El informe 'NUREG-1150' "Riesgos de Accidentes Severos: Una Evaluación para Cinco Plantas de Energía Nuclear de Estados Unidos" (en inglés: "Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants", 1991, por la Comisión Reguladora Nuclear, NRC) es una mejora del WASH-1400 y CRAC-II usando los resultados de evaluaciones probabilísticas del riesgo (en inglés: Probabilistic Risk Assessment, PRA) específicas para cada planta. Este trabajo determinó que la actual generación de plantas de energía nuclear excede los requisitos de seguridad de la NRC.
"Este estudio fue un significativo cambio de dirección en el uso de conceptos basados en el riesgo en los procesos regulatorio y permitió a la NRC mejorar importantemente sus métodos para evaluar el comportamiento de la contención después de un daño en el núcleo y la progresión del accidente." [1] Sin embargo, un significativo conservacionismo y algunas veces poco realista, fue usado en el desarrollo de este estudio[2] y al año 2006 fue reemplazada con un nuevo estudio de tecnologías de avanzada titulado Análisis de consecuencias de reactores de tecnología avanzada (en inglés: State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses).
Resultados
Resultados del NUREG-1150 (página 12-3):
Probabilidad promedio de fallecimiento prematuro de una persona por reactor por año:
Probabilidad promedio de muerte por cáncer latente de una persona por reactor por año:
Meta de seguridad de la NRC: 2 x 10-6
PWR típico: 2 x 10-9
BWR típico: 4 x 10-10
Usando los datos de las páginas 3-5, 3-7, 4-5 y 4-7 la probabilidad de que algunas plantas de Estados Unidos sufran de un daño en el núcleo es de aproximadamente 30% en 20 años - esta cifra no incluye falla del contenimiento, que se estima conservativamente en 8% para los PWR (página 3-13, ponderado por las probabilidades al final) y 84% para los BWR (página 4-14, misma técnica). Asumiendo que las 104 plantas de diseño actual en Estados Unidos (al año 2005) son similares a las dos plantas "típicas", la posibilidad de una liberación de radiación importante es inferior al 8% cada 20 años.
El NUREG-1420 contiene la revisión por pares del Comité Kouts del NUREG-1150.
Limitación de responsabilidad de la NRC en los estudios CRAC-II y NUREG-1150
La NRC, la que condujo inicialmente el estudio NUREG-1150, entregó la siguiente declaración al respecto:
"La Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos ha dedicado considerables recursos de investigación, tanto en el pasado como actualmente, para evaluar accidentes y las posibles consecuencias públicas de accidentes graves de reactores. Los estudios más recientes de la NRC han confirmado que las investigaciones previas sobre el tema llevaron a análisis de consecuencia extremadamente conservadores que generaron resultados inválidos al intentar cuantificar los posibles efectos de los pocos probables accidentes graves. En particular, estos estudios previos no reflejaron las actuales condiciones de diseño de plantas, operación, estrategias de manejo de accidentes o mejoras de seguridad. Ellos a menudo usaban estimados o supuestos innecesariamente conservadores respecto al posible daño al núcleo del reactor, la posible contaminación radioactiva que podía ser liberada, y las posibles fallas del contenedor del reactor y los edificios de contenimiento. Estos estudios previos también fallaron en modelar realístamente el efecto de la preparación para emergencias. El personal de la NRC actualmente está desarrollando una nueva y actualizada evaluación de accidentes graves posibles y sus consecuencias."
Correspondencia directa con la NRC a través de Scott Burnell (srb3@nrc.gov)
Datos:Q581206
Enero 15, 2022
nureg, 1150, informe, riesgos, accidentes, severos, evaluación, para, cinco, plantas, energía, nuclear, estados, unidos, inglés, severe, accident, risks, assessment, five, nuclear, power, plants, 1991, comisión, reguladora, nuclear, mejora, wash, 1400, crac, u. El informe NUREG 1150 Riesgos de Accidentes Severos Una Evaluacion para Cinco Plantas de Energia Nuclear de Estados Unidos en ingles Severe Accident Risks An Assessment for Five U S Nuclear Power Plants 1991 por la Comision Reguladora Nuclear NRC es una mejora del WASH 1400 y CRAC II usando los resultados de evaluaciones probabilisticas del riesgo en ingles Probabilistic Risk Assessment PRA especificas para cada planta Este trabajo determino que la actual generacion de plantas de energia nuclear excede los requisitos de seguridad de la NRC Este estudio fue un significativo cambio de direccion en el uso de conceptos basados en el riesgo en los procesos regulatorio y permitio a la NRC mejorar importantemente sus metodos para evaluar el comportamiento de la contencion despues de un dano en el nucleo y la progresion del accidente 1 Sin embargo un significativo conservacionismo y algunas veces poco realista fue usado en el desarrollo de este estudio 2 y al ano 2006 fue reemplazada con un nuevo estudio de tecnologias de avanzada titulado Analisis de consecuencias de reactores de tecnologia avanzada en ingles State of the Art Reactor Consequence Analyses Indice 1 Resultados 2 Limitacion de responsabilidad de la NRC en los estudios CRAC II y NUREG 1150 3 Vease tambien 4 Enlaces externos 5 ReferenciasResultados EditarResultados del NUREG 1150 pagina 12 3 Probabilidad promedio de fallecimiento prematuro de una persona por reactor por ano Meta de seguridad de la NRC 5 x 10 7 Reactor de agua a presion tipico en ingles Pressurized Water Reactor PWR 2 x 10 8 Reactor de agua en ebullicion tipico en ingles Boiling Water Reactor BWR 5 x 10 11Probabilidad promedio de muerte por cancer latente de una persona por reactor por ano Meta de seguridad de la NRC 2 x 10 6 PWR tipico 2 x 10 9 BWR tipico 4 x 10 10Usando los datos de las paginas 3 5 3 7 4 5 y 4 7 la probabilidad de que algunas plantas de Estados Unidos sufran de un dano en el nucleo es de aproximadamente 30 en 20 anos esta cifra no incluye falla del contenimiento que se estima conservativamente en 8 para los PWR pagina 3 13 ponderado por las probabilidades al final y 84 para los BWR pagina 4 14 misma tecnica Asumiendo que las 104 plantas de diseno actual en Estados Unidos al ano 2005 son similares a las dos plantas tipicas la posibilidad de una liberacion de radiacion importante es inferior al 8 cada 20 anos La planta de Peach Bottom es un ejemplo tipico de una BWR y la planta de Surry es el ejemplo tipico de una PWR Partes del NUREG 1150 fueron compiladas por el Sandia National Laboratories que continua haciendo esa investigacion 3 El NUREG 1420 contiene la revision por pares del Comite Kouts del NUREG 1150 Limitacion de responsabilidad de la NRC en los estudios CRAC II y NUREG 1150 EditarLa NRC la que condujo inicialmente el estudio NUREG 1150 entrego la siguiente declaracion al respecto La Comision Reguladora Nuclear de Estados Unidos ha dedicado considerables recursos de investigacion tanto en el pasado como actualmente para evaluar accidentes y las posibles consecuencias publicas de accidentes graves de reactores Los estudios mas recientes de la NRC han confirmado que las investigaciones previas sobre el tema llevaron a analisis de consecuencia extremadamente conservadores que generaron resultados invalidos al intentar cuantificar los posibles efectos de los pocos probables accidentes graves En particular estos estudios previos no reflejaron las actuales condiciones de diseno de plantas operacion estrategias de manejo de accidentes o mejoras de seguridad Ellos a menudo usaban estimados o supuestos innecesariamente conservadores respecto al posible dano al nucleo del reactor la posible contaminacion radioactiva que podia ser liberada y las posibles fallas del contenedor del reactor y los edificios de contenimiento Estos estudios previos tambien fallaron en modelar realistamente el efecto de la preparacion para emergencias El personal de la NRC actualmente esta desarrollando una nueva y actualizada evaluacion de accidentes graves posibles y sus consecuencias Vease tambien EditarAccidentes nucleares en Estados Unidos Seguridad nuclear en Estados Unidos Energia nuclear Respuesta del combustible nuclear a los accidentes del reactorEnlaces externos EditarEsta obra contiene una traduccion derivada de NUREG 1150 de Wikipedia en ingles concretamente de esta version publicada por sus editores bajo la Licencia de documentacion libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribucion CompartirIgual 3 0 Unported Severe Accident Risks An Assessment for Five U S Nuclear Power Plants NUREG 1150 Comparacion de Rasmussen entre el WASH 1400 y el NUREG 1150 El realismo al evaluar los peligros nucleares 2004 enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima Declaracion de impacto ambiental generico para la renovacion de licencia de plantas nucleares NUREG 1437 Vol 1 Central Vandellos algunos resultados de Surry Resultados japoneses Probabilidades de lesiones provocadas por plantas de energia nuclearReferencias Editar 1 2 Trabajo del Sandia National Laboratories para el NUREG 1150 en ingles Correspondencia directa con la NRC a traves de Scott Burnell srb3 nrc gov Datos Q581206 Obtenido de https es wikipedia org w index php title NUREG 1150 amp oldid 117714077, wikipedia, wiki, leyendo, leer, libro, biblioteca,
