Consejo de Seguridad Nuclear. III. Otras disposiciones. Comunitat Valenciana. Convenio. (BOE-A-2024-24510)
Resolución de 14 de noviembre de 2024, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se publica el Convenio con la Universitat Politècnica de València, para el desarrollo de la Fase 2 del proyecto Thais «Termohidráulica Avanzada y Tratamiento de Incertidumbres en Seguridad Nuclear».
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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
Sábado 23 de noviembre de 2024
Sec. III. Pág. 158186
relacionadas con la evaluación de la capacidad de códigos TH de sistemas para simular
reinundaciones con diversos tipos de flujos de entrada y regímenes de transferencia de
calor. Finalmente, se continúa con la utilización de métodos inversos en la cuantificación
de incertidumbres de los códigos, junto con modelos y la calibración de los mismos. Este
último asunto es de especial interés para los códigos de sistema y los CFD, y de gran
actualidad.
3.
Actividades a desarrollar
El proyecto tiene cinco actividades, que darán lugar a otras tantas tareas. Estas
tareas se han ordenado según su prioridad y dedicación prevista durante la realización
de este proyecto. Estas cinco actividades son:
1) Evaluación de la extensión de la base de diseño haciendo uso de la metodología
de análisis BEPU («Best Estimate Plus Uncertainties») del Grupo TIN del IUIIE-UPV.
Aplicación a un reactor BWR. La dedicación estimada es del 25 % del total del
proyecto.
2) Seguimiento de actividades y desarrollos en el uso de códigos CFD. Desarrollo
de metodología de evaluación y aplicación de dichos códigos en actividades de
seguridad nuclear. La dedicación estimada es del 25 % del total.
3) Estudio de métodos inversos para cuantificación de incertidumbres en
simulaciones de problemas de seguridad nuclear. La dedicación de esta actividad se
estima que debe ser del 25 % del total del proyecto.
4) Participación en el proyecto RBHT de la NEA-OECD. La dedicación estimada
de esta actividad debe ser del 15 % del total del proyecto.
5) Desarrollo de una metodología de análisis de escala de experimentos en
instalaciones termohidráulicas. La dedicación de esta actividad se estima que debe ser
del 10 % del total del proyecto.
3.1 Evaluación de la extensión de la base de diseño haciendo uso de la
metodología de análisis BEPU («Best Estimate Plus Uncertainties») del Grupo TIN del
IUIIE-UPV. Aplicación a un reactor BWR.
Durante este convenio, el Grupo TIN del IUIIE-UPV completaría la evaluación del
transitorio ATWS (Anticipated Transisent Without SCRAM), actividad ya iniciada durante
el convenio precedente y del que han quedado algunos aspectos pendientes que
requieren un análisis más detallado. Al realizar el análisis BEPU del ATWS, algunos de
los problemas aparecidos en las simulaciones están todavía en fase de resolución. Esta
actividad continuaría, durante el nuevo convenio, con el análisis de los casos
problemáticos para determinar la manera correcta de abordarlos y completar así el
tratamiento BEPU de la fenomenología ATWS estudiada.
El alcance de este tema se ampliará durante el convenio al objeto de poder utilizar la
metodología de análisis BEPU, una vez finalizada y probada para el ATWS, en el estudio
de otros accidentes que evalúan la extensión de la base de diseño sin daño severo al
núcleo, según la IS-37 (CED-A). Se adaptaría la metodología en los puntos que fuera
necesario hacerlo.
Los casos a analizar se decidirán entre las partes del convenio escogiendo entre las
siguientes opciones:
1. Otros casos de ATWS con distinto suceso iniciador.
2. Pérdida completa del suministro de energía eléctrica (interior y exterior) de
corriente alterna (SBO).
3. Pérdida del sumidero final de calor.
4. Pérdida completa del sistema de agua de refrigeración de componentes o de
esenciales.
5. Accidente de pérdida de refrigerante, combinado con la pérdida completa de un
sistema de refrigeración de emergencia del núcleo.
cve: BOE-A-2024-24510
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 283
Sábado 23 de noviembre de 2024
Sec. III. Pág. 158186
relacionadas con la evaluación de la capacidad de códigos TH de sistemas para simular
reinundaciones con diversos tipos de flujos de entrada y regímenes de transferencia de
calor. Finalmente, se continúa con la utilización de métodos inversos en la cuantificación
de incertidumbres de los códigos, junto con modelos y la calibración de los mismos. Este
último asunto es de especial interés para los códigos de sistema y los CFD, y de gran
actualidad.
3.
Actividades a desarrollar
El proyecto tiene cinco actividades, que darán lugar a otras tantas tareas. Estas
tareas se han ordenado según su prioridad y dedicación prevista durante la realización
de este proyecto. Estas cinco actividades son:
1) Evaluación de la extensión de la base de diseño haciendo uso de la metodología
de análisis BEPU («Best Estimate Plus Uncertainties») del Grupo TIN del IUIIE-UPV.
Aplicación a un reactor BWR. La dedicación estimada es del 25 % del total del
proyecto.
2) Seguimiento de actividades y desarrollos en el uso de códigos CFD. Desarrollo
de metodología de evaluación y aplicación de dichos códigos en actividades de
seguridad nuclear. La dedicación estimada es del 25 % del total.
3) Estudio de métodos inversos para cuantificación de incertidumbres en
simulaciones de problemas de seguridad nuclear. La dedicación de esta actividad se
estima que debe ser del 25 % del total del proyecto.
4) Participación en el proyecto RBHT de la NEA-OECD. La dedicación estimada
de esta actividad debe ser del 15 % del total del proyecto.
5) Desarrollo de una metodología de análisis de escala de experimentos en
instalaciones termohidráulicas. La dedicación de esta actividad se estima que debe ser
del 10 % del total del proyecto.
3.1 Evaluación de la extensión de la base de diseño haciendo uso de la
metodología de análisis BEPU («Best Estimate Plus Uncertainties») del Grupo TIN del
IUIIE-UPV. Aplicación a un reactor BWR.
Durante este convenio, el Grupo TIN del IUIIE-UPV completaría la evaluación del
transitorio ATWS (Anticipated Transisent Without SCRAM), actividad ya iniciada durante
el convenio precedente y del que han quedado algunos aspectos pendientes que
requieren un análisis más detallado. Al realizar el análisis BEPU del ATWS, algunos de
los problemas aparecidos en las simulaciones están todavía en fase de resolución. Esta
actividad continuaría, durante el nuevo convenio, con el análisis de los casos
problemáticos para determinar la manera correcta de abordarlos y completar así el
tratamiento BEPU de la fenomenología ATWS estudiada.
El alcance de este tema se ampliará durante el convenio al objeto de poder utilizar la
metodología de análisis BEPU, una vez finalizada y probada para el ATWS, en el estudio
de otros accidentes que evalúan la extensión de la base de diseño sin daño severo al
núcleo, según la IS-37 (CED-A). Se adaptaría la metodología en los puntos que fuera
necesario hacerlo.
Los casos a analizar se decidirán entre las partes del convenio escogiendo entre las
siguientes opciones:
1. Otros casos de ATWS con distinto suceso iniciador.
2. Pérdida completa del suministro de energía eléctrica (interior y exterior) de
corriente alterna (SBO).
3. Pérdida del sumidero final de calor.
4. Pérdida completa del sistema de agua de refrigeración de componentes o de
esenciales.
5. Accidente de pérdida de refrigerante, combinado con la pérdida completa de un
sistema de refrigeración de emergencia del núcleo.
cve: BOE-A-2024-24510
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 283
