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[EN] In 2015, the United Nations approved the 2030 Agenda on Sustainable Development, which has 17 Sustainable Development Goals (SDGs) in many different areas. Within this context, Universities should incorporate the SDGs in all areas of their activity, since they play a primary role as transforming agents of society as a whole. Aware of this, the Higher Technical School of Industrial Engineering (ETSII) of the Universitat Politècnica de València (UPV), in Spain, is currently implementing an Innovation and Educational Improvement Project (PIME-I/2021/1790) that aims to develop actions that contribute to the achievement of the SDGs in the teaching field. In the current academic year 2021-22, the diagnosis of the current situation of development of the SDGs is being carried out through the teaching of the degrees taught at the ETSII. One of the actions carried out is the revision of the Teaching Guides of the subjects, with the double objective of identifying both the activities currently carried out, and the potential for work in SDGs of each subject. This paper presents the results of this review in the compulsory subjects of the Grade in Energy Engineering and the Univesitary Master of Energetic Technology for Sustainable Developement., [ES] En 2015, las Naciones Unidas aprobaron la Agenda 2030 sobre desarrollo sostenible, que cuenta con 17 Objetivos de Desarrollo Sostenible (ODS) en muy diversos ámbitos. Dentro de este contexto, las Universidades deberían incorporar los ODS en todos los ámbitos de su actividad, ya que éstas juegan un papel primordial como agentes transformadores de la sociedad en su conjunto. Consciente de ello, la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (ETSII) de la Universitat Politècnica de València (UPV), en España, está actualmente implementando un Proyecto de Innovación y Mejora Educativa (PIME-I/2021/1790) que pretende desarrollar acciones que contribuyan a la consecución de los ODS en el ámbito docente.En el presente curso 2021-22, se está realizando el diagnóstico de la situación actual de desarrollo de los ODS a través de la docencia de las titulaciones impartidas en la ETSII. Una de las acciones llevadas a cabo es la revisión de las Guías Docentes de las asignaturas, con el doble objetivo de identificar tanto las actividades realizadas actualmente, como el potencial de trabajo en ODS de cada asignatura. En este trabajo se presentan los resultados de dicha revisión en las asignaturas troncales y obligatorias de las titulaciones de Grado en Ingeniería de la Energía, y del Máster Universitario en Tecnología Energética para el Desarrollo Sostenible., Los autores agradecen la financiación de este trabajo por parte del Vicerrectorado de Estudios, Calidad y Acreditación de la Universitat Politècnica de València (UPV), a través del proyecto “Innovación y mejora educativa aplicada a los Objetivos de Desarrollo Sostenible en la ETSII” (PIME/21-22/281).

[ES] Este trabajo se centra en revisar el efecto de la obsolescencia técnica en los modelos actuales de RAMS, en un intento de explorar la viabilidad del uso de dichos modelos como parte de un conjunto de herramientas para analizar el impacto de la gestión de la obsolescencia en el contexto de toma de decisiones informada en el riesgo en las centrales nucleares. Se presenta un caso de aplicación para un componente de seguridad., El trabajo presentado forma parte de un Proyecto del Ministerio de Economía y Competitividad (ENE2016-80401-R) y de la tesis doctoral (BES-2014-067602). Además, este estudio ha recibido soporte de los Fondos FEDER.

[ES] Los Tiempos máximos de Indisponibilidad permitidos de equipos de seguridad forman parte de las Condiciones Limites de Operación incluidas dentro de las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento de las bases de licencia de operación de las centrales nucleares. Dichas duración debe ser coherente con la importancia para la seguridad de la central por lo que son objeto de estudio de mejora utilizando métodos de análisis probabilistas de riesgo. Esta ponencia presenta una aproximación basada en tres bloques (modelado, cuantificación y análisis) desarrollando siete etapas, para la evaluación del impacto el riesgo de cambios en dichos tiempos máximos de indisponibilidad tomando como base el Análisis Probabilista del Riesgo de la planta, la cual integra, por primera vez, la identificación, tratamiento y análisis del efecto de las incertidumbres en la toma de decisiones sobre la aceptabilidad de los cambios propuestos. La viabilidad de la metodología propuesta se ha puesto de manifiesto con los resultados obtenidos en un caso de aplicación para el análisis de cambios en los requisitos de tiempo máximo de indisponibilidad del Sistema de Acumuladores utilizando un APS de nivel 1. La metodología propuesta es coherente con la propuesta por la guía reguladora americana RG 1.174, aplicable a los diseños LWR en centrales españolas, aunque amplia su nivel de desarrollo técnico., El trabajo presentado forma parte del Proyecto de Investigación ENE2010-17449 dentro del Programa de Energía del Programa Nacional de I+D+i del Ministerio de Ciencia e Innovación.

La ponencia forma parte del trabajo de colaboración enmarcado en el proyecto de investigación financiado por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Los requisitos de Vigilancia de equipos de seguridad forman partes de las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento incluidas en las bases de licencia de operación de Centrales Nucleares, por lo que son centro de atención en el estudio de mejoras para la seguridad de la explotación de la planta utilizando diferentes métodos, tanto deterministas tradicionales como probabilistas. Esta ponencia presenta una aproximación basada en tres etapas (modelado, cuantificación y análisis), para la evaluación del impacto en la fiabilidad (a nivel de sistema) y el riesgo (a nivel de planta), ocasionado por cambios de dichos Requisitos de vigilancia, utilizando como base el Análisis Probabilista del Seguridad APS, la cual integra, por primera vez, la identificación, tratamiento y análisis del efecto de las incertidumbres en la toma de decisiones sobre la aceptabilidad de los cambios propuestos. La viabilidad de la metodología propuesta se ha puesto de manifiesto con los resultados obtenidos en un caso de aplicación para el análisis de cambios en los requisitos de vigilancia del Sistema de Protección del Reactor utilizando un APS de nivel 1, a nivel sistema y a nivel de planta. La metodología propuesta es coherente con la propuesta por la guía reguladora americana RG 1.174, aplicable a los diseños LWR en centrales españolas, aunque amplia su nivel de desarrollo técnico.

La mejora de la seguridad y competitividad de la explotación en las centrales nucleares se basa en los requisitos operacionales establecidos en las Especificaciones Técnicas de funcionamiento (ETF), que forman parte de las bases de licencia de explotación, tanto en los requisitos de vigilancia (RV) como en las condiciones límite de operación (CLO), tales como el tiempo entre mantenimientos (STI) y el tiempo permitido de inoperabilidad (AOT). Para ello en los últimos años se han desarrollado metodologías para a partir de métodos probabilistas estudiar cambios en ETF informado en el riesgo, utilizando los modelos y datos del análisis probabilista de seguridad (APS), pero sin tener en cuenta el tratamiento sistemático que las incertidumbres, tanto de completitud, de modelo o de parámetro, tienen en los resultados obtenido. La Nuclear Regulatoty Comission (NCR), siguiendo su política de seguridad en las centrales nucleares, reconoce la importancia de abordar la incertidumbre con el uso del APS como una parte integral en la toma de decisiones, estableciendo el impacto potencial de estas incertidumbres con la comparación de los resultados obtenidos con unos criterios de aceptación dados.

El objetivo del trabajo es presentar/aplicar algunas de las distintas metodologías/técnicas que se utilizan actualmente en el análisis de incertidumbres y sensibilidad para la evaluación de las incertidumbres epistémicas, diferenciando respecto al tipo de estudio: 1) Determinista: Análisis de las incertidumbres a partir de códigos termo-hidráulicos del tipo Best - Estimate de simulación de los transitorios de planta y 2) Probabilista: Análisis de las incertidumbres a partir del Análisis Probabilista de Seguridad APS.

En este trabajo se presentan herramientas de análisis estadístico como el análisis de componentes principales, PCA (Principal Components Analisis), regresión por mínimos cuadrados parciales, PLS (Partial Least Squares) y el método de descomposición de la varianza como análisis de sensibilidad; las cuales permiten comprender las relaciones entre las variables de entrada inputs (definidas por funciones de distribución de parámetros del modelo termohidraulico) y la variable de salida outputs , e.g. la PCT. El objetivo es identificar las variables de entrada más importantes debido al efecto que ejercen sobre las variables de salida. Además, es posible cuantificar el aporte de la incertidumbre de cada variable de entrada en la incertidumbre de los resultados. El caso de aplicación se desarrolla sobre un accidente LOCA grande en un PWR como caso de aplicación.

La operación segura de las Centrales Nucleares (CCNN) depende de las Especificaciones Técnicas (ETF), por tanto las ETF forman parte de base de licencia (BL) para operar una CN, las cuales se establecieron teniendo en cuenta criterios principalmente deterministas. El desarrollo de APS (Análisis Probabilista de Seguridad) y su aplicación desde principios de los 80 para analizar los cambios ETF ha permitido revisar la consistencia de ETF desde un punto de vista del riesgo, es decir, abordar el impacto de los cambios en la seguridad de la planta sobre la base de las informaciones de riesgo APS, en particular al papel del tiempo máximo permitido de inoperabilidad (AOT) incluido en las condiciones limite de operación (CLO). En (Martorell et al. 2010), se presentó una visión general de aplicación del APS que se refieren al análisis de cambios en los requisitos del tiempo máximo permitido de inoperabilidad (AOT), además de una orientación para el tratamiento de las incertidumbres. Se discutió cómo los varios tipos de incertidumbres epistémicas requieren ser caracterizadas y manejadas dentro de la aplicación de APS, en particular, para evaluar el impacto en el riesgo de un cambio AOT incluida en las CLO. El objetivo de este documento se centra en el uso de análisis de importancia en el enfoque propuesto. Se proporciona un estudio de caso que se centra en un cambio AOT del sistema de acumuladores de una planta de Energía Nuclear con un APS de nivel 1.

La cada vez mayor capacidad de cálculo está permitiendo aportar nuevas herramientas de análisis dentro del contexto de evaluación de seguridad de centrales nucleares mediante la utilización de herramientas de cálculo realistas con estimación de las incertidumbres asociadas, en ingles conocido como BE+U (Best Estimate + Uncertainties). Un ejemplo de particular importancia es la evaluación de márgenes de seguridad correspondientes a secuencias accidentales del APS (Análisis Probabilista de Seguridad) mediante códigos termohidráulicos tipo RELAP, TRACE, etc., atendiendo de manera explícita al efecto de las incertidumbres de todo tipo. En dicho contexto es particularmente importante, en primer lugar, diagnosticar, es decir, caracterizar y priorizar las incertidumbres epistémicas más significativas y su contribución a la incertidumbre en la estimación de dicho margen. En segundo lugar, resulta altamente deseable poder establecer un modelo que, partiendo del análisis anterior, permita propagar el efecto de las incertidumbres de entrada sobre la estimación de dicho margen de seguridad como variable de salida del modelo. Utilizando los resultados de la propagación de la incertidumbre es posible realizar un análisis de sensibilidad utilizando el método de descomposición de la varianza (Saltelli, 2000). En esta ponencia se presenta el uso de herramientas “Soft Computing”, en concreto el uso de Redes Neuronales Artificiales (RNA) y el método de descomposición de la varianza como análisis de sensibilidad, que permite comprender y modelar las relaciones entre las variables inciertas de entrada “inputs” (definidas por funciones de distribución de parámetros del modelo termohidraulico) y la variable de salida “outputs”, e.g. la PCT (peaking clad temperatura). La presentación se desarrolla sobre un accidente LOCA grande en un PWR como caso de aplicación. La ponencia forma parte del trabajo de colaboración enmarcado en el proyecto de investigación STN/2369/08/640 financiado por el Consejo de Seguridad Nuclear.

[EN] In the last years, several studies have been developed in order to guarantee safety operation of Nuclear Power Plants (NPP), for both, the design plant life and for the Long Term Operation (LTO). In those situations, NPP must face the Periodic Safety Review (PSR). An important part of PRS involves the evaluation of risk impact of Structures, Systems and Components (SSC) ageing and how current asset management programs, e.g. maintenance and testing programs, are successful to achieve the objective of allowing a safe operation. In order to perform this evaluation, it is necessary to extend the current Probabilistic Safety Assessment (PSA) models to take into account, not only equipment ageing, but also maintenance and testing policies.This Ph Dissertation aims to help in NPP safety evaluation in the framework of PSR in both, design life and long-term operation. In this context, two main objectives are proposed. The first one is based on the proposal and application of risk-informed decision making methodology to evaluate the impact of changes to licensing bases, particularly in the ETF, using PSA models and considering aleatory uncertainties. The second is based on the adaptation and development of SSC reliability and availability models to consider not only the effect of aging, but also the effect of components management policies, in particular the testing and maintenance. Finally, these models have been joined to APS in order to obtain a new and extended APS (APSE).Some application cases, for both, risk-informed decision making on changes of licensing bases and for the use of the new APSA in the process of decision making, are provided in order to assess the feasibility and applicability of the new methodologies proposed The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Competitiveness in the project ENE2013-45540-R, "Development of Advanced Surveillance Requirements with a focus on safety and competitiveness of Nuclear Power Plants operation in the long term", and in the Doctoral Fellow ENE2010-17449., [ES] En los últimos años se han desarrollado diversos estudios enfocados a garantizar la operación segura de las centrales nucleares (CCNN), tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En ambos casos, las centrales deben de afrontar una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), la cual, involucra, entre otras tareas, la evaluación del impacto en el riesgo del envejecimiento de Estructuras, Sistemas y Componentes (ESC) y del papel de los programas de gestión de activos, tales como los programas de vigilancia y de mantenimiento de la central. Para llevar a cabo esta evaluación, urge la necesidad de extender los modelos actuales del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) para que tenga en cuenta de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular, las pruebas y mantenimientos.La presente tesis doctoral pretende servir de ayuda en las evaluaciones de la seguridad de las CCNN, y en el contexto de las RPS, tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En este contexto se plantean dos objetivos principales. El primero, se basa en la propuesta y aplicación de una metodología de toma de decisiones basada en la utilización de los modelos y datos del APS para llevar a cabo la evaluación del impacto en el riesgo de cambios en las bases de licencia, concretamente en las ETF de las CCNN, en presencia de incertidumbres. El segundo, se basa en la adaptación y desarrollo de los modelos de fiabilidad y disponibilidad convencionales de ESC para que consideren de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento, sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular de las pruebas y mantenimiento. Finalmente, estos modelos se han incorporado al APS con el objetivo de obtener un nuevo APS Extendido (APSE). Tanto para la toma de decisiones informada en el riesgo para cambios en las bases de licencia, cómo para la toma de decisiones utilizando el nuevo modelo extendido, APSE, se aportan casos de aplicación que demuestran la viabilidad y aplicabilidad de los mismos. El trabajo realizado en la presente tesis doctoral se enmarca dentro de la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyecto ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" y en la beca de Formación de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449., [CAT] En els últims anys s'han desenvolupat diversos estudis enfocats a garantir l'operació segura de les centrals nuclears (CCNN), tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En ambdos casos, les centrals han d'afrontar una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), la qual, involucra, entre altres tasques, l'avaluació de l'impacte en el risc de l'envelliment d'Estructures, Sistemes i components (ESC) i del paper dels programes de gestió d'actius, com els programes de vigilància i de manteniment de la central. Per dur a terme aquesta avaluació, urgeix la necessitat d'estendre els models actuals de l'Anàlisi Probabilista de Seguretat (APS) perquè tinga en compte de manera explícita no sols l'efecte de l'envelliment sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular, les proves i manteniments.La present tesi doctoral pretén servir d'ajuda en les avaluacions de la seguretat de les CCNN, i en el context de les RPS, tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En aquest context es plantegen dos objectius principals. El primer, es basa en la proposta i aplicació d'una metodologia de presa de decisions basada en la utilització dels models i dades de l'APS per a dur a terme l'avaluació de l'impacte en el risc de canvis en les bases de llicència, concretament en les ETF de les CCNN, en presència d'incerteses. El segon, es basa en l'adaptació i desenvolupament dels models de fiabilitat i disponibilitat convencionals d'estructures, sistemes i components perquè considerin de forma explícita no només l'efecte de l'envelliment, sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular de les proves i manteniment. Finalment, aquests models s'han incorporat al APS amb l'objectiu d'obtenir un nou APS Estès (APSE).Tant per a la presa de decisions informada en el risc per canvis en les bases de llicència com per a la presa de decisions utilitzant el nou model estès, APSE, s'aporten casos d'aplicació que demostren la viabilitat i aplicabilitat dels mateixos.El treball realitzat en la present tesi doctoral s'emmarca dins de la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Competitivitat en el projecte ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" i en la beca de Formació de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449., Martón Lluch, I. (2015). Gestión de la operación, vigilancia y mantenimiento de equipos de seguridad de centrales nucleares a corto y largo plazo [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. doi:10.4995/Thesis/10251/58615., TESIS