Analysis of PWR-PACTEL Small Break LOCA experiment using TRACE

Currently, the power generation is one of the most significant life aspects for the whole man-kind. Barely one can imagine our life without electricity and thermal energy. Thus, different technologies for producing those types of energy need to be used. Each of those technologies will always have their own advantages and disadvantages. Nevertheless, every technology must satisfy such requirements as efficiency, ecology safety and reliability. In the matter of the power generation with nuclear energy utilization these requirements needs to be highly main-tained, especially since accidents on nuclear power plants may cause very long term deadly consequences. In order to prevent possible disasters related to the accident on a nuclear power plant strong and powerful algorithms were invented in last decades. Such algorithms are able to manage calculations of different physical processes and phenomena of real facilities. How-ever, the results acquired by the computing must be verified with experimental data.

Operatiivinen säteilysuojelu Posivan kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella

Olkiluodon ja Loviisan ydinvoimalaitoksilla syntyvä käytetty ydinpolttoaine tullaan kapseloimaan ja loppusijoittamaan Posiva Oy:n kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella, joka rakennetaan Olkiluotoon. Käytetyn polttoaineen käsittelyssä on huomioitava säteilytyöhön liittyviä säteilysuojelunäkökohtia. Kapseloinnissa ja loppusijoituksessa käsitellään vaarallisia säteilylähteitä, joista merkittävimmät ovat käytetty ydinpolttoaine ja täyden loppusijoituskapselin röntgentarkastuslaitteisto. Posivan laitosten käyttötoiminnalle muodostetaan tässä diplomityössä säteilysuojelun vaatimusmäärittely. Kapseloinnin ja loppusijoituksen säteilytyövaiheet käsitellään yksitellen säteilysuojelun näkökulmasta. Työvaiheille määritetään tarpeelliset säteilysuojelutoimenpiteet ja työvaiheiden suorittamisen säteilysuojeluvaatimukset. Molempien laitosten valvonta-aluejärjestelyjä ja säteilyolosuhteiden vyöhykejakoa tarkennetaan. Työssä määritetään vyöhyke- ja aluerajoilla vaadittavat säteilysuojelutoiminnot sekä kontaminaationhallinnan laatuvaatimukset. Työssä käsitellään myös operatiivisen säteilysuojelun toimenpiteiden laatuvaatimuksia ja tarvittavaa säteilysuojelun sisäistä ohjeistoa. Työn tuloksena on kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttötoiminnan operatiivisten säteilysuojelutoimenpiteiden kuvaus. Kapselointi- ja loppusijoituslaitosten säteilysuojelua toteutetaan käyttövaiheen työnsuunnittelulla, operatiivisilla säteilysuojelutoimilla ja rakenteellisin keinoin. Työntekijöiden säteilyannokset minimoidaan välttämällä oleskelua kohonneen säteilytason alueilla. Kapselin röntgentarkastuslaitteiston käytön säteilyturvallisuus on varmistettava ja laitosten käyttötoiminta ei saa aiheuttaa työntekijöille sisäistä säteilyannosta. Useista työvaiheista ja käyttötoiminnan poikkeustilanteista on tehtävä jatkoanalyyseja työntekijöiden säteilysuojelun näkökulmasta.

Vakavat reaktorionnettomuudet ja niiden mallintaminen Olkiluoto 1 ja Olkiluoto 2 laitosyksiköille MELCOR-ohjelman versiolla 2.1

Vakaviin reaktorionnettomuuksiin liittyviä ilmiöitä on tutkittu jo 1980-luvulta lähtien ja tutkitaan edelleen. Ilmiöt liittyvät reaktorisydämen ja muiden paineastian sisäisten materi-aalien sulamiseen sekä reagointiin veden ja höyryn kanssa. Ilmiöt on myös tärkeää tuntea ja niiden esiintymistä mallintaa käytössä olevilla laitoksilla, jotta voidaan varmistua turval-lisuusjärjestelmien riittävyydestä. Olkiluoto 1 ja 2 laitosten käyttölupa uusitaan vuoteen 2018 mennessä. Lupaprosessiin liit-tyy analyysejä, joissa mallinnetaan laitosten toimintaa vakavassa reaktorionnettomuudessa. Näiden analyysien tekoon Teollisuuden Voima Oyj on käyttänyt ohjelmaa nimeltä MEL-COR jo vuodesta 1994 lähtien. Käytössä on ollut useita eri ohjelmaversioita ja viimeisin niistä on 1.8.6, joka riittää vielä tulevan käyttöluvan uusintaprojektiin liittyvien analyysien tekoon. MELCOR:n vanhaa 1.8.6 ohjelmaversioita ei kuitenkaan enää päivitetä, joten siirtyminen uudempaan 2.1 versioon on tulevaisuudessa välttämätöntä. Uusimman versiopäivityksen yhteydessä on kuitenkin muuttunut koko ohjelman lähdekoodi ja vanhojen laitosmallien käyttö uudessa ohjelmaversiossa vaatii tiedostojen konvertoinnin. Tässä työssä esitellään MELCOR-version 2.1 ominaisuuksia ja selvitetään, mitä 1.8.6 versioon luotujen laitosmal-lien käyttöönotto versiossa 2.1 vaatii. Vaatimusten määrittelemiseksi laitosmalleilla tehdään ajoja molemmilla ohjelmaversioilla ja erilaisilla onnettomuuden alkutapahtuman määrittelyillä. Tulosten perusteella arvioidaan ohjelmaversioiden eroja ja pohditaan mitä puutteita laitosmalleihin konversion jälkeen jää. Näiden perusteella arvioidaan mitä jatkotoimenpiteitä konversio vaatii.

Integração de dados geofísicos e geológicos na avaliação ambiental e epidemiológica de radiações naturais (radônio) no escudo Sul-Riograndense (RS-Brasil)

Os efeitos provocados por radiações são conhecidos na literatura por meio dos estudos em usinas nucleares e em testes bélicos. Entretanto, os efeitos da radiação natural vêm despertando a atenção das autoridades da saúde, dentre as quais se destaca a Environmental Protection Agency (EPA) nos Estados Unidos e a National Radiological Protection Board (NRPB) no Reino Unido. Os efeitos epidemiológicos ocasionados por radiação de origem natural, mais especificamente a radiação emanada pelo gás radônio que fica acumulado em residências enclausuradas por muito tempo, tem sido alvo de intensas investigações. Nessa dissertação, foi realizada uma avaliação ambiental preliminar da radiação natural devida ao radônio como elemento epidemiológico no Escudo Sul-riograndense. Os dados utilizados para determinar o risco epidemiológico foram: neoplasias, radiação, geologia e população. O banco de dados dos casos de óbitos por neoplasias do estado foi obtido da Secretaria da Saúde, por meio do Núcleo de Informação em Saúde. A radiação natural devida ao radônio foi determinada a partir dos dados gamaespectrométricos obtidos de levantamento aerogeofísico da CPRM no Escudo Sul-riograndense, nos projetos Camaquã e Extremo Sudeste do Brasil realizados nos anos de 1973 e 1978, respectivamente. Os dados geológicos foram obtidos do Mapa Geológico do Estado de 1989. Os dados de população foram obtidos junto ao Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE). A integração de dados foi realizada usando a metodologia de matriz de sobreposição entre os dados de casos de óbitos por neoplasia e de gamaespectrometria. Os dados de população foram empregados para normalizar os dados de neoplasias, e o dado de geologia para correlacionar com a gamaespectrometria. Os resultados da integração são mapas classificados pelo grau de risco epidemiológico, nos quais é apresentada a relação entre os casos de neoplasias pela intensidade de radiação devida ao radônio. Nesse sentido, uma boa relação foi assinalada e são recomendados estudos adicionais sobre esse mesmo banco de dados.

Nitrogen diffusion in the Nb-1.0wt%Zr measured by mechanical spectroscopy

The scientific and technological development in the area of new materials contributed to several applications of niobium and its alloys in nuclear power plants as well as in aerospace, aeronautics, automobile and naval industries. This paper presents the interstitial diffusion coefficients of nitrogen in solid solution in the Nb-1.0wt%Zr alloy using internal friction measurements obtained by mechanical spectroscopy, which uses a torsion pendulum operating at an oscillation frequency between 1.0 Hz and 10.0 Hz. The temperature range varies from 300K to 700K, at a heating rate of 1 K/min and vacuum better than 2 x 10(-6) Torr. The results showed an increase of the interstitial diffusion coefficient of nitrogen that was correlated with configurational considerations for the octahedral interstitials.

Discriminating among earth composition models using geo-antineutrinos

It has been estimated that the entire Earth generates heat corresponding to about 40 TW (equivalent to 10,000 nuclear power plants) which is considered to originate mainly from the radioactive decay of elements like U, Th and K, deposited in the crust and mantle of the Earth. Radioactivity of these elements produce not only heat but also antineutrinos (called geo-antineutrinos) which can be observed by terrestrial detectors. We investigate the possibility of discriminating among Earth composition models predicting different total radiogenic heat generation, by observing such geo-antineutrinos at Kamioka and Gran Sasso, assuming KamLAND and Borexino (type) detectors, respectively, at these places. By simulating the future geo-antineutrino data as well as reactor antineutrino background contributions, we try to establish to which extent we can discriminate among Earth composition models for given exposures (in units of kt · yr) at these two sites on our planet. We use also information on neutrino mixing parameters coming from solar neutrino data as well as KamLAND reactor antineutrino data, in order to estimate the number of geo-antineutrino induced events. © SISSA/ISAS 2003.

Cladophora, mass transport, and the nearshore phosphorus shunt

Excessive Cladophora growth in the Great Lakes has led to beach fouling and the temporary closure of nuclear power plants and has been associated with avian botulism and the persistence of human pathogens. As the growth-limiting nutrient for Cladophora, phosphorus is the appropriate target for management efforts. Dreissenids (zebra and quagga mussels) have the ability to capture particulate phase phosphorus (otherwise unavailable to Cladophora) and release it in a soluble, available form. The significance of this potential nutrient source is, in part, influenced by the interplay between phosphorus flux from the mussel bed and turbulent mixing in establishing the phosphorus levels to which Cladophora is exposed. It is hypothesized that under quiescent conditions phosphorus will accumulate near the sediment-water interface, setting up vertical phosphorus gradients and favorable conditions for resource delivery to Cladophora. These gradients would be eliminated under conditions of wind mixing, reducing the significance of the dreissenid-mediated nutrient contribution. Soluble reactive phosphorus (SRP) levels were monitored over dreissenid beds (densities on the order of 350•m-2 and 3000∙m-2) at a site 8 m deep in Lake Michigan. Monitoring was based on the deployment of Modified Hesslein Samplers which collected samples for SRP analysis over a distance of 34 cm above the bottom in 2.5 cm intervals. Deployment intervals were established to capture a wind regime (calm, windy) that persisted for an interval consistent with the sampler equilibration time of 7 hours. Results indicate that increased mussel density leads to an increased concentration boundary layer; increased wind speed leads to entrainment of the concentration boundary layer; and increased duration of quiescent periods leads to an increased concentration boundary layer. This concentration boundary layer is of ecological significance and forms in the region inhabited by Cladophora

Problemática del ruido neutrónico

El objetivo del presente proyecto es identificar y definir la problemática del ruido neutrónico en el tratamiento y procesamiento de los canales de medida y tratamiento del flujo neutrónico interno y externo en los sistemas de control y protección de los reactores nucleares tipo PWR (que trabajan con agua a presión) que dan lugar a actuaciones indeseadas de los sistemas de vigilancia y control no relacionadas con situaciones reales del proceso como cambios significativos en los parámetros de temperatura y por lo tanto de potencia del reactor que reducen la disponibilidad de operación de la central y provocan transitorios no justificados por dichas actuaciones. Finalmente, se proponen algunas soluciones. Abstract The aim of this project is to identify and define the problem of neutron noise in PWR nuclear power plants, its influence on the treatment and processing of the measurement channels and external neutron flux treatment, its contributions to the control and protection systems that result in undesired actions of monitoring and control systems that are not related to the actual process conditions. These actions reduce the availability of plant operation and unjustified transient causes. Finally, some possible solutions are proposed

Impacto y protección radiológica asociados al transporte de residuos de alta actividad (RAA) al almacén temporal centralizado (ATC) en España

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) al previsto almacén temporal centralizado (ATC) en Villar de Cañas (Cuenca) están de actualidad, debido a la movilidad que se espera en un futuro próximo, el compromiso con el medio ambiente, la protección de las personas, así, como la normativa legal reguladora. En esta tesis se ha evaluado el impacto radiológico asociado a este tipo de transportes mediante una nueva herramienta de procesamiento de datos, que puede ser de utilidad y servir como documentación complementaria a la recogida en el marco legal del transporte. Además puede facilitar el análisis desde una perspectiva más científica, para investigadores, responsables públicos y técnicos en general, que pueden utilizar dicha herramienta para simular distintos escenarios de transportes radiactivos basados únicamente en datos de los materiales de entrada y las rutas elegidas. Así, conociendo el nivel de radiación a un metro del transporte y eligiendo una ruta, obtendremos los impactos asociados, tales como las poblaciones afectadas, la dosis recibida por la persona más expuesta, el impacto radiológico global, las dosis a la población en el trayecto y el posible detrimento de su salud. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Como conclusión más importante, se observa que la emisión de radiaciones ionizantes procedentes del transporte de residuos radiactivos de alta actividad en España, en operación normal, no es significativa a la hora de generar efectos adversos en la salud humana y su impacto radiológico puede considerarse despreciable. En caso de accidente, aunque la posibilidad del suceso es remota, las emisiones, no serán determinantes a la hora de generar efectos adversos en la salud humana. Issues related to the transport of high level radioactive wastes (HLW) to the new centralised temporary storage facility to be built in Villar de Cañas (Cuenca) are attracting renewed attention due to the mobility expected in the near future for these materials, the commitment to the environment, the protection of persons and the legal regulatory standards. This study assesses the radiological impacts associated with this type of transport by means of a new dataprocessing tool, which may be of use and serve as documentation complementary to that included in the legal framework covering transport. Furthermore, it may facilitate analysis from a more scientific perspective for researchers, public servants and technicians in general, who may use the tool to simulate different radioactive transport scenarios based only on input materials data and the routes selected. Thus, by knowing the radiation level at a distance of one metre from the transport and selecting a route, it is possible to obtain the associated impacts, such as the affected populations, the dose received by the most exposed individual, the overall radiological impact and the doses to the public en route and the possible detriment to their health. In Spain a long “radioactive route” of more than 2,000 kilometres is expected, along which spent nuclear fuels will be transported – foreseeably by road – from the nuclear power plants to the CTS facility. The route will also be used for the vitrified wastes from fuel reprocessing of the fuel from Vandellós I nuclear power plant, which are currently in France. In conclusion, it may be observed that the emission of ionising radiations from transport of high level radioactive wastes in Spain is insignificant, in normal operations, as regards the generation of adverse effects for human health, and that the radiological impact may be considered negligible. In the event of an accident, the possibility of which is remote, the emissions will not be also a very determining factor as regards adverse effects for human health.

Vigilancia por análisis de ruido de los sensores de temperatura

En este proyecto se van a aplicar las técnicas de análisis de ruido para caracterizar la respuesta dinámica de varios sensores de temperatura, tanto termorresistencias de platino como de termopares. Estos sensores son imprescindibles para él correcto funcionamiento de las centrales nucleares y requieren vigilancia para garantizar la exactitud de las medidas. Las técnicas de análisis de ruido son técnicas pasivas, es decir, no afectan a la operación de la planta y permiten realizar una vigilancia in situ de los sensores. Para el caso de los sensores de temperatura, dado que se pueden asimilar a sistemas de primer orden, el parámetro fundamental a vigilar es el tiempo de respuesta. Éste puede obtenerse para cada una de las sondas por medio de técnicas en el dominio de la frecuencia (análisis espectral) o por medio de técnicas en el dominio del tiempo (modelos autorregresivos). Además de la estimación del tiempo de respuesta, se realizará una caracterización estadística de las sondas. El objetivo es conocer el comportamiento de los sensores y vigilarlos de manera que se puedan diagnosticar las averías aunque éstas estén en una etapa incipiente. ABSTRACT In this project we use noise analysis technique to study the dynamic response of RTDs (Resistant temperature detectors) and thermocouples. These sensors are essential for the proper functioning of nuclear power plants and therefore need to be monitored to guarantee accurate measurements. The noise analysis techniques do not affect plant operation and allow in situ monitoring of the sensors. Temperature sensors are equivalent to first order systems. In these systems the main parameter to monitor is the response time which can be obtained by means of techniques in the frequency domain (spectral analysis) as well as time domain (autoregressive models). Besides response time estimation the project will also include a statistical study of the probes. The goal is to understand the behavior of the sensors and monitor them in order to detect any anomalies or malfunctions even if they occur in an early stage.

Cooperative Multi-robot Patrolling: A study of distributed approaches based on mathematical models of game theory to protect infrastructures

El principio de Teoría de Juegos permite desarrollar modelos estocásticos de patrullaje multi-robot para proteger infraestructuras criticas. La protección de infraestructuras criticas representa un gran reto para los países al rededor del mundo, principalmente después de los ataques terroristas llevados a cabo la década pasada. En este documento el termino infraestructura hace referencia a aeropuertos, plantas nucleares u otros instalaciones. El problema de patrullaje se define como la actividad de patrullar un entorno determinado para monitorear cualquier actividad o sensar algunas variables ambientales. En esta actividad, un grupo de robots debe visitar un conjunto de puntos de interés definidos en un entorno en intervalos de tiempo irregulares con propósitos de seguridad. Los modelos de partullaje multi-robot son utilizados para resolver este problema. Hasta el momento existen trabajos que resuelven este problema utilizando diversos principios matemáticos. Los modelos de patrullaje multi-robot desarrollados en esos trabajos representan un gran avance en este campo de investigación. Sin embargo, los modelos con los mejores resultados no son viables para aplicaciones de seguridad debido a su naturaleza centralizada y determinista. Esta tesis presenta cinco modelos de patrullaje multi-robot distribuidos e impredecibles basados en modelos matemáticos de aprendizaje de Teoría de Juegos. El objetivo del desarrollo de estos modelos está en resolver los inconvenientes presentes en trabajos preliminares. Con esta finalidad, el problema de patrullaje multi-robot se formuló utilizando conceptos de Teoría de Grafos, en la cual se definieron varios juegos en cada vértice de un grafo. Los modelos de patrullaje multi-robot desarrollados en este trabajo de investigación se han validado y comparado con los mejores modelos disponibles en la literatura. Para llevar a cabo tanto la validación como la comparación se ha utilizado un simulador de patrullaje y un grupo de robots reales. Los resultados experimentales muestran que los modelos de patrullaje desarrollados en este trabajo de investigación trabajan mejor que modelos de trabajos previos en el 80% de 150 casos de estudio. Además de esto, estos modelos cuentan con varias características importantes tales como distribución, robustez, escalabilidad y dinamismo. Los avances logrados con este trabajo de investigación dan evidencia del potencial de Teoría de Juegos para desarrollar modelos de patrullaje útiles para proteger infraestructuras. ABSTRACT Game theory principle allows to developing stochastic multi-robot patrolling models to protect critical infrastructures. Critical infrastructures protection is a great concern for countries around the world, mainly due to terrorist attacks in the last decade. In this document, the term infrastructures includes airports, nuclear power plants, and many other facilities. The patrolling problem is defined as the activity of traversing a given environment to monitoring any activity or sensing some environmental variables If this activity were performed by a fleet of robots, they would have to visit some places of interest of an environment at irregular intervals of time for security purposes. This problem is solved using multi-robot patrolling models. To date, literature works have been solved this problem applying various mathematical principles.The multi-robot patrolling models developed in those works represent great advances in this field. However, the models that obtain the best results are unfeasible for security applications due to their centralized and predictable nature. This thesis presents five distributed and unpredictable multi-robot patrolling models based on mathematical learning models derived from Game Theory. These multi-robot patrolling models aim at overcoming the disadvantages of previous work. To this end, the multi-robot patrolling problem was formulated using concepts of Graph Theory to represent the environment. Several normal-form games were defined at each vertex of a graph in this formulation. The multi-robot patrolling models developed in this research work have been validated and compared with best ranked multi-robot patrolling models in the literature. Both validation and comparison were preformed by using both a patrolling simulator and real robots. Experimental results show that the multirobot patrolling models developed in this research work improve previous ones in as many as 80% of 150 cases of study. Moreover, these multi-robot patrolling models rely on several features to highlight in security applications such as distribution, robustness, scalability, and dynamism. The achievements obtained in this research work validate the potential of Game Theory to develop patrolling models to protect infrastructures.

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.

Diseño del curso para operador "Coeficientes inherentes de reactividad" a plataforma e-Learning

Las centrales nucleares necesitan de personal altamente especializado y formado. Es por ello por lo que el sector de la formación especializada en centrales nucleares necesita incorporar los últimos avances en métodos formativos. Existe una gran cantidad de cursos de formación presenciales y es necesario transformar dichos cursos para utilizarlos con las nuevas tecnologías de la información. Para ello se necesitan equipos multidisciplinares, en los que se incluyen ingenieros, que deben identificar los objetivos formativos, competencias, contenidos y el control de calidad del propio curso. En este proyecto se utilizan técnicas de ingeniería del conocimiento como eje metodológico para transformar un curso de formación presencial en formación on-line a través de tecnologías de la información. En la actualidad, las nuevas tecnologías de la información y comunicación están en constante evolución. De esta forma se han sumergido en el mundo transformando la visión que teníamos de éste para dar lugar a nuevas oportunidades. Es por ello que este proyecto busca la unión entre el e-learning y el mundo empresarial. El objetivo es el diseño, en plataforma e-learning, de un curso técnico que instruya a operadores de sala de control de una central nuclear. El trabajo realizado en este proyecto ha sido, además de transformar un curso presencial en on-line, en obtener una metodología para que otros cursos se puedan transformar. Para conseguir este cometido, debemos preocuparnos tanto por el contenido de los cursos como por su gestión. Por este motivo, el proyecto comienza con definiciones básicas de terminología propia de e-learning. Continúa con la generación de una metodología que aplique la gestión de conocimiento para transformar cualquier curso presencial a esta plataforma. Definida la metodología, se aplicará para el diseño del curso específico de Coeficientes Inherentes de Reactividad. Finaliza con un estudio económico que dé viabilidad al proyecto y con la creación de un modelo económico que estime el precio para cualquier curso futuro. Abstract Nuclear power plants need highly specialized and trained personnel. Thus, nuclear power plant Specialized Training Sector requires the incorporation of the latest advances in training methods. A large array of face-to-face training courses exist and it has become necessary to transform said courses in order to apply them with the new information systems available. For this, multidisciplinary equipment is needed where the engineering workforce must identify educational objectives, competences and abilities, contents and quality control of the different courses. In this project, knowledge engineering techniques are employed as the methodological axis in order to transform a face-to-face training course into on-line training through the use of new information technologies. Nowadays, new information and communication technologies are in constant evolution. They have introduced themselves into our world, transforming our previous vision of them, leading to new opportunities. For this reason, the present Project seeks to unite the use of e-learning and the Business and Corporate world. The main objective is the design, in an e-learning platform, of a technical course that will train nuclear power plant control-room operators. The work carried out in this Project has been, in addition to the transformation of a face-to-face course into an online one, the obtainment of a methodology to employ in the future transformation of other courses. In order to achieve this mission, our interest must focus on the content as well as on the management of the various courses. Hence, the Project starts with basic definitions of e-learning terminology. Next, a methodology that applies knowledge management for the transformation of any face-to-face course into e-learning has been generated. Once this methodology is defined, it has been applied for the design process of the Inherent Coefficients of Reactivity course. Finally, an economic study has been developed in order to determine the viability of the Project and an economic model has been created to estimate the price of any given course

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.