III. Otras disposiciones. CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR. Convenios. (BOE-A-2023-22690)
Resolución de 30 de octubre de 2023, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se publica el Convenio de colaboración con NFoque Advisory Services, SL, para la ejecución del proyecto de I+D "Desarrollo de metodologías de análisis termo-mecánico ante escenarios AOO y DEC-A en reactores nucleares de centrales LWR con combustible ATF (Metatf)".
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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
Martes 7 de noviembre de 2023
Sec. III. Pág. 148374
condiciones TH y de quemado del ciclo por determinar para las condiciones más
demandantes.
Estos escenarios han sido seleccionados siguiendo las guías propuestas por los
trabajos de I+D+i de Idaho National Laboratory, bajo financiación del DOE americano,
cuyos análisis están enfocados fundamentalmente en la evaluación el impacto del riesgo
aportados por los diseños ATF combinados con el óptimo uso del FLEX (Diverse and
Flexible Coping Strategy) en los escenarios de accidentes anteriormente citados. El
objetivo fundamental de estos análisis es la mejora de la seguridad y el rendimiento
económico de las centrales nucleares del parque ya existente (referencias [12] y [13]).
Así pues, y como resumen de todo lo anterior, se pretende realizar un análisis de
dichas secuencias con y sin vainas ATF y con pastillas de UO2 convencionales y
dopadas con Cr2O3. El resultado permitirá realizar el correspondiente análisis de las
distintas figuras de mérito seleccionadas, tales como la temperatura máxima de vaina, la
oxidación local máxima, el tiempo de remojado de las varillas, el número de varillas
falladas por burst.
Así mismo, se indica la conveniencia de incluir las secuencias de SBO en el estudio
del impacto del combustible ATF incluyendo el aumento de los márgenes de tiempo y la
disminución del hidrógeno generado a lo largo de la secuencia.
Las condiciones de contorno TH en ambos escenarios serán calculadas por el código
de sistemas TRACEv5patch5, los datos neutrónicos correspondientes al núcleo
provendrán de SIMULATE-3 y las condiciones iniciales de las barras de combustibles
con TRANSURANUS.
Este tipo de análisis tiene como objetivo conocer cuáles son las variaciones en los
márgenes de la temperatura máxima de vaina (PCT) y máxima oxidación local (LMO).
Así mismo, permite comprobar si algunos de los criterios de éxito varían al pasar de
combustible convencional a combustible ATF.
El análisis se realizará bajo el paradigma BEPU para el escenario LBLOCA en el que
se emplean códigos de mejor estimación se utilizan para simular los comportamientos de
la planta, el núcleo y el combustible, y se emplean suposiciones conservadoras sobre la
disponibilidad de los sistemas de control y seguridad de la planta. La metodología BEPU
lleva desarrollándose desde la década de los 90 para análisis de seguridad por
diferentes organizaciones internacionales con aplicaciones en diferentes escenarios
concernientes a estudios de seguridad de las centrales nucleares (referencias [6]-[11]).
Para la simulación del SBO, se empleará la metodología BE.
La Tabla I siguiente establece la relación entre los objetivos planteados y las tareas
detalladas.
Tabla I.
Relación entre objetivos y tareas
T1 T2 T3 T4 T5 T6
OP
X
X
OA1 X
X
OA2
X
OA3
OA4
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
Todo ello se pretende complementar con la asistencia a seminarios de formación
sobre el combustible ATF y metodologías de análisis de seguridad, asistencia a
congresos nacionales y/o internacionales para presentar los trabajos realizados y ofertar
una beca a estudiantes de final de grado y/o máster en energía nuclear para atraer
talento joven hacia este ámbito de conocimiento.
cve: BOE-A-2023-22690
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 266
Martes 7 de noviembre de 2023
Sec. III. Pág. 148374
condiciones TH y de quemado del ciclo por determinar para las condiciones más
demandantes.
Estos escenarios han sido seleccionados siguiendo las guías propuestas por los
trabajos de I+D+i de Idaho National Laboratory, bajo financiación del DOE americano,
cuyos análisis están enfocados fundamentalmente en la evaluación el impacto del riesgo
aportados por los diseños ATF combinados con el óptimo uso del FLEX (Diverse and
Flexible Coping Strategy) en los escenarios de accidentes anteriormente citados. El
objetivo fundamental de estos análisis es la mejora de la seguridad y el rendimiento
económico de las centrales nucleares del parque ya existente (referencias [12] y [13]).
Así pues, y como resumen de todo lo anterior, se pretende realizar un análisis de
dichas secuencias con y sin vainas ATF y con pastillas de UO2 convencionales y
dopadas con Cr2O3. El resultado permitirá realizar el correspondiente análisis de las
distintas figuras de mérito seleccionadas, tales como la temperatura máxima de vaina, la
oxidación local máxima, el tiempo de remojado de las varillas, el número de varillas
falladas por burst.
Así mismo, se indica la conveniencia de incluir las secuencias de SBO en el estudio
del impacto del combustible ATF incluyendo el aumento de los márgenes de tiempo y la
disminución del hidrógeno generado a lo largo de la secuencia.
Las condiciones de contorno TH en ambos escenarios serán calculadas por el código
de sistemas TRACEv5patch5, los datos neutrónicos correspondientes al núcleo
provendrán de SIMULATE-3 y las condiciones iniciales de las barras de combustibles
con TRANSURANUS.
Este tipo de análisis tiene como objetivo conocer cuáles son las variaciones en los
márgenes de la temperatura máxima de vaina (PCT) y máxima oxidación local (LMO).
Así mismo, permite comprobar si algunos de los criterios de éxito varían al pasar de
combustible convencional a combustible ATF.
El análisis se realizará bajo el paradigma BEPU para el escenario LBLOCA en el que
se emplean códigos de mejor estimación se utilizan para simular los comportamientos de
la planta, el núcleo y el combustible, y se emplean suposiciones conservadoras sobre la
disponibilidad de los sistemas de control y seguridad de la planta. La metodología BEPU
lleva desarrollándose desde la década de los 90 para análisis de seguridad por
diferentes organizaciones internacionales con aplicaciones en diferentes escenarios
concernientes a estudios de seguridad de las centrales nucleares (referencias [6]-[11]).
Para la simulación del SBO, se empleará la metodología BE.
La Tabla I siguiente establece la relación entre los objetivos planteados y las tareas
detalladas.
Tabla I.
Relación entre objetivos y tareas
T1 T2 T3 T4 T5 T6
OP
X
X
OA1 X
X
OA2
X
OA3
OA4
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
Todo ello se pretende complementar con la asistencia a seminarios de formación
sobre el combustible ATF y metodologías de análisis de seguridad, asistencia a
congresos nacionales y/o internacionales para presentar los trabajos realizados y ofertar
una beca a estudiantes de final de grado y/o máster en energía nuclear para atraer
talento joven hacia este ámbito de conocimiento.
cve: BOE-A-2023-22690
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 266
