Severe Accident Simulation of Small Modular Reactors

Since the Three Mile Island Unit 2 (TMI-2), accident in 1979 which led to the meltdown of about one half of the reactor core and to limited releases of radioactive materials to the environment, an important international effort has been made on severe accident research. The present work aims to investigate the behaviour of a Small Modular Reactor during severe accident conditions. In order to perform these analyses, a SMR has been studied for the European reference severe accident analysis code ASTEC, developed by IRSN and GRS. In the thesis will be described in detail the IRIS Small Modular Reactor; the reference reactor chosen to develop the ASTEC input deck. The IRIS model was developed in the framework of a research collaboration with the IRSN development team. In the thesis will be described systematically the creation of the ASTEC IRIS input deck: the nodalization scheme adopted, the solution used to simulate the passive safety systems and the strong interaction between the reactor vessel and the containment. The ASTEC SMR model will be tested against the RELAP-GOTHIC coupled code model, with respect to a Design Basis Accident, to evaluate the capability of the ASTEC code on reproducing correctly the behaviour of the nuclear system. Once the model has been validated, a severe accident scenario will be simulated and the obtained results along with the nuclear system response will be analysed.

Modelling of a Hydrogen Catalytic Recombiner for Nuclear Power Plant Containment Studies; Case: Siemens FR90/1-150 Recombiner in TONUS OD Code

Ydinvoimalaitokset on suunniteltu ja rakennettu niin, että niillä on kyky selviytyä erilaisista käyttöhäiriöistä ja onnettomuuksista ilman laitoksen vahingoittumista sekä väestön ja ympäristön vaarantumista. On erittäin epätodennäköistä, että ydinvoimalaitosonnettomuus etenee reaktorisydämen vaurioitumiseen asti, minkä seurauksena sydänmateriaalien hapettuminen voi tuottaa vetyä. Jäädytyspiirin rikkoutumisen myötä vety saattaa kulkeutua ydinvoimalaitoksen suojarakennukseen, jossa se voi muodostaa palavan seoksen ilman hapen kanssa ja palaa tai jopa räjähtää. Vetypalosta aiheutuvat lämpötila- ja painekuormitukset vaarantavat suojarakennuksen eheyden ja suojarakennuksen sisällä olevien turvajärjestelmien toimivuuden, joten tehokas ja luotettava vedynhallintajärjestelmä on tarpeellinen. Passiivisia autokatalyyttisiä vetyrekombinaattoreita käytetäänyhä useammissa Euroopan ydinvoimaitoksissa vedynhallintaan. Nämä rekombinaattorit poistavat vetyä katalyyttisellä reaktiolla vedyn reagoidessa katalyytin pinnalla hapen kanssa muodostaen vesihöyryä. Rekombinaattorit ovat täysin passiivisiaeivätkä tarvitse ulkoista energiaa tai operaattoritoimintaa käynnistyäkseen taitoimiakseen. Rekombinaattoreiden käyttäytymisen tutkimisellatähdätään niiden toimivuuden selvittämiseen kaikissa mahdollisissa onnettomuustilanteissa, niiden suunnittelun optimoimiseen sekä niiden optimaalisen lukumäärän ja sijainnin määrittämiseen suojarakennuksessa. Suojarakennuksen mallintamiseen käytetään joko keskiarvoistavia ohjelmia (Lumped parameter (LP) code), moniulotteisia virtausmalliohjelmia (Computational Fluid Dynamics, CFD) tai näiden yhdistelmiä. Rekombinaattoreiden mallintaminen on toteutettu näissä ohjelmissa joko kokeellisella, teoreettisella tai yleisellä (eng. Global Approach) mallilla. Tämä diplomityö sisältää tulokset TONUS OD-ohjelman sisältämän Siemens FR90/1-150 rekombinaattorin mallin vedynkulutuksen tarkistuslaskuista ja TONUS OD-ohjelmalla suoritettujen laskujen tulokset Siemens rekombinaattoreiden vuorovaikutuksista. TONUS on CEA:n (Commissariat à 1'En¬ergie Atomique) kehittämä LP (OD) ja CFD -vetyanalyysiohjelma, jota käytetään vedyn jakautumisen, palamisenja detonaation mallintamiseen. TONUS:sta käytetään myös vedynpoiston mallintamiseen passiivisilla autokatalyyttisillä rekombinaattoreilla. Vedynkulutukseen vaikuttavat tekijät eroteltiin ja tutkittiin yksi kerrallaan. Rekombinaattoreiden vuorovaikutuksia tutkittaessa samaan tilavuuteen sijoitettiin eri kokoisia ja eri lukumäärä rekombinaattoreita. Siemens rekombinaattorimalli TONUS OD-ohjelmassa laskee vedynkulutuksen kuten oletettiin ja tulokset vahvistavat TONUS OD-ohjelman fysikaalisen laskennan luotettavuuden. Mahdollisia paikallisia jakautumia tutkitussa tilavuudessa ei voitu havaita LP-ohjelmalla, koska se käyttäälaskennassa suureiden tilavuuskeskiarvoja. Paikallisten jakautumien tutkintaan tarvitaan CFD -laskentaohjelma.

Heat Transfer Analysis of the EPR Core Catcher Test Facility Volley

Uusi EPR-reaktorikonsepti on suunniteltu selviytymään tapauksista, joissa reaktorinsydän sulaa ja sula puhkaisee paineastian. Suojarakennuksen sisälle on suunniteltu alue, jolle sula passiivisesti kerätään, pidätetään ja jäähdytetään. Alueelle laaditaan valurautaelementeistä ns.sydänsieppari, joka tulvitetaan vedellä. Sydänsulan tuottama jälkilämpö siirtyyveteen, mistä se poistetaan suojarakennuksen jälkilämmönpoistojärjestelmän kautta. Suuri osa lämmöstä poistuu sydänsulasta sen yläpuolella olevaan veteen, mutta lämmönsiirron tehostamiseksi myös sydänsiepparin alapuolelle on sijoitettu vedellä täytettävät jäähdytyskanavat. Jotta sydänsiepparin toiminta voitaisiin todentaa, on Lappeenrannan Teknillisellä Yliopistolla rakennettu Volley-koelaitteisto tätä tarkoitusta varten. Koelaitteisto koostuu kahdesta täysimittaisesta valuraudasta tehdystä jäähdytyskanavasta. Sydänsulan tuottamaa jälkilämpöä simuloidaan koelaitteistossa sähkövastuksilla. Tässä työssä kuvataan simulaatioiden suorittaminen ja vertaillaan saatuja arvoja mittaustuloksiin. Työ keskittyy sydänsiepparista jäähdytyskanaviin tapahtuvan lämmönsiirron teoriaan jamekanismeihin. Työssä esitetään kolme erilaista korrelaatiota lämmönsiirtokertoimille allaskiehumisen tapauksessa. Nämä korrelaatiot soveltuvat erityisesti tapauksiin, joissa vain muutamia mittausparametreja on tiedossa. Työn toinen osa onVolley 04 -kokeiden simulointi. Ensin käytettyä simulointitapaa on kelpoistettuvertaamalla tuloksia Volley 04 ja 05 -kokeisiin, joissa koetta voitiin jatkaa tasapainotilaan ja joissa jäähdytteen käyttäytyminen jäähdytyskanavassa on tallennettu myös videokameralla. Näiden simulaatioiden tulokset ovat hyvin samanlaisiakuin mittaustulokset. Korkeammilla lämmitystehoilla kokeissa esiintyi vesi-iskuja, jotka rikkoivat videoinnin mahdollistavia ikkunoita. Tämän johdosta osassa Volley 04 -kokeita ikkunat peitettiin metallilevyillä. Joitakin kokeita jouduttiin keskeyttämään laitteiston suurten lämpöjännitysten johdosta. Tällaisten testien simulaatiot eivät ole yksinkertaisia suorittaa. Veden pinnan korkeudesta ei ole visuaalista havaintoa. Myöskään jäähdytteen tasapainotilanlämpötiloista ei ole tarkkaa tietoa, mutta joitakin oletuksia voidaan tehdä samoilla parametreilla tehtyjen Volley 05 -kokeiden perusteella. Mittaustulokset Volley 04 ja 05 -kokeista, jotka on videoitu ja voitu ajaa tasapainotilaan saakka, antoivat simulaatioiden kanssa hyvin samankaltaisia lämpötilojen arvoja. Keskeytettyjen kokeiden ekstrapolointi tasapainotilaan ei onnistunut kovin hyvin. Kokeet jouduttiin keskeyttämään niin paljon ennen termohydraulista tasapainoa, ettei tasapainotilan reunaehtoja voitu ennustaa. Videonauhoituksen puuttuessa ei veden pinnan korkeudesta saatu lisätietoa. Tuloksista voidaan lähinnä esittää arvioita siitä, mitä suuruusluokkaa mittapisteiden lämpötilat tulevat olemaan. Nämä lämpötilat ovat kuitenkin selvästi alle sydänsiepparissa käytettävän valuraudan sulamislämpötilan. Joten simulaatioiden perusteella voidaan sanoa, etteivät jäähdytyskanavien rakenteet sula, mikäli niissä on pienikin jäähdytevirtaus, eikä useampia kuin muutama vierekkäinen kanava ole täysin kuivana.

Determining risk potential through accidents and near-accidents: an empirical study in a steel factory

Fatal and permanently disabling accidents form only one per I cent of all occupational accidents but in many branches of industry they account for more than half the accident costs. Furthermore the human suffering of the victim and his family is greater in severe accidents than in slight ones. For both human and economic reasons the severe accident risks should be identified befor injuries occur. It is for this purpose that different safety analysis methods have been developed . This study shows two new possible approaches to the problem.. The first is the hypothesis that it is possible to estimate the potential severity of accidents independent of the actual severity. The second is the hypothesis that when workers are also asked to report near accidents, they are particularly prone to report potentially severe near accidents on the basis of their own subjective risk assessment. A field study was carried out in a steel factory. The results supported both the hypotheses. The reliability and the validity of post incident estimates of an accident's potential severity were reasonable. About 10 % of accidents were estimated to be potentially critical; they could have led to death or very severe permanent disability. Reported near accidents were significantly more severe, about 60 $ of them were estimated to be critical. Furthermore the validity of workers subjective risk assessment, manifested in the near accident reports, proved to be reasonable. The studied new methods require further development and testing. They could be used both in routine usage in work places and in research for identifying and setting the priorities of accident risks.

Radioaktiivisen päästön ennustaminen valmiustilanteessa

Ydinvoimaloissa käytetään toiminnallisia syvyyssuuntaisia puolustustasoja ydinturvallisuuden varmistamiseksi. Puolustuksen viidennessä ja viimeisessä tasossa pyritään lieventämään vakavan onnettomuuden ympäristövaikutuksia ja väestöön kohdistuvaa säteilyaltistusta. Suojelutoimien onnistumisen kannalta on tärkeää pystyä arvioimaan etukäteen radioaktiivisen päästön suuruus ja ajankohta mahdollisimman tarkasti. Tässä diplomityössä on esitelty radioaktiivisen päästön suuruuteen ja ajankohtaan vaikuttavat ilmiöt sekä niihin liittyvät merkittävät epävarmuudet. Ydinvoimalaitosten turvallisuusjärjestelmien osalta tarkastelun kohteena ovat suomalaiset käynnissä olevat reaktorit Olkiluoto 1 & 2 sekä Loviisa 1 & 2. Kaikissa Suomen laitoksissa on käytössä vakavan onnettomuuden hallintaan soveltuvia järjestelmiä ja toimintoja. Työssä etsittiin tietoa eri maiden radioaktiivisen päästön ennustamiseen käytettävistä ohjelmista. Eri mailla on eri toimintaperiaatteilla ja laajuuksilla toimivia ohjelmia. Osassa työkaluja käytetään ennalta laskettuja tuloksia ja osassa onnettomuustilanteet lasketaan onnettomuuden aikana. Lisäksi lähivuosina Euroopassa on tavoitteena kehittää yhteistyömaille yhteisiä valmiuskäyttöön soveltuvia ohjelmia. Työssä kehitettiin uusi valmiustyökalu Säteilyturvakeskuksen käyttöön Microsoft Excelin VBAohjelmoinnin avulla. Valmiustyökalu hyödyntää etukäteen laskettujen todennäköisyyspohjaisten analyysien onnettomuussekvenssejä. Tällöin valmiustilanteessa laitoksen tilanteen kehittymistä on mahdollista arvioida suojarakennuksen toimintakyvyn perusteella. Valmiustyökalu pyrittiin kehittämään mahdollisimman helppokäyttöiseksi ja helposti päivitettäväksi.

Coolability of porous core debris beds : Effects of bed geometry and multi-dimensional flooding

This thesis addresses the coolability of porous debris beds in the context of severe accident management of nuclear power reactors. In a hypothetical severe accident at a Nordic-type boiling water reactor, the lower drywell of the containment is flooded, for the purpose of cooling the core melt discharged from the reactor pressure vessel in a water pool. The melt is fragmented and solidified in the pool, ultimately forming a porous debris bed that generates decay heat. The properties of the bed determine the limiting value for the heat flux that can be removed from the debris to the surrounding water without the risk of re-melting. The coolability of porous debris beds has been investigated experimentally by measuring the dryout power in electrically heated test beds that have different geometries. The geometries represent the debris bed shapes that may form in an accident scenario. The focus is especially on heap-like, realistic geometries which facilitate the multi-dimensional infiltration (flooding) of coolant into the bed. Spherical and irregular particles have been used to simulate the debris. The experiments have been modeled using 2D and 3D simulation codes applicable to fluid flow and heat transfer in porous media. Based on the experimental and simulation results, an interpretation of the dryout behavior in complex debris bed geometries is presented, and the validity of the codes and models for dryout predictions is evaluated. According to the experimental and simulation results, the coolability of the debris bed depends on both the flooding mode and the height of the bed. In the experiments, it was found that multi-dimensional flooding increases the dryout heat flux and coolability in a heap-shaped debris bed by 47–58% compared to the dryout heat flux of a classical, top-flooded bed of the same height. However, heap-like beds are higher than flat, top-flooded beds, which results in the formation of larger steam flux at the top of the bed. This counteracts the effect of the multi-dimensional flooding. Based on the measured dryout heat fluxes, the maximum height of a heap-like bed can only be about 1.5 times the height of a top-flooded, cylindrical bed in order to preserve the direct benefit from the multi-dimensional flooding. In addition, studies were conducted to evaluate the hydrodynamically representative effective particle diameter, which is applied in simulation models to describe debris beds that consist of irregular particles with considerable size variation. The results suggest that the effective diameter is small, closest to the mean diameter based on the number or length of particles.

Efficient algorithms for dynamic probabilistic safety assessment. An application to convex damage domain.

The design of nuclear power plant has to follow a number of regulations aimed at limiting the risks inherent in this type of installation. The goal is to prevent and to limit the consequences of any possible incident that might threaten the public or the environment. To verify that the safety requirements are met a safety assessment process is followed. Safety analysis is as key component of a safety assessment, which incorporates both probabilistic and deterministic approaches. The deterministic approach attempts to ensure that the various situations, and in particular accidents, that are considered to be plausible, have been taken into account, and that the monitoring systems and engineered safety and safeguard systems will be capable of ensuring the safety goals. On the other hand, probabilistic safety analysis tries to demonstrate that the safety requirements are met for potential accidents both within and beyond the design basis, thus identifying vulnerabilities not necessarily accessible through deterministic safety analysis alone. Probabilistic safety assessment (PSA) methodology is widely used in the nuclear industry and is especially effective in comprehensive assessment of the measures needed to prevent accidents with small probability but severe consequences. Still, the trend towards a risk informed regulation (RIR) demanded a more extended use of risk assessment techniques with a significant need to further extend PSA’s scope and quality. Here is where the theory of stimulated dynamics (TSD) intervenes, as it is the mathematical foundation of the integrated safety assessment (ISA) methodology developed by the CSN(Consejo de Seguridad Nuclear) branch of Modelling and Simulation (MOSI). Such methodology attempts to extend classical PSA including accident dynamic analysis, an assessment of the damage associated to the transients and a computation of the damage frequency. The application of this ISA methodology requires a computational framework called SCAIS (Simulation Code System for Integrated Safety Assessment). SCAIS provides accident dynamic analysis support through simulation of nuclear accident sequences and operating procedures. Furthermore, it includes probabilistic quantification of fault trees and sequences; and integration and statistic treatment of risk metrics. SCAIS comprehensively implies an intensive use of code coupling techniques to join typical thermal hydraulic analysis, severe accident and probability calculation codes. The integration of accident simulation in the risk assessment process and thus requiring the use of complex nuclear plant models is what makes it so powerful, yet at the cost of an enormous increase in complexity. As the complexity of the process is primarily focused on such accident simulation codes, the question of whether it is possible to reduce the number of required simulation arises, which will be the focus of the present work. This document presents the work done on the investigation of more efficient techniques applied to the process of risk assessment inside the mentioned ISA methodology. Therefore such techniques will have the primary goal of decreasing the number of simulation needed for an adequate estimation of the damage probability. As the methodology and tools are relatively recent, there is not much work done inside this line of investigation, making it a quite difficult but necessary task, and because of time limitations the scope of the work had to be reduced. Therefore, some assumptions were made to work in simplified scenarios best suited for an initial approximation to the problem. The following section tries to explain in detail the process followed to design and test the developed techniques. Then, the next section introduces the general concepts and formulae of the TSD theory which are at the core of the risk assessment process. Afterwards a description of the simulation framework requirements and design is given. Followed by an introduction to the developed techniques, giving full detail of its mathematical background and its procedures. Later, the test case used is described and result from the application of the techniques is shown. Finally the conclusions are presented and future lines of work are exposed.

Proceedings of the U.S. Nuclear Regulatory Commission Tenth Water Reactor Safety Research Information Meeting, held at National Bureau of Standards, Gaithersburg, Maryland, October 12-15, 1982 /

Includes papers describing research sponsored by the Office of Nuclear Regulatory Research, NRC.

Proceedings of the U.S. Nuclear Regulatory Commission Thirteenth Water Reactor Safety Research Information Meeting, held at National Bureau of Standards, Gaithersburg, Maryland, October 22-25, 1985 /

Includes bibliographies.

Modelling and Uncertainty Quantification application to SA simulation codes in advanced SMR

In the framework of a global transition to a low-carbon energy mix, the interest in advanced nuclear Small Modular Reactors (SMRs) has been growing at the international level. Due to the high level of maturity reached by Severe Accident Codes for currently operating rectors, their applicability to advanced SMRs is starting to be studied. Within the present work of thesis and in the framework of a collaboration between ENEA, UNIBO and IRSN, an ASTEC code model of a generic IRIS reactor has been developed. The simulation of a DBA sequence involving the operation of all the passive safety systems of the generic IRIS has been carried out to investigate the code model capability in the prediction of the thermal-hydraulics characterizing an integral SMR adopting a passive mitigation strategy. The following simulation of 4 BDBAs sequences explores the applicability of Severe Accident Codes to advance SMRs in beyond-design and core-degradation conditions. The uncertainty affecting a code simulation can be estimated by using the method of Input Uncertainty Propagation, whose application has been realized through the RAVEN-ASTEC coupling and implementation on an HPC platform. This probabilistic methodology has been employed in a study of the uncertainty affecting the passive safety system operation in the DBA simulation of ASTEC, providing a further characterization of the thermal-hydraulics of this sequence. The application of the Uncertainty Quantification method to early core-melt phenomena has been investigated in the framework of a BEPU analysis of the ASTEC simulation of the QUENCH test-6 experiment. A possible solution to the encountered challenges has been proposed through the application of a Limit Surface search algorithm.

A comparative study of severe scorpion envenomation in children caused by Tityus bahiensis and Tityus serrulatus

From January 1984 to May 1994, 17 of 239 children under 15 years old stung by Tityus serrulatus (15.1%) or Tityus bahiensis (84.9%) presented severe envenoming. Of these 17 patients (1-11 years old; median=2 yr) 14 were stung by T.serrulatus and three by T.bahiensis. All of them received scorpion antivenom i.v. at times ranging from 45 min. to 5 h after the accident (median=2h). On admission, the main clinical manifestations and laboratory and electrocardiographic changes were: vomiting (17), diaphoresis (15), tachycardia (14), prostration (10), tachypnea (8), arterial hypertension (7), arterial hypotension (5), tremors (5), hypothermia (4), hyperglycemia (17), leukocytosis (16/16), hypokalemia (13/17), increased CK-MB enzyme activity (>6% of the total CK, 11/12), hyperamylasemia (11/14), sinusal tachycardia (16/17) and a myocardial infarction-like pattern (11/17). Six patients stung by T.serrulatus had depressed left ventricular systolic function assessed by means of echocardiography. Of these, five presented pulmonary edema and four had shock. A child aged two-years old presented severe respiratory failure and died 65 h after being stung by T.serrulatus. Severe envenomations caused by T.serrulatus were 26.2 times more frequent than those caused by T.bahiensis (p<0.001).

Report of a human accident caused by Conus regius (Gastropoda, Conidae)

Conus regius is a venomous mollusc in the Conidae family, which includes species responsible for severe or even fatal accidents affecting human beings. This is the first report on a clinical case involving this species. It consisted a puncture in the right hand of a diver who presented paresthesia and movement difficulty in the whole limb. The manifestations disappeared after around twelve hours, without sequelae.

Severe traumatic brain injury in Switzerland - feasibility and first results of a cohort study.

BACKGROUND: We aimed to study the incidence and outcome of severe traumatic brain injury (TBI) in Switzerland and to test the feasibility of a large cohort study with case identification in the first 24 hours and 6-month follow-up. METHODS: From January to June 2005, we consecutively enrolled and followed up all persons with severe TBI (Abbreviated Injury Score of the head region >3 and Glasgow Coma Scale <9) in the catchment areas of 3 Swiss medical centres with neurosurgical facilities. The primary outcome was the Extended Glasgow Outcome Scale (GOSE) after 6 months. Secondary outcomes included survival, Functional Independence Mea - sure (FIM), and health-related quality of life (SF-12) at defined time-points up to 6 months after injury. RESULTS: We recruited 101 participants from a source population of about 2.47 million (ie, about 33% of Swiss population). The incidence of severe TBI was 8.2 per 100,000 person-years. The overall case fatality was 70%: 41 of 101 persons (41%) died at the scene of the accident. 23 of 60 hospitalised participants (38%) died within 48 hours, and 31 (53%) within 6 months. In all hospitalised patients, the median GOSE was 1 (range 1-8) after 6 months, and was 6 (2-8) in 6-month survivors. The median total FIM score was 125 (range 18-126); median-SF-12 component mea - sures were 44 (25-55) for the physical scale and 52 (32-65) for the mental scale. CONCLUSIONS: Severe TBI was associated with high case fatality and considerable morbidity in survivors. We demonstrated the feasibility of a multicentre cohort study in Switzerland with the aim of identifying modifiable determinants of outcome and improving current trauma care.

Évolution de la répartition de mise en charge au cours de la réadaptation chez les personnes présentant une hémiparésie consécutive à un accident vasculaire cérébral

Il est connu que les personnes ayant une hémiparésie à la suite d’un accident vasculaire cérébral (AVC) présentent une mise en charge (MEC) asymétrique lors de la station debout et lors du passage assis à debout (PAD). Par contre, peu d’études ont quantifié l’évolution de la MEC avec la réadaptation ou la précision avec laquelle ces personnes sont capables de la juger. L’objectif principal de ce projet était d’étudier l’évolution de la répartition et la perception de MEC en position debout et lors du PAD chez des personnes hémiparétiques en réadaptation fonctionnelle intensive (RFI). Un objectif secondaire était d’identifier les facteurs qui caractérisent les personnes hémiparétiques les plus asymétriques et les plus atteintes dans leur perception. Cette étude a été menée auprès de seize participants. Les résultats ont démontré qu’une asymétrie de répartition de l’appui en faveur du côté non parétique est présente dès les premiers mois après l’AVC et qu’elle persiste malgré la RFI. Chez les personnes avec une atteinte sévère de la fonction motrice, la MEC était plus symétrique pour le PAD que la station debout. En termes de perception, les personnes hémiparétiques étaient capables d’identifier le côté sur lequel ils mettaient plus d’appui mais ils avaient tendance à surestimer l’appui sur le côté parétique et donc à se juger moins asymétriques qu’ils ne l’étaient en réalité. Très peu de changements ont été observés lorsque les données au congé étaient comparées aux données à l’entrée dans l’étude. En réponse à l’objectif secondaire, la fonction motrice du membre inférieur parétique évaluée par le Chedoke et la différence de force des extenseurs entre les genoux étaient les facteurs les plus déterminants de l’asymétrie et de la perception de MEC. Les résultats obtenus constituent donc une étape supplémentaire vers la compréhension de la répartition asymétrique et les troubles de perception de MEC lors de la station debout et le PAD chez les personnes hémiparétiques. Il serait intéressant dans le futur d’explorer davantage les facteurs susceptibles d’influencer l’asymétrie et la perception de MEC et d’objectiver la relation de cause à effet entre ces deux variables en plus de préciser l’effet réel de l’asymétrie sur la stabilité posturale.

Factors relacionats amb l'ús del casc en adolescents i aspectes canviants després d'un accident amb ciclomotor

Les lesions cerebrals per traumatismes craniencefàlics són la causa més freqüent de defunció en els accidents de trànsit en els que estan implicats vehicles de dues rodes. Malgrat la provada eficàcia de l'ús del casc per amortir les lesions en cas d'accidents, molts adolescents i joves no el fan servir o fan un ús incorrecte. El principal objectiu d'aquesta investigació és identificar les variables que millor prediuen l'ús del casc entre els adolescents. En la recerca es combinen la metodologia quantitativa i qualitativa i consta de dues fases. A la primera fase participen 876 estudiants de secundària (46,8% nois) amb edats compreses entre 14 i 18 anys. A la segona fase, s'estudien quatre casos d'adolescents que han patit un accident greu circulant amb ciclomotor i que no portaven el casc o feien un ús incorrecte. Els resultats suggereixen que l'edat i la influència social són les variables més rellevants per predir l'ús continuat del casc entre els adolescents. De l'estudi se'n deriven estratègies d'intervenció per incrementar l'ús del casc entre els dolescents.