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Resultados del proyecto MUSA
Este mes de mayo ha tenido lugar la reunión de cierre de proyecto MUSA (Management and Uncertainties of Severe Accidents), congregando a más de 50 profesionales de la seguridad nuclear, investigadores e ingenieros especialistas en accidentes severos en centrales nucleares, un proyecto financiado por la Comisión Europea a través de H2020.
MUSA ha estado coordinado por la Unidad de Investigación en Seguridad Nuclear desde 2019 y ha aglutinado a 29 instituciones Europa mayoritariamente, aunque también han participado entidades de Canadá, China, Corea, Estados Unidos y Japón. Durante el encuentro se expusieron sus principales resultados, acordes con el objetivo del proyecto de conocer la capacidad predictiva actual de los códigos más avanzados de simulación de accidentes severos y averiguar cuáles son las fuentes de incertidumbre que más condicionan la precisión de las estimaciones realizadas. Además, el proyecto ha desarrollado otros objetivos como la identificación y cuantificación de las fuentes de incertidumbre, el establecimiento de metodologías para cuantificar las bandas de dispersión de los resultados y estimar éstas en escenarios realistas de accidentes en reactor y en piscinas de combustible. Por consiguiente, los principales resultados de MUSA versan en la optimización de la gestión de los accidentes severos mediante la mejor implementación de las guías existentes a tal fin y la inclusión de medidas innovadoras.
Durante el encuentro, cada responsable de los distintos paquetes de trabajo que contempla el proyecto puso en común los principales logros alcanzados, exponiendo además necesidades de armonización de los datos y consolidación. Por su parte, el representante de la Comisión Europea alabó los hitos logrados durante MUSA y puso de manifiesto la importancia de este proyecto en el análisis de accidentes severos en centrales nucleares y la necesidad de encontrar vías de comunicación adecuados de los resultados al público en general.
MUSA
El objetivo general del proyecto MUSA es evaluar la capacidad de los códigos de accidente grave en la modelización de escenarios de accidentes en reactores y piscinas de desactivación para los diseños de reactores de segunda y tercera generación. A este fin, se han empleado metodologías de cuantificación de incertidumbre, haciendo hincapié en el efecto de las medidas de gestión de accidentes innovadoras y ya establecidas sobre el desarrollo de los accidentes, especialmente las relativas a la mitigación del término-fuente. Así, en la aplicación de la cuantificación de incertidumbre se utilizaron figuras de mérito relativas al término-fuente. Las figuras de mérito se centran en el término-fuente, por lo que el proyecto identificará las variables que rigen las incertidumbres de las figuras de mérito que merezca la pena seguir investigando.
Web del proyecto: