Resumen:
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La cada vez mayor capacidad de cálculo está permitiendo aportar nuevas
herramientas de análisis dentro del contexto de evaluación de seguridad de centrales
nucleares mediante la utilización de herramientas de cálculo ...[+]
La cada vez mayor capacidad de cálculo está permitiendo aportar nuevas
herramientas de análisis dentro del contexto de evaluación de seguridad de centrales
nucleares mediante la utilización de herramientas de cálculo realistas con estimación
de las incertidumbres asociadas, en ingles conocido como BE+U (Best Estimate +
Uncertainties). Un ejemplo de particular importancia es la evaluación de márgenes de
seguridad correspondientes a secuencias accidentales del APS (Análisis Probabilista
de Seguridad) mediante códigos termohidráulicos tipo RELAP, TRACE, etc.,
atendiendo de manera explícita al efecto de las incertidumbres de todo tipo.
En dicho contexto es particularmente importante, en primer lugar, diagnosticar, es
decir, caracterizar y priorizar las incertidumbres epistémicas más significativas y su
contribución a la incertidumbre en la estimación de dicho margen. En segundo lugar,
resulta altamente deseable poder establecer un modelo que, partiendo del análisis
anterior, permita propagar el efecto de las incertidumbres de entrada sobre la
estimación de dicho margen de seguridad como variable de salida del modelo.
Utilizando los resultados de la propagación de la incertidumbre es posible realizar un
análisis de sensibilidad utilizando el método de descomposición de la varianza (Saltelli,
2000).
En esta ponencia se presenta el uso de herramientas “Soft Computing”, en concreto el
uso de Redes Neuronales Artificiales (RNA) y el método de descomposición de la
varianza como análisis de sensibilidad, que permite comprender y modelar las
relaciones entre las variables inciertas de entrada “inputs” (definidas por funciones de
distribución de parámetros del modelo termohidraulico) y la variable de salida
“outputs”, e.g. la PCT (peaking clad temperatura). La presentación se desarrolla sobre
un accidente LOCA grande en un PWR como caso de aplicación.
La ponencia forma parte del trabajo de colaboración enmarcado en el proyecto de
investigación STN/2369/08/640 financiado por el Consejo de Seguridad Nuclear.
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