Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la piscina de combustible gastado de una central nuclear de agua a presión
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Tipus de documentProjecte/Treball Final de Carrera
Data2010-03
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Descripció
El Proyecto Final de Carrera “Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la
piscina de combustible gastado 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 ha desarrollado a petición del departamento de APS de la planta con el fin de
analizar, valorar y evaluar, desde el punto de vista del riesgo, la instalación de la Piscina de
Combustible Gastado (PCG) así como sus procedimientos asociados.
Dada la complejidad y extensión de este estudio, este primer proyecto relacionado con el APS de
la piscina se ha centrado en la elaboración de una metodología y estructura para el desarrollo del
APS completo, así como la definición de la base conceptual y documental necesaria. Se ha
realizado una caracterización completa y exhaustiva de la piscina y los diversos sistemas que la
componen. Se han definido las Funciones Clave de Seguridad (FCS) a garantizar en la piscina y
los sistemas encargados de asegurarlas.
Este proyecto se ha centrado concretamente en el estudio del principal sistema de la PCG, el de
Refrigeración y Purificación. Se ha realizado un análisis detallado de sus operaciones y
tecnologías asociadas, así como de los procedimientos relacionados con este sistema, prestando
especial atención a sus criterios de diseño y Especificaciones Técnicas de Funcionamiento
(ETFs).
La realización de una extensa base de datos operacional de sucesos relacionados con la PCG y los
sistemas asociados ha permitido la delineación de las primeras modelizaciones para caracterizar
la probabilidad de daño a los Elementos Combustibles (ECs) almacenados en ella.
Se ha diseñado un primer árbol de fallos correspondiente a la pérdida de refrigeración y se ha
procedido a la cuantificación de la indisponibilidad de la refrigeración de la PCG. El resultado ha
sido calculado con estimaciones poco conservadoras, lo que confiere poca validez al valor. Pese a
ello, se extrae que el uso de la metodología seguida es válido para el estudio completo de éste y
otros sistemas. En lo que al análisis del árbol de sucesos respecta, no se ha podido realizar una
cuantificación, pero sí definir la metodología para posteriores proyectos.
A lo largo del informe se detalla la obtención de los resultados y se incluyen los conceptos y
fundamentos teóricos base para su comprensión.
MatèriesNuclear power plants -- Security measures, Nuclear fuels -- Storage, Radioactive wastes -- Storage, Centrals nuclears -- Mesures de seguretat, Combustibles nuclears -- Emmagatzematge, Residus radioactius -- Emmagatzematge
TitulacióENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994)
Fitxers | Descripció | Mida | Format | Visualitza |
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ANEXOS A-B.pdf | Anexo | 1,128Mb | Accés restringit | |
ANEXOS C-F.pdf | Anexo | 3,924Mb | Accés restringit |