Consejo de Seguridad Nuclear. III. Otras disposiciones. Comunidades autónomas. Convenio. (BOE-A-2024-26347)
Resolución de 10 de diciembre de 2024, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se publica el Convenio con la Universitat Politècnica de València, la Universitat Politècnica de Catalunya y la Universidad Politécnica de Madrid, para la ejecución de Proyecto I+D sobre «Participación en los Proyectos de Mantenimiento de Códigos CAMP de la NRC y Programas Experimentales Termohidráulicos de NEA/OECD (ATLAS, RBHT, POLCA y SYSTHER), y su aplicación a Plantas Españolas (CAMP-ESPAÑA)».
46 páginas totales
Página
Zahoribo únicamente muestra información pública que han sido publicada previamente por organismos oficiales de España.
Cualquier dato, sea personal o no, ya está disponible en internet y con acceso público antes de estar en Zahoribo. Si lo ves aquí primero es simple casualidad.
No ocultamos, cambiamos o tergiversamos la información, simplemente somos un altavoz organizado de los boletines oficiales de España.
Cualquier dato, sea personal o no, ya está disponible en internet y con acceso público antes de estar en Zahoribo. Si lo ves aquí primero es simple casualidad.
No ocultamos, cambiamos o tergiversamos la información, simplemente somos un altavoz organizado de los boletines oficiales de España.
BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Núm. 303
Martes 17 de diciembre de 2024
Sec. III. Pág. 173429
– Desarrollo, aplicación y evaluación de un modelo de transmisión de calor en
geometrías rectangulares y placas planas (al estilo RELAP5).
– Desarrollo, aplicación y evaluación del tratamiento de las propiedades de sales
fundidas (FLiBe, FLiNaK, KFZrF4, and NaFZrF4; contribución de ORNL).
– Implantación de paquetes numéricos avanzados (PETSC, …).
– Implantación de nuevos modelos de válvulas (de muelle y de disco.).
– Mejora de la modelación y simulación de sistemas de control.
– Acoplamiento de TRACE con Lua/Python para poder implantar módulos (externos)
en TRACE.
Al ser abierta esta lista de sugerencias, se deberá hacer un seguimiento y actualizar
el contenido de esta actividad, en función de las necesidades y propuestas que se vaya
haciendo desde el proyecto CAMP de la USNRC.
Análisis soporte para la consolidación de herramientas TH en España.
A. Análisis de diseños de combustibles ATF. Como se ha indicado anteriormente, el
objetivo de esta actividad es iniciar una línea de investigación nacional que pudiera dar
soporte analítico a las organizaciones nacionales interesadas en este tipo de
combustibles, en el futuro. Se pretende explorar las capacidades actuales de los códigos
CAMP (tanto neutrónico, termomecánico y termo-hidráulico, como incluso de accidente
severo) para representar este tipo de diseños de combustible, para identificar bondades
y deficiencias, y colaborar en la eventual resolución de éstas. Esta línea requiere, por
tanto, la puesta a punto de capacidades de simulación neutrónica, termomecánica y
termohidráulica acopladamente, por lo que la interacción PARCS-TRACE, y sus
componentes que emulan a FRAPCON y FRAPTRAN, resulta esencial para estas
actividades. También será esencial una interacción cercana con las organizaciones
interesadas (centrales e ingenierías), para acceder a la información más realista
disponible en la industria.
B. Validación de componente VESSEL (3D) de TRACE. Aunque en los últimos años
se ha comenzado a utilizar esta componente de TRACE en diversas aplicaciones y
análisis, todavía se carece de una gran experiencia y confianza en su uso. Existe una
amplia base de datos de experimentos, tales como ROCOM de los programas PKL,
UPTF, o incluso otras que se puedan identificar, en donde se dispone de información
experimental de carácter tridimensional. Asimismo, una conclusión bastante recurrente
de las reuniones de expertos y workshops (p.ej., en el contexto de los programas
experimentales de la NEA) ha sido la conveniencia de utilizar los resultados
experimentales de los programas para validar componentes 3D de los códigos de
sistema.
C. Mejoras y Aplicaciones de Metodologías BEPU. Los análisis de accidentes de
plantas nucleares se han realizado, tradicionalmente, con modelos computacionales e
hipótesis de carácter conservador. A finales de los años 1980 se empezó a autorizar
internacionalmente el uso de modelos e hipótesis realistas con estimación de
incertidumbres, también llamados BEPU («Best Estimate Plus Uncertainty»). Desde
entonces, las metodologías BEPU de análisis de accidentes han ido aumentando su
presencia en Seguridad Nuclear. Por otro lado, la regulación de los análisis LOCA/ECCS
se está modificando actualmente, a nivel internacional. Existe un proyecto de cambio de
uno de los criterios reguladores de aceptación a corto plazo, referido al espesor de óxido
permitido en las vainas de combustible (Zircaloy). En lugar de establecerse un límite
regulador universal del 17 % del espesor original de vaina, la USNRC proyecta ahora
establecer una condición más restrictiva, consistente en un límite dependiente del
contenido inicial de hidrógeno en la vaina. En Alemania este cambio ya se ha llevado a
cabo. Este cambio obligará probablemente a repetir los análisis de LOCA de las plantas
españolas, y al menos uno de esos nuevos análisis se haría con metodología BEPU. Por
ese motivo, se debe estar preparado para mantener y mejorar la capacidad en la
cve: BOE-A-2024-26347
Verificable en https://www.boe.es
3)
Núm. 303
Martes 17 de diciembre de 2024
Sec. III. Pág. 173429
– Desarrollo, aplicación y evaluación de un modelo de transmisión de calor en
geometrías rectangulares y placas planas (al estilo RELAP5).
– Desarrollo, aplicación y evaluación del tratamiento de las propiedades de sales
fundidas (FLiBe, FLiNaK, KFZrF4, and NaFZrF4; contribución de ORNL).
– Implantación de paquetes numéricos avanzados (PETSC, …).
– Implantación de nuevos modelos de válvulas (de muelle y de disco.).
– Mejora de la modelación y simulación de sistemas de control.
– Acoplamiento de TRACE con Lua/Python para poder implantar módulos (externos)
en TRACE.
Al ser abierta esta lista de sugerencias, se deberá hacer un seguimiento y actualizar
el contenido de esta actividad, en función de las necesidades y propuestas que se vaya
haciendo desde el proyecto CAMP de la USNRC.
Análisis soporte para la consolidación de herramientas TH en España.
A. Análisis de diseños de combustibles ATF. Como se ha indicado anteriormente, el
objetivo de esta actividad es iniciar una línea de investigación nacional que pudiera dar
soporte analítico a las organizaciones nacionales interesadas en este tipo de
combustibles, en el futuro. Se pretende explorar las capacidades actuales de los códigos
CAMP (tanto neutrónico, termomecánico y termo-hidráulico, como incluso de accidente
severo) para representar este tipo de diseños de combustible, para identificar bondades
y deficiencias, y colaborar en la eventual resolución de éstas. Esta línea requiere, por
tanto, la puesta a punto de capacidades de simulación neutrónica, termomecánica y
termohidráulica acopladamente, por lo que la interacción PARCS-TRACE, y sus
componentes que emulan a FRAPCON y FRAPTRAN, resulta esencial para estas
actividades. También será esencial una interacción cercana con las organizaciones
interesadas (centrales e ingenierías), para acceder a la información más realista
disponible en la industria.
B. Validación de componente VESSEL (3D) de TRACE. Aunque en los últimos años
se ha comenzado a utilizar esta componente de TRACE en diversas aplicaciones y
análisis, todavía se carece de una gran experiencia y confianza en su uso. Existe una
amplia base de datos de experimentos, tales como ROCOM de los programas PKL,
UPTF, o incluso otras que se puedan identificar, en donde se dispone de información
experimental de carácter tridimensional. Asimismo, una conclusión bastante recurrente
de las reuniones de expertos y workshops (p.ej., en el contexto de los programas
experimentales de la NEA) ha sido la conveniencia de utilizar los resultados
experimentales de los programas para validar componentes 3D de los códigos de
sistema.
C. Mejoras y Aplicaciones de Metodologías BEPU. Los análisis de accidentes de
plantas nucleares se han realizado, tradicionalmente, con modelos computacionales e
hipótesis de carácter conservador. A finales de los años 1980 se empezó a autorizar
internacionalmente el uso de modelos e hipótesis realistas con estimación de
incertidumbres, también llamados BEPU («Best Estimate Plus Uncertainty»). Desde
entonces, las metodologías BEPU de análisis de accidentes han ido aumentando su
presencia en Seguridad Nuclear. Por otro lado, la regulación de los análisis LOCA/ECCS
se está modificando actualmente, a nivel internacional. Existe un proyecto de cambio de
uno de los criterios reguladores de aceptación a corto plazo, referido al espesor de óxido
permitido en las vainas de combustible (Zircaloy). En lugar de establecerse un límite
regulador universal del 17 % del espesor original de vaina, la USNRC proyecta ahora
establecer una condición más restrictiva, consistente en un límite dependiente del
contenido inicial de hidrógeno en la vaina. En Alemania este cambio ya se ha llevado a
cabo. Este cambio obligará probablemente a repetir los análisis de LOCA de las plantas
españolas, y al menos uno de esos nuevos análisis se haría con metodología BEPU. Por
ese motivo, se debe estar preparado para mantener y mejorar la capacidad en la
cve: BOE-A-2024-26347
Verificable en https://www.boe.es
3)
