Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.

Aplicación de un tratamiento biológico a las aguas residuales provenientes de una destilería de alcohol de caña, utilizando un reactor UASB

En este trabajo se llevó a cabo el tratamiento de vinazas mediante dos tecnologías anaerobias. Se dividió en cuatro estudios técnicos. El primero fue el arranque y estabilización del reactor UASB (Upflow Anaerobic Sludge Blanket), en dónde se evaluó la estabilización mediante la eficiencia de remoción de DQO y la granulación del lodo. El segundo estudio evaluó el rendimiento del reactor UASB frente a diferentes Cva. El tercer estudio evaluó el efecto del TRH sobre la eficiencia del reactor UASB, y el cuarto de ellos fue evaluar el rendimiento del RABF (Reactor Anaerobio de Biomasa Fija). El reactor UASB de 2,6 L de capacidad, fue arrancado por lotes, con seis ensayos utilizando vinaza como sustrato. Se obtuvieron eficiencias de remoción en DQO en un rango de 79-91%, en los seis lotes. Se obtuvo formación de gránulos con diámetro (Ø) de 0,85-1,15 mm y un coeficiente de esfericidad (Є) de 0,7-0,77. Se logró la granulación de lodos tras 2 meses de operación. Alcanzada la estabilización del reactor UASB, se siguió una operación en flujo continuo. Las Cva probadas de 1, 2, 4 y 6 gDQO/L.d para el reactor UASB dan una respuesta bastante favorable con respecto al rendimiento del reactor, ya que presento eficiencias de remoción de DQOs del 51 hasta el 76%, eficiencias similares a los reportados por la literatura. En el estudio de TRH se operó con Cva de 6 gDQO/L.d y los TRH fueron de 24, 12 ,5 ,3 y 1 día. El % de eliminación de DQO fue de 51, 60, 57, 60 y 63 % remoción en DQOsoluble, respectivamente. Se alcanzó una producción de biogás máximo de 5.283 ml/d, pero al reducir el TRH se observó una reducción proporcional del volumen total de biogás. El %CH4 contenido en el biogás aumento al disminuir el TRH, reflejando valores de 80 al 92 % de CH4. El RABF con un volumen de 8,2 L, utilizo tubos de plástico corrugado como medio de soporte para las bacterias. Se aplicaron las siguientes Cva; 0,5, 1, 3 y 6 gDQO/L.d. El reactor RABF presento una excelente remoción de la materia orgánica (80% DQOs), una producción de biogás estable, y un contenido en CH4 del biogás muy interesante. Sin embargo, para una Cva superior a 3 gDQO/L.d empezó un comportamiento inesperado de reducción de capacidad. Las condiciones hidrodinámicas del reactor UASB son decisivas para la formación de los gránulos, condición previa para iniciar el flujo continuo. Al operar el reactor UASB en modo continuo, se pudo evaluar las mejores condiciones de operación para este tipo de residuo (vinaza). La Cva de 6 gDQO/L.d para el reactor UASB alimentado con vinaza bruta representa el límite de su capacidad. Sin embargo, al aumentar la Cva se genera una mayor producción de biogás y metano. La eficiencia de remoción de la DQO soluble es independiente del TRH, para una Cva de 6 g DQO/L•d y las condiciones de TRH probadas (24, 12, 5, 3 y 1 días). Los valores de remoción de DQO alcanzados son un poco superior a los valores de biodegradabilidad anaerobia de la vinaza observados de 50 %. De manera general, la reducción del TRH o bien la dilución de la vinaza no presenta un efecto significativo sobre la remoción de la materia orgánica soluble, pero si lo presenta en la remoción de sulfatos reduciendo indirectamente su toxicidad. El soporte termoplástico inoculado en el RABF y alimentado con vinaza bruta, actuó como un filtro, además de obtener buenos resultados en eliminación de DQO, pero dada las dimensiones y la altura del relleno se frena la evacuación del metano. This work was carried out by treatment vinasses with two anaerobic technologies. It was divided into four technical studies. The first was the start up and stabilization Upflow Anaerobic Sludge Blanket (UASB) reactor, where the stability was evaluated by the removal efficiency of COD and sludge granulation. The second study evaluated the performance of the UASB reactor against different OLR. The third study evaluated the effect of HRT on the efficiency of the UASB reactor, and the fourth of which was evaluate the performance Fixed Biomass Anaerobic (FBA) reactor. The UASB reactor of 2,6 L capacity, was started in batch, with six assays using vinasse as substrate. Were obtained removal efficiencies of COD in the range of 79- 91% in the six batches. Forming granules were obtained with a diameter (Ø) of 0,85- 1,15 mm and sphericity coefficient (Є) of 0,7 to 0,77. Sludge granulation was achieved after 2 months of operation. Once stabilization is achieved of the UASB reactor, it was followed by a continuous flow operation. The OLR tested 1, 2, 4 and 6 gCOD/L.d for UASB reactor gives a very favorable response regarding the performance of the reactor, as presented COD5 removal efficiencies of 51 to 76%, similar efficiencies those reported in the literature The HRT study was operated with an OLR of 6 gCOD/L.d and HRT were 24, 12, 5, 3 and 1 day. The removal efficiency was 51, 60, 57, 60 and 63% in soluble COD, respectively. It reached a maximum biogas production of 5.283 ml / d, but by reducing the HRT showed a proportional reduction in the total volume of biogas. The %CH4 content in the biogas increased with decreasing TRH, reflecting values of 80 to 92% of CH4. The FBA reactor with a volume of 8,2 L, used corrugated plastic tubes as carrier for bacteria transportation. The following OLR was applied, 0,5, 1, 3 and 6 gCOD/L.d. The FBA reactor showed an excellent removal of organic matter (80% CODS), a stable biogas production, and CH4 content very interesting. However, for more than 3 gCOD/L.d OLR began with unexpected behavior of capacity reduction. The UASB reactor hydrodynamic conditions are decisive for the formation of the granules, precondition to start the continuous flow. By operating the UASB reactor in continuous mode, it was possible to evaluate the best operating conditions for this type of waste (vinasse). The OLR of 6 gCOD/L.d for the UASB reactor fed with raw vinasse represents the limit of its capacity. However, with increasing OLR creates increased biogas production and methane. The removal efficiency of soluble COD is independent of HRT for OLR of 6 gCOD/L.d and HRT conditions tested (24, 12, 5, 3 and 1 day). COD Removal values achieved are slightly higher than the values of the vinasse anaerobic biodegradability of observed at 50%. Generally, reduction of HRT or vinasse dilution does not present a significant effect on the removal of the soluble organic matter; however if it occurs in the removal of sulfate reducing indirectly its toxicity. The thermoplastic support inoculated in FBA reactor and fed with raw vinasse, acted as a filter, in addition to obtaining good results in COD removal, but given the size and height of the filling slows evacuation of methane.

Análisis de un accidente de rotura de tubos de GV mediante la utilización del SGI de Zorita

En el año 2008 la Universidad Politécnica de Madrid y la empresa Gas Natural Fenosa firmaron un acuerdo por el que se creaba el Aula José Cabrera en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la UPM. Dicho aula cuenta con el simulador gráfico interactivo de la central nuclear José Cabrera, que es un simulador de alcance total de una central nuclear PWR de un lazo. El objetivo de la ponencia es demostrar la gran aplicación didáctica que tiene dicho aula. El simulador es una herramienta de uso interactivo para trabajo individual o en grupo con los alumnos. Dentro de la asignatura de “Fiabilidad y Análisis del Riesgo” del Máster Ciencia y Tecnología Nuclear de la ETSII-UPM, se propuso la realización de un árbol de eventos para un accidente propuesto por los alumnos. El trabajo que se presenta en esta ponencia ha consistido en el análisis del accidente de rotura de tubos en el generador de vapor usando el simulador gráfico interactivo.

Simulación del accidente de SGTR en un PWR-W con TRACE para distintas metodologías de análisis determinista de seguridad

A Steam Generator Tube Rupture (SGTR) in a Pressurized Water Reactor (PWR) can lead to an atmospheric release bypassing the containment via the secondary system and exiting though the Pressurized Operating Relief Valves of the affected Steam Generator. That is why SGTR historically have been treated in a special way in the different Deterministic Safety Analysis (DSA), focusing on the radioactive release more than the possibility of core damage, as it is done in the other Loss of Coolant Accidents(LOCAs).

Simulación CFD de un accidente de caída de un elemento combustible en piscina

It is intended to provide a methodology of analysis more realistic this accident referred to in calculations of the license that requires fuel catastrophic break regardless of the height of the fall, with the consequent release of inventory analysers. Accidents that occurred in the past indicate that this hypothesis could be too conservative.

El riesgo de accidente por deslizamiento en los suelos de los edificios existentes. La resbaladicidad como patología y el ensayo del péndulo de fricción

El Código Técnico de la Edificación (CTE) aprobado en 2006 reguló por primera vez el riesgo de caída debido al deslizamiento de los suelos (Documento Básico SUA Seguridad de utilización y accesibilidad). En el CTE se optó por utilizar el ensayo del péndulo descrito en la norma UNE ENV 12633 y que se realiza en húmedo. No sólo existen muchos otros ensayos, como el ensayo de la rampa, deslizadores dinámicos y estáticos, etc., sino que el propio ensayo del péndulo presenta variaciones entre las distintas normas en las que están descritos, entre otros aspectos, las distintas gomas para la zapata, las condiciones en seco o húmedo, el distinto número de medidas o el número de muestras. En edificios existentes es habitual encontrar suelos que presentan muy baja resistencia al deslizamiento, o que la han perdido con el tiempo, y que son frecuentes causas de accidentes. El ensayo del péndulo tiene la ventaja de que permite su realización “in situ” sobre suelos existentes, pero algunas consideraciones siguen debatiéndose en la literatura científica: ¿Es razonable ensayar siempre en condiciones húmedas o sería más apropiado ensayar en seco? ¿Son las distintas gomas igualmente apropiadas? ¿Cuál es la relación entre la rugosidad superficial del pavimento y el valor del péndulo de fricción? El objetivo de la investigación que se está llevando a cabo es analizar las fortalezas y debilidades del método de ensayo del péndulo de fricción en suelos pulidos, y la influencia de algunos de los parámetros mencionados con el objeto de que esta información pueda servir para optimizar el ensayo.

Estudio de los parámetros necesarios para establecer las medidas de actuación por tipos de buques en situaciones de emergencia después de un accidente

La “Actuación en la Crisis”, objetivo principal de esta tesis, trata de establecer y concretar los procedimientos y apoyos desde tierra y a bordo de los buques, tanto técnicos como operacionales, a seguir por el Capitán y tripulación de un buque después de un accidente, en especial cuando el buque tiene un riesgo importante de hundimiento o necesidad de abandono. La aparición de este concepto es relativamente reciente, es decir desde el año 1995, después de los estudios y propuestas realizados, por el Panel de Expertos de IMO, como consecuencia del hundimiento del buque de pasaje y carga rodada, Estonia, en el que perdieron la vida más de 850 personas a finales de Septiembre de 1994. Entre las propuestas recomendadas y aceptadas por los gobiernos en la Conferencia Internacional SOLAS 1995, figuraba este concepto novedoso, que luego fue adoptado de una forma generalizada para todos los tipos de buques, que hasta entonces sólo disponían de documentos dispersos y a veces contradictorios para la actuación en estos momentos de peligro, que dio lugar a un profundo tratamiento de este problema, que iba a afectar a los buques, tanto en los conceptos y parámetros de proyecto, como a la propia operación del buque. La tesis desarrolla los fundamentos, estado del arte, implantación y consecuencias sobre la configuración y explotación del buque, que han dado lugar a una serie de documentos, que se han incluido en diversos Convenios Internacionales, Códigos y otros documentos de obligada aplicación en la industria naval generados en IMO (SOLAS, Retorno Seguro a Puerto, Plano y Libro de Control de Averías, ISM). La consecuencia más novedosa e interesante de este concepto ha sido la necesidad de disponer cada compañía explotadora del buque, de un servicio importante de “apoyo en la crisis”, que ha dado lugar a implantar un “servicio de emergencia especial”, disponible las 24 horas del día y 365 de año que ofrecen las Sociedades de Clasificación. El know-how de los accidentes que tratan estos servicios, hacen que se puedan establecer ciertas recomendaciones, que se centran, en que el buque tenga, por sus propios medios, una posibilidad de aumentar el KM después de una avería, la garantía de la resistencia estructural adecuada y el aumento del tiempo de hundimiento o el tiempo de mantenimiento a flote (otro tipo de averías vinculadas con la maquinaria, equipo o protección y lucha contra incendios, no son objeto de tesis). Las conclusiones obtenidas, son objeto de discusión especialmente en IACS e IMO, con el fin de establecer las aplicaciones pertinentes, que permitan dar al buque una mayor seguridad. Como objetivo principal de esta tesis es establecer estos puntos de mejora consecuencia de esta actuación en la crisis, con la aportación de varias soluciones que mejorarían los problemas mencionados para los tres tipos de buques que consideramos más importantes (pasaje, petroleros y bulkcarriers) La tesis recorre, desde el principio en 1995, la evolución de esta actuación en la crisis, hasta el momento actual., los puntos básicos que se establecen, que van muy de la mano de la llamada “cultura de seguridad”, objetivo nacido durante los años 90, con el fin de implantar una filosofía distinta para abordar el tratamiento de la seguridad del buque, a la que se venía aplicando hasta el momento, en donde se contemplaba tratar el tema de forma singular y específica para cada caso. La nueva filosofía, trataba de analizar el problema, desde un aspecto global y por tanto horizontal, realizando un estudio exhaustivo de las consecuencias que tendría la aplicación de una nueva medida correctora, en los restantes equipos y sistemas del buque., relativos al proyecto, configuración, operación y explotación del buque. Se describen de manera sucinta las profundas investigaciones a que dio lugar todo lo anterior, estando muchas de ellas, vinculadas a grandes proyectos europeos. La mayor parte de estos proyectos fueron subvencionados por la Comunidad Económica Europea durante la primera década del siglo actual. Dentro de estas investigaciones, donde hay que destacar la participación de todos los agentes del sector marítimo europeo, se hacen imprescindibles la utilización de dos herramientas novedosas para nuestro sector, como son el “Estudio de Riesgos” y la “Evaluación de la Seguridad”, más conocida técnicamente por su nombre ingles “Safety Assessment”, cuyos principios también son incluidos en la tesis. Además se especifican las bases sobre las que se establecen la estabilidad intacta y en averías, con nuevos conceptos, no tratados nunca hasta entonces, como la “altura crítica de agua en cubierta” para la cual el buque se hundiría sin remisión, “estado de la mar” en la que se puede encontrar el buque averiado, el cálculo del tiempo de hundimiento, u otros aspectos como el corrimiento de la carga, o bien el tratamiento de los problemas dinámicos en el nuevo “Código de Estabilidad Intacta”. Con respecto a la resistencia estructural, especialmente el estudio de la “resistencia estructural después de la avería”, que tiene en cuenta el estado de la mar en la que se encontraría el buque afectado. Se analizan los tipos de buques mencionados uno por uno y se sacan, como aportación fundamental de esta tesis, separadamente, las acciones y propuestas a aplicar a estos buques. En primer lugar, las relativas al proyecto y configuración del buque y en segundo lugar, las de operación, explotación y mantenimiento, con el fin de acometer, con garantías de éxito, la respuesta a la ayuda en emergencia y la solución a la difícil situación que pueden tener lugar en condiciones extremas. Para ver el efecto de algunas de las propuestas que se incluyen, se realizan y aplican concretamente, a un buque de pasaje de carga rodada, a un petrolero y a un bulkcarrier, para demostrar el mejor comportamiento de estos buques en situación de emergencia. Para ello se han elegido un buque ejemplo para cada tipo, efectuándose los cálculos de estabilidad y resistencia longitudinal y comparar la situación, en la que quedaría el buque averiado, antes y después de la avería. La tesis se completa con una estadística real de buques averiados de cada uno de estos tres tipos, distinguiendo el tipo de incidente y el número de los buques que lo han sufrido, considerándose como más importantes los incidentes relacionados con varadas, colisiones y fuego resumiéndose lo más relevante de esta aportación también importante de esta tesis. ABSTRACT The "Response in an emergency" is the main objective of this thesis, it seeks to establish and define procedures for technical and operational support onboard and shore, to be followed by the captain and crew on of a ship after an accident, especially when the ship has a significant risk of sinking or a need to abandon it. The emergence of this concept is relatively recent, in 1995, after studies and proposals made by the Panel of Experts IMO, following the sinking of the “Estonia” vessel, where more than 850 people died in late September 1994. In the International Convention SOLAS 1995, among the recommended proposals and accepted regulations, this new concept was included, which was later adopted for all types of ships which until then had only scattered some documents, sometimes including contradictory actions in emergency situations. This led to a profound treatment of this problem, which would affect the vessels in both the concepts and design parameters, as to the proper operation of the vessel. The thesis develops the foundations, state of the art, implementation and consequences on the design and operation of the vessel, this has led to a series of Circulars and Regulations included in several International Codes and Conventions issued by IMO which are required to be complied with (SOLAS Safe Return to Port, Damage Control Plan and Booklet, ISM). The most novel and interesting consequence of this concept has been the need for every company operating the ship to have a shore based support service in emergency situations which has led to implement special emergency services offered by Class Societies which are available 24 hours a day, 365 days per year. The know-how of these services dealing with all types of accidents can establish certain recommendations, which focus on the ship capability to increase the KM after damage. It can also be determined adequate structural strength and the increase of the capsizing time or time afloat (other types of damages associated with the machinery, equipment or firefighting, are not the subject of this thesis). The conclusions are discussed especially in IACS and IMO, in order to establish appropriate applications to improve the security of the vessels. The main objective of this thesis is to establish actions to improve emergency actions, resulting from different responses in the crisis, with the contribution of several solutions that improve the problems mentioned for three types of ships that we consider most important (passenger vessels, tankers and bulk carriers) The thesis runs from the beginning in 1995 to date, the evolution of the response on the crisis. The basics established during the 90s with the "safety culture" in order to implement a different philosophy to address the treatment of the safety of the ship, which was being previously implemented, as something singular and specific to each case. The new philosophy tried to analyse the problem from a global perspective, doing an exhaustive study of the consequences of the implementation of the new regulation in the ship systems and equipment related to the design, configuration and operation of the vessel. Extensive investigations which led to the above are described, many of them being linked to major European projects. Most of these projects were funded by the European Union during the first decade of this century. Within these investigations, which it must be highlighted the participation of all players in the European maritime sector, a necessity to use two new tools for our industry, such as the "Risk Assessment" and "Safety Assessment" whose principles are also included in the thesis. The intact and damage stability principles are established including new concepts, never treated before, as the "critical height of water on deck" for which the ship would sink without remission, "sea state" where the damaged vessel can be found, calculation of capsizing time, or other aspects such cargo shifting or treatment of dynamic problems in the new Intact Stability Code in development. Regarding the structural strength, it has to be especially considered the study of the "residual strength after damage", which takes into account the state of the sea where the vessel damaged can be found. Ship types mentioned are analysed one by one, as a fundamental contribution of this thesis, different actions and proposals are established to apply to these types of vessels. First, those ones relating to the design and configuration of the vessel and also the ones related to the operation and maintenance in order to support successfully responses to emergency situations which may occur in extreme situations. Some of the proposals are applied specifically to a RoRo passenger ship, an oil tanker and a bulkcarrier, to demonstrate the improved performance of these vessels damaged. An example for each type vessel has been chosen, carrying out stability and longitudinal strength calculations comparing the situation of the ship before and after damage. The thesis is completed with incidents statics for each of these three types, distinguishing the type of incident and the number of ships having it. The most important incidents considered are the ones related to groundings, collisions and fire being this other relevant contribution of this thesis.

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.