Assessment of safety margins of exposure to non-genotoxic chemical substances in food

[EN] The concept of Food Safety Margin (FSM) was introduced in microbiological risk analysis as an alternative approach to risk characterization within the informed-risk decision-making process. Its aim was to verify compliance with food safety objectives by assessing the effects of uncertainties. This paper describes the fundamentals and develop a new formulation of safety margins to verify compliance with food safety goals in relation to exposure to non-genotoxic chemical hazards. Both classical and probabilistic metrics were used to compare a given exposure to an estimated daily intake (EDI) with a given safety goal, the acceptable daily intake (ADI). The safety margins of these metrics were assessed in the exposure of peaches to organophosphorus pesticides. The pesticides considered were Azinphos-methyl, Chlorpyrifos, Diazinon, Dimethoate, Methamidophos, Parathion-methyl and Phosmet. The concentrations were obtained from the USDA pesticide database. The study period included the 11 years in which peaches were analysed from 1994 to 2014. The results show the importance of using the effect of uncertainty instead of mean values for risk characterization and that not only safety margins increased during this period but also that uncertainty was reduced. In general, large safety margins were observed in the period studied and few situations were found in which exposure was outside the safety limits. (C) 2017 Elsevier Ltd. All rights reserved.Doménech Antich, EM.; Martorell Alsina, SS. (2017). Assessment of safety margins of exposure to non-genotoxic chemical substances in food. Food Control. 79:1-9. doi:10.1016/j.foodcont.2017.03.018S197

Ageing PSA incorporating effectiveness of maintenance and testing

This paper proposes a new approach to Ageing Probabilistic Safety Assessment (APSA) modelling, which is intended to be used to support risk-informed decisions on the effectiveness of maintenance management programs and technical specification requirements of critical equipment of Nuclear Power Plants (NPP) within the framework of the Risk Informed Decision Making according to R.G. 1.174 principles. This approach focuses on the incorporation of not only equipment ageing but also effectiveness of maintenance and efficiency of surveillance testing explicitly into APSA models and data. An example of application is presented, which centres on a critical safety-related equipment of a NPP in order to evaluate the risk impact of considering different approaches to APSA and the combined effect of equipment ageing and maintenance and testing alternatives along NPP design life. The risk impact of the several alternatives is quantified and the results shows that such risk depends largely on the model parameters, such as ageing factor, maintenance effectiveness, test efficiency.Authors are grateful to the Spanish Ministry of Science and Innovation for the financial support of this work (Research Project ENE2013-45540-R) and the Doctoral Fellow (BES-2011-043906).Martón Lluch, I.; Sánchez Galdón, AI.; Martorell Alsina, SS. (2015). Ageing PSA incorporating effectiveness of maintenance and testing. Reliability Engineering and System Safety. 139:131-140. https://doi.org/10.1016/j.ress.2015.03.022S13114013

Uncertainty handling in fault tree based risk assessment: State of the art and future perspectives

YesRisk assessment methods have been widely used in various industries, and they play a significant role in improving the safety performance of systems. However, the outcomes of risk assessment approaches are subject to uncertainty and ambiguity due to the complexity and variability of system behaviour, scarcity of quantitative data about different system parameters, and human involvement in the analysis, operation, and decision-making processes. The implications for improving system safety are slowly being recognised; however, research on uncertainty handling during both qualitative and quantitative risk assessment procedures is a growing field. This paper presents a review of the state of the art in this field, focusing on uncertainty handling in fault tree analysis (FTA) based risk assessment. Theoretical contributions, aleatory uncertainty, epistemic uncertainty, and integration of both epistemic and aleatory uncertainty handling in the scientific and technical literature are carefully reviewed. The emphasis is on highlighting how assessors can handle uncertainty based on the available evidence as an input to FTA

Gestión de la operación, vigilancia y mantenimiento de equipos de seguridad de centrales nucleares a corto y largo plazo

[EN] In the last years, several studies have been developed in order to guarantee safety operation of Nuclear Power Plants (NPP), for both, the design plant life and for the Long Term Operation (LTO). In those situations, NPP must face the Periodic Safety Review (PSR). An important part of PRS involves the evaluation of risk impact of Structures, Systems and Components (SSC) ageing and how current asset management programs, e.g. maintenance and testing programs, are successful to achieve the objective of allowing a safe operation. In order to perform this evaluation, it is necessary to extend the current Probabilistic Safety Assessment (PSA) models to take into account, not only equipment ageing, but also maintenance and testing policies. This Ph Dissertation aims to help in NPP safety evaluation in the framework of PSR in both, design life and long-term operation. In this context, two main objectives are proposed. The first one is based on the proposal and application of risk-informed decision making methodology to evaluate the impact of changes to licensing bases, particularly in the ETF, using PSA models and considering aleatory uncertainties. The second is based on the adaptation and development of SSC reliability and availability models to consider not only the effect of aging, but also the effect of components management policies, in particular the testing and maintenance. Finally, these models have been joined to APS in order to obtain a new and extended APS (APSE). Some application cases, for both, risk-informed decision making on changes of licensing bases and for the use of the new APSA in the process of decision making, are provided in order to assess the feasibility and applicability of the new methodologies proposed The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Competitiveness in the project ENE2013-45540-R, "Development of Advanced Surveillance Requirements with a focus on safety and competitiveness of Nuclear Power Plants operation in the long term", and in the Doctoral Fellow ENE2010-17449.[ES] En los últimos años se han desarrollado diversos estudios enfocados a garantizar la operación segura de las centrales nucleares (CCNN), tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En ambos casos, las centrales deben de afrontar una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), la cual, involucra, entre otras tareas, la evaluación del impacto en el riesgo del envejecimiento de Estructuras, Sistemas y Componentes (ESC) y del papel de los programas de gestión de activos, tales como los programas de vigilancia y de mantenimiento de la central. Para llevar a cabo esta evaluación, urge la necesidad de extender los modelos actuales del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) para que tenga en cuenta de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular, las pruebas y mantenimientos. La presente tesis doctoral pretende servir de ayuda en las evaluaciones de la seguridad de las CCNN, y en el contexto de las RPS, tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En este contexto se plantean dos objetivos principales. El primero, se basa en la propuesta y aplicación de una metodología de toma de decisiones basada en la utilización de los modelos y datos del APS para llevar a cabo la evaluación del impacto en el riesgo de cambios en las bases de licencia, concretamente en las ETF de las CCNN, en presencia de incertidumbres. El segundo, se basa en la adaptación y desarrollo de los modelos de fiabilidad y disponibilidad convencionales de ESC para que consideren de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento, sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular de las pruebas y mantenimiento. Finalmente, estos modelos se han incorporado al APS con el objetivo de obtener un nuevo APS Extendido (APSE). Tanto para la toma de decisiones informada en el riesgo para cambios en las bases de licencia, cómo para la toma de decisiones utilizando el nuevo modelo extendido, APSE, se aportan casos de aplicación que demuestran la viabilidad y aplicabilidad de los mismos. El trabajo realizado en la presente tesis doctoral se enmarca dentro de la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyecto ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" y en la beca de Formación de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449.[CA] En els últims anys s'han desenvolupat diversos estudis enfocats a garantir l'operació segura de les centrals nuclears (CCNN), tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En ambdos casos, les centrals han d'afrontar una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), la qual, involucra, entre altres tasques, l'avaluació de l'impacte en el risc de l'envelliment d'Estructures, Sistemes i components (ESC) i del paper dels programes de gestió d'actius, com els programes de vigilància i de manteniment de la central. Per dur a terme aquesta avaluació, urgeix la necessitat d'estendre els models actuals de l'Anàlisi Probabilista de Seguretat (APS) perquè tinga en compte de manera explícita no sols l'efecte de l'envelliment sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular, les proves i manteniments. La present tesi doctoral pretén servir d'ajuda en les avaluacions de la seguretat de les CCNN, i en el context de les RPS, tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En aquest context es plantegen dos objectius principals. El primer, es basa en la proposta i aplicació d'una metodologia de presa de decisions basada en la utilització dels models i dades de l'APS per a dur a terme l'avaluació de l'impacte en el risc de canvis en les bases de llicència, concretament en les ETF de les CCNN, en presència d'incerteses. El segon, es basa en l'adaptació i desenvolupament dels models de fiabilitat i disponibilitat convencionals d'estructures, sistemes i components perquè considerin de forma explícita no només l'efecte de l'envelliment, sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular de les proves i manteniment. Finalment, aquests models s'han incorporat al APS amb l'objectiu d'obtenir un nou APS Estès (APSE). Tant per a la presa de decisions informada en el risc per canvis en les bases de llicència com per a la presa de decisions utilitzant el nou model estès, APSE, s'aporten casos d'aplicació que demostren la viabilitat i aplicabilitat dels mateixos. El treball realitzat en la present tesi doctoral s'emmarca dins de la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Competitivitat en el projecte ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" i en la beca de Formació de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449.Martón Lluch, I. (2015). Gestión de la operación, vigilancia y mantenimiento de equipos de seguridad de centrales nucleares a corto y largo plazo [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/58615TESI

Evaluation of risk impact of changes to surveillance requirements addressing model and parameter uncertainties

This paper presents a three steps based approach for the evaluation of risk impact of changes to Surveillance Requirements based on the use of the Probabilistic Risk Assessment and addressing identification, treatment and analysis of model and parameter uncertainties in an integrated manner. The paper includes also an example of application that focuses on the evaluation of the risk impact of a Surveillance Frequency change for the Reactor Protection System of a Nuclear Power Plant using a level 1 Probabilistic Risk Assessment. Surveillance Requirements are part of Technical Specifications that are included into the Licensing Basis for operation of Nuclear Power Plants. Surveillance Requirements aim at limiting risk of undetected downtimes of safety related equipment by imposing equipment operability checks, which consist of testing of equipment operational parameters with established Surveillance Frequency and Test Strategy.Authors are grateful to the Spanish Ministry of Science and Innovation for the financial support of this work (Research Project ENE2010-17449).Martorell Alsina, SS.; Villamizar León, MP.; Martón Lluch, I.; Villanueva López, JF.; Carlos Alberola, S.; Sánchez Galdón, AI. (2014). Evaluation of risk impact of changes to surveillance requirements addressing model and parameter uncertainties. Reliability Engineering and System Safety. 126:153-165. https://doi.org/10.1016/j.ress.2014.02.003S15316512

Aportaciones al modelado de la indisponibilidad de componentes y la fiabilidad humana para la mejora de la seguridad de las centrales nucleares informada en el riesgo

[ES] La seguridad ha sido, es y seguirá siendo una prioridad en la operación de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica. Uno de los grandes retos a los que se enfrenta la industria nuclear es el envejecimiento de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de seguridad. Actualmente, este hecho cobra especial relevancia porque un gran número de reactores está alcanzando el fin de su vida de diseño, debiendo afrontar próximamente una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), que garantice el funcionamiento seguro de la central durante un periodo adicional denominado Opera-ción a Largo Plazo (OLP). El Análisis Probabilista de Seguridad (APS) es una herramienta fundamental para la gestión integral de la seguridad de una planta, tanto en el marco de la RPS como en la Toma de Decisiones Informada en el Riesgo (TDIR), siendo capaz de evaluar el incremento o disminución en el riesgo producido por un cambio determinado. Sin embargo, los modelos y datos actuales que lo integran no tienen en cuenta factores que influyen de forma determinante en el riesgo de una central. Por un lado, no tienen en cuenta el envejecimiento o la estrategia de pruebas y mantenimiento, en el caso del modelado de la fiabilidad e indisponibilidad de componentes. Por otro lado, no con-templan la imprecisión en el modelado de las acciones humanas, ni la inexactitud en la cuantificación de sus probabilidades de error. La presente tesis doctoral pretende actualizar y mejorar los modelos del APS, con vistas a su aplicación en el contexto de la RPS y de la TDIR. En este sentido, se establecen dos objetivos principales. En primer lugar, el desarrollo de un modelo RAM (fiabilidad, mantenibilidad y disponibilidad) dependiente del tiempo para componentes de seguridad, ajustado con datos reales de planta y con un nivel de detalle suficiente para recoger explícitamente en la edad del mismo, el efecto de las pruebas y el mantenimiento. En segundo lugar, mostrar las aplicaciones del APS para la TDIR. En primer término, se define un modelo de riesgo dependiente de la edad, a partir del mode-lo RAM previamente formulado, con el que seleccionar la mejor estrategia de pruebas y mantenimiento en un horizonte temporal dado. En segundo término, para mejorar el modelado del APS y la cuantificación de las probabilidades de error humano (PEH), se propone una metodología de evaluación de impacto en el riesgo para cambios en las acciones humanas y las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento, que aprovecha los resultados del uso conjunto de los análisis de seguridad determinista y probabilista. Las aportaciones que conforman esta tesis doctoral se integran en la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Empresa en el proyecto ENE2016-80401-R, "Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo" y la ayuda para contratos predoctorales para la formación de doctores BES-2014-067602.[CA] La seguretat ha sigut, és i continuarà sent una prioritat en l'operació de les centrals nuclears par a la producció d'energia elèctrica. Un del grans reptes als que s'enfronta la industria nuclear es l'envelliment de les estructures, sistemes i components de seguretat. Actualment, aquest fet té especial rellevància perquè un gran nombre de reactors està arribant a la fi de la seua vida de disseny, havent d'afrontar pròximament una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), que garantirà el funcionament segur de la central durant un període addicional conegut com Operació a Llarg Termini (OLP). L'Anàlisi Probabilista de Seguretat es una ferramenta fonamental per a la gestió integral de la seguretat d'una planta, tant en el marc de la RPS com en la presa de decisions informades en el risc (TDIR), sent capaç d'avaluar l'increment o disminució en el risc produït per un canvi determinat. No obstant això, els models i dades actuals que ho integren no tenen en compte factors que influeixen de forma determinant en el risc d'una central. Per una banda, no consideren l'envelliment o l'estratègia de proves i manteniment, en el cas del modelat de la fiabilitat i indisponiblitat de components. Per altra banda, no contemplen la imprecisió en el modelat de les acciones humanes, ni la inexactitud en la quantificació de la probabilitat d'error de les mateixes. La present tesi doctoral pretén actualitzar i millorar els models APS, amb la intenció d'aplicar-los en el context de la RPS y la TDIR. En aquest sentit, s'estableixen dos objectius principals. En primer lloc, el desenvolupament d'un model RAM (fiabilitat, mantenibilitat i disponibilitat) dependent del temps per a components de seguretat, ajustat amb dades reals de planta i amb un nivell de detall suficient per a recollir explícitament en l'edat del mateix, la política de proves i manteniment a la que es sotmès. En segon lloc, mostrar les aplicacions de l'APS per a la TDIR. En primer terme, es defineix un model de risc dependent de l'edat, a partir del model RAM prèviament formulat, amb el qual seleccionar la millor estratègia de proves i manteniment en un horitzó temporal determinat. En segon terme, per a millorar el modelat de l'APS i la quantificació de les probabilitats d'error humà (PEH), es proposa una metodologia d'avaluació d'impacte en el risc per a canvis en les accions humanes i en les Especificacions Tècniques de Funcionament, que aprofita els resultats de l'ús conjunt dels anàlisis determinista i probabilista. Les aportacions que formen part d'aquesta tesi doctoral s'integren en la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Empresa en el projecte ENE2016-80401-R, "Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo" i l'ajuda per a contractes predoctorals per a la formació de doctors BES-2014-067602.[EN] Safety always has been and always will be a priority in nuclear power plant operation to generate electricity. One of the major challenges of nuclear industry is the ageing of safety-related structures, systems and components (SSC). Presently, this fact gains relevance due to several reactors are reaching their design life, having to conduct a Periodic Safety Review (PSR) that assures safety operation for an additional period better-known as Long Term Operation (LTO) Probabilistic Safety Assessment (PSA) is an essential tool in an integral NPP safety management, both PSR framework and Risk Informed Decision Making (RIDM), being able to evaluate a risk increase or decrease for any specific change on the plant. However, current PSA models and data do not consider factors, which have an impact in the overall risk of the plant. On the one hand, they do not take into account the effect of ageing nor maintenance and testing program, in the case of reliability and unavailability modelling. On the other hand, human actions modelling and their associated error probabilities are characterized by its inaccuracy and uncertainty. This Ph. Dissertation aims to update and improve PSA models, in order to apply with-in the framework of PSR and RIDM. In this sense, two main objectives are established. Firstly, the development of a time dependent RAM (reliability, availability and maintainability) for safety-related components, fitted with a historical plant data and with enough level of detail to include the effects of testing and maintenance activities in the age of the component. Secondly, it shows PSA applications of new models in RIDM. In the first place, it defines an age-dependent risk model based on the RAM model previously formulated, which helps to select the best approach of maintenance and testing activities for a specific timeline. In the second place, to improve PSA modelling and human error probabilities (HEP) quantification, a methodology is pro-posed to evaluate the risk impact of human actions and TS changes, taking advantage of combining DSA and PSA insights. The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Business in the project ENE2016-80401-R, "Risk Informed Harmonization of Surveillance Requirements and Maintenance in Nuclear Power Plants", and in the Doctoral Fellowship BES-2014-067602.Las aportaciones que conforman esta tesis doctoral se integran en la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Empresa en el proyecto ENE2016- 80401-R, “Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo” y la ayuda para contratos predoctorales para la formación de doctores BES-2014-067602.Martorell Aigües, P. (2019). Aportaciones al modelado de la indisponibilidad de componentes y la fiabilidad humana para la mejora de la seguridad de las centrales nucleares informada en el riesgo [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/118794TESI