Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks

The Nuclear Safety research requires a wide international collaboration of several involved groups. In this sense this paper pretends to show several examples of the Nuclear Safety research under international frameworks that is being performed in different Universities and Research Institutions like CIEMAT, Universitat Politècnica de Catalunya (UPC), Universidad Politécnica de Madrid (UPM) and Universitat Politècnica de València (UPV).

Overview of the Spanish Fuel Cycle: Technical Tours Organized by Spanish young Generation in Nuclear.

Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN) is a non-profrt organization that depends on the Spanish Nuclear Society (Sociedad Nuclear Española, SNE).Since one of rts main goals is to spread the knowledge about nuclear power,severa! technical tours to facilities wrth an importan!role in the nuclear fuel cycle have been organized for the purpose ofleaming about the different stages of the Spanish tuel cycle. Spanish Young Generation in Nuclear had the opportunity to visit ENUSA Fuel Assembly Factory in Juzbado (Salamanca, Spain), Where it could be understood the front-end cycle which involves the uranium supply and storage, design and manufacturing of fuel bundles for European nuclear power plants. Alterwards, due to the tour of Almaraz NPP (PWR) and Santa María de Garoña NPP (BWR), rt could be comprehended how to obtain energy from this fuel in two different types of reactors.Furthermore,in these two plants, the facilities related to the back-end cycle could be toured. lt was possible to watch the Spent FuelPools, where the fuel bundles are stored under water until their activity is reduced enough to transport them to an Individual Temporary Storage Facility orto the Centralized Temporary Storage. Finally, a technical tour to ENSA Heavy Components Factory (ENSA) was accomplished, Where it could be experienced at first hand how different Nuclear Steam Supply System (NSSS) components and other nuclear elements, such as racks or shipping and storage casks for spent nuclear fuel, are manulactured. All these perlonned technical tours were a complete success thanks to a generous care and know-how of the wor1

Integrated deterministic-probabilistic safety assessment methodologies

(ENG) IDPSA (Integrated Deterministic-Probabilistic Safety Assessment) is a family of methods which use tightly coupled probabilistic and deterministic approaches to address respective sources of uncertainties, enabling Risk informed decision making in a consistent manner. The starting point of the IDPSA framework is that safety justification must be based on the coupling of deterministic (consequences) and probabilistic (frequency) considerations to address the mutual interactions between stochastic disturbances (e.g. failures of the equipment, human actions, stochastic physical phenomena) and deterministic response of the plant (i.e. transients). This paper gives a general overview of some IDPSA methods as well as some possible applications to PWR safety analyses (SPA)DPSA (Metodologías Integradas de Análisis Determinista-Probabilista de Seguridad) es un conjunto de métodos que utilizan métodos probabilistas y deterministas estrechamente acoplados para abordar las respectivas fuentes de incertidumbre, permitiendo la toma de decisiones Informada por el Riesgo de forma consistente. El punto de inicio del marco IDPSA es que la justificación de seguridad debe estar basada en el acoplamiento entre consideraciones deterministas (consecuencias) y probabilistas (frecuencia) para abordar la interacción mutua entre perturbaciones estocásticas (como por ejemplo fallos de los equipos, acciones humanas, fenómenos físicos estocásticos) y la respuesta determinista de la planta (como por ejemplo los transitorios). Este artículo da una visión general de algunos métodos IDSPA así como posibles aplicaciones al análisis de seguridad de los PWR.

Desarrollo de una herramienta de verificación para cálculos de difusión mediante COBAYA

El código COBAYA4 es un simulador de núcleo multi-escala que resuelve la ecuación de difusión 3D en multigrupos en geometría cartesiana y hexagonal[3]. Este código ha sido desarrollado en el Departamento de Ingeniería Nuclear desde los años 80[2] ampliando su alcance y funcionalidades de forma continua. Como parte de estos desarrollos es necesaria la verificación continua de que el código sigue teniendo al menos las mismas capacidades que tenía anteriormente. Además es necesario establecer casos de referencia que nos permitan confirmar que los resultados son comparables a los obtenidos con otros códigos con modelos de mayor precisión. El desarrollo de una herramienta informática que automatice la comparación de resultados con versiones anteriores del código y con resultados obtenidos mediante modelos de mayor precisión es crucial para implementar en el código nuevas funcionalidades. El trabajo aquí presentado ha consistido en la generación de la mencionada herramienta y del conjunto de casos de referencia que han constituido la matriz mencionada.

Efectos de generación y optimización de librerías de secciones eficaces en el análisis de transitorios en reactores PWR

Los análisis de los transitorios y situaciones accidentales de los reactores de agua ligera requieren el uso de simuladores y códigos a nivel de núcleo completo con modelos de cinética 3D. Normalmente estos códigos utilizan como datos de entrada librerías de secciones eficaces compiladas en tablas multidimensionales. En este caso, los errores de interpolación, originados a la hora de computar los valores de las secciones eficaces a partir de los puntos de la tabla, son una fuente de incertidumbre en el cálculo del parámetro k-efectiva y deben de tenerse en cuenta. Estos errores dependen de la estructura de la malla de puntos que cubre el dominio de variación de cada una de las variables termo-hidráulicas en las que se tabula la librería de secciones eficaces, y pueden ser minimizados con la elección de una malla adecuada, a diferencia de los errores debidos a los datos nucleares. En esta ponencia se evalúa el impacto que tiene una determinada malla sobre un transitorio en un reactor PWR consistente en la expulsión de una barra de control. Para ello se han usado los códigos neutrónico y termo-hidráulico acoplados COBAYA3/COBRA-TF. Con este objetivo se ha escogido el OECD/NEA PWR MOX/UO2 rod ejection transient benchmark ya que proporciona unas composiciones isotópicas y unas configuraciones geométricas definidas que permiten el empleo de códigos lattice para generar librerías propias. El código de transporte utilizado para ello ha sido el código APOLLO2.8. Así mismo, ya que se proporcionaba también una librería como parte de las especificaciones, los efectos debidos a la generación de éstas sobre la respuesta del transitorio son analizados. Los resultados muestran grandes discrepancias al emplear la librería del benchmark o las librerías propias comparándolas con las soluciones de otros participantes. El origen de estas discrepancias se halla en las secciones eficaces nodales proporcionadas en el benchmark.

Desarrollo de modelos 3D de los edificios de contención de la Central Nuclear de Almaraz y de la Central Nuclear de Trillo con el código GOTHIC 8.0

El análisis de los accidentes tipo LOCA o MSLB en una contención PWR-W normalmente se simulan con la opción de volúmenes de control con parámetros agrupados en GOTHIC, ya que es lo que hasta ahora se ha considerado adecuado para el análisis de licencia. Sin embargo, para el estudio de detalle del comportamiento termo-hidráulico de cada recinto de la contención, podría ser más adecuado contar con un modelo tridimensional que representase más fielmente la geometría de la contención. El objetivo de la primera fase del proyecto de investigación de CNAT y la UPM es la construcción de varios modelos tridimensionales detallados con el código GOTHIC 8.0 de los edificios de contención de una planta tipo PWR-W y KWU, correspondientes a la Central Nuclear de Almaraz (CNA) y Trillo (CNT) respectivamente.

Análisis de la distribución de hidrógeno en contención y pozo seco de C.N. Cofrentes.

El desarrollo del modelo de la Contención de C.N. Cofrentes mediante GOTHIC se ha llevado a cabo introduciendo todos los datos geométricos y de estructuras de la Contención, pudiendo así modelar todos los recintos interiores y habitaciones que la componen. De esta forma se ha obtenido un modelo 3D detallado y con la precisión suficiente para el estudio global de la gestión del hidrógeno, permitiendo tener en cuenta, a la hora de la distribución del hidrógeno, la asimetría tanto de la contención como de las descargas de masa y en energía que en ella se realizan, permitiendo simular la distribución del vapor y el hidrógeno presentes en el accidente severo para poder determinar las zonas de mayor riesgo de deflagración o detonación durante la evolución del accidente

Estudio de la distribución de hidrógeno en una contención PWR con códigos CFD

Durante el desarrollo de un accidente severo en un reactor PWR, se pueden generar grandes cantidades de hidrógeno por la oxidación de los metales presentes en el núcleo, principalmente el zirconio de las vainas del combustible. Este hidrógeno, junto con vapor y otros gases, puede ser liberado a la atmósfera de la contención por una fuga o rotura en el circuito primario y alcanzar condiciones en las que pueda darse combustión. La combustión provoca cargas térmicas y de presión que pueden dañar los sistemas de seguridad y la integridad del edificio de contención, última barrera de confinamiento de los materiales radiactivos. La principal condición que define las características de la combustión es la concentración de especies, por lo que el conocimiento detallado de la distribución de hidrógeno resulta muy importante para predecir correctamente los posibles daños en la contención en el caso de que se produjera combustión.

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.

Optimización del análisis best-estimate de un elemento combustible BWR con el código STAR-CCM+

The objective of the project is the evaluation of the code STAR-CCM +, as well as the establishment of guidelines and standardized procedures for the discretization of the area of study and the selection of physical models suitable for the simulation of BWR fuel. For this purpose several of BFBT experiments have simulated provide a data base for the development of experiments for measuring distribution of fractions of holes to changes in power in order to find the most appropriate models for the simulation of the problem.

Enseñanzas derivadas del Benchmark SMART 2013

El CEA francés, junto con EDF y la OIEA, recientemente organizaron un benchmark internacional y posterior workshop para evaluar las capacidades de simulación del comportamiento mecánico de estructuras nucleares de hormigón armado sometidas a acciones sísmicas. Principia, que fue el único participante español en el workshop, contribuyó a tres de las cuatro fases del ejercicio, que esencialmente consistía en simular los efectos de terremotos en un modelo a escala de una estructura nuclear típica, y en comparar los resultados con ensayos posteriores en mesa vibrante y con las predicciones de otros participantes. El artículo presenta algunas conclusiones obtenidas en los cálculos pre-ensayo, enriquecidas con observaciones producidas por las simulaciones adicionales llevadas a cabo una vez que se hicieron públicos los resultados de los ensayos.

Madres y enfermeras: el modelo de cuidados a la infancia en la colección «Al servicio de España y del niño español» (1938-1964)

Objetivos: El estudio se plantea profundizar en el análisis del discurso del régimen franquista que se dirigió a la población femenina, especialmente a las madres y a las enfermeras, en relación con los cuidados a la infancia. Métodos: Se analizó la colección «Al Servicio de España y del Niño Español» (1938-1964), publicada por el Ministerio de Gobernación, mediante un análisis del contenido de las monografías que se ocupaban del los cuidados a la infancia. Discusión y conclusiones: El régimen franquista condenó el trabajo fuera del hogar de las mujeres y promovió una política pronatalista. Las mujeres fueron consideradas ignorantes y por tanto culpables de la elevada mortalidad infantil. Su acción se orientó a capacitar a todas las mujeres (que algún día llegarían a ser madres) en el cuidado de los niños. Fue obligatoria la enseñanza de la puericultura a las niñas en todos los niveles. Se fomento la lactancia materna con un discurso culpabilizador (la mujer que no lacta es una semimadre). Con todo, a pesar de todas estas iniciativas pronatalistas, la realidad social se impuso y la natalidad disminuyó, y también lo hizo la mortalidad infantil debido a la mejora de las condiciones de vida, al mismo tiempo que se produjo un fuerte aumento del uso del biberón y del trabajo femenino fuera del hogar.

Las identidades transitorias: estrategias de socialización de los residentes europeos en la Comunidad Valenciana

El artículo plantea un análisis en torno a las claves explicativas del proceso de formación de capital social y las estrategias de inserción en la sociedad civil española de los extranjeros europeos residentes en la Comunidad Valenciana. La hipótesis de trabajo plantea la existencia de dos discursos diferenciados (integración y coexistencia). Los resultados muestran cómo las variables “edad” y “posición laboral” determinan en gran medida la adscripción a uno u otro discurso, manteniendo sin embargo elementos comunes, como son la concepción individual del proceso de inserción en la sociedad civil y la consideración instrumental de la nacionalidad. Esto revela que el proceso de construcción de capital social de los extranjeros europeos compone un paradigma explicativo diferente al de los procesos de inmigración extracomunitaria. El artículo finaliza con un análisis dimensional de diferentes elementos propios del capital social vinculado a la realidad de la población estudiada.

Uso de alcohol y tabaco y variables cognitivo-motivacionales en el ámbito escolar: efectos sobre el rendimiento académico en adolescentes españoles

El objetivo de este estudio fue analizar: (a) la relación entre el consumo de tabaco y alcohol y el rendimiento académico y (b) la capacidad predictiva de los factores psicoeducativos y el abuso de alcohol y tabaco sobre el rendimiento académico en una muestra de 352 adolescentes españoles de 2º a 4º de Educación Secundaria Obligatoria (ESO). Para analizar las variables cognitivo-motivacionales se utilizaron el Self-Description Questionnaire-II, la Sydney Attribution Scale y el Achievement Goal Tendencies Questionnaire. El consumo abusivo de alcohol y tabaco, el sexo y la repetición de curso fueron también evaluados utilizando medidas autoinformadas. El rendimiento académico fue evaluado a partir de los registros escolares. Se utilizaron análisis de frecuencias y regresión logística para analizar los datos. Los análisis de frecuencias revelaron que los estudiantes que abusan del tabaco y el alcohol presentan un rendimiento académico más pobre. Los análisis de regresión logística destacaron que los comportamientos saludables así como las variables educativas y cognitivo-motivacionales ejercieron un efecto predictivo diferente sobre el rendimiento académico dependiendo del área académica analizada. Estos resultados señalan que para mejorar el rendimiento académico en la adolescencia se han de tener en consideración no sólo variables académicas sino también variables relacionadas con la salud.