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Evaluación de Riesgo Probabilístico Dinámico de Sistemas de Seguridad Pasiva para el Análisis de LOCA Utilizando EMRALD

Autores: Basak, Saikat; Lu, Lixuan

Idioma: Inglés

Editor: MDPI

Año: 2025

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Acceso abierto

Artículo científico
2025

Evaluación de Riesgo Probabilístico Dinámico de Sistemas de Seguridad Pasiva para el Análisis de LOCA Utilizando EMRALD


Categoría

Ingeniería y Tecnología

Subcategoría

Ingeniería Nuclear

Palabras clave

Investigación
Evaluación de riesgos probabilísticos dinámicos
EMRALD
Sistemas de seguridad pasiva
Reactores nucleares
Accidentes por pérdida de refrigerante

Licencia

CC BY-SA – Atribución – Compartir Igual

Consultas: 21

Citaciones: Sin citaciones


Descripción
Esta investigación explora la Evaluación de Riesgo Probabilístico Dinámico (DPRA) utilizando EMRALD para evaluar la fiabilidad y seguridad de los sistemas de seguridad pasivos en reactores nucleares, con un enfoque en mitigar las Pérdidas de Refrigerante (LOCAs). El Reactor Modular Pequeño BWRX-300 (SMR) se utiliza como ejemplo para ilustrar la metodología DPRA propuesta, que es ampliamente aplicable para mejorar la Evaluación de Seguridad Probabilística (PSA) tradicional. A diferencia de la PSA estática, la DPRA incorpora interacciones dependientes del tiempo y dinámicas del sistema, lo que permite una evaluación más realista de la progresión de accidentes. EMRALD permite modelar fallos del sistema e interacciones en tiempo real utilizando árboles de eventos dinámicos y simulaciones de Monte Carlo. Este estudio identifica vulnerabilidades críticas en los sistemas de seguridad pasivos y cuantifica la Frecuencia de Daño al Núcleo (CDF) bajo escenarios de LOCA. Los hallazgos demuestran las ventajas de la DPRA sobre la PSA tradicional al capturar mecanismos de fallo complejos y proporcionar una evaluación de riesgo más completa y precisa. Los conocimientos obtenidos de esta investigación contribuyen a mejorar los diseños de sistemas de seguridad pasivos y a fortalecer las estrategias de seguridad de reactores nucleares para los reactores de próxima generación.

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