Temáticas obligatorias de los proyectos para la ayuda Consejo de Seguridad Nuclear Proyectos I+D
LÍNEA 1: DESARROLLO DE UNA APLICACIÓN PARA LA DECONVOLUCIÓN DE ESPECTROS DE CENTELLEO LÍQUIDO:
Proveer a los laboratorios involucrados en la realización de determinaciones
radioactivas de una aplicación, basada en la deconvolución de espectros de
centelleo líquido, que permita el análisis simultáneo de varios emisores alfa y
beta. Proveer a los laboratorios involucrados en la realización de determinaciones
radioactivas de una aplicación, basada en la deconvolución de espectros de
centelleo líquido, que permita el análisis simultáneo de varios emisores alfa y
beta.
radioactivas de una aplicación, basada en la deconvolución de espectros de
centelleo líquido, que permita el análisis simultáneo de varios emisores alfa y
beta. Proveer a los laboratorios involucrados en la realización de determinaciones
radioactivas de una aplicación, basada en la deconvolución de espectros de
centelleo líquido, que permita el análisis simultáneo de varios emisores alfa y
beta.
Nuclear Physics
Radiation Detection
LÍNEA 2: PROCESO DE CALIBRACIÓN Y PUESTA EN MARCHA DE EQUIPOS ASOCIADOS A LAS MEDIDAS DE DESCLASIFICACIÓN DE RESIDUOS:
Establecer una metodología de calibración y puesta en marcha de equipos de
medida para ser utilizados en el proceso de desclasificación de residuos
radiactivos. Establecer una metodología de calibración y puesta en marcha de equipos de
medida para ser utilizados en el proceso de desclasificación de residuos
radiactivos.
medida para ser utilizados en el proceso de desclasificación de residuos
radiactivos. Establecer una metodología de calibración y puesta en marcha de equipos de
medida para ser utilizados en el proceso de desclasificación de residuos
radiactivos.
Nuclear Physics
Waste Management
LÍNEA 3: INDICADORES PARA EL CONTROL REGULADOR DE LA MINIMIZACIÓN DE GENERACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN LAS INSTALACIONES PRODUCTORAS:
Establecer un sistema basado en indicadores para control y verificación del
cumplimiento del principio de minimización de la generación de residuos
radiactivos en las instalaciones productoras de éstos. Establecer un sistema basado en indicadores para control y verificación del
cumplimiento del principio de minimización de la generación de residuos
radiactivos en las instalaciones productoras de éstos.
cumplimiento del principio de minimización de la generación de residuos
radiactivos en las instalaciones productoras de éstos. Establecer un sistema basado en indicadores para control y verificación del
cumplimiento del principio de minimización de la generación de residuos
radiactivos en las instalaciones productoras de éstos.
Nuclear Physics
Waste Management
LÍNEA 4: DESARROLLO DE UN SISTEMA DE MONITORIZACIÓN DE RADIACIÓN GAMMA SOBRE VEHÍCULO AÉREO PILOTADO REMOTAMENTE:
El principal objetivo del proyecto sería el desarrollo y montaje de un sistema de
monitorización de la radiación basado en la detección gamma sobre un vehículo
aéreo (dron) gestionado remotamente. El sistema incluiría el desarrollo del
software necesario para analizar en tiempo cuasi real las alteraciones
radiológicas que se detecten y poder adoptar, de forma rápida y documentada,
las acciones que se precisen, remitiendo en tiempo real los datos a la sala de
emergencias del CSN. El principal objetivo del proyecto sería el desarrollo y montaje de un sistema de
monitorización de la radiación basado en la detección gamma sobre un vehículo
aéreo (dron) gestionado remotamente. El sistema incluiría el desarrollo del
software necesario para analizar en tiempo cuasi real las alteraciones
radiológicas que se detecten y poder adoptar, de forma rápida y documentada,
las acciones que se precisen, remitiendo en tiempo real los datos a la sala de
emergencias del CSN.
monitorización de la radiación basado en la detección gamma sobre un vehículo
aéreo (dron) gestionado remotamente. El sistema incluiría el desarrollo del
software necesario para analizar en tiempo cuasi real las alteraciones
radiológicas que se detecten y poder adoptar, de forma rápida y documentada,
las acciones que se precisen, remitiendo en tiempo real los datos a la sala de
emergencias del CSN. El principal objetivo del proyecto sería el desarrollo y montaje de un sistema de
monitorización de la radiación basado en la detección gamma sobre un vehículo
aéreo (dron) gestionado remotamente. El sistema incluiría el desarrollo del
software necesario para analizar en tiempo cuasi real las alteraciones
radiológicas que se detecten y poder adoptar, de forma rápida y documentada,
las acciones que se precisen, remitiendo en tiempo real los datos a la sala de
emergencias del CSN.
Nuclear Physics
Radiation Detection
LÍNEA 5: CRIBADO DE INDIVIDUOS POTENCIALMENTE EXPUESTOS A RADIACIONES IONIZANTES MEDIANTE LA ACTUALIZACIÓN Y AUTOMATIZACIÓN DE LA DOSIMETRÍA BIOLÓGICA:
Mejorar las capacidades de análisis de laboratorio para aumentar el número de
muestras analizadas y reducir los tiempos de análisis de éstas, mediante la
actualización y automatización de diversas técnicas de dosimetría biológica. Mejorar las capacidades de análisis de laboratorio para aumentar el número de
muestras analizadas y reducir los tiempos de análisis de éstas, mediante la
actualización y automatización de diversas técnicas de dosimetría biológica.
muestras analizadas y reducir los tiempos de análisis de éstas, mediante la
actualización y automatización de diversas técnicas de dosimetría biológica. Mejorar las capacidades de análisis de laboratorio para aumentar el número de
muestras analizadas y reducir los tiempos de análisis de éstas, mediante la
actualización y automatización de diversas técnicas de dosimetría biológica.
Nuclear Physics
Radiation Detection
LÍNEA 6: ASPECTOS SOCIALES Y ÉTICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA:
Se pretende analizar el estado del arte en lo que afecta al conocimiento de los
aspectos sociales y éticos de la protección radiológica. La perspectiva debe ser
multidisciplinar y abordar el desarrollo de herramientas que permitan evaluar si
estos aspectos sociales y éticos se están teniendo en cuenta de manera
adecuada. Se pretende analizar el estado del arte en lo que afecta al conocimiento de los
aspectos sociales y éticos de la protección radiológica. La perspectiva debe ser
multidisciplinar y abordar el desarrollo de herramientas que permitan evaluar si
estos aspectos sociales y éticos se están teniendo en cuenta de manera
adecuada.
aspectos sociales y éticos de la protección radiológica. La perspectiva debe ser
multidisciplinar y abordar el desarrollo de herramientas que permitan evaluar si
estos aspectos sociales y éticos se están teniendo en cuenta de manera
adecuada. Se pretende analizar el estado del arte en lo que afecta al conocimiento de los
aspectos sociales y éticos de la protección radiológica. La perspectiva debe ser
multidisciplinar y abordar el desarrollo de herramientas que permitan evaluar si
estos aspectos sociales y éticos se están teniendo en cuenta de manera
adecuada.
Radiation Protection
Ethics in Radiological Protection
LÍNEA 7: VALIDACIÓN Y APLICACIÓN A PLANTA DE FENOMENOLOGÍA DE ACCIDENTE SEVERO Y APS: COMBUSTIÓN DE H2 Y CO CON CÓDIGOS FLUIDODINÁMICOS:
Realizar validaciones de códigos fluidodinámicos (CFD) frente a experimentos de combustión de
H2 y CO de programas internacionales cuyos resultados estén disponibles en el CSN y/o la
entidad investigadora, con objeto de mejorar los modelos de combustión, hacer
recomendaciones para el uso de los códigos e identificar estrategias de modelación. A
continuación, se realizarán aplicaciones a planta PWR de combustión de H2 y CO en contención
en condiciones de accidente severo, para secuencias de evolución rápida de acumulación local
de H2 y CO. Los resultados permitirán acotar las mediadas de riesgo en estos escenarios para
la evaluación de los APS a potencia o en otros modos de operación. Realizar validaciones de códigos fluidodinámicos (CFD) frente a experimentos de combustión de
H2 y CO de programas internacionales cuyos resultados estén disponibles en el CSN y/o la
entidad investigadora, con objeto de mejorar los modelos de combustión, hacer
recomendaciones para el uso de los códigos e identificar estrategias de modelación. A
continuación, se realizarán aplicaciones a planta PWR de combustión de H2 y CO en contención
en condiciones de accidente severo, para secuencias de evolución rápida de acumulación local
de H2 y CO. Los resultados permitirán acotar las mediadas de riesgo en estos escenarios para
la evaluación de los APS a potencia o en otros modos de operación.
H2 y CO de programas internacionales cuyos resultados estén disponibles en el CSN y/o la
entidad investigadora, con objeto de mejorar los modelos de combustión, hacer
recomendaciones para el uso de los códigos e identificar estrategias de modelación. A
continuación, se realizarán aplicaciones a planta PWR de combustión de H2 y CO en contención
en condiciones de accidente severo, para secuencias de evolución rápida de acumulación local
de H2 y CO. Los resultados permitirán acotar las mediadas de riesgo en estos escenarios para
la evaluación de los APS a potencia o en otros modos de operación. Realizar validaciones de códigos fluidodinámicos (CFD) frente a experimentos de combustión de
H2 y CO de programas internacionales cuyos resultados estén disponibles en el CSN y/o la
entidad investigadora, con objeto de mejorar los modelos de combustión, hacer
recomendaciones para el uso de los códigos e identificar estrategias de modelación. A
continuación, se realizarán aplicaciones a planta PWR de combustión de H2 y CO en contención
en condiciones de accidente severo, para secuencias de evolución rápida de acumulación local
de H2 y CO. Los resultados permitirán acotar las mediadas de riesgo en estos escenarios para
la evaluación de los APS a potencia o en otros modos de operación.
Fluid Dynamics Codes
Hydrogen Combustion
Carbon Monoxide Combustion
Probabilistic Safety Analysis
Nuclear Power Plants
LÍNEA 8: ANÁLISIS DEL IMPACTO DE LA INTRUSIÓN DE GAS NITRÓGENO EN EL CIRCUITO PRIMARIO DE REFRIGERACIÓN DE PLANTAS NUCLEARES EN SECUENCIAS ACCIDENTALES:
Analizar posibles impactos derivados de la intrusión de gas nitrógeno en el primario
Revisión de las bases de datos experimentales más actuales. Análisis de escalado a
plantas comerciales. Analizar posibles impactos derivados de la intrusión de gas nitrógeno en el primario
Revisión de las bases de datos experimentales más actuales. Análisis de escalado a
plantas comerciales.
Revisión de las bases de datos experimentales más actuales. Análisis de escalado a
plantas comerciales. Analizar posibles impactos derivados de la intrusión de gas nitrógeno en el primario
Revisión de las bases de datos experimentales más actuales. Análisis de escalado a
plantas comerciales.
Nuclear Power Plants
Nitrogen Gas in Primary Circuit
Cooling Circuit Nuclear Plant
LÍNEA 9: INVESTIGACIÓN SOBRE CONTENEDORES DE ALMACENAMIENTO EN SECO:
Avanzar en el conocimiento de las metodologías de cálculo aplicables al
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en seco
de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías destinadas al
mantenimiento de los contenedores atendiendo a los elementos de
combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos; abordar posibles
problemas que se pueden presentar en procesos de licenciamiento por falta
de normativa nacional o internacional. Avanzar en el conocimiento de las metodologías de cálculo aplicables al
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en seco
de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías destinadas al
mantenimiento de los contenedores atendiendo a los elementos de
combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos; abordar posibles
problemas que se pueden presentar en procesos de licenciamiento por falta
de normativa nacional o internacional.
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en seco
de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías destinadas al
mantenimiento de los contenedores atendiendo a los elementos de
combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos; abordar posibles
problemas que se pueden presentar en procesos de licenciamiento por falta
de normativa nacional o internacional. Avanzar en el conocimiento de las metodologías de cálculo aplicables al
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en seco
de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías destinadas al
mantenimiento de los contenedores atendiendo a los elementos de
combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos; abordar posibles
problemas que se pueden presentar en procesos de licenciamiento por falta
de normativa nacional o internacional.
Dry Cask Storage
Nuclear Energy Storage
Nuclear Storage
LÍNEA 10: DESARROLLO Y APLICACIÓN DE METODOLOGÍAS DE CÁLCULO DE INCERTIDUMBRES A LA PROGRESIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO EN UN LWR Y SU IMPACTO EN EL ANÁLISIS DEL TERMINO FUENTE:
Realizar análisis sobre las incertidumbres y la sensibilidad en los cálculos de
progresión de un accidente severo, haciendo énfasis en los cálculos de término
fuente y en su impacto sobre las actuaciones recogidas en las guías de gestión
de accidentes severos (GGAS), y en las guías de mitigación de daño extenso
(GMDE). Se deberán tener en cuenta los equipos FLEX recientemente
incorporados a las plantas. Realizar análisis sobre las incertidumbres y la sensibilidad en los cálculos de
progresión de un accidente severo, haciendo énfasis en los cálculos de término
fuente y en su impacto sobre las actuaciones recogidas en las guías de gestión
de accidentes severos (GGAS), y en las guías de mitigación de daño extenso
(GMDE). Se deberán tener en cuenta los equipos FLEX recientemente
incorporados a las plantas.
progresión de un accidente severo, haciendo énfasis en los cálculos de término
fuente y en su impacto sobre las actuaciones recogidas en las guías de gestión
de accidentes severos (GGAS), y en las guías de mitigación de daño extenso
(GMDE). Se deberán tener en cuenta los equipos FLEX recientemente
incorporados a las plantas. Realizar análisis sobre las incertidumbres y la sensibilidad en los cálculos de
progresión de un accidente severo, haciendo énfasis en los cálculos de término
fuente y en su impacto sobre las actuaciones recogidas en las guías de gestión
de accidentes severos (GGAS), y en las guías de mitigación de daño extenso
(GMDE). Se deberán tener en cuenta los equipos FLEX recientemente
incorporados a las plantas.
Source Term Calculations
Severe Accident Management
GGAS
Extensive Damage Mitigation Guidelines
GMDE
LÍNEA 11: APLICACIONES DE TÉCNICAS DE APS DINÁMICO:
Aplicaciones de técnicas de APS dinámico: APS de nivel 2, Verificación de Guías
de Gestión de Accidente (GGAS) y Guías de Mitigación de Daño Extenso (GMDE),
incluyendo eficacia de los equipos FLEX y análisis de término fuente en
contención. Aplicaciones de técnicas de APS dinámico: APS de nivel 2, Verificación de Guías
de Gestión de Accidente (GGAS) y Guías de Mitigación de Daño Extenso (GMDE),
incluyendo eficacia de los equipos FLEX y análisis de término fuente en
contención.
de Gestión de Accidente (GGAS) y Guías de Mitigación de Daño Extenso (GMDE),
incluyendo eficacia de los equipos FLEX y análisis de término fuente en
contención. Aplicaciones de técnicas de APS dinámico: APS de nivel 2, Verificación de Guías
de Gestión de Accidente (GGAS) y Guías de Mitigación de Daño Extenso (GMDE),
incluyendo eficacia de los equipos FLEX y análisis de término fuente en
contención.
Dynamic PSA Techniques
PSA for Nuclear Power Plants
LÍNEA 12: INVESTIGACIÓN SOBRE LA QUÍMICA DEL AGUA EN LAS CENTRALES NUCLEARES:
Avanzar en el conocimiento de la química del agua en las centrales nucleares y su
interacción con el combustible, los materiales, la operación de la planta, y con
aspectos relacionados con la dosis operacional o con el medio ambiente. Todo ello
principalmente para entender mejor su posible impacto en estos aspectos para la
operación a largo plazo de las centrales nucleares. Avanzar en el conocimiento de la química del agua en las centrales nucleares y su
interacción con el combustible, los materiales, la operación de la planta, y con
aspectos relacionados con la dosis operacional o con el medio ambiente. Todo ello
principalmente para entender mejor su posible impacto en estos aspectos para la
operación a largo plazo de las centrales nucleares.
interacción con el combustible, los materiales, la operación de la planta, y con
aspectos relacionados con la dosis operacional o con el medio ambiente. Todo ello
principalmente para entender mejor su posible impacto en estos aspectos para la
operación a largo plazo de las centrales nucleares. Avanzar en el conocimiento de la química del agua en las centrales nucleares y su
interacción con el combustible, los materiales, la operación de la planta, y con
aspectos relacionados con la dosis operacional o con el medio ambiente. Todo ello
principalmente para entender mejor su posible impacto en estos aspectos para la
operación a largo plazo de las centrales nucleares.
Water Chemistry in Nuclear Power Plants
Water in Nuclear Power Plants
Water Interaction with Fuel
Nuclear Chemical Water
LÍNEA 13: APLICACIONES DE TÉCNICAS DE INTELIGENCIA ARTIFICIAL PARA LA MEJORA DE LA GESTION DE VIDA Y EL MANTENIMIENTO DE CENTRALES NUCLEARES:
La inteligencia artificial (IA) ha experimentado una revolución durante los últimos años.
Consecuencia de la digitalización y el progresivo abaratamiento de la computación se
han podido implementar algoritmos inmanejables en décadas anteriores. Por esa
razón, se ha democratizado la posibilidad de usar potentes herramientas de IA en
numerosas aplicaciones. Desde mucho antes, los procesos de gestión de vida y
mantenimiento en centrales nucleares han sido grandes generadores de datos
digitales, los cuales, hasta hace poco tiempo, tan solo podían ser utilizados para su
registro y seguimiento; pero que ahora podrían ser sometidos a procesamiento
computacional con técnicas de IA que mejoren y optimicen su utilización.
El objetivo de esta línea es aplicar las técnicas de inteligencia artificial para la mejora
de la gestión de vida y mantenimiento en centrales nucleares. La inteligencia artificial (IA) ha experimentado una revolución durante los últimos años.
Consecuencia de la digitalización y el progresivo abaratamiento de la computación se
han podido implementar algoritmos inmanejables en décadas anteriores. Por esa
razón, se ha democratizado la posibilidad de usar potentes herramientas de IA en
numerosas aplicaciones. Desde mucho antes, los procesos de gestión de vida y
mantenimiento en centrales nucleares han sido grandes generadores de datos
digitales, los cuales, hasta hace poco tiempo, tan solo podían ser utilizados para su
registro y seguimiento; pero que ahora podrían ser sometidos a procesamiento
computacional con técnicas de IA que mejoren y optimicen su utilización.
El objetivo de esta línea es aplicar las técnicas de inteligencia artificial para la mejora
de la gestión de vida y mantenimiento en centrales nucleares.
Consecuencia de la digitalización y el progresivo abaratamiento de la computación se
han podido implementar algoritmos inmanejables en décadas anteriores. Por esa
razón, se ha democratizado la posibilidad de usar potentes herramientas de IA en
numerosas aplicaciones. Desde mucho antes, los procesos de gestión de vida y
mantenimiento en centrales nucleares han sido grandes generadores de datos
digitales, los cuales, hasta hace poco tiempo, tan solo podían ser utilizados para su
registro y seguimiento; pero que ahora podrían ser sometidos a procesamiento
computacional con técnicas de IA que mejoren y optimicen su utilización.
El objetivo de esta línea es aplicar las técnicas de inteligencia artificial para la mejora
de la gestión de vida y mantenimiento en centrales nucleares. La inteligencia artificial (IA) ha experimentado una revolución durante los últimos años.
Consecuencia de la digitalización y el progresivo abaratamiento de la computación se
han podido implementar algoritmos inmanejables en décadas anteriores. Por esa
razón, se ha democratizado la posibilidad de usar potentes herramientas de IA en
numerosas aplicaciones. Desde mucho antes, los procesos de gestión de vida y
mantenimiento en centrales nucleares han sido grandes generadores de datos
digitales, los cuales, hasta hace poco tiempo, tan solo podían ser utilizados para su
registro y seguimiento; pero que ahora podrían ser sometidos a procesamiento
computacional con técnicas de IA que mejoren y optimicen su utilización.
El objetivo de esta línea es aplicar las técnicas de inteligencia artificial para la mejora
de la gestión de vida y mantenimiento en centrales nucleares.
Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants
Machine Learning in Nuclear Power Plants
Software in Nuclear Power Plants
AI in Nuclear Power Plants
Artificial Intelligence in Nuclear Energy
Algorithms in Nuclear Power Plants
LÍNEA 14: INTELIGENCIA ARTIFICIAL APLICADA A LA EXPERIENCIA OPERATIVA DE LAS CENTRALES NUCLEARES:
Se trata de avanzar en el uso de la inteligencia artificial para explotar la experiencia
operativa de las centrales nucleares. El objetivo es conseguir un algoritmo que lea
las bases de datos escritas en prosa y que permita extraer lecciones de experiencia
operativa. Esta experiencia será de gran importancia para abordar el
aprovechamiento de las numerosas bases de datos a nivel internacional que
contienen registros escritos con texto narrativo, tales como FIRE, CODAP de la NEA,
o las de otros organismos reguladores. Se trata de avanzar en el uso de la inteligencia artificial para explotar la experiencia
operativa de las centrales nucleares. El objetivo es conseguir un algoritmo que lea
las bases de datos escritas en prosa y que permita extraer lecciones de experiencia
operativa. Esta experiencia será de gran importancia para abordar el
aprovechamiento de las numerosas bases de datos a nivel internacional que
contienen registros escritos con texto narrativo, tales como FIRE, CODAP de la NEA,
o las de otros organismos reguladores.
operativa de las centrales nucleares. El objetivo es conseguir un algoritmo que lea
las bases de datos escritas en prosa y que permita extraer lecciones de experiencia
operativa. Esta experiencia será de gran importancia para abordar el
aprovechamiento de las numerosas bases de datos a nivel internacional que
contienen registros escritos con texto narrativo, tales como FIRE, CODAP de la NEA,
o las de otros organismos reguladores. Se trata de avanzar en el uso de la inteligencia artificial para explotar la experiencia
operativa de las centrales nucleares. El objetivo es conseguir un algoritmo que lea
las bases de datos escritas en prosa y que permita extraer lecciones de experiencia
operativa. Esta experiencia será de gran importancia para abordar el
aprovechamiento de las numerosas bases de datos a nivel internacional que
contienen registros escritos con texto narrativo, tales como FIRE, CODAP de la NEA,
o las de otros organismos reguladores.
Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants
AI in Nuclear Energy
LÍNEA 15: ESTUDIO DE LA VULNERABILIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES Y DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS DE 1ª Y 2ª CATEGORÍA ANTE AMENAZAS CIBERNÉTICAS:
Revisión de los procesos del CSN para identificar mejoras en regulación,
normativa, y en procesos de gestión y actuación del CSN en materia de
ciberseguridad, que permitan mejorar la detección y mitigación de ataques
informáticos a instalaciones nucleares, y radiactivas de 1ª y 2ª categorías, frente
a este tipo de amenazas. Revisión de los procesos del CSN para identificar mejoras en regulación,
normativa, y en procesos de gestión y actuación del CSN en materia de
ciberseguridad, que permitan mejorar la detección y mitigación de ataques
informáticos a instalaciones nucleares, y radiactivas de 1ª y 2ª categorías, frente
a este tipo de amenazas.
normativa, y en procesos de gestión y actuación del CSN en materia de
ciberseguridad, que permitan mejorar la detección y mitigación de ataques
informáticos a instalaciones nucleares, y radiactivas de 1ª y 2ª categorías, frente
a este tipo de amenazas. Revisión de los procesos del CSN para identificar mejoras en regulación,
normativa, y en procesos de gestión y actuación del CSN en materia de
ciberseguridad, que permitan mejorar la detección y mitigación de ataques
informáticos a instalaciones nucleares, y radiactivas de 1ª y 2ª categorías, frente
a este tipo de amenazas.
Nuclear Installations Cybersecurity
Radiological Vulnerability Assessment