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
Núm. 266
Martes 7 de noviembre de 2023
Sec. III. Pág. 148371
académico con instituciones de investigación, como por la industria, debido al posible
gran impacto en los márgenes de seguridad y en operación de las centrales nucleares,
entre otros aspectos.
En la actualidad existen muchos programas internacionales destinados al estudio,
análisis y simulación del comportamiento del combustible ATF ante determinados
escenarios y bajo premisas concretas.
Entre todo el extenso catálogo de programas destacan «ENCORE Fuel Programme»
(de WEC y ENUSA), proyectos europeos del programa H2020 (McSAFER), proyectos
coordinados de la OIEA como FUMAC, o «Testing and Simulation for Advanced
Technology and Accident Tolerant Fuels» (ATF-TS). Así mismo destacan los informes
publicados por los grupos de trabajo de la NEA, OIEA y EPRI.
En el informe SOAR de la NEA (referencia [1]), se abordan diversas problemáticas y
cuestiones relativas a los materiales de las pastillas de uranio y de las vainas. Así
mismo, en dicho informe, se definen en detalle los escenarios de accidente más
significativos para la evaluación de combustibles ATF y que son aplicables a todas las
tecnologías (PWR, BWR o VVER). Dichos escenarios serían:
– DBA. LBLOCA: Escenario de baja presión.
– DEC-A. SBO: Escenario con alta presión.
Experiencia previa en ATFS del grupo NFoque:
Actualmente NFoque participa en un proyecto coordinado de investigación del OIEA:
«CRP on Testing and Simulation of Advanced Technology Fuels (ATF-TS) (2020-2023)».
Dentro de dicho proyecto se prevé la realización de nuevos experimentos con vainas con
recubrimiento de Cr, vainas de FeCrAl y SiC mediante experimentos Round Robin y otros, a
nivel de elemento en la instalación DEGREE (Japón). Además, se cuenta con los resultados
de series experimentales previas como las correspondientes a las pruebas IFA-650.
En este proyecto, NFoque colabora con el grupo de la UPM liderado por el profesor
don César Queral. La colaboración del Grupo NFoque está más enfocada hacia la
modificación del código termo-mecánico TRANSURANUS, así como su testeo y
validación posterior. Es de destacar que la participación en dicho CRP del OIEA no
incluye ningún tipo de financiación.
Con respecto al manejo de códigos de simulación, NFoque cuenta con una extensa
experiencia previa en los siguientes códigos aplicados al análisis de seguridad de
centrales nucleares:
Códigos de núcleo: COBAYA, SIMULATE-3.
Códigos de planta: TRACE, TRAC-BF1.
Códigos de subcanal: COBRA-TF.
Códigos de termomecánica de combustible: TRANSURANUS, FRAPTRAN.
Librerías de datos nucleares (JEFF-3.3, ENDF/B-VIII.0,…).
Sistemas de gestión de bases de datos: NEA/JANIS.
Códigos de procesamiento de datos nucleares (NJOY, FRENDY,…).
Códigos de celda-elemento: CASMO-4, SCALE, SERPENT, MCNP.
Códigos neutrónicos de reactor: PARCS.
Desarrollos propios en FORTRAN 77, FORTRAN 90, PYTHON y MATLAB.
Así mismo, el Grupo NFoque se encuentra integrado en los siguientes grupos de
trabajo:
– Grupo SIREN: Simulación de Reactores Nucleares. Plataforma CEIDEN.
– Programa CAMP España. CAMP es el programa de la USNRC con el objetivo de
Validar y Verificar (V&V) códigos de simulación nuclear, y colaborar internacionalmente
en la mejora de sus prestaciones. El Programa CAMP de la USNRC está coordinado en
España por el CSN.
cve: BOE-A-2023-22690
Verificable en https://www.boe.es
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Núm. 266
Martes 7 de noviembre de 2023
Sec. III. Pág. 148371
académico con instituciones de investigación, como por la industria, debido al posible
gran impacto en los márgenes de seguridad y en operación de las centrales nucleares,
entre otros aspectos.
En la actualidad existen muchos programas internacionales destinados al estudio,
análisis y simulación del comportamiento del combustible ATF ante determinados
escenarios y bajo premisas concretas.
Entre todo el extenso catálogo de programas destacan «ENCORE Fuel Programme»
(de WEC y ENUSA), proyectos europeos del programa H2020 (McSAFER), proyectos
coordinados de la OIEA como FUMAC, o «Testing and Simulation for Advanced
Technology and Accident Tolerant Fuels» (ATF-TS). Así mismo destacan los informes
publicados por los grupos de trabajo de la NEA, OIEA y EPRI.
En el informe SOAR de la NEA (referencia [1]), se abordan diversas problemáticas y
cuestiones relativas a los materiales de las pastillas de uranio y de las vainas. Así
mismo, en dicho informe, se definen en detalle los escenarios de accidente más
significativos para la evaluación de combustibles ATF y que son aplicables a todas las
tecnologías (PWR, BWR o VVER). Dichos escenarios serían:
– DBA. LBLOCA: Escenario de baja presión.
– DEC-A. SBO: Escenario con alta presión.
Experiencia previa en ATFS del grupo NFoque:
Actualmente NFoque participa en un proyecto coordinado de investigación del OIEA:
«CRP on Testing and Simulation of Advanced Technology Fuels (ATF-TS) (2020-2023)».
Dentro de dicho proyecto se prevé la realización de nuevos experimentos con vainas con
recubrimiento de Cr, vainas de FeCrAl y SiC mediante experimentos Round Robin y otros, a
nivel de elemento en la instalación DEGREE (Japón). Además, se cuenta con los resultados
de series experimentales previas como las correspondientes a las pruebas IFA-650.
En este proyecto, NFoque colabora con el grupo de la UPM liderado por el profesor
don César Queral. La colaboración del Grupo NFoque está más enfocada hacia la
modificación del código termo-mecánico TRANSURANUS, así como su testeo y
validación posterior. Es de destacar que la participación en dicho CRP del OIEA no
incluye ningún tipo de financiación.
Con respecto al manejo de códigos de simulación, NFoque cuenta con una extensa
experiencia previa en los siguientes códigos aplicados al análisis de seguridad de
centrales nucleares:
Códigos de núcleo: COBAYA, SIMULATE-3.
Códigos de planta: TRACE, TRAC-BF1.
Códigos de subcanal: COBRA-TF.
Códigos de termomecánica de combustible: TRANSURANUS, FRAPTRAN.
Librerías de datos nucleares (JEFF-3.3, ENDF/B-VIII.0,…).
Sistemas de gestión de bases de datos: NEA/JANIS.
Códigos de procesamiento de datos nucleares (NJOY, FRENDY,…).
Códigos de celda-elemento: CASMO-4, SCALE, SERPENT, MCNP.
Códigos neutrónicos de reactor: PARCS.
Desarrollos propios en FORTRAN 77, FORTRAN 90, PYTHON y MATLAB.
Así mismo, el Grupo NFoque se encuentra integrado en los siguientes grupos de
trabajo:
– Grupo SIREN: Simulación de Reactores Nucleares. Plataforma CEIDEN.
– Programa CAMP España. CAMP es el programa de la USNRC con el objetivo de
Validar y Verificar (V&V) códigos de simulación nuclear, y colaborar internacionalmente
en la mejora de sus prestaciones. El Programa CAMP de la USNRC está coordinado en
España por el CSN.
cve: BOE-A-2023-22690
Verificable en https://www.boe.es
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