Estudio piloto para el análisis del riesgo asociado a un Almacén Temporal Individualizado. Aplicación de la metodología APS
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Cita com:
hdl:2099.1/18134
Tipus de documentProjecte/Treball Final de Carrera
Data2012-06
Condicions d'accésAccés restringit per decisió de l'autor
Tots els drets reservats. Aquesta obra està protegida pels drets de propietat intel·lectual i
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Abstract
El Proyecto Final de Carrera “Estudio piloto para el análisis del riesgo asociado a un Almacén
Temporal Individualizado. Aplicación de la metodología APS” se enmarca en un convenio de
colaboración entre una central nuclear y el Departament de Física i Enginyeria Nuclear de la
Universitat Politècnica de Catalunya (UPC) para la investigación y aplicación de los APS en decisiones
basadas en el riesgo.
El proyecto se basa en la metodología descrita en la guía reguladora NUREG/CR-2300, “PRA
Procedures Guide” (editado por la Nuclear Regulatory Comission) y los documentos Probabilistic Risk
Assessment (PRA) of Bolted Storage Casks: Updated Quantification and Analysis Report” (editado por
EPRI) y “A Pilot Probabilistic Risk Assessment Of a Dry Cask Storage System At a Nuclear Power Plant”
(editado por la Nuclear Regulatory Commission) y abarca las fases de un APS nivel 2.
En primer lugar se ha realizado la familiarización con la instalación y con las técnicas probabilísticas a
aplicar. Esta parte del proyecto incluye la descripción del Almacén Temporal Individualizado, la
definición de las Funciones Clave de Seguridad (FCS), la identificación de los Sistemas encargados de
cumplirlas, la definición de los criterios de éxito de éstos Sistemas y la identificación de los Sucesos
Iniciadores y de los Escenarios.
Posteriormente se han delineado las Secuencias de Accidente mediante la modelización de los
Árboles de Eventos. Asimismo, se han establecido niveles de importancia discretos para el estado
final de las Secuencias de Accidente, que consiste en la Liberación de Radionúclidos.
Una vez delineadas las secuencias, se ha realizado un Análisis de Datos, el cual ha consistido en el
cálculo de las frecuencias de los Sucesos Iniciadores y en la adecuación al procedimiento de
manipulación de la central de resultados de análisis estructurales y termohidráulicos de
contenedores utilizados en otras plantas.
A continuación, se ha desarrollado el análisis del Sistema de Ventilación HVAC del Edificio de
Combustible. Se ha modelizado el fallo del Sistema mediante un Árbol de Fallos en base a su
funcionamiento en caso de accidente en el interior del Edificio de Combustible. El Sistema de
Ventilación tiene una función de mitigación dentro de las Secuencias de Accidente.
Finalmente, se ha realizado el proceso de Cuantificación mediante el software RiskSpectrum®. La
Frecuencia de Liberación de Radionúclidos (FLR) del primer año obtenida es de 1,48E-08
(año·contenedor)-1, y en años venideros es de 6,68E-11 (año·contenedor)-1. Asimismo se ha analizado
la magnitud de la Liberación de Radionúclidos para cada Secuencia de Accidente y se ha desarrollado el Análisis de Resultados, permitiendo extraer las pertinentes conclusiones y recomendaciones del
estudio.
Como conclusión final, se ha comprobado que el valor de FLR de primer año es coherente en
comparación al de Almacenes Temporales Individualizados de otras centrales, este hecho le confiere
validez al resultado.
MatèriesRadioactive wastes -- Storage, Nuclear power plants -- Safety measure, Residus radioactius -- Emmagatzematge, Centrals nuclears -- Mesures de seguretat
TitulacióENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994)
Fitxers | Descripció | Mida | Format | Visualitza |
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MEMORIA.pdf | Memoria | 1,526Mb | Accés restringit | |
ANEXOS A-B-C-D-E-F.pdf | Anexo 1/2 | 3,364Mb | Accés restringit | |
ANEXOS G-H.pdf | Anexo 2/2 | 3,293Mb | Accés restringit |