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Impacto en los Objetivos de Desarrollo Sostenible (ODS)

Investigadores/as Institucionales

Fernandez-Cosials K, Queral C, Robledo F, Sánchez-Perea MAutor o CoautorQueral, CesarAutor (correspondencia)

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4 de marzo de 2024
Publicaciones
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Artículo
No

Analysis of a LBLOCA with FLEX actuations in a PWR-W

Publicado en: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 370 110908- - 2020-12-15 370(), DOI: 10.1016/j.nucengdes.2020.110908

Autores:

Fernandez-Cosials, Kevin; Queral, Cesar; Robledo, Fernando; Sanchez-Perea, Miguel
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Afiliaciones

Nucl Safety Council, Pedro Justo Dorado St, Madrid 28040, Spain - Autor o Coautor
Nuclear Safety Council, Pedro Justo Dorado Street, Madrid, 28040, Spain - Autor o Coautor
Univ Politecn Madrid, Alenza 4 St, Madrid 2803, Spain - Autor o Coautor
Universidad Politécnica de Madrid, Alenza 4 Street, Madrid, 2803, Spain - Autor o Coautor
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Resumen

After the Fukushima-Daiichi accident, different methods, strategies and guidelines were developed to improve the Severe Accident Management Guidelines (SAMG). One of these additions, named the FLEX strategies, relies on portable equipment to obtain power or water to restore key safety functions in the reactor. In the present study, the FLEX strategies are studied under an in-vessel molten core retention scenario; these actions will try to avoid the reactor pressure vessel failure when the core is in a degraded or molten state. In order to analyze this sequence, a large break LOCA is simulated in a three loops PWR-W using the MELCOR 2.2 code. During the simulated sequences different configurations are assessed; the water injection by the ECCS during the recirculation phase is supposed to fail at different times, and the water injection with portable equipment subsequently occurs also at different times after the ECCS failure. Additionally, different water injection rates are also analyzed to compare different portable pumps capabilities. The obtained results agree with previous literature, i.e. the reactor vessel failure could be precluded if the water injection with portable equipment starts before there is a large amount of corium in the lower head. No significant differences are found between different water injection rates (20-60 kg/s) to prevent vessel failure, but it does have an impact on the containment pressure and hydrogen generated. © 2020
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Palabras clave

AccidentsClean water and sanitationFailure (mechanical)FlexFukushima daiichiIvrLblocaMelcorOutagesPortable equipmentPressure vesselsPressurized water reactorsReactor pressure vesselReactor vesselRecirculationsSafety functionsSevere accidentSevere accident management guidelinesVessel failureWater injection rate

Indicios de calidad

Impacto bibliométrico. Análisis de la aportación y canal de difusión

El trabajo ha sido publicado en la revista NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN debido a la progresión y el buen impacto que ha alcanzado en los últimos años, según la agencia Scopus (SJR), se ha convertido en una referencia en su campo. En el año de publicación del trabajo, 2020, se encontraba en la posición , consiguiendo con ello situarse como revista Q1 (Primer Cuartil), en la categoría Safety, Risk, Reliability and Quality. Destacable, igualmente, el hecho de que la Revista está posicionada por encima del Percentil 90.

Desde una perspectiva relativa, y atendiendo al indicador del impacto normalizado calculado a partir de las Citas Mundiales proporcionadas por WoS (ESI, Clarivate), arroja un valor para la normalización de citas relativas a la tasa de citación esperada de: 1.16. Esto indica que, de manera comparada con trabajos en la misma disciplina y en el mismo año de publicación, lo ubica como trabajo citado por encima de la media. (fuente consultada: ESI 13 Nov 2025)

De manera concreta y atendiendo a las diferentes agencias de indexación, el trabajo ha acumulado, hasta la fecha 2026-04-26, el siguiente número de citas:

  • WoS: 11
  • Scopus: 12
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Impacto y visibilidad social

Desde la dimensión de Influencia o adopción social, y tomando como base las métricas asociadas a las menciones e interacciones proporcionadas por agencias especializadas en el cálculo de las denominadas “Métricas Alternativas o Sociales”, podemos destacar a fecha 2026-04-26:

  • La utilización de esta aportación en marcadores, bifurcaciones de código, añadidos a listas de favoritos para una lectura recurrente, así como visualizaciones generales, indica que alguien está usando la publicación como base de su trabajo actual. Esto puede ser un indicador destacado de futuras citas más formales y académicas. Tal afirmación es avalada por el resultado del indicador “Capture” que arroja un total de: 3 (PlumX).

Es fundamental presentar evidencias que respalden la plena alineación con los principios y directrices institucionales en torno a la Ciencia Abierta y la Conservación y Difusión del Patrimonio Intelectual. Un claro ejemplo de ello es:

  • Asignación de un Handle/URN como identificador dentro del Depósito en el Repositorio Institucional: https://oa.upm.es/94018/

Como resultado de la publicación del trabajo en el repositorio institucional, se han obtenido datos estadísticos de uso que reflejan su impacto. En términos de difusión, podemos afirmar que, hasta la fecha

  • Visualizaciones: 20
  • Descargas: 12
Siguiendo con el impacto social del trabajo, es importante enfatizar el hecho de que, por su contenido, puede ser asignado a la línea de interés del ODS 6 - Clean water and sanitation, con una probabilidad del 57% según el algoritmo mBERT desarrollado por Aurora University.
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Análisis de liderazgo de los autores institucionales

Existe un liderazgo significativo ya que algunos de los autores pertenecientes a la institución aparecen como primer o último firmante, se puede apreciar en el detalle: Primer Autor (FERNÁNDEZ COSIALS, MIKEL KEVIN) .

el autor responsable de establecer las labores de correspondencia ha sido QUERAL SALAZAR, JOSE CESAR.

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Objetivos del proyecto

Los objetivos perseguidos en esta aportación son analizar la efectividad de las estrategias FLEX en un escenario de retención del núcleo fundido dentro del vaso del reactor; evaluar la secuencia de un accidente LOCA de gran ruptura en un reactor PWR-W de tres circuitos mediante simulaciones con el código MELCOR 2.2; determinar el impacto del fallo temporal de la inyección de agua del ECCS durante la fase de recirculación y la posterior activación de equipos portátiles; comparar diferentes tasas de inyección de agua (20-60 kg/s) para evaluar la capacidad de las bombas portátiles; y caracterizar las consecuencias sobre la presión del contenedor y la generación de hidrógeno en función de las tasas de inyección.
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Resultados más relevantes

El estudio analiza la eficacia de las estrategias FLEX en la retención del núcleo fundido dentro del vaso del reactor durante un LBLOCA en un PWR-W mediante simulaciones con MELCOR 2.2. Los resultados más relevantes son: (1) la falla del vaso del reactor puede evitarse si la inyección de agua con equipos portátiles comienza antes de la acumulación significativa de corio en el hemisferio inferior; (2) no se observan diferencias significativas en la prevención de la falla del vaso entre tasas de inyección de agua de 20 a 60 kg/s; (3) la tasa de inyección sí afecta la presión de contención y la generación de hidrógeno; (4) se evaluaron diferentes tiempos de fallo del ECCS y de inicio de la inyección portátil, demostrando la importancia del momento de actuación para la mitigación del accidente.
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