Ponenciaseguridadnuclear

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Árboles de sucesos dinámicos aplicados a secuencias 
Full Spectrum LOCA. Cálculo de la frecuencia de 
excedencia del daño mediante la metodología Análisis 
Integrado de Seguridad (ISA)
J. J. Gómez-Magan, I. Fernández, J. Gil, H. Marrao,C. Queral, 
J. González-Cadelo, J. Montero-Mayorga, Julio Rivas, C. Ibañez-
Llano, J. M. Izquierdo, M. Sánchez-Perea, E. Meléndez, J. Hortal
La metodología Análisis Integrado de Seguridad (Integrated Safety Analysis, 
ISA), desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear, se ha aplicado para 
obtener los árboles de sucesos dinámicos de secuencias tipo Loss Of Coolant 
Accidents ( LOCA) en un reactor diseño Westinghouse 3-lazos. El objetivo de esta 
aplicación es obtener la Frecuencia de Excedencia del Daño (DEF) para el árbol 
de sucesos del LOCA como suceso iniciador. En este análisis se tienen en cuenta 
incertidumbres paramétricas, como el tamaño de rotura, y temporales debidas 
a los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se han realizado con 
SCAIS, una herramienta de simulación que incluye el acoplo dinámico con el 
código termohidráulico MAAP. Los resultados obtenidos muestran la capacidad 
de la metodología ISA para obtener las DEF teniendo en cuenta la incertidumbre 
en los tiempos de actuación humanos.
The Integrated Safety Analysis (ISA) methodology, developed by the Spanish 
Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to obtain the Dynamic Event 
Trees (DETs) for Full Spectrum Loss Of Coolant Accidents (LOCAs) of a 
Westinghouse 3-loop PWR plant. The purpose of this ISA application is to obtain 
the Damage Exceedance Frequency (DEF) for the LOCA Event Tree by taking 
into account the uncertainties in the break area and the operator actuation 
time needed to cool down and depressurize reactor coolant system by means 
of steam generators. Simulations are performed with SCAIS, a software tool 
which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The 
results show the capability of the ISA methodology to obtain the DEF taking into 
account the time uncertainty in human actions.
L A S M E J O R E S P O N E N C I A S D E L A 3 8 ª R E U N I Ó N A N U A L D E L A S N E
S E G U R I D A D N U C L E A R
1 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013
M e j o r p o n e n c i a
J. J. GÓMEZ-MAGAN, I. FERNÁNDEZ, 
J. GIL, H. MARRAO,
Indizen Technologies S.L., Madrid, España
C. QUERAL, J. GONZÁLEZ-CADELO,
J. MONTERO-MAYORGA, JULIO RIVAS, 
C. IBAÑEZ-LLANO,
Universidad Politécnica de Madrid (UPM), 
Madrid, España
J. M. IZQUIERDO, M. SÁNCHEZ-PEREA, 
E. MELÉNDEZ, J. HORTAL
Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), 
Madrid, España
INTRODUCCIÓN
Como parte de un acuerdo de cola-
boración entre el CSN, Indizen Tech-
nologies y la Universidad Politécnica 
de Madrid (UPM) se ha realizado un 
análisis Full Spectrum LOCA en ra-
ma fría de un reactor genérico PWR 
Westinghouse. Las simulaciones se 
han realizado mediante la herramienta 
SCAIS (Sistema de Códigos para Aná-
lisis Integrado de Seguridad) acoplada 
a MAAP. El objetivo del análisis ha 
sido la aplicación de la metodología 
ISA para obtener la DEF del árbol de 
sucesos de LOCA en todo el rango de 
roturas sin necesidad de incluir los 
criterios de éxito tanto en el número 
de trenes disponibles de los sistemas Figura 1. Diagrama general de la metodología ISA.
como de los tiempos disponibles de 
operador.
El método ISA [1] y su herramienta 
asociada SCAIS [2] forman parte del 
conjunto de desarrollos similares a los 
que se vienen haciendo en algunas orga-
nizaciones internacionales con el propó-
sito de intentar aproximar e integrar los 
métodos deterministas y probabilistas 
de análisis de seguridad. Ejemplos de 
ello son DYLAM (JRC-Ispra), MCDET 
(GRS), ADS (UMd-NRC), DETAM 
(MIT), TPD (ULB), GA-IDPSA (KTH), 
RISMC (EdF), ADAPT (OSU-NRC). El 
conjunto de los grupos que actualmente 
trabajan en este campo se ha unido en 
una red internacional denominada In-
tegrated Deterministic Probabilistic Safety 
Analysis (IDPSA), ver referencias [3] a 
[7] para más detalles.
En esencia estas técnicas computacio-
nales pretenden la armonización e inte-
gración de los métodos y herramientas 
probabilistas y deterministas de segu-
ridad, contemplando el alcance de am-
bos. Pueden interpretarse también en 
términos de una extensión dinámica de 
los APS, basada en el concepto de Árbo-
les Dinámicos de Sucesos (DET). 
En el caso de la metodología ISA, la 
aplicación sistemática se puede estruc-
turar en las siguientes etapas (Figura 1): 
• Bloque A, módulo de generación de 
secuencias (sequence generation) que 
genera los árboles de sucesos dinámi-
cos (DET), en términos de la simula-
ción de secuencias. 
• Bloque B, módulo de análisis de 
transitorios (path analysis) que rea-
liza el muestreo en los parámetros 
y tiempos inciertos. Como resulta-
do de este muestreo se identifica el 
Dominio de Daño (DD), región del 
espacio de tiempos y parámetros 
inciertos para los cuales se alcanza 
un estado final de daño.
• Bloque C, módulo de cuantificación 
de probabilidades y distribuciones 
de probabilidad que proporciona la 
información necesaria para calcular 
la frecuencia de excedencia del daño, 
realizada en el Bloque D.
• Bloque D, módulo de verificación del 
riesgo (risk assessment) que cuantifi-
ca la DEF, integrando dentro del DD 
las distribuciones de probabilidad de 
acuerdo con las ecuaciones de fia-
bilidad dinámica que soportan la 
metodología (Theory of Stimulated 
Dynamics, TSD, [8]).
Dicha estructura se traslada a la del 
paquete de software asociado, SCAIS, 
que incluye (Figura 2): 
1. (Bloque A) un driver genérico 
(BABIECA), al que pueden ser aco-
plados códigos termohidráulicos 
(como MAAP, RELAP, TRACE, o 
MELCOR); un simulador de actua-
ciones humanas basado en las ac-
NUCLEAR ESPAÑA junio 2013 2
Babieca
Path
Analysis
Prob.
Calc .
Risk
Assessment
BBDD
MAAP
TRACE
Melcor
SimPro c
Figura 2. Componentes de la herramienta 
SCAIS.
Figura 3. Árbol de Sucesos Genérico para 
secuencias LOCA.
ciones de las guías de gestión 
de accidente (SimProc [9]); un 
gestor de simulaciones (DEN-
DROS) que permite la parale-
lización y genera los árboles 
de sucesos dinámicos (DET); 
2. (Bloque B) un módulo que 
muestrea en los parámetros 
y tiempos inciertos e identifi-
ca los dominios de daño (Path 
Analysis); 
3. (Bloque C) un módulo que 
realiza los cálculos de las pro-
babilidades de cada configura-
ción (Probability Calculator); y
4. (Bloque D) un módulo que 
permite calcular las frecuen-
cias de excedencia del daño 
(Risk Assessment).
ÁRBOLES DE SUCESOS 
DINAMICOS
El objetivo del Bloque A de la 
metodología ISA es obtener las 
simulaciones de las secuencias 
del DET a partir de un suceso 
iniciador. En la aplicación que se 
presenta, la simulaciones de los 
DET se han obtenido mediante 
el acoplo de MAAP al software 
SCAIS.
Aplicación a secuencias LOCA
En primer lugar, se han analizado 
diversos árboles de sucesos de pe-
queño, medio y gran LOCA en rama 
fría correspondientes a los análisis de 
APS en plantas similares (diseño Wes-
tinghouse) para construir un árbol 
de sucesos genérico para secuencias 
LOCA (Figura 3). Este análisis previo 
permite determinar los cabeceros (Ta-
bla 1) a considerar en estas secuencias 
para la posterior simulación de los 
DET.
En el análisis de los DET se han consi-
derado las siguientes hipótesis:
1. Disparo del reactor coincidente con 
el suceso iniciador LOCA. 
2. Disparo manual de las bombas de 
refrigerante del primario (RCP) 
cuando el HPSI está disponible.
3. Control manual del Sistema de 
Agua Alimentación Auxiliar (AFW) 
siguiendo los Procedimientos de 
Operación de Emergencia (POE) 
correspondientes a secuencias 
LOCA (E-0, E-1, ES-1.2).
I(A)
S1
S0
S2
S3
S4
S6
S7
S8
S5
L H S(t) A
Tabla 1. Cabeceros del árbol de sucesos genérico para LOCA.
Header Meaning
HPSI Sistema de Inyección de alta presión (HPSI)
S Enfriamiento, tasa de 55 K/hora, y despresurización manual a través de los GV (S)
ACCUM Inyección de acumuladores(A)
LPSI Sistema de Inyección de baja presión, incluyendo la fase de recirculación (L)
4. El cabecero S se ejecuta (rama de 
éxito) en t = 900 s.
Se han simulado los DET desde 1” 
a doble guillotina considerando todas 
las posibles configuraciones para los 
cabeceros HPSI (0-1-2/2), ACCUM 
(0-1-2-3/3) y LPSI (0-1-2/2). 
Un ejemplo de DET junto con los 
resultados de algunas variables se 
muestra en las Figuras 4 y 5. Las 
simulaciones de los DET generan la 
información de los tiempos de aper-
tura de las ramas para los cabeceros 
considerados, como los mostrados 
en la Tabla 2 correspondientes al 
DET de 5 pulgadas. En esta tabla, los 
valores de tiempo entre corchetes, 
[t0], indican que los cabeceros han 
sido demandados en ese tiempo t0, 
y pertenecen a la configuración de 
fallo (0/n). Posteriormente se realiza 
DET Dynamic Sequence
Time of H 
header (s)
Time of A 
header (s)
Time of S 
header (s)
Time of L 
header (s)
Time of Damage
(s)
Final 
Status
DM.0 / DM.16 (2,1)H-3A-S-1L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 997 / 1014 ---- ----
DM.1 / DM.17 (2,1)H-3A-S-0L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 [997] / [1014] 28300 / 90390 D
DM.2 / DM.18 (2,1)H-3A-s.-1L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] 997 / 1111 ---- ----
DM.3 / DM.19 (2,1)H-3A-s.-0L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] [997] / [1111] 16520 / 30840 D
DM.4 / DM.20 (2,1)H-2A-S-1L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 1044 / 2256 ---- ----
DM.5 / DM.21 (2,1)H-2A-S-0L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 [1044] / [2256] 44465 / 96340 D
DM.6 / DM.22 (2,1)H-2A-s.-1L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] 1120 / 2701 ---- ----
DM.7 / DM.23 (2,1)H-2A-s.-0L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] [1120] / [2701] 16580 / 30845 D
DM.8 / DM.24 (2,1)H-1A-S-1L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 1549 / 4295 ---- ----
DM.9 / DM.25 (2,1)H-1A-S-0L 100 / 100 615 / 610 900 / 900 [1549] / [4295] 57865 / 97095 D
DM.10 / DM.26 (2,1)H-1A-s.-1L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] 1847 / 5208 ---- ----
DM.11 / DM.27 (2,1)H-1A-s.-0L 100 / 100 615 / 610 [900] / [900] [1847] / [5208] 16575 / 30850 D
DM.12 / DM.28 (2,1)H-0A-S-1L 100 / 100 [615] / [610] 900 / 900 2760 / 4525 ---- ----
DM.13 / DM.29 (2,1)H-0A-S-0L 100 / 100 [615] / [610] 900 / 900 [2760] / [4525] 86900 / 99450 D
DM.14 / DM.30 (2,1)H-0A-s.-1L 100 / 100 [615] / [610] [900] / [900] 3103 / 5503 ---- ----
DM.15 / DM.31 (2,1)H-0A-s.-0L 100 / 100 [615] / [610] [900] / [900] [3103] / [5503] 16590 / 30855 D
DM.32 0H -3A-0L-S [100] 705 900 [785] 5490 D
DM.33 0H -3A-1L-s. [100] 705 [900] 785 ---- S
DM.34 0H -3A-0L-s. [100] 705 [900] [785] 2730 D
DM.35 0H -2A-1L-S [100] 705 900 785 ---- S
DM.36 0H -2A-0L-S [100] 705 900 [785] 2770 D
DM.37 0H -2A-1L-s. [100] 705 [900] 785 ---- S
DM.38 0H -2A-0L-s. [100] 705 [900] [785] 2560 D
DM.39 0H -1A-1L-S [100] 705 900 785 ---- S
DM.40 0H -1A-0L-S [100] 705 900 [785] 1310 D
DM.41 0H -1A-1L-s. [100] 705 [900] 785 ---- S
DM.42 0H -1A-0L-s. [100] 705 [900] [785] 1240 D
DM.43 0H -0A-1L-S [100] [705] 900 830 2090 D
DM.44 0H -0A-1L-s. [100] [705] [900] 830 1040 D
DM.45 0H -0A-0L [100] [705] ---- [830] 890 D
Tabla 2. Tiempos de apertura de las ramas para cada cabecero. DET de 5 pulgadas (casos con 0-1/2 L).
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
3 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013
Figura 4. DET de LOCA de 5 pulgadas.
el mismo proceso para todos los tamaños de rotura 
considerados (Figura 6). 
Como resultado del análisis del conjunto de los 
DET se obtienen también los Criterios de Éxito 
para cada una de las secuencias dependiendo del 
tamaño de rotura (Figura 7), ilustrando la evolu-
ción del Criterio de Éxito de las combinaciones de 
varios sistemas para las diferentes secuencias en 
función del tamaño de rotura.
MÓDULO PATH ANALYSIS. OBTENCIÓN DE LOS 
DOMINIOS DE DAÑO
Los DET identificados anteriormente no incluyen las 
incertidumbres de tiempos de actuación del opera-
dor, i.e., el impacto de la incertidumbre temporal en 
el cabecero S(t). El módulo SCAIS-PATH_ANALY-
SIS, acoplado a MAAP, se encarga de ello.
Con la información obtenida de los DET (Bloque 
A) se seleccionan las secuencias para las cuales el 
módulo Path Analysis (Bloque B) genera los Domi-
nios de Daño mediante el muestreo en la incerti-
Figura 5. Presión del RCS y PCT para cada secuencia del DET de 5 pulgadas. (Resultados correspondientes a la configuración 3/3-ACCUM)
NUCLEAR ESPAÑA junio 2013 4
Figura 6. Evolución de los DET en función del tamaño de la rotura.
Figura 7. Criterios de Éxito. Secuencias LOCA en rama fría, 1 pulgada a DBEG.
dumbre temporal y en el tamaño de 
rotura, simulando los diferentes posi-
bles transitorios (paths).
Aplicación a secuencias de LOCA 
El análisis previo de los DET ha mos-
trado que el Criterio de Éxito depen-
de de la configuración del sistema de 
acumuladores, teniendo en cuenta 
también la incertidumbre temporal 
de la actuación del operador; la Figu-
ra 8 muestra los principales pasos de 
los POE correspondientes. Por tanto, 
es necesario considerar cuatro ramas 
para el cabecero A (0-1-2-3 de tres acu-
muladores)* y, un cabecero que in-
cluya la incertidumbre temporal del 
inicio del enfriamiento a 55 K/hora, 
S(t). Para este cabecero se conside-
ra que el estado de fallo permanente 
corresponde al fallo del componente 
mecánico, el cual puede evitar el éxito 
de la actuación humana.
Todas estas consideraciones condu-
cen a un nuevo árbol de sucesos que 
incluye la incertidumbre temporal y 
todas las posibles configuraciones de 
los sistemas, llamado Generic Event 
Tree with Uncertainty (GETU) (Figura 
9), en el cual se observa:
a. Una secuencia que siempre alcanza 
un estado final de éxito (U0).
b. Nueve secuencias que siempre al-
canzan un estado final de daño (U1-
3-5-7-9-11-13-15-17).
c. Ocho secuencias en las cuales el 
estado final no es siempre éxito o 
daño (U2-4-6-8-10-12-14-16), identi-
ficadas en el GETU como secuencias 
con DD. Para estas secuencias es 
necesario obtener la región tempo-
ral/paramétrica donde los transito-
rios (paths) alcanzan la condición de 
daño.
Finalmente, se debe tener en 
cuenta que los DD para las secuen-
cias U10, U12, U14 y U16 están 
incluidos en los DD de las secuen-
cias U2, U4, U6 y U8 respectiva-
mente, porque corresponden a los 
casos donde la actuación humana 
no se realiza nunca, que es equi-
valente a t=∞. Por tanto, sólo es 
necesario obtener cuatro DD (los 
de las secuencias U2, U4, U6 y U8) 
que se analizan a continuación.
El proceso realizado para obte-
ner cada DD es el siguiente: 
1. Se simulan un conjunto de tran-
sitorios con diferentes tiempos 
para el comienzo de la acción de 
enfriamiento S(t) para cada tama-
ño de rotura y configuración del 
sistema de acumuladores (Figura 
10). 
2. Los resultados se representan por 
medio de puntos (Figura 11): los 
verdes representan paths de éxito, 
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
5 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013
S(t)
Check if SI flow
Step 7
SG levels
Check intact 
Step 3
Step 11
Check if RCS cooldown
and depressurization
is required
Check SG levels
Step 25
Step 34
is intact
Check if RCS
Step22
Step 17
Verify reactor trip
Step 1
should be stopped
Check if RCPs 
Step 1 Step 1
Reset SI
Check intact 
SG levels
Step 5
Initiate RCS cooldown
Step 6
Step 7
Check RCS subcooing 
based on core exit
TCs
Step 9
PRZR heaters
Deenergize
is in service
Check if SI
Step 8
to refill PRZR
Depressurize RCS
Step 10
to cold shutdown
E−0
SAFETY INJECTION
 E−1 ES−1.2
COOLANT
REACTOR TRIP OR
 LOSS OF REACTOR
DEPRESSURIZATION
COOLDOWN AND
POST LOCA
should be reduced
OR SECONDARY
Figura 8. Actuación del operador (POE E-0, E-1 y ES-1.2). Incertidumbre temporal.
1 A
2 A
3 A
0 A
U4 ----> DD2
U5 Damage (D)
U0 Success (S)
U1 Damage (D)
1 A
2 A
3 A
0 A
U16 --> DD 0
U17 Damage (D)
 H S (t) A L
U8 ----> DD0
U9 Damage (D)
U6 ----> DD1
U7 Damage (D)
U2 ----> DD3
U3 Damage (D)
U10 --> DD 3
U11 Damage (D) 
U12 --> DD 2
U13 Damage (D)
U14 --> DD 1
U15 Damage(D)
(1,2) H 
0 H
LOCA 
S (t)
not S
Figura 9. GETU para secuencias LOCA.
Figura 10. Presión del RCS y temperatura máxima de vaina. Muestreo para LOCA de 1”.(Secuencia h - S(t) - (0/3A) – (1/2) L).
*De forma similar a los Expanded Event Trees 
empleados en el APS del AP1000.
Figura 11. Dominios de Daño, configuración de 0/1/2/3 ACC. Secuencias h-S(t)-(n/3)A-L. 
Figura 12. DD3 con márgenes en temperatura máxima de vaina.
Obviamente, realizar la despresuri-
zación posteriormente a t0,i no evita 
el daño.
3. Con estos resultados es posible 
obtener el DD para cada configu-
ración de los acumuladores co-
nectando los primeros tiempos de 
despresurización que alcanzan el 
daño para cada tamaño de rotura, 
línea continua roja en la Figura 11. 
Resaltar que existen paths con y sin 
demanda de acumuladores. Esta 
diferencia debe ser considerada al 
calcular las probabilidades de daño 
de cada secuencia. Además de los 
DD es posible obtener las zonas con 
distintos márgenes en temperatura 
de vaina (Figura 12).
Estos resultados muestran que el 
DD disminuye con el número de acu-
muladores. Uno de los resultados de 
interés es que la frontera de cada do-
minio de daño se corresponde con 
el tiempo disponible para realizar el 
enfriamiento, observándose que este 
tiempo disponible es función del ta-
maño de rotura. En el APS clásico el 
tiempo disponible se toma como el 
valor mínimo dentro del rango de ro-
turas considerado, lo cual genera un 
resultado más conservador en el APS 
clásico para este tipo de secuencia.
CUANTIFICACIÓN DE 
FRECUENCIAS. RISK ASSESSMENT
La DEF se cuantifica en el modulo de 
Risk Assessment (Bloque D) integran-
do las funciones de densidad de pro-
babilidad o tasas de fallo dentro de 
los dominios de daño. Para ello son 
necesarios además los datos de las 
probabilidades de cada configuración 
de cada cabecero. 
Aplicación a secuencias del árbol 
de sucesos para LOCA
Los datos necesarios son, la frecuencia 
del suceso iniciador (LOCA), las pro-
babilidades de las configuraciones de 
los cabeceros (H, S, A, L), la función 
de distribución de probabilidad del 
tamaño de rotura y los tiempos del 
“retardo” en la acción del cabecero 
S(t); estos datos han sido obtenidos 
por medio de técnicas de BDD ([10]) 
empleando datos reales de APS (Tabla 
3). Los valores numéricos son aproxi-
mados, los valores reales para cada 
secuencia deberían obtenerse con el 
producto booleano de los árboles de 
fallos.
La DEF de cada secuencia con DD 
es obtenida integrando el producto 
de las PDF dentro del DD y tenien-
do en cuenta las probabilidades para 
las configuraciones de los sistemas 
en los cabeceros. Los resultados se 
NUCLEAR ESPAÑA junio 20113 6
mientras los negros representan paths 
de daño sin demanda del sistema de 
acumuladores y los rojos representan 
paths de daño con demanda de acu-
muladores. Finalmente, los puntos 
(di , t0,i), correspondientes al tiempo 
t0,i y diámetro de rotura di, donde la 
condición de daño es alcanzada sin 
despresurización trazan la línea del 
Daño Previo (línea de puntos roja). 
Iniciador Incertidumbre Frecuencia (y-1) PDF
 LOCA Paramétrica 1.15E-3 Figura 13
Configuración
cabeceros
Tipo 
de Cabecero Probabilidad de la configuración PDF
 0/1/2 H Determinista 6.0E-3 / 6.0E-2 / 9.34E-1 ---
 S(t) Estocástico P. de realizarlo en algún instante = 0.996P. fallo mecánico = 4.0E-3 Lognormal
 0/1/2/3 A Determinista 3.0E-5 / 2.0E-7 / 4.0E-4 / 9.9957E-1 ---
 0/1/2 L Determinista 9.0E-4 / 3.0E-2 / 9.691E-1 ---
Tabla 3. Frecuencia del suceso iniciciador y probabildades para cabeceros.
muestran en la Tabla 4, donde el color 
azul corresponde a las secuencias con 
Dominio de Daño. 
Como se puede observar no necesa-
riamente existen secuencias con un 
único estado final de éxito o daño, 
sino que pueden aparecer secuencias 
cuyo estado final tenga asociado una 
probabilidad de éxito y una proba-
bilidad de daño (secuencias en azul, 
Tabla 4). 
CONCLUSIONES
La metodología ISA ha sido aplicada 
para el análisis de secuencias LOCA 
mediante el software SCAIS acoplado 
con MAAP. Los resultados muestran 
la capacidad de las metodologías que 
integran análisis probabilista y de-
terminista para considerar de forma 
conjunta incertidumbres en sucesos 
estocásticos (como las actuaciones de 
operador), junto con las incertidumbres 
paramétricas usadas comúnmente en 
los análisis de seguridad de las plantas. 
En el APS cada secuencia alcanza 
un estado final de éxito o daño. Sin 
embargo, este tipo análisis señala que 
es posible tener en la misma secuencia 
un estado final con una probabilidad 
de éxito y una probabilidad de da-
ño, mostrando la importancia del Path 
Analysis y del Risk Assessment. 
REFERENCIAS
[1] Queral, C. “Application of the 
Integrated Safety Assessment 
Methodology to Sequences with 
Loss of Component Cooling Water 
System” in OECD/CSNI Workshop 
on Best Estimate Methods 
and Uncertainty Evaluations, 
Barcelona, Spain (2011).
[2] Izquierdo, J.M. et al. “SCAIS 
(Simulation Code System for 
Integrated Safety Assessment): 
Current status and applications.”, 
Proc. ESREL 08, Valencia, Spain 
(2008).
[3] Kloos M. et al., “Dynamic Event 
Trees for Probabilistic Safety 
Analysis”, GRS, Garsching, 
Germany (2004).
[4] Aldemir et al., “Dynamic 
generation of accident progression 
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Figura 13. PDF para tamaños de rotura y tiempos de acción manual de enfriamiento.
Secuencia
Frecuencia 
secuencia
 (1/y)
Frecuencia
excedencia del 
daño (1/y)
Probablidad 
de daño
U0: H-L 1.14E-03 0.000 0.000
U2: h-S-3/3A-L 6.7E-06 5.0E-07 0.071
U4: h-S-2/3A-L 2.8E-09 2.7E-10 0.092
U6: h-S-1/3A-L 1.4E-12 1.3E-13 0.093
U8: h-S-0/3A-L 2.1E-10 2.0E-11 0.096
U2/U4/U6/U8: h-S-L 4.8E-09 4.8E-09 1.000
U10: h-s-3/3A-L 2.7E-09 2.6E-09 0.970
U12: h-s-2/3A-L 1.1E-12 1.0E-12 0.970
U14: h-s-1/3A-L 5.4E-16 5.2E-16 0.970
U16: h-s-0/3A-L 8.1E-14 8.1E-14 0.999
U10/U12/U14/U16: h-s-L 2.5E-08 2.5E-08 1.000
U1/U3/U5/U7/U9/U11/U13/U15/U17: l 1.0E-06 1.0E-06 1.000
TOTAL 1.15E-03 1.5E-06 1.3E-3
Tabla 4. Probabilidades y frecuencias de excedencia del daño.
7 NUCLEAR ESPAÑA junio 2013
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE