III. Otras disposiciones. CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR. Convenios. (BOE-A-2023-10920)
Resolución de 26 de abril de 2023, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se publica el Convenio con Energy Software, SL, para participar en el Programa Internacional "Code Applications and Maintenance Program".
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No ocultamos, cambiamos o tergiversamos la información, simplemente somos un altavoz organizado de los boletines oficiales de España.
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BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Núm. 108
Sábado 6 de mayo de 2023
3.4
Sec. III. Pág. 63100
Resultados esperados y beneficios para las partes.
Resultados que se esperan conseguir pueden ser los siguientes:
1. La profundización en el conocimiento detallado de herramientas y modelos
utilizados en tareas de evaluación de seguridad. Ello facilita el incremento de las
capacidades de los analistas e ingenieros involucrados en la seguridad, y a la postre
mayor seguridad en el diseño y la operación.
2. Simulación de escenarios u operaciones relevantes identificadas para plantas
españolas.
3. Una oportunidad de mejora en la capacidad de utilización de los códigos de
cálculo de simulación termohidráulica, y de mejora en la capacidad de los modelos de
simulación de las plantas españolas.
4. Una oportunidad de mejora en la capacidad de análisis de las guías de gestión
de la operación normal y en emergencia, utilizados en la operación de las plantas
españolas. Ello permite incrementar también la seguridad en la operación.
5. Documentación adecuada mediante informes técnicos de los resultados de los
cálculos de simulación efectuados, y comparación si es posible frente a resultados de
planta.
6. Realización de contribuciones comprometidas en el programa CAMP.
7. Formación de especialistas en el uso de las herramientas más actuales de
análisis de transitorios y accidentes.
8. La colaboración para el mantenimiento de grupos de expertos nacionales en
simulación termohidráulica y en aplicación de códigos termohidráulicos.
9. Colaboración en la verificación, validación y mejora de los códigos RELAP5 y
TRACE que representan el estado del arte en cálculos termohidráulicos.
10. Colaboración en la revisión de la documentación, manuales, guías de usuario y
bibliografía soporte existente, y en la identificación y eventual resolución de deficiencias
de los códigos CAMP.
3.5
Informes de resultados.
– Nodalización detallada 3D de la vasija y el núcleo del reactor.
– Nodalización detallada de los tubos en U.
– Activación de modelos especiales relacionados con escenario LOCA: Reflood,
choked Flow, CCFL, off take model.
– Nodalización detallada de la instrumentación a la salida del núcleo.
Los entregables al final del presente convenio son:
– Modelo PWR ENSO (nodalización TRACE/SNAP
Westinghouse de 3 lazos en condiciones nominales).
de
un
reactor
PWR
cve: BOE-A-2023-10920
Verificable en https://www.boe.es
ENSO se compromete a desarrollar para el CSN, durante la duración del presente
convenio, una nodalización TRACE/SNAP de un reactor PWR genérico de 3 lazos de
diseño Westinghouse (modelo PWR ENSO). El modelo PWR ENSO debe incluir los
inputs para la simulación del reactor en condiciones nominales de operación, así como
los inputs para la simulación de dos escenarios LOCA (SBLOCA y LBLOCA).
El modelo PWR ENSO tomará como referencia inputs TRACE/SNAP previos
proporcionados por el CSN, así como inputs TRACE/SNAP genéricos de PWRs incluidos
en el material adscrito a CAMP. ENSO se compromete a actualizar dichos inputs
tomando como referencia las guías de modelación de accidentes base y extensión de
diseño aprendidas en los diversos proyectos internacionales de validación y verificación
de códigos en los que sus miembros han participado (como por ejemplo los proyectos
OECD/NEA ROSA y OECD/NEA PKL). En particular, el modelo PWR ENSO final deberá
incluir los siguientes aspectos:
Núm. 108
Sábado 6 de mayo de 2023
3.4
Sec. III. Pág. 63100
Resultados esperados y beneficios para las partes.
Resultados que se esperan conseguir pueden ser los siguientes:
1. La profundización en el conocimiento detallado de herramientas y modelos
utilizados en tareas de evaluación de seguridad. Ello facilita el incremento de las
capacidades de los analistas e ingenieros involucrados en la seguridad, y a la postre
mayor seguridad en el diseño y la operación.
2. Simulación de escenarios u operaciones relevantes identificadas para plantas
españolas.
3. Una oportunidad de mejora en la capacidad de utilización de los códigos de
cálculo de simulación termohidráulica, y de mejora en la capacidad de los modelos de
simulación de las plantas españolas.
4. Una oportunidad de mejora en la capacidad de análisis de las guías de gestión
de la operación normal y en emergencia, utilizados en la operación de las plantas
españolas. Ello permite incrementar también la seguridad en la operación.
5. Documentación adecuada mediante informes técnicos de los resultados de los
cálculos de simulación efectuados, y comparación si es posible frente a resultados de
planta.
6. Realización de contribuciones comprometidas en el programa CAMP.
7. Formación de especialistas en el uso de las herramientas más actuales de
análisis de transitorios y accidentes.
8. La colaboración para el mantenimiento de grupos de expertos nacionales en
simulación termohidráulica y en aplicación de códigos termohidráulicos.
9. Colaboración en la verificación, validación y mejora de los códigos RELAP5 y
TRACE que representan el estado del arte en cálculos termohidráulicos.
10. Colaboración en la revisión de la documentación, manuales, guías de usuario y
bibliografía soporte existente, y en la identificación y eventual resolución de deficiencias
de los códigos CAMP.
3.5
Informes de resultados.
– Nodalización detallada 3D de la vasija y el núcleo del reactor.
– Nodalización detallada de los tubos en U.
– Activación de modelos especiales relacionados con escenario LOCA: Reflood,
choked Flow, CCFL, off take model.
– Nodalización detallada de la instrumentación a la salida del núcleo.
Los entregables al final del presente convenio son:
– Modelo PWR ENSO (nodalización TRACE/SNAP
Westinghouse de 3 lazos en condiciones nominales).
de
un
reactor
PWR
cve: BOE-A-2023-10920
Verificable en https://www.boe.es
ENSO se compromete a desarrollar para el CSN, durante la duración del presente
convenio, una nodalización TRACE/SNAP de un reactor PWR genérico de 3 lazos de
diseño Westinghouse (modelo PWR ENSO). El modelo PWR ENSO debe incluir los
inputs para la simulación del reactor en condiciones nominales de operación, así como
los inputs para la simulación de dos escenarios LOCA (SBLOCA y LBLOCA).
El modelo PWR ENSO tomará como referencia inputs TRACE/SNAP previos
proporcionados por el CSN, así como inputs TRACE/SNAP genéricos de PWRs incluidos
en el material adscrito a CAMP. ENSO se compromete a actualizar dichos inputs
tomando como referencia las guías de modelación de accidentes base y extensión de
diseño aprendidas en los diversos proyectos internacionales de validación y verificación
de códigos en los que sus miembros han participado (como por ejemplo los proyectos
OECD/NEA ROSA y OECD/NEA PKL). En particular, el modelo PWR ENSO final deberá
incluir los siguientes aspectos:
