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)».
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BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Martes 17 de diciembre de 2024

Sec. III. Pág. 173430

evaluación de metodologías BEPU y sus aplicaciones, y las herramientas y metodologías
necesarias deben estar dispuestas y validadas para tal tipo de aplicaciones.
Las metodologías BEPU actuales se basan, en su mayoría, en la modelación
probabilista de la incertidumbre. Existe un procedimiento que se considera
esencialmente adecuado para la propagación de incertidumbre a través de modelos de
cálculo, y es el análisis de Monte Carlo, especialmente el llamado Monte Carlo puro, que
se basa en el muestreo aleatorio simple (MAS) de los inputs (modelados como variables
aleatorias) y el cálculo con el modelo computacional (p.ej. con un código CAMP), de
manera que se obtienen muestras aleatorias simples de los resultados del cálculo. El
problema es que, cuando el cálculo con el modelo consume mucho tiempo y recursos,
un Monte Carlo completo (que permita la estimación precisa de la distribución de
probabilidad de los resultados) es prohibitivo. Una posibilidad más económica es la de
utilizar una muestra de tamaño moderado y utilizarla para construir lo que se llama un
intervalo de tolerancia del resultado de seguridad; se trata de un intervalo que contiene a
dicho resultado con, al menos, un nivel preestablecido de tolerancia. Los reguladores
exigen típicamente un nivel (95, 95), y eso significa la construcción de intervalos que
contengan al resultado de seguridad con, al menos, una probabilidad 0.95 y una
confianza estadística del 95 %. Intervalos de este tipo son suficientes para demostrar el
cumplimiento del criterio regulador de aceptación; y para construirlos bastan sólo unas
decenas de cálculos con el código.
Existe un método de construcción de intervalos de tolerancia universalmente utilizado
y empleado: el método de Wilks, basado en estadísticos de orden. Este método es válido
para figuras de método escalares, pero tiene una extensión (llamada método de Wald)
aplicable al caso en que se tienen que verificar varias figuras de mérito
simultáneamente), Estos métodos tienen una especial aceptación por los reguladores,
porque requieren un mínimo de hipótesis, y son conservadores en relación con otros
métodos.
D. Mejoras y Aplicaciones de Metodologías de Escalado. La validación
experimental de los códigos y métodos de análisis de accidentes se basa en
experimentos que normalmente se realizan en instalaciones a menor escala que la de
las plantas nucleares reales. El análisis de escala («scaling») constituye un elemento
clave en la interpretación de los resultados obtenidos para instalaciones experimentales,
para su extrapolación a resultados de planta. El análisis de escala permite, a través de
un análisis dimensional, establecer los grupos adimensionales de variables que
posibilitan la comparación entre las diversas instalaciones y los resultados de planta.
Este tema es de gran importancia a la hora de establecer el impacto del escalado en la
incertidumbre asociada a la capacidad de predecir fenómenos termohidráulicos. Todo
ello permite trasladar la validación realizada en instalaciones experimentales a
situaciones reales. La importancia del efecto de escala queda bien reflejada con la
reciente emisión (marzo de 2017) del documento de la NEA «A State-of-the-Art Report
on Scaling in System Thermal-Hydraulics Applications to Nuclear Reactor Safety and
Design», NEA/CSNI/R(2016)14. Hay varios informes NUREG/IA realizados en CAMPEspaña que abordan la extensión de problemáticas planteadas en algunas de las series
experimentales de PKL y ROSA a plantas nucleares comerciales españolas. Esto se ha
hecho en algunos casos mediante la aplicación de ciertas metodologías de escalado. De
manera independiente al proyecto, pero gracias a la posibilidad de acceso a los códigos
CAMP y a la participación en los programas experimentales, se ha desarrollado en la
UPC un trabajo de tesis doctoral, que tuvo como objetivo el desarrollo de una
metodología híbrida de escalado, y su validación y verificación frente a un caso realista
en una planta española.
Se considera, pues, muy necesario seguir dando pasos en la mejora y aplicación de
estas metodologías de escalado y el análisis exhaustivo de experimentos homólogos
(«counterpart»). Una de las conclusiones recurrentes de los WS conjuntos de actividades
analíticas de los proyectos PKL, ROSA y ATLAS ha sido resaltar el interés de los análisis
«counterpart» (p.ej. G7 de PKL fase 2 y T3 de ROSA fase 2, y otros más recientes de

cve: BOE-A-2024-26347
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Núm. 303