Assessment of damage domains of the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

This paper presents an assessment analysis of damage domains of the 30 MWth prototype High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) operated by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). For this purpose, an in-house deterministic risk assessment computational tool was developed based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD). To illustrate the methodology and applicability of the developed modelling approach, assessment results of a control rod (CR) withdrawal accident during subcritical conditions are presented and compared with those obtained by the JAEA.

Revising the Emergency Management Requirements for new generation reactors

The paper presents the application of a new risk-informed methodology for the identification of the Emergency Management Requirements (EMR) to a Generation II, Large size Reactor and a Generation III+ Small Modular Reactor. The results obtained in this test case demonstrate that the actual EMR is conservative, as expected, for the GenII reactor, while the new methodology could be applied for the definition of EMRs for the new generation Nuclear Power Plants, with a possible reduction of the emergency area without loss of safety level. By adopting both probabilistic and deterministic approaches, the study addresses possible accidents and corresponding release scenarios for the two types of reactor, calculates the areas where the accidents have an impact on the population and defines the new EMR considering the health effects on the population.

Code assessment and modelling for Design Basis Accident Analysis of the European sodium fast reactor design. Part I: System description, modelling and benchmarking

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum (GIF) are conceived to improve the use of natural resources, reduce the amount of high-level radioactive waste and excel in their reliability and safe operation. Among these novel designs sodium fast reactors (SFRs) stand out due to their technological feasibility as demonstrated in several countries during the last decades. As part of the contribution of EURATOM to GIF the CP-ESFR is a collaborative project with the objective, among others, to perform extensive analysis on safety issues involving renewed SFR demonstrator designs. The verification of computational tools able to simulate the plant behaviour under postulated accidental conditions by code-to-code comparison was identified as a key point to ensure reactor safety. In this line, several organizations employed coupled neutronic and thermal-hydraulic system codes able to simulate complex and specific phenomena involving multi-physics studies adapted to this particular fast reactor technology. In the “Introduction” of this paper the framework of this study is discussed, the second section describes the envisaged plant design and the commonly agreed upon modelling guidelines. The third section presents a comparative analysis of the calculations performed by each organisation applying their models and codes to a common agreed transient with the objective to harmonize the models as well as validating the implementation of all relevant physical phenomena in the different system codes.

Code assessment and modelling for Design Basis Accident analysis of the European Sodium Fast Reactor design. Part II: Optimised core and representative transients analysis

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum require the development and validation of computational tools able to assess their safety performance. In the first part of this paper the models of the ESFR design developed by several organisations in the framework of the CP-ESFR project were presented and their reliability validated via a benchmarking exercise. This second part of the paper includes the application of those tools for the analysis of design basis accident (DBC) scenarios of the reference design. Further, this paper also introduces the main features of the core optimisation process carried out within the project with the objective to enhance the core safety performance through the reduction of the positive coolant density reactivity effect. The influence of this optimised core design on the reactor safety performance during the previously analysed transients is also discussed. The conclusion provides an overview of the work performed by the partners involved in the project towards the development and enhancement of computational tools specifically tailored to the evaluation of the safety performance of the Generation IV innovative nuclear reactor designs.

Estudio de la influencia de la relación C/N en la desnitrificación y metanogénesis de aguas residuales en un reactor anaeróbico de lecho fluidizado inverso

La nitrificación-desnitrificación es el proceso biológico tradicional para la remoción de nitrógeno de las aguas residuales (Ruiz G. et al., 2006a), siendo fundamental ya que contribuye a controlar la eutroficación de los cuerpos receptores. Debido al deterioro que sobre la disponibilidad de los recursos han ejercido las actividades antropogénicas, es necesario orientar el tratamiento de las aguas residuales hacia tecnologías que ofrezcan el mayor grado de sustentabilidad, planteando innovaciones en el tratamiento. El presente proyecto de tesis doctoral versa sobre el estudio de la influencia de la relación C/N en la desnitrificación y metanogénesis de aguas residuales urbanas en un reactor anaeróbico de lecho fluidizado inverso (RLFI). Previamente a la realización de las pruebas experimentales de variación de la relación C/N, se llevó a cabo la etapa de arranque del RLFI la cual se inició en modo batch, favoreciendo la formación y adhesión de biopelícula al medio de soporte utilizado (Extendosphere). Después, sobrevino la operación en modo continuo desde una carga volumétrica aplicada (CVA) de 0.5 g DQOs/L⋅d hasta alcanzar 4 g DQOs/L⋅d, carga volumétrica a la cual se logró la plena estabilización del reactor, siendo la alta variabilidad de la concentración de DQOs en el agua residual urbana de alimentación, la principal problemática que ocasionó retrasos en la estabilidad del reactor. A una CVA de 4 g DQOs/L⋅d en estado estacionario, el valor mínimo de eficiencia de remoción de DQOs fue del 32.36% y el máximo de 66.99%. En estas condiciones el porcentaje de metano presente en el biogás producido tuvo un valor medio de 85.57 ± 2.93%, siendo un valor alto comparado con otros porcentajes de metano encontrados en la digestión anaerobia de aguas residuales urbanas. El YCH4 tuvo un valor medio de 0.316 ± 0.110 LCH4/g DQOrem⋅día. Los porcentajes de metanización variaron en el rango de 20.50 a 100%, registrándose un valor medio de 73.42 ± 25.63%. La considerable variabilidad en el porcentaje de metanización se debió principalmente a que se presentaron eventos de lavado de soporte colonizado, lo cual propició que las actividades metabólicas fueran orientadas hacia formación de biopelícula (anabolismo) en vez de estar dirigidas hacia producción de metano (catabolismo). En relación a los ensayos con variación de la relación C/N, se manejaron relaciones DQOs/N-NO3 en el rango de 1.65 a 21.1 g DQOs/g N-NO3. La tasa de remoción anaerobia de DQOs se incrementó con la concentración de sustrato en una relación casi lineal, ajustándose a una cinética de primer orden, lo que regularmente se presenta a concentraciones bajas de sustrato. La eficiencia del proceso de desnitrificación fue por lo regular alta, incrementándose ligeramente con la concentración de DQOs en el influente, con valores en el rango de 73.8 a 99.1%. Por otra parte, la tasa de remoción por metanogénesis se incrementó con la concentración relativa de sustrato (es decir, a mayores relaciones DQOs/N-NO3), siendo más sensitiva la metanogénesis a la concentración relativa de sustrato que la desnitrificación. Conforme aumentó la relación DQOs/N-NO3, la desnitrificación, de ser la ruta metabólica principal de utilización de la materia orgánica (comparada con la metanización), empezó a combinarse con la metanización. De manera evidente, a las relaciones DQOs/N-NO3 probadas, se manifestaron más las actividades desnitrificantes, quedando reflejadas por el alto porcentaje de utilización de la DQOs removida hacia la desnitrificación. La relación experimental DQOs/N-NO3 a la cual se pudiera haber cumplido con el requerimiento de materia orgánica (en términos de DQOs) para la desnitrificación de nitratos en las aguas residuales urbanas tratadas resultó aproximadamente ser igual a 7.1 g DQOs/g N-NO3. A una CVA de 4 g DQOs/L⋅d, se obtuvo un diámetro promedio máximo de soporte colonizado igual a 266.106 ± 69.279 μm aunque, hay que indicarlo, se presentaron fluctuaciones, las cuales se reflejaron también en el espesor de la biopelícula, el cual tuvo un valor máximo de 50.099 μm y un valor promedio de 37.294 ± 11.199 μm. Estas fluctuaciones pudieron deberse a la existencia de corrientes preferenciales dentro del reactor, las cuales no permitieron un acceso equitativo del sustrato a todo el lecho. Nitrification-denitrification is the traditional biological process for nitrogen removal from wastewaters (Ruiz G. et al., 2006a), being fundamental since it contributes to control the eutrophication of the receiving waters. Due to the deterioration that on the availability of the aquatic resources the anthropogenic activities have exerted, it is necessary to orient the treatment of wastewaters towards technologies that offer the greater degree of sustainability, raising innovations in the treatment. This work studied the influence of C/N ratio on denitrification and methanogenesis of urban wastewaters in an inverse fluidized bed reactor (IFBR). Previously to the accomplishment of the experimental tests with variation of C/N ratio, the start up of the IFBR was carried out in batch way, encouraging the formation and adhesion of biofilm to Extendosphere, which it was used as support. The operation in continuous way carried out from an organic loading rate (OLR) of 0.5 g CODs/L ∙ d to 4 g CODs/L ∙ d, when the steady-state was reached. The high variability of the CODs of the urban wastewaters caused delays in the stability of the reactor. Once stationary state was reached, the removal efficiency of CODs ranged from 32.36 to 66.99% to 4 g CODs/L ∙ d. In these conditions the percentage of methane in produced biogas had an average value of 85.57 ± 2.93%, being a high value compared with other studies treating anaerobically urban wastewaters. The YCH4 had an average value of 0.316 ± 0.110 LCH4/g CODrem ∙ d. The percentage of methanisation ranged from 20.50 to 100%, with an average value of 73.42 ± 25.63%. The considerable variability in the methanisation percentage occurred mainly due events of wash-out of colonized support, which caused that the metabolic activities were oriented towards formation of biofilm (anabolism) instead of methane production (catabolism). Concerning the tests with variation of C/N ratio, CODs/NO3-N ratios from 1.65 to 21.1 g CODs/g NO3-N were proved. The CODs anaerobic removal rate increased with the substrate concentration in an almost linear relation, adjusting to a kinetic of first order, which regularly appears to low concentrations of substrate. Efficiency of the denitrification process was regularly high, and it increased slightly with the CODs concentration in the influent, ranging from 73.8 to 99.1%. On the other hand, the CODs removal rate by methanogenesis increased with the substrate relative concentration (e.g., to greater CODs/NO3-N ratios), being more sensitive the methanogenesis to the substrate relative concentration that the denitrification. When the CODs/NO3-N ratio increased, the denitrification, of being the main metabolic route of use of the organic matter (compared with the methanogenesis), began to be combined with the methanogenesis. Definitively, to the proven CODs/NO3-N ratios the denitrification processes were more pronounced, being reflected by the high percentage of use of the removed CODs towards denitrification. The experimental CODs/NO3-N ratio to which it was possible to have been fulfilled the requirement of organic matter (in terms of CODs) for the denitrification of nitrates in urban wastewaters turned out to be approximately 7.1 g CODs/g NO3-N. It was obtained a maximum average diameter of colonized support of 266.106 ± 69.279 μm to 4 g CODs/L ∙ d, although it is necessary to indicate that appeared fluctuations in the thickness of biofilm, which had a maximum value of 50.099 μm and an average value of 37.294 ± 11.199 μm. These fluctuations could be due to the existence of preferential currents within the reactor, which did not allow an equitable access of the substrate to all the bed.

Sistemas de salvaguardia en reactores EPR

En este documento se describe brevemente el funcionamiento de los diversos sistemas de una planta nuclear operada con un reactor de tipo PWR. Más concretamente, el proyecto se centra en una descripción exhaustiva de los sistemas de salvaguardia y seguridad que regulan el funcionamiento de un reactor de tipo EPR, así como la central nuclear que contiene a dicho reactor. El proceso ha consistido en clasificar y resumir los distintos sistemas que operan en dicha planta, estudiando sus características y parámetros de funcionamiento. También se han estudiado los accidentes más comunes que pueden tener lugar en este tipo de centrales nucleares. Tras el análisis y estudio realizado acerca del reactor EPR, se puede concluir que las centrales nucleares que operan con este tipo de reactor experimentan una serie de mejoras en cuanto a la prevención de accidentes, así como una serie de mejoras de diseño en una gran variedad de sistemas y elementos del reactor, como pueden ser la vasija, los SG, etc. ABSTRACT This document gives a brief description of the operation of several systems of a nuclear power plant operating with a PWR reactor. More specifically, the project focuses on a thorough description of the safety and security systems that govern the operation of an EPR reactor and its plant. The process consisted on classify and summarize the different operating systems of this nuclear plant, studying its characteristics and operating parameters. We have also studied the most common accidents that can occur in this type of nuclear power plants. After the analysis and study on the EPR reactor, it can be concluded that nuclear power plants operating with this type of reactor undergo a series of improvements in the prevention of accidents, as well as a number of design improvements in several reactor systems and components, such as the vessel, the SG, etc.

Simulating the remote handling of the blanket segments in DEMO fusion reactor with thermo-mechanical meshfree multibody dynamics

The present study shows a first approach to the simulation of the remote handling oper- ation which takes into account the thermal and flexible behavior of the blanket segments and its implications on the remote handling equipment, in order to validate and improve its design.

Poisson dynamic models. An application to interurban accidents in Spain

In this study we apply count data models to four integer–valued time series related to accidentality in Spanish roads applying both the frequentist and Bayesian approaches. The time series are: number of fatalities, number of fatal accidents, number of killed or seriously injured (KSI) and number of accidents with KSI. The model structure is Poisson regression with first order autoregressive errors. The purpose of the paper is first to sort out the explanatory variables by relevance and second to carry out a prediction exercise for validation.

Biomass Gasification in a Fluidized Bed Reactor: Effect of Temperature, Stoichiometric Ratio and Biomass Type

This paper investigates the gasification of two biomass types (pine wood and olive stones) in a laboratory scale bubbling fluidized bed reactor, in order to evaluate comparatively their potential in the production of syngas.

Deposition reactors for solar grade silicon: a comparative thermal analysis of a Siemens reactor and a fluidized bed reactor

Polysilicon production costs contribute approximately to 25-33% of the overall cost of the solar panels and a similar fraction of the total energy invested in their fabrication. Understanding the energy losses and the behaviour of process temperature is an essential requirement as one moves forward to design and build large scale polysilicon manufacturing plants. In this paper we present thermal models for two processes for poly production, viz., the Siemens process using trichlorosilane (TCS) as precursor and the fluid bed process using silane (monosilane, MS).We validate the models with some experimental measurements on prototype laboratory reactors relating the temperature profiles to product quality. A model sensitivity analysis is also performed, and the efects of some key parameters such as reactor wall emissivity, gas distributor temperature, etc., on temperature distribution and product quality are examined. The information presented in this paper is useful for further understanding of the strengths and weaknesses of both deposition technologies, and will help in optimal temperature profiling of these systems aiming at lowering production costs without compromising the solar cell quality.

A model for turbulent combustion simulation of large scale hydrogen explosions

El agotamiento, la ausencia o, simplemente, la incertidumbre sobre la cantidad de las reservas de combustibles fósiles se añaden a la variabilidad de los precios y a la creciente inestabilidad en la cadena de aprovisionamiento para crear fuertes incentivos para el desarrollo de fuentes y vectores energéticos alternativos. El atractivo de hidrógeno como vector energético es muy alto en un contexto que abarca, además, fuertes inquietudes por parte de la población sobre la contaminación y las emisiones de gases de efecto invernadero. Debido a su excelente impacto ambiental, la aceptación pública del nuevo vector energético dependería, a priori, del control de los riesgos asociados su manipulación y almacenamiento. Entre estos, la existencia de un innegable riesgo de explosión aparece como el principal inconveniente de este combustible alternativo. Esta tesis investiga la modelización numérica de explosiones en grandes volúmenes, centrándose en la simulación de la combustión turbulenta en grandes dominios de cálculo en los que la resolución que es alcanzable está fuertemente limitada. En la introducción, se aborda una descripción general de los procesos de explosión. Se concluye que las restricciones en la resolución de los cálculos hacen necesario el modelado de los procesos de turbulencia y de combustión. Posteriormente, se realiza una revisión crítica de las metodologías disponibles tanto para turbulencia como para combustión, que se lleva a cabo señalando las fortalezas, deficiencias e idoneidad de cada una de las metodologías. Como conclusión de esta investigación, se obtiene que la única estrategia viable para el modelado de la combustión, teniendo en cuenta las limitaciones existentes, es la utilización de una expresión que describa la velocidad de combustión turbulenta en función de distintos parámetros. Este tipo de modelos se denominan Modelos de velocidad de llama turbulenta y permiten cerrar una ecuación de balance para la variable de progreso de combustión. Como conclusión también se ha obtenido, que la solución más adecuada para la simulación de la turbulencia es la utilización de diferentes metodologías para la simulación de la turbulencia, LES o RANS, en función de la geometría y de las restricciones en la resolución de cada problema particular. Sobre la base de estos hallazgos, el crea de un modelo de combustión en el marco de los modelos de velocidad de la llama turbulenta. La metodología propuesta es capaz de superar las deficiencias existentes en los modelos disponibles para aquellos problemas en los que se precisa realizar cálculos con una resolución moderada o baja. Particularmente, el modelo utiliza un algoritmo heurístico para impedir el crecimiento del espesor de la llama, una deficiencia que lastraba el célebre modelo de Zimont. Bajo este enfoque, el énfasis del análisis se centra en la determinación de la velocidad de combustión, tanto laminar como turbulenta. La velocidad de combustión laminar se determina a través de una nueva formulación capaz de tener en cuenta la influencia simultánea en la velocidad de combustión laminar de la relación de equivalencia, la temperatura, la presión y la dilución con vapor de agua. La formulación obtenida es válida para un dominio de temperaturas, presiones y dilución con vapor de agua más extenso de cualquiera de las formulaciones previamente disponibles. Por otra parte, el cálculo de la velocidad de combustión turbulenta puede ser abordado mediante el uso de correlaciones que permiten el la determinación de esta magnitud en función de distintos parámetros. Con el objetivo de seleccionar la formulación más adecuada, se ha realizado una comparación entre los resultados obtenidos con diversas expresiones y los resultados obtenidos en los experimentos. Se concluye que la ecuación debida a Schmidt es la más adecuada teniendo en cuenta las condiciones del estudio. A continuación, se analiza la importancia de las inestabilidades de la llama en la propagación de los frentes de combustión. Su relevancia resulta significativa para mezclas pobres en combustible en las que la intensidad de la turbulencia permanece moderada. Estas condiciones son importantes dado que son habituales en los accidentes que ocurren en las centrales nucleares. Por ello, se lleva a cabo la creación de un modelo que permita estimar el efecto de las inestabilidades, y en concreto de la inestabilidad acústica-paramétrica, en la velocidad de propagación de llama. El modelado incluye la derivación matemática de la formulación heurística de Bauwebs et al. para el cálculo de la incremento de la velocidad de combustión debido a las inestabilidades de la llama, así como el análisis de la estabilidad de las llamas con respecto a una perturbación cíclica. Por último, los resultados se combinan para concluir el modelado de la inestabilidad acústica-paramétrica. Tras finalizar esta fase, la investigación se centro en la aplicación del modelo desarrollado en varios problemas de importancia para la seguridad industrial y el posterior análisis de los resultados y la comparación de los mismos con los datos experimentales correspondientes. Concretamente, se abordo la simulación de explosiones en túneles y en contenedores, con y sin gradiente de concentración y ventilación. Como resultados generales, se logra validar el modelo confirmando su idoneidad para estos problemas. Como última tarea, se ha realizado un analisis en profundidad de la catástrofe de Fukushima-Daiichi. El objetivo del análisis es determinar la cantidad de hidrógeno que explotó en el reactor número uno, en contraste con los otros estudios sobre el tema que se han centrado en la determinación de la cantidad de hidrógeno generado durante el accidente. Como resultado de la investigación, se determinó que la cantidad más probable de hidrogeno que fue consumida durante la explosión fue de 130 kg. Es un hecho notable el que la combustión de una relativamente pequeña cantidad de hidrogeno pueda causar un daño tan significativo. Esta es una muestra de la importancia de este tipo de investigaciones. Las ramas de la industria para las que el modelo desarrollado será de interés abarca la totalidad de la futura economía de hidrógeno (pilas de combustible, vehículos, almacenamiento energético, etc) con un impacto especial en los sectores del transporte y la energía nuclear, tanto para las tecnologías de fisión y fusión. ABSTRACT The exhaustion, absolute absence or simply the uncertainty on the amount of the reserves of fossil fuels sources added to the variability of their prices and the increasing instability and difficulties on the supply chain are strong incentives for the development of alternative energy sources and carriers. The attractiveness of hydrogen in a context that additionally comprehends concerns on pollution and emissions is very high. Due to its excellent environmental impact, the public acceptance of the new energetic vector will depend on the risk associated to its handling and storage. Fromthese, the danger of a severe explosion appears as the major drawback of this alternative fuel. This thesis investigates the numerical modeling of large scale explosions, focusing on the simulation of turbulent combustion in large domains where the resolution achievable is forcefully limited. In the introduction, a general description of explosion process is undertaken. It is concluded that the restrictions of resolution makes necessary the modeling of the turbulence and combustion processes. Subsequently, a critical review of the available methodologies for both turbulence and combustion is carried out pointing out their strengths and deficiencies. As a conclusion of this investigation, it appears clear that the only viable methodology for combustion modeling is the utilization of an expression for the turbulent burning velocity to close a balance equation for the combustion progress variable, a model of the Turbulent flame velocity kind. Also, that depending on the particular resolution restriction of each problem and on its geometry the utilization of different simulation methodologies, LES or RANS, is the most adequate solution for modeling the turbulence. Based on these findings, the candidate undertakes the creation of a combustion model in the framework of turbulent flame speed methodology which is able to overcome the deficiencies of the available ones for low resolution problems. Particularly, the model utilizes a heuristic algorithm to maintain the thickness of the flame brush under control, a serious deficiency of the Zimont model. Under the approach utilized by the candidate, the emphasis of the analysis lays on the accurate determination of the burning velocity, both laminar and turbulent. On one side, the laminar burning velocity is determined through a newly developed correlation which is able to describe the simultaneous influence of the equivalence ratio, temperature, steam dilution and pressure on the laminar burning velocity. The formulation obtained is valid for a larger domain of temperature, steam dilution and pressure than any of the previously available formulations. On the other side, a certain number of turbulent burning velocity correlations are available in the literature. For the selection of the most suitable, they have been compared with experiments and ranked, with the outcome that the formulation due to Schmidt was the most adequate for the conditions studied. Subsequently, the role of the flame instabilities on the development of explosions is assessed. Their significance appears to be of importance for lean mixtures in which the turbulence intensity remains moderate. These are important conditions which are typical for accidents on Nuclear Power Plants. Therefore, the creation of a model to account for the instabilities, and concretely, the acoustic parametric instability is undertaken. This encloses the mathematical derivation of the heuristic formulation of Bauwebs et al. for the calculation of the burning velocity enhancement due to flame instabilities as well as the analysis of the stability of flames with respect to a cyclic velocity perturbation. The results are combined to build a model of the acoustic-parametric instability. The following task in this research has been to apply the model developed to several problems significant for the industrial safety and the subsequent analysis of the results and comparison with the corresponding experimental data was performed. As a part of such task simulations of explosions in a tunnel and explosions in large containers, with and without gradient of concentration and venting have been carried out. As a general outcome, the validation of the model is achieved, confirming its suitability for the problems addressed. As a last and final undertaking, a thorough study of the Fukushima-Daiichi catastrophe has been carried out. The analysis performed aims at the determination of the amount of hydrogen participating on the explosion that happened in the reactor one, in contrast with other analysis centered on the amount of hydrogen generated during the accident. As an outcome of the research, it was determined that the most probable amount of hydrogen exploding during the catastrophe was 130 kg. It is remarkable that the combustion of such a small quantity of material can cause tremendous damage. This is an indication of the importance of these types of investigations. The industrial branches that can benefit from the applications of the model developed in this thesis include the whole future hydrogen economy, as well as nuclear safety both in fusion and fission technology.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).

Caracterización teórica y experimental de un reactor de lecho fluidizado para operaciones de termoquímica solar

El objetivo del presente trabajo es la caracterización, tanto teórica como experimental, de un reactor de lecho fluidizado para operaciones de termoquímica solar. En el apartado experimental se emplea un reactor de lecho fluidizado cedido por el CIEMAT. Para la parte numérica, se realiza un análisis óptico-energético y un estudio termofluidodinámico (dinámica de fluidos computacional, DFC). Se llevan a cabo ensayos en frío y en caliente para la parte experimental. Los ensayos en frío tienen el objetivo de demostrar la teoría establecida de fluidización, usando partículas de alúmina y ferritas de níquel. Los ensayos en caliente se realizan para observar el comportamiento de un reactor de lecho fluidizado irradiado. Se emplean partículas de carburo de silicio (SiC) y ferritas de níquel. El análisis óptico-energético se realiza usando el software de trazado de rayos TracePro. La simulación se hace con partículas de α-SiC. Las propiedades del material se obtienen con un software adicional. Por otra parte, el estudio DFC se realiza con una licencia académica de Ansys Fluent. Se hacen 2 simulaciones de un modelo euleriano de 2 fases, sin condiciones de calor y con 2 paredes con una temperatura fijada.

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

Tratamiento de vinazas provenientes de etanol en un reactor de lecho fluidizado inverso

En el estado de Veracruz, al sur de México, se ubican empresas dedicadas a la obtención de etanol a partir de melaza de azúcar de caña. Las más pequeñas, tienen una producción promedio de 20,000 L de alcohol/día. Los efluentes de la producción de etanol incluyen agua de enfriamiento de condensadores, agua del lavado de tanques de fermentación y vinazas, estas últimas son los efluentes más contaminantes en las destilerías, por su concentración de material orgánico biodegradable y no biodegradable. Las vinazas se generan en grandes volúmenes, produciéndose de 12 a 15 litros de vinazas por cada litro de alcohol destilado. Estos efluentes se caracterizan por tener altas temperaturas, pH ácido y una elevada concentración de DQO así como de sólidos totales. La determinación de la biodegradabilidad anaerobia de un agua residual, permite estimar la fracción de DQO que puede ser transformada potencialmente en metano y la DQO recalcitrante que queda en el efluente. Para el desarrollo de una prueba de biodegradabilidad, es importante considerar diversos factores relacionados con la composición del agua a tratar, composición de los lodos y las condiciones bajo las cuales se lleva a cabo la prueba. La digestión anaerobia de aguas residuales industriales es comúnmente usada en todo el mundo, ofrece significativas ventajas para el tratamiento de efluentes altamente cargados. Los sistemas anaerobios de tratamiento de aguas residuales industriales incluyen tecnologías con biopelículas, estos sistemas de tratamiento anaerobio con biopelícula son una tecnología bien establecida para el tratamiento de efluentes industriales. El Reactor de Lecho Fluidizado Inverso Anaerobio (LFI) ha sido diseñado para el tratamiento de aguas residuales de alta carga, teniendo como ventajas el empleo de un soporte que proporciona una gran superficie y un bajo requerimiento de energía para la fluidización del lecho. En el presente trabajo, se lleva a cabo el análisis de un proceso de producción de etanol, identificando a los efluentes que se generan en el mismo. Se encuentra que el efluente final está compuesto principalmente por las vinazas provenientes del proceso de destilación. En la caracterización de las vinazas provenientes del proceso de producción de etanol a partir de melaza de azúcar de caña, se encontraron valores promedio de DQO de 193.35 gDQO/L, para los sólidos totales 109.78 gST/L y pH de 4.64. Así mismo, en esta investigación se llevó a cabo una prueba de biodegradabilidad anaerobia, aplicada a la vinaza proveniente de la producción de etanol. En la caracterización de los lodos empleados en el ensayo se obtiene una Actividad Metanogénica Especifica de 0.14 g DQO/gSSV.d. El porcentaje de remoción de DQO de la vinaza fue de 62.7%, obteniéndose una k igual a 0.031 h-1 y una taza de consumo de sustrato de 1.26 gDQO/d. El rendimiento de metano fue de 0.19 LCH4/g DQOremovida y el porcentaje de biodegradabilidad de 54.1%. El presente trabajo también evalúa el desempeño de un LFI, empleando Extendospher® como soporte y tratando efluentes provenientes de la producción de etanol. El reactor se arrancó en batch y posteriormente se operó en continuo a diferentes Cargas Orgánicas Volumétricas de 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 y 10.4 g DQO/L.d. Además, se evaluaron diferentes Tiempos de Residencia Hidráulica de 10, 5 y 1 días. El sistema alcanzó las siguientes eficiencias promedio de remoción de DQO: 81% para la operación en batch; 58, 67, 59 y 50 % para las cargas de 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 g DQO/L.d respectivamente. Para la carga de 10.4 g DQO/L.d, la eficiencia promedio de remoción de DQO fue 38%, en esta condición el reactor presentó inestabilidad y disminución del rendimiento de metano. La generación de metano inició hasta los 110 días de operación del reactor a una carga de 1.0 g DQO/L.d. El sistema alcanzó un rendimiento de metano desde 0.15 hasta 0.34 LCH4/g DQO. Durante la operación del reactor a una carga constante de 6.4 g DQO/L.d, y un TRH de 1 día, se alcanzó una eficiencia promedio de remoción de DQO de 52%. In the state of Veracruz, to the south of Mexico, there are located companies dedicated to the production of ethanol from molasses of cane sugar. The smallest, have a average production of 20,000 L ethanol/day. The effluent of production of ethanol include water of condensers, water originated from the cleanliness of tanks of fermentation and vinasses, the above mentioned are more effluent pollutants in the distilleries, for the poor organic matter degradability. The vinasses are generated in high volumes, producing from 12 to 15 L of vinasses per every liter of distilled ethanol. These effluent are characterized by its high temperature, pH acid and a high concentration of DQO as well as high concentration of TS. The determination of the anaerobic degradability of a waste water, it allows to estimate the fraction of DQO that can be transformed potentially into methane and the recalcitrant DQO that stays in the effluent. For the development of degradability test, it is important to consider factors related to the composition of the water to be treated, composition of the sludge and the conditions under which the test is carried out. The anaerobic digestion of industrial wastes water is used commonly in the whole world, it offers significant advantages for the treatment of effluent highly loaded. The anaerobic treatment of industrial wastes water include technologies with biofilms, this anaerobic treatment whit biofilms systems, is a well-established technology for treatment of industrial effluents. The Anaerobic Inverse Fluidized Bed Reactor (IFBR) has been developed to provide biological treatment of high strength organic wastewater for their large specific surface and their low energy requirements for fluidization. In this work, there is carried out the analysis of a process of production of ethanol, identifying the effluent ones that are generated in the process. One determined that the effluent end is composed principally by the vinasses originated from the process of distillation. In the characterization of the vinasses originated from the process of production of ethanol from cane sugar molasses, there were average values of DQO of 193.35 gDQO/L, average values of solid of 109.78 gST/L and pH of 4.64. In this investigation there was carried out a anaerobic degradability test of the vinasses generated in the production of ethanol. In the characterization of the sludge used in the essay, the specific methanogenic activity (SMA) was 0.14 gDQO/gSSV.d. The average removal of DQO of the vinasses was 62.7 %, k equal to 0.031 h-1 was obtained one and a rate of removal substrate of 1.26 gDQO/d. The methane yield was 0.19 LCH4/gDQO removed and the anaerobic biodegradability was a 54.1 %. This study describes the performance of IFBR with Extendospher®, for the treatment of vinasses. The start-up was made in batch, increasing gradually the Organic Load Rate (OLR): 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 and 10.4 g COD/L.d. Different Hydraulic Retention Times (HRT) were evaluated: 10, 5 and 1 days. During the operation in batch, the COD removal obtained was of 81 %, and for OLR of 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 g COD/L.d the removal obtained was 58, 67, 59 and 50 % respectively. For a maximum OLR of 10.4 g COD/L.d, the COD removal was 38 %, and the system presented instability and decrease of the yield methane. The methane production initiated after 110 days of the start-up of the IFBR, to organic load rate of 1.0 g COD/L.d. The system reached values in the methane yield from 0.15 up to 0.34 LCH4/g CODremoved, for the different organic load rates. During the operation to a constant OLR of 6.4 g COD/L.d, and a HRT of 1 day, the Anaerobic Inverse Fluidized Bed Reactor reached a maximum efficiency of removal of 52 %.