Desarrollo de tecnologías de telemanipulación con alto grado de escalado orientadas a la interacción hombre-robot en entornos nucleares

Esta tesis se centra en desarrollo de tecnologías para la interacción hombre-robot en entornos nucleares de fusión. La problemática principal del sector de fusión nuclear radica en las condiciones ambientales tan extremas que hay en el interior del reactor, y la necesidad de que los equipos cumplan requisitos muy restrictivos para poder aguantar esos niveles de radiación, magnetismo, ultravacío, temperatura... Como no es viable la ejecución de tareas directamente por parte de humanos, habrá que utilizar dispositivos de manipulación remota para llevar a cabo los procesos de operación y mantenimiento. En las instalaciones de ITER es obligatorio tener un entorno controlado de extrema seguridad, que necesita de estándares validados. La definición y uso de protocolos es indispensable para regir su buen funcionamiento. Si nos centramos en la telemanipulación con algo grado de escalado, surge la necesidad de definir protocolos para sistemas abiertos que permitan la interacción entre equipos y dispositivos de diversa índole. En este contexto se plantea la definición del Protocolo de Teleoperación que permita la interconexión entre dispositivos maestros y esclavos de distinta tipología, pudiéndose comunicar bilateralmente entre sí y utilizar distintos algoritmos de control según la tarea a desempeñar. Este protocolo y su interconectividad se han puesto a prueba en la Plataforma Abierta de Teleoperación (P.A.T.) que se ha desarrollado e integrado en la ETSII UPM como una herramienta que permita probar, validar y realizar experimentos de telerrobótica. Actualmente, este Protocolo de Teleoperación se ha propuesto a través de AENOR al grupo ISO de Telerobotics como una solución válida al problema existente y se encuentra bajo revisión. Con el diseño de dicho protocolo se ha conseguido enlazar maestro y esclavo, sin embargo con los niveles de radiación tan altos que hay en ITER la electrónica del controlador no puede entrar dentro del tokamak. Por ello se propone que a través de una mínima electrónica convenientemente protegida se puedan multiplexar las señales de control que van a través del cableado umbilical desde el controlador hasta la base del robot. En este ejercicio teórico se demuestra la utilidad y viabilidad de utilizar este tipo de solución para reducir el volumen y peso del cableado umbilical en cifras aproximadas de un 90%, para ello hay que desarrollar una electrónica específica y con certificación RadHard para soportar los enormes niveles de radiación de ITER. Para este manipulador de tipo genérico y con ayuda de la Plataforma Abierta de Teleoperación, se ha desarrollado un algoritmo que mediante un sensor de fuerza/par y una IMU colocados en la muñeca del robot, y convenientemente protegidos ante la radiación, permiten calcular las fuerzas e inercias que produce la carga, esto es necesario para poder transmitirle al operador unas fuerzas escaladas, y que pueda sentir la carga que manipula, y no otras fuerzas que puedan influir en el esclavo remoto, como ocurre con otras técnicas de estimación de fuerzas. Como el blindaje de los sensores no debe ser grande ni pesado, habrá que destinar este tipo de tecnología a las tareas de mantenimiento de las paradas programadas de ITER, que es cuando los niveles de radiación están en sus valores mínimos. Por otro lado para que el operador sienta lo más fielmente posible la fuerza de carga se ha desarrollado una electrónica que mediante el control en corriente de los motores permita realizar un control en fuerza a partir de la caracterización de los motores del maestro. Además para aumentar la percepción del operador se han realizado unos experimentos que demuestran que al aplicar estímulos multimodales (visuales, auditivos y hápticos) aumenta su inmersión y el rendimiento en la consecución de la tarea puesto que influyen directamente en su capacidad de respuesta. Finalmente, y en referencia a la realimentación visual del operador, en ITER se trabaja con cámaras situadas en localizaciones estratégicas, si bien el humano cuando manipula objetos hace uso de su visión binocular cambiando constantemente el punto de vista adecuándose a las necesidades visuales de cada momento durante el desarrollo de la tarea. Por ello, se ha realizado una reconstrucción tridimensional del espacio de la tarea a partir de una cámara-sensor RGB-D, lo cual nos permite obtener un punto de vista binocular virtual móvil a partir de una cámara situada en un punto fijo que se puede proyectar en un dispositivo de visualización 3D para que el operador pueda variar el punto de vista estereoscópico según sus preferencias. La correcta integración de estas tecnologías para la interacción hombre-robot en la P.A.T. ha permitido validar mediante pruebas y experimentos para verificar su utilidad en la aplicación práctica de la telemanipulación con alto grado de escalado en entornos nucleares de fusión. Abstract This thesis focuses on developing technologies for human-robot interaction in nuclear fusion environments. The main problem of nuclear fusion sector resides in such extreme environmental conditions existing in the hot-cell, leading to very restrictive requirements for equipment in order to deal with these high levels of radiation, magnetism, ultravacuum, temperature... Since it is not feasible to carry out tasks directly by humans, we must use remote handling devices for accomplishing operation and maintenance processes. In ITER facilities it is mandatory to have a controlled environment of extreme safety and security with validated standards. The definition and use of protocols is essential to govern its operation. Focusing on Remote Handling with some degree of escalation, protocols must be defined for open systems to allow interaction among different kind of equipment and several multifunctional devices. In this context, a Teleoperation Protocol definition enables interconnection between master and slave devices from different typologies, being able to communicate bilaterally one each other and using different control algorithms depending on the task to perform. This protocol and its interconnectivity have been tested in the Teleoperation Open Platform (T.O.P.) that has been developed and integrated in the ETSII UPM as a tool to test, validate and conduct experiments in Telerobotics. Currently, this protocol has been proposed for Teleoperation through AENOR to the ISO Telerobotics group as a valid solution to the existing problem, and it is under review. Master and slave connection has been achieved with this protocol design, however with such high radiation levels in ITER, the controller electronics cannot enter inside the tokamak. Therefore it is proposed a multiplexed electronic board, that through suitable and RadHard protection processes, to transmit control signals through an umbilical cable from the controller to the robot base. In this theoretical exercise the utility and feasibility of using this type of solution reduce the volume and weight of the umbilical wiring approximate 90% less, although it is necessary to develop specific electronic hardware and validate in RadHard qualifications in order to handle huge levels of ITER radiation. Using generic manipulators does not allow to implement regular sensors for force feedback in ITER conditions. In this line of research, an algorithm to calculate the forces and inertia produced by the load has been developed using a force/torque sensor and IMU, both conveniently protected against radiation and placed on the robot wrist. Scaled forces should be transmitted to the operator, feeling load forces but not other undesirable forces in slave system as those resulting from other force estimation techniques. Since shielding of the sensors should not be large and heavy, it will be necessary to allocate this type of technology for programmed maintenance periods of ITER, when radiation levels are at their lowest levels. Moreover, the operator perception needs to feel load forces as accurate as possible, so some current control electronics were developed to perform a force control of master joint motors going through a correct motor characterization. In addition to increase the perception of the operator, some experiments were conducted to demonstrate applying multimodal stimuli (visual, auditory and haptic) increases immersion and performance in achieving the task since it is directly correlated with response time. Finally, referring to the visual feedback to the operator in ITER, it is usual to work with 2D cameras in strategic locations, while humans use binocular vision in direct object manipulation, constantly changing the point of view adapting it to the visual needs for performing manipulation during task procedures. In this line a three-dimensional reconstruction of non-structured scenarios has been developed using RGB-D sensor instead of cameras in the remote environment. Thus a mobile virtual binocular point of view could be generated from a camera at a fixed point, projecting stereoscopic images in 3D display device according to operator preferences. The successful integration of these technologies for human-robot interaction in the T.O.P., and validating them through tests and experiments, verify its usefulness in practical application of high scaling remote handling at nuclear fusion environments.

Diseño y evaluación de un procedimiento on-line para la biorremediación de aguas radiactivas en centrales nucleares

Recientemente se ha demostrado la existencia de microorganismos en las piscinas de almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares utilizando técnicas convencionales de cultivo en el laboratorio. Estudios posteriores han puesto de manifiesto que los microorganismos presentes eran capaces de colonizar las paredes de acero inoxidable de las piscinas formando biopelículas. Adicionalmente se ha observado la capacidad de estas biopelículas de retener radionúclidos, lo que hace pensar en la posibilidad de utilizarlas en la descontaminación de las aguas radiactivas de las piscinas. En la presente tesis se plantea conocer más profundamente la biodiversidad microbiana de las biopelículas utilizando técnicas de biología molecular como la clonación, además de desarrollar un sistema de descontaminación a escala piloto con el objetivo de valorar si el proceso podría resultar escalable a nivel industrial. Para ello se diseñaron y fabricaron dos biorreactores en acero inoxidable compatibles con las condiciones específicas de seguridad sísmica y protección frente a la radiación en la zona controlada de una central nuclear. Los biorreactores se instalaron en la Central Nuclear de Cofrentes (Valencia) en las proximidades de las piscinas de almacenamiento de combustible nuclear gastado y precediendo a las resinas de intercambio iónico, de forma que reciben el agua de las piscinas permitiendo el análisis in situ de la radiación eliminada del agua de las mismas. Se conectó una lámpara de luz ultravioleta a uno de los biorreactores para poder comparar el desarrollo de bipelículas y la retención de radiactividad en ambas condiciones. En estos biorreactores se introdujeron ovillos de acero inoxidable y de titanio que se extrajeron a diversos tiempos, hasta 635 días para los ovillos de acero inoxidable y hasta 309 días para los ovillos de titanio. Se analizaron las biopelículas desarrolladas sobre los ovillos por microscopía electrónica de barrido y por microscopía de epifluorescencia. Se extrajo el ADN de las biopelículas y, tras su clonación, se identificaron los microorganismos por técnicas independientes de cultivo. Asimismo se determinó por espectrometría gamma la capacidad de las biopelículas para retener radionúclidos. Los microorganismos radiorresistentes identificados pertenecen a los grupos filogenéticos Alpha-proteobacteria, Gamma-proteobacteria, Actinobacteria, Deinococcus-Thermus y Bacteroidetes. Las secuencias de estos microorganismos se han depositado en el GenBank con los números de acceso KR817260-KR817405. Se ha observado una distribución porcentual ligeramente diferente en relación con el tipo de biorreactor. Las biopelículas han retenido fundamentalmente radionúclidos de activación. La suma de Co-60 y Mn-54 ha llegado en ocasiones al 97%. Otros radionúclidos retenidos han sido Cr-51, Co-58, Fe-59, Zn-65 y Zr-95. Se sugiere un mecanismo del proceso de retención de radionúclidos relacionado con el tiempo de formación y desaparición de las biopelículas. Se ha valorado que el proceso escalable puede ser económicamente rentable. ABSTRACT The existence of microorganisms in spent nuclear fuel pools has been demonstrated recently in nuclear power plants by using conventional microbial techniques. Subsequent studies have revealed that those microorganisms were able to colonize the stainless steel pool walls forming biofilms. Additionally, it has been observed the ability of these biofilms to retain radionuclides, which suggests the possibility of using them for radioactive water decontamination purposes. This thesis presents deeper knowledge of microbial biofilms biodiversity by using molecular biology techniques such as cloning, and develops a decontamination system on a pilot scale, in order to assess whether the process could be scalable to an industrial level. Aiming to demonstrate this was feasible, two stainless steel bioreactors were designed and manufactured, both were compatible with seismic and radiation protection standards in the controlled zone of a nuclear plant. These bioreactors were installed in the Cofrentes Nuclear Power Plant (Valencia) next to the spent nuclear fuel pools and preceding (upstream) ion exchange resins. This configuration allowed the bioreactors to receive water directly from the pools allowing in situ analysis of radiation removal. One ultraviolet lamp was connected to one of the bioreactors to compare biofilms development and radioactivity retention in both conditions. Stainless steel and titanium balls were introduced into these bioreactors and were removed after different time periods, up to 635 days for stainless steel balls and up to 309 days for titanium. Biofilms developed on the balls were analyzed by scanning electron microscopy and epifluorescence microscopy. DNA was extracted from the biofilms, was cloned and then the microorganisms were identified by independent culture techniques. Biofilms ability to retain radionuclides was also determined by gamma spectrometry. The identified radioresistant organisms belong to the phylogenetic groups Alphaproteobacteria, Gamma-proteobacteria, Actinobacteria, Deinococcus-Thermus and Bacteroidetes. The sequences of these microorganisms have been deposited in GenBank (access numbers KR817260-KR817405). A different distribution of microorganisms was observed in relation to the type of bioreactor. Biofilms have essentially retained activation radionuclides. Sometimes the sum of Co-60 and Mn-54 reached 97%. Cr-51, Co-58, Fe-59, Zn-65 and Zr-95 have also been retained. A radionuclide retention process mechanism related to biofilms formation and disappearance time is suggested. It has been assessed that the scalable process can be economically profitable.

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.