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Las secuencias de Station Blackout (SBO) en reactores nucleares de agua a presion se encuentran dentro de los accidentes fuera de la Base de Diseno mas importantes dentro de la industria nuclear. Para analizar la problematica de la gestion de este tipo de secuencias en condiciones de accidente severo se han ampliado las capacidades de la metodologia del Analisis Integrado de Seguridad (ISA) a secuencias de accidente severo, la cual fue desarrollada inicialmente por el Consejo de Seguridad Nuclear. La metodologia ISA es una herramienta que permite obtener los denominados Dominios de Dano, los cuales se corresponden con la region de los parametros inciertos donde se supera un limite de dano para la secuencia de interes en funcion de los tiempos inciertos de recuperacion de sistemas o de actuacion del grupo de operacion. Para la elaboracion de la presente tesis, se ha hecho uso del codigo termohidraulico MAAP4 (Modular Accident Analysis Program), siendo este un codigo de caracter integral especifico para el analisis de accidentes severos en reactores de agua ligera. El objetivo principal de esta tesis doctoral es el analisis detallado sobre la fenomenologia (in-vessel) de accidente severo y la gestion del accidente por parte del grupo de operacion en secuencias de SBO en un reactor PWR Westinghouse de tres lazos. Como principales incertidumbres se han tenido en cuenta un hipotetico fallo de la corriente continua despues del SBO y una posible recuperacion posterior de la corriente alterna. Las principales aplicaciones realizadas han sido la verificacion de la efectividad de las Guias de Gestion de Accidente Severo (GGAS) asi como la propuesta de posibles cambios en las estrategias de gestion del accidente severo relativas a la progresion in-vessel. Dentro de los analisis realizados se han abordado dos casos altamente diferenciados, como son: las secuencias de SBO con LOCA de sellos y las secuencias de SBO sin LOCA de sellos gracias a la implementacion de los nuevos sellos pasivos en las bombas del refrigerante del reactor. Para este analisis se han tenido en cuenta diversos limites de dano discretos como: Criterio de fragilizacion de la vaina (temperatura maxima de la vaina >1477 K); condiciones de refrigeracion inadecuada del nucleo (temperatura a la salida de los termopares >922 K); fusion local en el combustible (temperatura del combustible >2499 K); relocalizacion del combustible en el plenum inferior y finalmente el fallo de vasija. Asi mismo se han analizado otros indicadores de dano continuo como por ejemplo el porcentaje de combustible relocalizado. Como conclusion global cabe destacar que la aplicacion de la metodologia ISA para diferentes estrategias de gestion de accidente severo ha mostrado la capacidad de la misma para comparar la eficiencia de dichas alternativas de gestion asi como la obtencion de los tiempos disponibles para las distintas acciones por parte del grupo de operacion. ABSTRACT Station Black-Out (SBO) sequences in Light Water Pressurized Reactors comprises one of the most critical Beyond Design Basis Accident within the nuclear industry. An extension of the Integrated Safety Analysis (ISA) methodology capabilities to severe accident sequences have been carried out in order to analyse the problematic of managing this type of sequences in severe accident conditions, originally developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN). ISA methodology allows obtaining the so-called Damage Domain (DD), the region of uncertain parameters space where the damage limit is exceeded, for each sequence of interest as a function of the uncertain times for systems recovery or crew actuation times. Along with the development of this thesis, the thermal-hydraulic MAAP4 (Modular Accident Analysis Program) code is implemented, representing an integral code specifically focused for severe accident analysis in light water reactors. The main objective of this thesis is to develop a detailed analysis of the severe accident (in-vessel) phenomenology and the severe accident management by the crew for SBO sequences in a 3-Loop PWR Westinghouse reactor. The main uncertainties considered are the failure of direct current after SBO and a possible further recovery of the alternating current. The main applications of this work correspond to the verification of the effectiveness of the different Severe Accident Management strategies and the proposal to implement possible changes to these strategies with regards to the in-vessel damage progression. Two different scenarios have been addressed in these analyses: SBO sequences with seal LOCA and SBO sequences without seal LOCA in the RCPs by the implementation of the new passive seals in the reactor coolant pumps. These analyses account for several discrete damage limits such as: cladding embrittlement criteria (Peak cladding temperature >1477 K), inadequate core cooling conditions (Core Exit Thermocouples temperature >922 K), local fuel melting (fuel temperature >2499 K), fuel relocation in lower plenum, and finally vessel failure. Other continuous damage indicators such as percentage of relocated molten core have been also evaluated. As a general conclusion, the application of ISA methodology to different severe accident management strategies proves its capability when comparing the impact of the different management alternatives as well as regarding the allocation of the available times for crew actions.

Verificación de Guías de Gestión de Accidente Severo : secuencias de SBO en reactores PWR