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dc.contributor.author | Sánchez-Sáez, F. | es_ES |
dc.contributor.author | Carlos Alberola, Sofía | es_ES |
dc.contributor.author | Villanueva López, José Felipe | es_ES |
dc.contributor.author | Martorell Alsina, Sebastián Salvador | es_ES |
dc.date.accessioned | 2022-02-18T11:20:26Z | |
dc.date.available | 2022-02-18T11:20:26Z | |
dc.date.issued | 2019-09-28 | es_ES |
dc.identifier.isbn | 978-84-090-1616-7 | es_ES |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/10251/180952 | |
dc.description.abstract | [ES] En los últimos años los análisis Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) se han empleado para evaluar diferentes transitorios en el ámbito de la seguridad nuclear. Si bien, en un principio, su aplicación se ha centrado en el estudio del reactor, no existe ninguna razón por la cual no puedan ser extendidos a otros sistemas de la planta, como puede ser las piscinas de combustible gastado. En concreto, se ha aplicado un análisis BEPU a la piscina de la central nuclear de Maine Yankee y se ha estudiado el transitorio de pérdida de refrigerante a través del canal de transferencia + pérdida de la refrigeración. El objetivo de aplicar la metodología BEPU en este escenario es poder caracterizar con un determinado nivel de cobertura ß y con una confianza ¿ los valores de la variable respuesta de este transitorio (Tiempo hasta que se sobrepasa el límite de espesor de vaina oxidado marcado por la norma de la NRC 10 CFR.50.46). Para ello recurrimos a los estadísticos de orden y a la fórmula de Wilks. En el análisis BEPU se han identificado 42 variables explicativas que, a priori, podían tener una asociación estadísticamente significativa con la variable respuesta y se ha caracterizado su rango de variación asignándoles a cada una de estas variables una función de densidad. Posteriormente se ha simulado mediante un código termohidráulico Best Estimate (TRACE) n=93 veces el transitorio haciendo variar las variables explicativas mediante muestreo aleatorio simple y se han obtenido los valores de la variable respuesta. Se obtiene una estimación del valor de la variable respuesta que garantiza una cobertura del 95% con una confianza del 95% para los estadísticos de orden 1 y 2 mediante repeticiones bootstrap. | es_ES |
dc.language | Español | es_ES |
dc.publisher | Sociedad Nuclear Española | es_ES |
dc.relation.ispartof | 45ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española | es_ES |
dc.rights | Reserva de todos los derechos | es_ES |
dc.subject | BEPU | es_ES |
dc.subject | Piscinas combustible gastado | es_ES |
dc.subject | TRACE | es_ES |
dc.subject.classification | INGENIERIA NUCLEAR | es_ES |
dc.title | Aplicación de la metodología BEPU en piscinas de combustible gastado | es_ES |
dc.type | Comunicación en congreso | es_ES |
dc.type | Capítulo de libro | es_ES |
dc.relation.projectID | info:eu-repo/grantAgreement/CSN//STN%2F4524%2F2015%2F640/ES/ACUERDO ESPECIFICO DE COLABORACION CSN-UPV-UPC-UPM CAMP ESPAÑA/ | es_ES |
dc.rights.accessRights | Abierto | es_ES |
dc.contributor.affiliation | Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear | es_ES |
dc.description.bibliographicCitation | Sánchez-Sáez, F.; Carlos Alberola, S.; Villanueva López, JF.; Martorell Alsina, SS. (2019). Aplicación de la metodología BEPU en piscinas de combustible gastado. Sociedad Nuclear Española. 1-7. http://hdl.handle.net/10251/180952 | es_ES |
dc.description.accrualMethod | S | es_ES |
dc.relation.conferencename | 45ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española | es_ES |
dc.relation.conferencedate | Septiembre 23-28,2019 | es_ES |
dc.relation.conferenceplace | Vigo, España | es_ES |
dc.relation.publisherversion | https://www.reunionanualsne.es/ | es_ES |
dc.description.upvformatpinicio | 1 | es_ES |
dc.description.upvformatpfin | 7 | es_ES |
dc.type.version | info:eu-repo/semantics/publishedVersion | es_ES |
dc.relation.pasarela | S\408894 | es_ES |
dc.contributor.funder | Consejo de Seguridad Nuclear |