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Impacto en los Objetivos de Desarrollo Sostenible (ODS)

Investigadores/as Institucionales

Queral CAutor (correspondencia)Fernández-Cosials KAutor o CoautorParis CAutor o Coautor

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22 de enero de 2021
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Artículo
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Application of Expanded Event Trees combined with uncertainty analysis methodologies

Publicado en: RELIABILITY ENGINEERING & SYSTEM SAFETY. 205 107246- - 2021-01-01 205(), DOI: 10.1016/j.ress.2020.107246

Autores:

Queral, Cesar; Fernandez-Cosials, Kevin; Zugazagoitia, Eneko; Paris, Carlos; Magan, Javier; Mendizabal, Rafael; Posada, Jose
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Afiliaciones

CNAT - Autor o Coautor
CNAT, Av Manoteras 46, Madrid 28050, Spain - Autor o Coautor
Consejo de Seguridad Nuclear - Autor o Coautor
Nucl Safety Council, Pedro Justo Dorado St, Madrid 28040, Spain - Autor o Coautor
Univ Politecn Madrid, Alenza 4 St, Madrid 28003, Spain - Autor o Coautor
Universidad Politécnica de Madrid - Autor o Coautor
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Resumen

© 2020 Elsevier Ltd During the last decades, the safety analysis of nuclear power plants, have been shifting from conservative models and hypotheses to Best Estimate. Within this trend, the different safety analyses can be categorized depending on their associated conservatisms. The approach that includes Expanded Event Trees together with Best Estimate model and conditions plus uncertainty avoiding conservatisms in system availability can be referred as Extended BEPU (EBEPU). In this sense, an Extended BEPU safety analysis relies on Expanded Event Trees and Best Estimate models to study an accidental sequence. In the present paper, an EBEPU study is performed, using a loss of coolant accident in a pressurized water reactor modeled with the TRACE code. A 5% core power uprate is used as an example of safety margin EBEPU analysis. The paper presents parametric and non-parametric uncertainty approaches. Observing the results from all event tree sequences, it is seen that the branches that contribute the most to the Core Damage frequency are successful branches, with all safety systems available, and some Core Damage branches have a possibility of success.
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Palabras clave

Clean water and sanitationExpanded event treesExtended bepuProbabilistic safety analysisTrace code

Indicios de calidad

Impacto bibliométrico. Análisis de la aportación y canal de difusión

El trabajo ha sido publicado en la revista RELIABILITY ENGINEERING & SYSTEM SAFETY debido a la progresión y el buen impacto que ha alcanzado en los últimos años, según la agencia WoS (JCR), se ha convertido en una referencia en su campo. En el año de publicación del trabajo, 2021, se encontraba en la posición 11/87, consiguiendo con ello situarse como revista Q1 (Primer Cuartil), en la categoría Operations Research & Management Science.

Independientemente del impacto esperado determinado por el canal de difusión, es importante destacar el impacto real observado de la propia aportación.

Según las diferentes agencias de indexación, el número de citas acumuladas por esta publicación hasta la fecha 2026-04-24:

  • WoS: 15
  • Scopus: 20
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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 2026-04-24:

  • 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: 30 (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/92817/

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: 29
  • Descargas: 7
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 56% 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 (QUERAL SALAZAR, JOSE CESAR) .

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

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Objetivos del proyecto

La aportación persigue los siguientes objetivos: analizar la aplicación de los Árboles de Eventos Expandidos combinados con modelos Best Estimate para la evaluación de la seguridad en centrales nucleares; evaluar la metodología Extended BEPU (EBEPU) que integra análisis de incertidumbre evitando conservadurismos en la disponibilidad del sistema; determinar la efectividad de un estudio EBEPU mediante un accidente de pérdida de refrigerante en un reactor de agua presurizada modelado con el código TRACE; caracterizar el impacto de un aumento del 5% en la potencia del núcleo como ejemplo de análisis de margen de seguridad; y comparar enfoques paramétricos y no paramétricos de incertidumbre para identificar las secuencias de eventos que más contribuyen a la frecuencia de daño al núcleo.
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Resultados más relevantes

Los resultados más relevantes del estudio se centran en la aplicación de árboles de eventos expandidos combinados con metodologías de análisis de incertidumbre en el análisis de seguridad nuclear. En primer lugar, se realizó un estudio EBEPU de un accidente por pérdida de refrigerante en un reactor de agua presurizada utilizando el código TRACE. En segundo lugar, se empleó un aumento del 5% en la potencia del núcleo como ejemplo para el análisis de márgenes de seguridad. En tercer lugar, se presentaron enfoques de incertidumbre paramétricos y no paramétricos. Finalmente, se observó que las ramas que más contribuyen a la frecuencia de daño al núcleo son las exitosas, con todos los sistemas de seguridad disponibles, y que algunas ramas con daño al núcleo presentan posibilidad de éxito.
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