Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la piscina de combustible gastado deuna central nuclear de agua a presión
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Cita com:
hdl:2099.1/10512
Document typeMaster thesis (pre-Bologna period)
Date2010-09
Rights accessRestricted access - author's decision
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Abstract
El Proyecto Final de Carrera “Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la
Piscina de Combustible Gastado (PCG) de una central nuclear de agua a presión” 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” (de la Nuclear Regulatory Comission, NRC) y el documento “Programa
Integrado de Realización y Utilización de los Análisis Probabilistas de Seguridad en España” (del
Consejo de Seguridad Nuclear, CSN) y abarca todas las fases de un APS nivel 1.
En primer lugar se ha realizado la familiarización con las instalaciones. Esta parte del proyecto
incluye la descripción de la PCG, la definición de las Funciones Clave de Seguridad (FCS), la
identificación de los Sistemas Frontales y de Soporte y la definición de los criterios de éxito de
los Sistemas Frontales, así como la identificación de sucesos iniciadores y de Escenarios.
Posteriormente se han delineado las Secuencias de Accidente mediante la modelización de los
Árboles de Eventos. Asimismo se han realizado los cálculos de volumen de la piscina y de
tiempos disponibles por los sistemas de mitigación.
Una vez delineadas las secuencias, se han analizado en profundidad los Sistemas Frontales,
incluyendo en este Análisis de Sistemas la modelización de sus Árboles de Fallo, a fin de poder
llegar a determinar, de forma cuantitativa, la indisponibilidad de cada sistema.
Paralelamente, se han desarrollado las tareas de Análisis de Datos y de Fiabilidad Humana. El
primero se ha centrado en el cálculo de las frecuencias de los sucesos iniciadores, así como la
determinación de las probabilidades de fallo asociadas a los sucesos básicos de componentes.
Por otra parte, el segundo ha servido para cuantificar la probabilidad de error en las acciones
humanas del personal de operación de la planta.
Finalmente, se ha realizado el proceso de Cuantificación mediante el software RiskSpectrum®.
La Frecuencia de Daño al Combustible (FDC) global en la PCG obtenida es de 3.696E-07 año-1.
Asimismo 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 FDC global es coherente en
comparación al de piscinas de almacenamiento de combustible de centrales de similar diseño,
hecho que confiere validez al resultado obtenido.
SubjectsSpent reactor fuels -- Storage, Nuclear power plants -- Security measures, Combustibles nuclears gastats -- Emmagatzematge, Centrals nuclears -- Mesures de seguretat
DegreeENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994)
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