10.6. Evaluación de secuencias dominantes, contribuyentes principales al riesgo y vulnerabilidades de diseño, operación o mantenimiento del sistema analizado
10.7. Desarrollo de propuestas de mejora en sistemas, procedimientos, protección, organización o mantenimiento basadas en resultados del análisis de riesgo
10.8. Elaboración del esquema de gestión de accidentes severos, respuesta de emergencia o mitigación de consecuencias según la naturaleza del caso estudiado
10.9. Construcción de la memoria técnica integral con justificación metodológica, trazabilidad de supuestos, análisis de incertidumbres y conclusiones de seguridad
10.10. Presentación y defensa del proyecto final con validación global de la estrategia de ingeniería de seguridad nuclear y análisis probabilista de riesgo desarrollada