BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Núm. 189 Viernes 10 de julio de 2020 Sec. III.   Pág. 50259
III. OTRAS DISPOSICIONES
CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
7708 Resolución de 2 de julio de 2020, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la 
que se publica el Convenio con la Universitat Politècnica de València, la 
Universidad Politécnica de Cataluña y la Universidad Politécnica de Madrid, 
para la ejecución de Proyecto I+D sobre «Participación en los proyectos de 
mantenimiento  de  códigos  NRC  (CAMP)  y  programas  experimentales 
termohidráulicos de NEA/OECD (PKL, ATLAS y RBHT) y su aplicación a 
plantas españolas (CAMP-ESPAÑA)».
El  Presidente  del  Consejo  de  Seguridad  Nuclear,  el  Rector  de  la  Universitat 
Politècnica de València, el Rector de la Universitat Politècnica de Catalunya y el Rector 
de la Universidad Politécnica de Madrid han suscrito, con fecha 29 de junio de 2020, un 
Convenio para la ejecución de Proyecto I+D sobre «Participación en los Proyectos de 
Mantenimiento de Códigos NRC (CAMP) y Programas Experimentales Termohidráulicos 
de NEA/OECD (PKL, ATLAS y RBHT), y su aplicación a Plantas Españolas (CAMP-
ESPAÑA)».
Para general conocimiento, y en cumplimiento de lo establecido en el artículo 48.8 de 
la Ley 40/2015, de 1 de octubre, de Régimen Jurídico del Sector Público, dispongo la 
publicación en el «Boletín Oficial del Estado» del referido Convenio, como anejo a la 
presente Resolución.
Madrid, 2 de julio de 2020.–El Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear, Josep 
Maria Serena i Sender.
ANEJO
Convenio entre el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), la Universitat Politècnica 
de València (UPV), la Universitat Politècnica de Catalunya (UPC) y la Universidad 
Politécnica de Madrid (UPM), para la ejecución de Proyecto de I+D sobre 
«Participación en los proyectos de mantenimiento de códigos de NRC (CAMP) y 
programas experimentales termohidráulicos de NEA/OECD (PKL, ATLAS y RBHT), 
y su aplicación a plantas españolas (CAMP-ESPAÑA)»
REUNIDOS
De  una  parte:  Don  Josep  Maria  Serena  i  Sender,  Presidente  del  Consejo  de 
Seguridad Nuclear (en adelante CSN), cargo para el que fue nombrado por el Real 
Decreto 227/2019, de 29 de marzo (BOE número 77, de 30 de marzo de 2019), en 
nombre y representación de este Organismo, con domicilio en la calle Justo Dorado, 
n.º 11, de Madrid, y número de identificación fiscal Q2801036-A.
De otra parte:
– Don Francisco José Mora Mas, Rector Magnífico de la Universitat Politècnica de 
València (en adelante, la UPV), creada en virtud del Decreto 495/1971, de 11 de marzo 
(BOE de 26 de marzo de 1971), con sede en el Camino de Vera, s/n, de Valencia  e.
(España),  CIF  Q4618002B,  y  en  su  nombre  y  representación,  nombrado  por  el  w.
Decreto 64/2017, de 26 de mayo, del Consell de la Generalitat, y en virtud de las  08ww
aatprriboubcaidoonse sp oqru eel  Dlee cvrieentoe n1 8c2o/2n0fe1r1id, adse  p2o5r d eel  naorvtíiceumlob r5e3, -dde ld Ce olnosse Ell.statutos de la UPV,
adel–a nDteo,n  lFar aUnPceCs)c,  Tnoormrebsr aTdoorr epso, rR Recetaolr  Ddee clare Uton i1ve0r2s5it/a2t0 P17o lit(èpcunbilcicaa ddeo  Ceant aelul nDyaO G(eCn   BOE-A-cable e
núm. 7514 y en el BOE núm. 301, del día 12 de diciembre de 2017), con sede social en 
la calle Jordi Girona, 31, 08034 Barcelona, y con identificación fiscal Q-0818003F, en 
representación  de  esta  institución,  en  virtud  de  las  competencias  previstas  en  el 
artículo 20 de la Ley Orgánica 6/2001, de 21 de desembre, de Universidades, y los 
artículos 67 y 169 de los Estatutos de la Universitat Politècnica de Catalunya, aprobados 
por Acuerdo GOV/43/2012, de 29 de mayo (DOGC núm. 6140, de 1 de junio de 2012).
– Don Guillermo Cisneros Pérez, Rector Magnífico de la Universidad Politécnica de 
Madrid (CIF Q-2818015F) (en adelante, UPM), nombrado por Decreto 25/2016, de 5 de 
abril (BOCM n.º 81, de 6 de abril de 2016), actuando en nombre y representación de la 
misma, en virtud de las facultades que le confieren los estatutos de la Universidad 
Politécnica de Madrid, aprobados por Decreto 74/2010, de 21 de octubre (BOCM n.º 273, 
de 15 de noviembre de 2010).
Todos ellos intervienen para la realización de este acto por sus respectivos cargos y 
en el ejercicio de las facultades que, para convenir en nombre de las Entidades a que 
representan, tienen conferidas y, a tal efecto,
EXPONEN
Primero.
Que el CSN, como único organismo competente en materia de seguridad nuclear y 
protección radiológica, tiene legalmente asignada la función de inspeccionar y controlar 
el funcionamiento de las instalaciones nucleares de todo el territorio nacional con el fin 
de que el funcionamiento de dichas instalaciones no suponga riesgos indebidos.
Segundo.
Que el CSN suscribe el presente Convenio en ejercicio de la función que le atribuye 
su Ley de Creación (Ley 15/1980, de 22 de abril) en su artículo 2, letra p), que es la de 
establecer y efectuar el seguimiento de planes de investigación en materia de seguridad 
nuclear y protección radiológica.
Tercero.
Que el Plan de Investigación y Desarrollo del CSN 2016-2020, aprobado por el Pleno 
del CSN en junio de 2016, establece como línea de investigación en el ámbito de 
«Programas termohidráulicos experimentales, de verificación/validación y de desarrollo 
de herramientas de simulación», la línea estratégica 1: Métodos y herramientas de 
análisis y simulación, dentro de la cual se enmarca el proyecto de I+D objeto de este 
Convenio.
Cuarto.
Que las universidades UPV, UPC y UPM, como instituciones de derecho público, 
tienen atribuidas, entre otras, la función de colaborar con las administraciones públicas, 
instituciones y entidades privadas con la finalidad de elaborar, participar y desarrollar 
planes de acciones que contribuyan al progreso de la ciencia, de la difusión de la cultura 
y  el  desarrollo  de  la  sociedad,  y  están  interesadas  en  colaborar  con  los  sectores 
científicos y socioeconómicos de nuestro país. e.e
Quinto. 08ww
paraQ eule d eels aCrSroNllo y d lea sd iuvneirvseorss ipdraodyeesc tUosP Vd,e  UinPvCes yti gUacPiMón, , hdaend iccoaldaobso raa dlao  perno teecl cpióans addeol 
público y del medio ambiente. Estos proyectos se han desarrollado de forma satisfactoria
para todas las Partes.
Sexto.
Que, a la vista de los excelentes resultados obtenidos hasta ahora, el CSN y las 
universidades  UPV,  UPC  y  UPM  consideran  conveniente  continuar  realizando 
actividades conjuntas de investigación, encaminadas a la colaboración nacional para:
–  Participar  en  programas  internacionales  de  termohidráulica  experimental  y  de 
verificación/validación,
– Desarrollar herramientas avanzadas de simulación, y
– Aplicar los resultados a las plantas españolas.
Séptimo.
Que el Convenio supone una cooperación entre las Partes, con la finalidad de que se 
logren los objetivos que comparten en materia de seguridad nuclear; y que el desarrollo 
de  dicha  cooperación  se  guía  únicamente  por  consideraciones  relacionadas  con  el 
interés público.
Octavo.
Que las Partes consideran que la colaboración entre ellas en este campo contribuirá 
al mejor cumplimiento de los objetivos propios de cada una de ellas, y aumentará el 
conocimiento científico y técnico en este ámbito en beneficio de todas las Partes.
Por todo ello, las Partes convienen en formalizar el presente Convenio con sujeción a 
las siguientes
CLÁUSULAS
Primera.  Objeto.
El objetivo general de este Convenio es la realización del proyecto I+D titulado 
«Participación  en  los  Proyectos  de  Mantenimiento  de  Códigos  de  NRC  (CAMP)  y 
Programas Experimentales Termohidráulicos de NEA/OECD (PKL, ATLAS y RBHT), y su 
Aplicación a Plantas Españolas (CAMP-ESPAÑA)», (en adelante, el Proyecto).
El alcance de las actividades que se considera necesario realizar para alcanzar este 
objetivo  se  detalla  en  la  Memoria  Técnica  que  se  adjunta  a  este  Convenio  como 
Anexo 1.
Segunda.  Obligaciones de las partes.
Son obligaciones de las universidades UPV, UPC y UPM dentro de este Convenio:
– Realizar las actividades que se describen en la Memoria Técnica (Anexo 1) que se 
adjunta, relacionadas con los objetivos descritos en la cláusula primera.
– Poner a disposición del Convenio los datos e información de que disponga y que 
pudieran ser necesarios para la realización de los trabajos.
– Poner a disposición del Convenio el personal necesario para garantizar la máxima 
calidad de los trabajos en él incluidos. En caso de ser necesario un esfuerzo de personal 
mayor del que se ha estimado en el momento de la firma del Convenio, las Partes lo 
revisarán siguiendo lo indicado en la cláusula segunda. e.e
– Contribuir a la financiación de los costes del Convenio en la forma que se describe  w.b
en la cláusula cuarta. 08ww
desc–r ibDeo ecunm lae Mnteamr olorsia  tTraébcnaijcoas  (Arenaelixzoa d1o as  edseten tCroo ndveeln iCoo).nvenio, en la forma que se
Son obligaciones del CSN dentro de este Convenio:
– Realizar las actividades que se describen en la Memoria Técnica (Anexo 1) que se 
adjunta, relacionadas con los objetivos descritos en la cláusula primera.
– Poner a disposición del Convenio el personal necesario para garantizar la máxima 
calidad de los trabajos en él incluidos.
– Contribuir a la financiación de los gastos del Convenio en la forma que se describe 
en la cláusula cuarta.
– Poner a disposición del Convenio los datos e información de que disponga y que 
pudieran ser necesarios para la realización de los trabajos.
– Documentar los trabajos realizados dentro del Convenio, en la forma que se 
describe en la Memoria Técnica (anexo 1 a este Convenio).
Tercera.  Responsabilidad.
De acuerdo con el artículo 49.E), de la Ley 40/2015, de 1 de octubre, de Régimen 
Jurídico del Sector Público, las consecuencias aplicables en caso de incumplimiento de 
las obligaciones y compromisos asumidos por cada una de las Partes en el presente 
Convenio y, en su caso, los criterios para determinar la posible indemnización por el 
incumplimiento se determinarán teniendo en cuenta las circunstancias concurrentes.
Cuarta.  Financiación.
El coste total del Convenio comprenderá las partidas correspondientes a: recursos 
humanos; amortización del material inventariable durante la ejecución del Proyecto; 
material fungible; realización de viajes, asistencia a congresos; y publicación de los 
resultados  del  Proyecto.  Las  cantidades  correspondientes  a  cada  uno  de  estos 
conceptos se detallan en la Memoria Económica que se incluye como anexo 2 de este 
Convenio.
Sobre  la  base  de  estas  cantidades,  se  obtienen  unos  costes  totales  para  este 
Proyecto  plasmado  en  este  Convenio  de  un  millón  ciento  doce  mil  cuatrocientos 
cincuenta y cinco euros con cincuenta y seis céntimos (1.112.455,56 €). El CSN aportará 
la cantidad de seiscientos cuarenta y nueve mil trescientos cincuenta y ocho euros con 
noventa y seis céntimos (649.358,96 €), que corresponde a un 58,37 % del total citado. 
Las universidades UPV, UPC y UPM aportarán cuatrocientos sesenta y tres mil noventa 
y seis euros con sesenta céntimos (463.096,60 €), lo que supone un 41,63 % del coste 
total.
La distribución de la contribución económica del CSN se establece en aportaciones 
semestrales  correspondiendo  a  la  aplicación  presupuestaria  con 
código 23.302.424M.640, abonándose cada uno de los pagos tras la correspondiente 
emisión por parte de las universidades UPV, UPC y UPM de los Requerimientos de 
pago, en la forma y plazos que se detallan en la Memoria Económica.
Las citadas cantidades serán satisfechas por el CSN previa entrega y aceptación de 
la documentación que se define en la Memoria Técnica y en la Memoria Económica, y se 
abonarán condicionadas a la previa existencia de crédito específico y suficiente en cada 
ejercicio, con cumplimiento de los límites establecidos en el artículo 47 de la Ley General 
Presupuestaria.
Estas condiciones económicas podrán ser revisadas en caso de producirse alguna 
modificación de las bases del Convenio y de sus contenidos técnicos y presupuestarios. s
Tanto el CSN como las universidades UPV, UPC y UPM realizan en el mercado  oe.
abierto menos del 20% de las actividades objeto de la cooperación. w.
Quinta.  Seguimiento del Convenio.
ProyEel ctpor oeyne cetol  qCuAeM hPa-bErsáp areñpar eessetnatraán tceoso rddein acaddoa  puonr au nd e Claosm iPtéa rdtees  Dfirirmeaccnitóens  ddeell 
presente Acuerdo, y en el que podrán estar representadas también otras organizaciones
participantes  en  dicho  proyecto.  Las  decisiones  del  citado  Comité  se  tomarán  por 
consenso  e  irán  encomendadas  a  la  consecución  de  los  objetivos  descritos  en  la 
Cláusula primera. La composición de dicho Comité será:
– Dos representantes de CSN (uno de ellos actuará como Director del Proyecto).
– Tres representantes de la UPV (el coordinador actuará también como Jefe de 
Proyecto).
– Un representante de la UPC.
– Un representante de la UPM.
Las principales funciones del Comité de Dirección serán:
– Realizar el seguimiento del proyecto, recibiendo información de la evolución del 
mismo a través del Jefe de Proyecto.
– Tomar las decisiones de carácter técnico que sean necesarias para el correcto 
desarrollo del proyecto.
– Analizar y comentar los informes que se generan en el proyecto y aceptar sus 
versiones finales.
– Aprobar el informe final del proyecto, propuesto por el coordinador del proyecto.
El Jefe de Proyecto será encargado de la gestión global del proyecto, y entre sus 
misiones están las siguientes:
– Distribuir de forma inmediata entre las entidades participantes la información, tanto 
preliminar, como definitiva que se genere en la ejecución de este proyecto.
– Informar de la evolución del proyecto en las reuniones del Comité de Dirección del 
Proyecto siendo responsable de convocar reuniones cuando sea necesario para la toma 
de decisiones que afecten al desarrollo del proyecto, así como de elaborar las actas de 
las reuniones del Comité de Coordinación del Proyecto.
– Será el responsable de supervisar que se realizan las tareas asignadas en la forma 
y plazos previstos en el presente acuerdo.
Otros mecanismos de coordinación previstos para la eficaz ejecución del proyecto 
son:
–  Una  estrecha  colaboración  de  los  especialistas  del  CSN  con  los  grupos 
participantes, así como con los Operating Agents de los proyectos PKL, ATLAS y RBHT, 
y con la USNRC.
– La realización de las jornadas técnicas del proyecto nacional, al menos una vez al 
año. Asimismo, se prevé la asistencia a las jornadas internacionales del proyecto CAMP 
y a los talleres («workshops») de actividades analíticas de los programas experimentales 
PKL, ATLAS y RBHT.
Sexta.  Modificación.
Los términos del Convenio se podrán revisar o modificar en cualquier momento a 
petición de cualquiera de las Partes, de manera que puedan introducirse, de mutuo 
acuerdo, tales modificaciones o revisiones.
Séptima.  Régimen jurídico.
De  conformidad  con  lo  establecido  en  el  artículo  47.1,  párrafo  segundo,  de  la  o
Ley 40/2015, de 1 de octubre, de Régimen Jurídico del Sector Público este acuerdo tiene  08ww
dndeae t uCaArpoaslnliiecmvazeiacsnim ióojunosr ,,í d depeisrc etoTev e iasCxdttooomn  eRvinneei snefutilro naC dttaiiivedpanoí te udd lecoea   VCrláaIo c dnLteeverley  Tna díidoteum,  loCiqn uoPisenrtdertraalaitmnitvodionso  a ydrs  esodlem eS  heleaatic dlcltaooit a re adPxla cú rllbéuelgiyidci.moo ,ed anep l jruáormbídabidcitooo    OE-A-2020-77able en https://
por Real Decreto Legislativo 3/2011, de 14 de noviembre.
La interpretación del Convenio se realizará bajo el principio de buena fe y confianza 
legítima entre las Partes, que convienen en solventar de mutuo acuerdo las diferencias 
que pudieran presentarse en su aplicación. Para ello, surgida la controversia, cada parte 
designará un representante si bien, en el caso de no lograrse común acuerdo, éstas 
someterán  la  cuestión  a  los  tribunales  competentes  de  la  jurisdicción  contencioso-
administrativa.
Octava.  Confidencialidad.
Las Partes conceden, con carácter general, la calificación de información reservada a 
la  generada  en  aplicación  de  este  Convenio,  por  lo  que  asumen  de  buena  fe  el 
tratamiento de restricción en su utilización por sus respectivas organizaciones a salvo de 
su uso para el destino o finalidad pactados o de su divulgación, que habrá de ser 
autorizada previamente caso por caso por cada una de las Partes.
Asimismo, cada una de las Partes se compromete a mantener de forma confidencial 
la información y/o documentación que le haya sido facilitada por las otras Partes y que, 
por  su  naturaleza,  o  por  haberse  hecho  constar  expresamente,  tenga  carácter 
confidencial.
Esta obligación de confidencialidad se mantendrá en vigor una vez finalizado el 
presente Convenio.
La aplicación en otros proyectos de los conocimientos adquiridos por las Partes 
como  consecuencia  de  su  participación  en  este  proyecto  no  estará  restringida  por 
ninguna condición adicional.
Novena.  Propiedad intelectual e industrial.
Los derechos de propiedad industrial e intelectual que recaigan sobre los trabajos o 
resultados de las actividades que se realicen dentro del alcance de este Convenio 
pertenecerán exclusivamente a las Partes, como únicos titulares de los mismos, por lo 
que ninguna entidad podrá divulgar dichos trabajos o resultados ni realizar explotación 
alguna de los derechos reconocidos sobre los mismos, incluyendo su cesión a terceros, 
sin contar con la previa aprobación escrita de las otras Partes.
En caso de que se obtuvieran ingresos económicos derivados de los resultados de 
estas  investigaciones,  tendrán  derecho  al  mismo  todas  las  Partes  en  la  misma 
proporción, siendo no obstante necesario, antes de proceder al correspondiente reparto, 
detraer de los citados ingresos el importe de los costes y gastos que cada una de las 
partes haya aportado al proyecto de conformidad con lo establecido en el presente 
Convenio.
La difusión de los resultados del proyecto, ya sea a través de publicaciones o de 
presentaciones  en  talleres,  conferencias,  o  mediante  cualquier  otro  medio,  hará 
referencia a la financiación del proyecto por parte del CSN, la UPV, la UPC y la UPM. El 
contenido de este párrafo permanecerá en vigor de forma indefinida una vez finalizado el 
presente Convenio.
Décima.  Vigencia y prórroga.
El presente Convenio se perfeccionará por la prestación del consentimiento de las 
Partes mediante su firma. Tendrá una vigencia de 4 años contados a partir de su 
publicación  en  el  «Boletín  Oficial  del  Estado»  previa  inscripción  en  el  Registro  s
Electrónico estatal de Órganos e Instrumentos de Cooperación del sector público estatal. oe.
El CSN será responsable de los trámites para la publicación en el BOE de este  w.
Convenio. 08ww
prórSroi gfau e(rmaá nxeimceos haarisot av a4r iaañr ossu  apdliaczioon adlee se) jepcour cmióunt,u oe l aCcuoenrvdeon idoe p loadsr áP asreter so, bsjieetmo pdree 
oqcuteu bsree , rdeesp Retéeg ilmo eens tJaubrlíedcicidoo  deenl  Seel catortrí cPuúlob li4c9o,,  lye tlraa  phr,ó rdroeg ala  sLeeay  c4o0m/2p0a1ti5b,le d ceo n1  ldaes   BOE-A-cable e
obligaciones presupuestarias legalmente establecidas. En este caso, se formalizará la 
oportuna Cláusula Adicional incluyendo las condiciones de la prórroga con anterioridad a 
la fecha del vencimiento del Convenio.
Undécima.  Lugar de realización.
Las  actividades  objeto  del  Convenio  se  realizarán  por  cada  Parte  en  sus 
instalaciones propias o en cualquier otro espacio determinado de común acuerdo.
Duodécima.  Protección de datos de carácter personal.
Las  Partes  se  obligan  expresamente  a  respetar  los  principios,  disposiciones  y 
medidas de seguridad previstos en el Reglamento General de Protección de Datos 
UE 2016/679 y cualquier otra norma vigente o que se promulgue en adelante sobre la 
protección de datos de carácter personal.
La finalidad del tratamiento de los datos personales tendrá por objeto lo estipulado en 
la cláusula primera de este Convenio y la gestión administrativa del mismo. En desarrollo 
de tales finalidades, y en cumplimiento de lo previsto en el Reglamento General de 
Protección de Datos UE 2016/679 y la Ley Orgánica 3/2018, de 5 de diciembre, de 
Protección de Datos personales y garantía de los derechos digitales, cada una las Partes 
poseerá la condición de responsable del tratamiento.
La base legal para el tratamiento de los sus datos personales es la ejecución de este 
Convenio, así como su autorización para ejecutar el mismo y las finalidades que en éste 
se describen.
Los interesados podrán ejercer los derechos de acceso, rectificación, supresión, 
portabilidad, limitación u oposición al tratamiento aportando copia de un documento 
oficial que les identifique (NIF-NIE, Pasaporte), y si fuera necesaria, documentación 
acreditativa de su solicitud ante:
– Consejo de Seguridad Nuclear:
Delegado de protección de datos del Consejo de Seguridad Nuclear.
Secretaría General.
C/ Pedro Justo Dorado Dellmans, 11.
28040 Madrid.
– Universitat Politècnica de València:
Delegado de protección de datos de la Universitat Politécnica de València.
Secretaría General.
Camí de Vera, s/n.
46022 València.
– Universidad Politécnica de Madrid:
Delegado de protección de datos de la Universidad Politécnica de Madrid.
Secretaría General.
c/ Ramiro de Maeztu, 7.
28040 Madrid.
Contacto Delegado Protección de Datos: proteccion.datos@upm.es
– Universitat Politècnica de Catalunya: o
Delegado de protección de datos de la Universitat Politècnica de Catalunya. 08ww
C08/ 0J3o4rd Bi Garicroenloan, a3.1.
Contacto Delegado Protección de Datos: proteccion.datos@upc.edu
En  caso  de  reclamación,  la  autoridad  competente  es  la  Agencia  Española  de 
Protección de Datos.
El plazo de conservación de los datos será el de la vigencia del presente Convenio, 
sin perjuicio de lo dispuesto en la normativa aplicable.
Decimotercera.  Extinción y suspensión.
El presente Convenio se extinguirá por el cumplimiento de las actuaciones que 
constituyen su objeto o por incurrir en alguna de las causas de resolución previstas en el 
artículo 51.2 de la Ley 40/2015, de 1 de octubre, de Régimen Jurídico del Sector Público. 
Asimismo,  las  Partes  por  motivos  razonables,  podrán  rescindir  o  suspender 
temporalmente este Convenio, preavisando con al menos tres meses de antelación a la 
fecha en que la resolución deba ser efectiva.
En tal caso, el CSN y las universidades UPV, UPC y UPM se comprometen a abonar 
el importe de los trabajos y/o gastos incurridos comprometidos que según el Convenio 
corresponda abonar a cada una de estas entidades a los que ineludiblemente haya que 
hacer frente pese a la resolución del Convenio.
Las universidades UPV, UPC y UPM entregarán al CSN informes de los resultados 
obtenidos  hasta  el  momento  de  la  interrupción,  pudiendo  utilizar  libremente  dichos 
resultados, siempre que se salvaguarden las condiciones estipuladas en las cláusulas 
Octava y Novena.
Las Partes manifiestan su plena conformidad con el presente Convenio, en Madrid, 
a 29 de junio de 2020.–Por el Consejo de Seguridad Nuclear, el Presidente, Josep Maria 
Serena i Sender.–Por la Universitat de València, el Rector, Francisco José Mora Mas.–
Por la Universitat Politècnica de Catalunya, el Rector, Francesc Torres Torres.–Por la 
Universidad Politécnica de Madrid, el Rector, Guillermo Cisneros Pérez.
ANEXO 1
Memoria Técnica del Convenio de Colaboración entre el Consejo de Seguridad 
Nuclear (CSN), la Universitat Politècnica de València (UPV), la Universitat 
Politècnica de Catalunya (UPC) y la Universidad Politécnica de Madrid (UPM), para 
la ejecución de Proyecto de I+D sobre «Participación en los proyectos de 
mantenimiento de códigos de NRC (CAMP) y programas experimentales 
termohidráulicos de NEA/OECD (PKL, ATLAS y RBHT), y su aplicación a plantas 
españolas (CAMP-ESPAÑA)»
1. Antecedentes
Un  grupo  considerable  de  organizaciones  españolas,  entre  ellas  el  CSN,  han 
promovido durante los últimos 30 años tareas encaminadas a la asimilación, mejora y 
aplicación  de  códigos  termohidráulicos  a  las  centrales  nucleares  españolas.  Dichas 
colaboraciones se han instrumentado a través de distintos proyectos: LOFT España, 
ICAP-España,  CAMP-España,  Proyecto  CTC,  Proyecto  SETH  y,  el  más  reciente 
denominado  «Participación  en  los  Proyectos  CAMP  de  NRC,  y  PKL3  y  ATLAS  de 
NEA/OECD,  y  su  Aplicación  a  Plantas  Españolas»  (CAMP-ESPAÑA)».  Todos  los 
proyectos citados se desarrollaron de forma coordinada con sus respectivos programas 
internacionales y culminaron con su aplicación a las centrales nucleares españolas. El 
esfuerzo ha estado siempre justificado por la gran importancia que estos códigos tienen  e.
en el licenciamiento y diseño de los sistemas de protección, seguridad y salvaguardia de  w.b
las centrales nucleares de la misma tecnología que la española. 08ww
modCealodsa  duen oi ndset aelasctoiosn perso yeexcptoesri mhean ptaelrems itiyd od aeu mpleannttaars  ye mspeajoñroalra sla  cdoisnp ounni binliidvaedl  ddee 
vparolifduancdióizna rc erenc ileons tceó. dSigi oloss R pEriLmAePro5s p parroay leacst ocse netrna lseus  dPíWa Rpe yrm einti eTrRonA Cfu/Bnd paamrae nBtaWlmRe, nlotes 
proyectos más recientes han hecho lo propio para los modelos para TRACE.
Estos proyectos están consiguiendo también mantener una comunidad nacional de 
expertos en el uso de los códigos con capacidades de actualizar sus prácticas al unísono 
con la comunidad internacional.
El CSN es signatario de los proyectos internacionales CAMP, OECD/PKL fase 4 y 
OECD/ATLAS fase 2, relacionados entre sí, ya que los tres están relacionados con el 
análisis y simulación de secuencias accidentales en reactores nucleares. El primero de 
estos proyectos, CAMP, es de carácter analítico mientras que los de NEA/OECD son de 
carácter experimental. Adicionalmente, recientemente se ha elevado la propuesta al 
Pleno del CSN para la participación del CSN en un nuevo proyecto experimental de 
NEA/OECD denominado RBHT. Seguidamente se incluye unas secciones con breve 
descripción de estos cuatro proyectos internacionales.
A continuación se incluye también una sección con diversas áreas de desarrollo del 
ámbito termohidráulico, resultado de una reflexión dentro del grupo de colaboración 
CAMP-España que reúne a CSN-Universidades-UNESA-Ingenierías, que ha permitido 
identificar  un  conjunto  de  prioridades  y  consideraciones  que  modulan  también  el 
planteamiento de objetivos para esta nueva fase de CAMP-España.
2. Programa CAMP de la USNRC. Participación española
El CSN en el marco de sus acuerdos de colaboración mantiene de manera continua 
un acuerdo con la NRC para la participación en el programa internacional CAMP (Code 
Applications and Maintenance Program) centrado actualmente en los códigos RELAP5 y 
fundamentalmente TRACE. El acuerdo, además de una cuota, obliga a la entrega para 
su revisión, de dos contribuciones en especie (o trabajos técnicos equivalentes) por cada 
año de vigencia, con la calidad suficiente para ser publicadas como NUREG International 
Agreement Reports (NUREG/IA).
El Programa CAMP es un programa de cooperación internacional en el área de la 
investigación  termohidráulica  promovido  por  la  United  States  Nuclear  Regulatory 
Commission (USNRC), que tiene como objetivo fundamental la verificación, validación, 
mantenimiento y aplicación de los códigos termohidráulicos RELAP5/MOD3 y TRACE. 
Estos códigos constituyen el estado del arte de la aplicación de la mecánica de fluidos 
bifásica a centrales nucleares de agua ligera, permitiendo la simulación de gran parte de 
los escenarios de hipotéticos accidentes, así como pruebas nucleares y/o incidentes 
reales ocurridos.
Para una mayor difusión de toda la información disponible y su aplicación a las 
centrales  nucleares  españolas,  el  CSN  ha  promovido  la  participación  de  otras 
organizaciones españolas a través de convenios de colaboración. En etapas previas del 
proyecto y hasta la fecha, la estructura de CAMP-España ha reunido a cerca de una 
veintena de organizaciones nacionales.
Las actividades de participación en el Programa CAMP que se han venido realizando 
se pueden agrupar tal como sigue:
1)  Contribuciones  en  especie.  El  acuerdo  CAMP  obliga,  además  de  a  una 
contribución económica, a la entrega al Programa CAMP Internacional de dos informes 
de evaluación por año o trabajos de valor equivalente, con un nivel de compromiso en 
cuanto a calidad y contenido definido en el NUREG-1271. El Comité de Coordinación 
(CC)  de  CAMP-España  analiza  y  aprueba  las  propuestas  de  cada  una  de  las 
organizaciones participantes, y revisa los trabajos presentándolos para su análisis y 
aprobación al Comité Técnico del Programa (TPC). El esfuerzo conjunto del país como  e.e
contribución al programa internacional ha sido de una treintena de cálculos o estudios  b
elaborados  por  todos  los  miembros  de  CAMP-España.  Estos  trabajos  debidamente  08ww
ednovciuamdoesn taad olsa  yU rSevNisRaCd osp aproar  dsiuv erresoviss igórnu pyo sp dueb ltircaabcaiójon  dceo lma oe sdtrouccutumrae nntaocsi oNnaUl,R sEoGn 
IUnSteNrnRaCti onhaal  Apgurbeliecmadeon t 4R1e pinofrotsr m(NesU RNEUGR/IEAG). /IEAn  elala búoltrimadao sfa speo rd ed iCstAinMtaPs- Eisnpsatañnac,i alas 
(universidades,  centrales,  CSN,  ingenierías)  españolas.  Los  últimos  18,  una  vez
revisados  por  CAMP-España,  se  enviaron  a  la  USNRC  una  vez  satisfechos  los 
condicionantes de la NEA de confidencialidad de los resultados. Ver referencias en 
sección 10. También en la última reunión internacional de CAMP celebrada en Valencia 
(sede de la UPV) el TPC de CAMP aprobó la propuesta presentada de 19 nuevas 
contribuciones (ref. 41).
2)  Participación en reuniones de especialistas de CAMP-Internacional y de CAMP-
España.  El Comité Técnico del Programa (TPC) CAMP-Internacional convoca al año 
dos  reuniones  de  especialistas.  Representantes  de  CAMP-España  han  venido 
participando tradicionalmente en dichas reuniones, haciendo presentaciones relativas a 
la actualización del estado del proyecto en el país, de identificación de anomalías y/o 
errores, de descripción de contribuciones técnicas al proyecto o de otras actividades con 
los códigos. A su vez el Comité de Coordinación (CC) de CAMP-España convoca con 
cierta periodicidad la celebración de Jornadas Técnicas de CAMP-España (8 hasta la 
fecha), con un alcance a nivel nacional similar al de la reunión internacional.
3)  Colaboración en la identificación y resolución de deficiencias en los códigos y en 
todas las herramientas soporte (manuales, códigos auxiliares, etc.). Uno de los objetivos 
del Programa, explicitado directamente en el acuerdo CSN-USNRC, se refiere a la 
colaboración de los participantes en la identificación y resolución de problemas en los 
códigos termohidráulicos. Estas deficiencias encontradas se deben documentar en un 
formato establecido.
3. Proyecto PKL de NEA/OECD. Participación española
Entre 2001 y 2015 se han desarrollado en la instalación PKL sucesivos programas 
internacionales de termohidráulica experimental auspiciados por la OECD (SETH, PKL, 
PKL2 y PKL3). Los experimentos realizados en PKL hasta la fecha han contribuido, en 
su conjunto, a una mejor comprensión de los procesos termohidráulicos complejos que 
intervienen  en  distintos  escenarios  accidentales  en  una  central  PWR,  así  como  al 
planteamiento  y  evaluación  de  medidas  mitigadoras  de  accidentes,  proporcionando 
además una valiosa información sobre los márgenes de seguridad disponibles en las 
centrales. Los resultados de los experimentos se han aplicado también a la validación y 
al desarrollo de los códigos de simulación termohidráulica. Hasta la fecha en estos 
programas de NEA/OECD se han analizado las siguientes temáticas de seguridad:
– Dilución de boro tras SBLOCA.
– Accidentes de pérdida de capacidad de extracción de calor en situaciones de 
operación en parada con inventario reducido con el sistema primario cerrado y abierto.
– Estudio sistemático de los mecanismos de transmisión en los GG.VV. en presencia 
de mezclas agua/vapor/nitrógeno.
– Procedimientos de enfriamiento en condiciones de circulación natural asimétrica (p. 
e., con GG.VV. aislados y con secundarios vacíos).
– Investigación de transitorios de enfriamiento rápido (roturas en líneas de vapor).
–  Investigación  de  situaciones  accidentales  que  requieren  maniobras  de 
condensación y reflujo (reflux condensation) para diseños PWR avanzados.
– Precipitación de boro tras un LBLOCA y análisis de maniobras de recuperación.
– Maniobras de enfriamiento del primario con formación de burbuja en la cabeza de 
la vasija.
–  Transitorios  SBLOCA  con  fallos  en  los  sistemas  de  inyección,  maniobras  de 
enfriamiento  y  despresurización  con  GG.VV.  (experimento  «counterpart»  de  uno  e.e
realizado en ROSA/LSTF). b
– Escenarios de Extensión del Diseño, SBO de larga duración y SBLOCA con fallo  08ww
ad eu lnoLaso  sms ieestjxoeprme craoimsm depenr tesonessg riuóernaid ldiazead d.looss  perno cPeKsoLs h taesrmtao lhai dferácuhlaic ohsa nc ocmonptlreibjousid qou, ee nin tseur vcieonnejunn eton,   OE-A-2020-77able en https://
distintos escenarios de accidente, así como al planteamiento y evaluación de medidas
mitigadoras de accidentes, proporcionando además una valiosa información sobre los 
márgenes de seguridad disponibles en las centrales. Los resultados de los experimentos 
se han aplicado también a la validación y el desarrollo de los códigos de simulación 
termohidráulica.
Para  un  mejor  seguimiento  y  aprovechamiento  del  programa  y  análisis  de  la 
aplicabilidad de los resultados a las centrales nucleares españolas, el CSN ha promovido 
la participación de otras organizaciones nacionales. Todo ello ha sido canalizado a través 
del proyecto CAMP-España, reuniendo hasta la fecha participación del CSN, UNESA (y 
centrales españolas), de 4 compañías de ingeniería españolas vinculadas al sector 
nuclear (Empresarios Agrupados, Tecnatom, IDOM y NFQ), y de 5 grupos universitarios 
nacionales de las universidades UPM, UPV, y UPC.
La actual fase 4 del proyecto PKL se plantea pues como continuación natural de las 
fases previas también promocionadas y gestionadas desde OECD, ejecutados en el 
período 2001 a 2016. El proyecto está enmarcado dentro de un contexto actual de 
realización de análisis sobre aspectos relacionados con la operación y la seguridad que 
incluyen fenómenos que requieren más investigación o nuevos métodos de análisis o 
acciones de protección y mitigación.
El proyecto, recomendado por el CSNI, contempla la realización de un programa 
experimental termohidráulico en el ámbito de diversos escenarios correspondientes tanto 
a  diseños  PWR  actuales  como  avanzados.  Los  experimentos  se  realizarán  en  la 
instalación PKL ubicada en Erlangen perteneciente a FRAMATOME, quién gestionará el 
proyecto como Operating Agent (OA) del programa. También se contemplan algunos 
experimentos  asociados  en  las  instalaciones  PMK  operada  por  el  instituto  de 
investigación húngaro MTA EK (anteriormente KFKI), y en la instalación PWR PACTEL 
operada en la Universidad de Lapperanta.
Principales características de la instalación experimental PKL:
– Instalación de TH integral que simula una planta PWR (diseño Konvoi de KWU) 
de 1300 MW.
– Dispone de 4 lazos idénticos y simétricos en torno a la vasija, incluyendo todos los 
sistemas de seguridad y de operación más relevantes.
– La escala de alturas es 1:1 y de diámetros 1:12 (i.e., escala 1:145 en volumen y 
potencia).
– Los lazos de refrigeración son idénticos (longitudes y fricciones). El downcomer de 
la vasija está simulado mediante un anillo y dos tuberías paralelas.
– Dispone de una extensa instrumentación (1500 puntos de medida) en temperatura, 
presión,  caudal  (monofásico  y  bifásico),  así  como  una  instrumentación  única  en 
concentración local de boro.
Recientemente se han acometido una serie de cambios en la instalación (nueva línea 
de baipás del caudal de salida de la vasija, internos del plenum superior, mejoras en la 
instrumentación, y se ha modificado la cabeza y plenum superior de la vasija) para 
representar un diseño de vasija más cercano al del diseño PWR-W.
En la actualidad se dispone de una base de datos de resultados de más de 200 
experimentos realizados desde 1977, y la propuesta del programa experimental PKL4 
tiene como objetivo principal la realización de experimentos termohidráulicos relativos a 
diseños PWR actuales y futuros, con un enfoque en la verificación de guías de gestión 
de accidente (p.e., procedimientos de enfriamiento). El alcance del programa en la 
instalación PKL es de 8 experimentos, que cubren los siguientes grupos temáticos: e
– I1: Investigación de fenomenología bifásica de efectos separados en situaciones de  w.
arucncsid).entes LOCA (CCFL en ramas horizontales, condensación y reflujo,…) (1 test, 2  2020-7708n https://ww
– I2: Investigación de aspectos relacionados con accidentes de LOCA intermedio:
• i2.1:  SBLOCA,  estudio  del  impacto  de  la  presencia  de  nitrógeno  de  los 
acumuladores en la refrigeración/enfriamiento.
• i2.2: IBLOCA, experimento «counterpart» con LSTF/ATLAS.
– I3: Accidentes de dilución de boro (1 test):
• i3.1: Fallo de RHRS, confirmación de conclusiones para plantas de 3 lazos.
– I4: Enfriamiento en condiciones de circulación natural asimétrica (por ejemplo, con 
GG.VV. aislados), en accidentes DBA o BDBA (2 test):
• i4.1: Estudios de maniobras de enfriamiento en situación de burbuja en la cabeza 
de la vasija durante LOOP.
• i4.2: Maniobras de enfriamiento con alimentación  desde bombas portátiles en 
situación de ELAP (extended loss of alternating current power).
– I5: Estudio de transitorios con precipitación de boro tras accidentes de LOCA 
grande y análisis de maniobras de recuperación (1 test)
– I6: Estudio de Roturas Múltiples  en  Tubos de  varios GG.VV. (M-SGTR; p.e., 
resultado  de  una  posible  actividad  sísmica),  propuesto  por  el  organismo  regulador 
japonés para la serie abierta(1).
(1) Se habían propuesto unas categorías abiertas en su planteamiento inicial, cuya concreción se ha ido 
definiendo en base a resultados que se han ido obteniendo y a las propuestas y opiniones de los participantes 
durante la ejecución del programa.
Asimismo, de la lista de experimentos en el ámbito de trabajo del proyecto, se 
maneja también una lista de posibles tests, que aunque no hay recursos (ni temporales 
ni económicos) para que puedan llevarse a cabo se consideran ante la eventualidad de 
que entren nuevos socios en el proyecto o de que se produzca una extensión del 
proyecto, o de que se produzca un cambio de prioridades. Se incluyen los siguientes:
– Transitorios de maniobras de recuperación con burbuja en la cabeza de la vasija 
tras pérdida de RHR.
– Transitorios de pérdida de RHR con el primario abierto.
– Maniobras de enfriamiento con fallo de sistemas de seguridad, o rotura de tubos.
– Estudios de la eficacia de maniobras de inyección pasiva en el secundario.
También  en  el  programa  se  incluyen  experimentos  para  recabar  información 
experimental sobre LOCAs intermedios obtenida en la instalación PMK operada por el 
instituto de investigación húngaro MTA-EK (anteriormente KFKI), y sobre maniobras de 
enfriamiento con configuraciones asimétricas de disponibilidad en el secundario en la 
instalación PWR PACTEL operada en la Universidad de Lappeenranta.
El CSN consciente de estas problemáticas de seguridad y del consenso a nivel 
internacional para ayudar al sostenimiento de las instalaciones experimentales, en su 
reunión n.° 1.375 de fecha 16 de marzo de 2016 aceptó la tramitación del acuerdo para 
la  participación  en  la  fase  4  del  proyecto  PKL,  promovido  y  gestionado  desde 
NEA/OECD.
En el proyecto participan organizaciones reguladoras, suministradores principales,  es
ingenierías, compañías eléctricas, organismos de investigación y universidades, de un  o
RapJamauprsptóiilcainoi)p,.   aRPn dúeoempr núpetbarroloritc  edad e eedls  geppr auCañpíoosorel eadsa e a,  d(pAEerlsmoeppmáaiesañ tnaadi,rea iolS,  CsuB SedéceNlig a,c i,lce aanS ,Atu r.aiRIz.leaEes,p.   CúCdbehel inidnctiaarsa, e lCeHñsohu  enNScguiaercí,ma le,eF aEnirnessl-astKa nAdWdolimaUs, a. UrFanrziad-Tnocrsiil aloy,    2020-7708n https://www.
La estructura de gestión y ejecución del proyecto es análoga a la de los anteriores
proyectos,  y  de  otros  proyectos  gestionados  por  NEA/OECD,  y  básicamente  está
formado por dos grupos, Programme Review Group (PRG) y Management Board (MB), 
constituidos por representantes de los países signatarios. En el PRG se discuten detalles 
técnicos: el diseño y los resultados de los experimentos, así como las actividades de 
simulación computacional de los mismos. El MB es el encargado de aprobar y dotar de 
recursos a la organización que ejecuta el programa experimental (Operating Agent, OA), 
FRAMATOME en este caso. El PRG realiza dos reuniones al año durante el período de 
vigencia de los acuerdos.
Por otra parte, en última reunión de PRG celebrada en Budapest (sede de MTA-EK, 
organismo húngaro de investigación), Framatome presentó las primeras ideas sobre 
posibles temáticas a incluir en una posible continuación del proyecto en su fase 5 (que 
se denominaría ETHARINUS):
– SBLOCA con roturas en la cabeza de la vasija;
– SBLOCA a partir de condiciones de espera caliente (modo 3);
– Pruebas paramétricas transitorias de eficacia de un sistema pasivo (condensador 
de seguridad.
En  caso  de  que  finalmente  se  diera  esta  circunstancia  de  continuación,  y  se 
considerase conveniente en el Comité de Coordinación de CAMP-España referido en el 
punto 8.3, se podría ampliar o modificar ligeramente el alcance de esta propuesta para 
incluir actividades en esta nueva fase de PKL.
4. Proyecto ATLAS de NEA/OECD. Participación española
La fase 2 del proyecto ATLAS de la NEA/OECD es la continuación natural del 
proyecto ATLAS, también de NEA/OECD, y tiene por objetivo la resolución de temas 
relacionados con la seguridad nuclear y asociados al comportamiento termohidráulico de 
reactores de agua ligera, mediante la realización de experimentos en la instalación 
ATLAS de KAERI.
ATLAS (Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation) es una 
instalación  experimental  integral  para  reactores  PWR  avanzados  que  pertenece  a 
KAERI. Como factor de escala corresponde a 1/2 en altura, 1/144 en área y 1/288 en 
volumen  respecto  al  APR  1400.  Como  otras  características  más  destacadas,  en 
comparación  por  ejemplo  con  PKL,  consta  de  solo  dos  lazos  pero  que  permiten 
simulación de refrigeración asimétrica y además permite una simulación flexible de la 
distribución de potencia generada en el núcleo. Instalación adecuada para estudiar 
incidencia del factor de escalado, en especial, para fenómenos multidimensionales.
El proyecto ATLAS de NEA/OECD comprendió la realización durante 3 años de 8 
experimentos que incluyeron los siguientes grupos:
– Pérdida de potencia exterior prolongada (SBO).
– Pequeñas roturas durante SBO.
– Pérdida total de agua de alimentación (TLOFW).
– Rotura de tamaño intermedio (MBLOCA).
– Temas abiertos a las propuestas de los participantes.
La fase 2 del proyecto ATLAS, que entró en vigor a finales de 2017 y se extenderá 
hasta finales de 2020, consiste en la realización de 8 experimentos que incluyen los 
siguientes 5 grupos:
–  B1:  Refrigeración  a  largo  plazo  con  bloqueo  del  núcleo  en  un  escenario  de  bo
LBLOCA en rama caliente. 08ww
–•  SBB2O: I ncyoenc ecli ósnis pteamsiav aH dyeblr indú SclIeTo (.sistema híbrido de acumuladores).
• SBLOCA con el sistema PECCS (sistema pasivo de ECCS).
– B3: IBLOCA.
• Rotura de la línea de compensación del PZR.
• Rotura de la línea DVI (inyección directa a la vasija).
– B4: Condiciones de extensión de diseño.
• SLB con SGTR.
• Refrigeración en parada sin RHRS.
– B5: Serie propuesta como abierta, a decidir por el PRG y MB del proyecto, en base 
a los intereses particulares de los participantes o aspectos pendientes que resulten 
durante la propuesta o ejecución de las otras series (p. e., «counterpart» con PKL o 
ROSA).  Tras  discusiones  en  reuniones  previas  se  decidió  que  fuera  un  test 
«counterpart» del test LSTF (SB-PV-07) SBLOCA en la cabeza de la vasija.
Tanto desde el Programme Review Group (PRG) como desde el Management Board 
(MB) de este proyecto, al igual que ocurre en otros proyectos similares de NEA, también 
se insiste a los participantes en el interés de colaborar con actividades analíticas de 
diverso tipo, p.e., análisis pre-test para la determinación de las condiciones iniciales de 
realización  de  los  experimentos;  ejercicios  Benchmark  de  intercomparación  de 
resultados  de  códigos,  o  análisis  post-test.  Estas  actividades  analíticas  se  dirigen 
también a la ayuda:
–  En  la  validación  de  códigos  de  análisis  de  seguridad  para  fenomenologías 
involucradas en estas extensiones del diseño, y
– En el estudio de la incidencia del factor de escala y validación de técnicas de 
escalado necesarias.
El  proyecto  está  en  línea  con  el  informe  «Nuclear  Safety  Research  in  OECD 
Countries:  Major  Facilities  and  Programmes  at  Risk  (SESAR/FAP,  2001)»  y  su 
actualización  del  2007,  «Support  Facilities  for  Existing  and  Advanced  Reactors 
(SFEAR)»  de  NEA/CSNI(2),  en  los  que  se  aborda  el  importante  problema  del 
mantenimiento  de  cierta  infraestructura  experimental,  y  se  recomienda  el  apoyo 
internacional a ciertas instalaciones consideradas esenciales.
(2) Actualmente un nuevo grupo de expertos está editando una versión actualizada.
El CSN consciente de estas problemáticas de seguridad, y también del consenso a 
nivel internacional para ayudar al sostenimiento de las instalaciones experimentales, en 
su reunión n° 1.447 de fecha 6 de junio de 2018 aceptó la tramitación del acuerdo para la 
participación  en  la  fase  2  del  proyecto  ATLAS,  promovido  y  gestionado  desde 
NEA/OECD.
En el proyecto participan organizaciones reguladoras, suministradores principales, 
ingenierías, compañías eléctricas, organismos de investigación y universidades, de un 
amplio  número  de países (Alemania,  Bélgica,  Francia, Japón, República de Corea, 
España, Suiza, China, Estados Unidos y Emiratos Árabes).
La estructura de gestión y ejecución del proyecto es análoga a la de los anteriores 
proyectos,  y  de  otros  proyectos  gestionados  por  NEA/OECD,  y  básicamente  está 
formado por dos grupos, Programme Review Group (PRG) y Management Board (MB), 
constituidos por representantes de los países signatarios. En el PRG se discuten detalles  e.
técnicos: el diseño y los resultados de los experimentos, así como las actividades de  w.
simulación computacional de los mismos. El MB es el encargado de aprobar y dotar de  08ww
rKeAcEurRsIo es na  elast eo rcgaasnoiz. aEcli óPnR qGu ere eajleizcau tdao se lr peruongioranmesa  ael xapñeori mduernatnatle ( Oelp peerarítoindgo  Adgee vnigt,e OnAci)a, 
de los acuerdos.
Por otra parte, en última reunión de PRG celebrada en Bruselas (sede de BelV, 
organismo regulador belga), KAERI presentó las primeras ideas sobre posibles temáticas 
a incluir en una posible continuación del proyecto en su fase 3:
– Experimentos «counterpart» con otras instalaciones (LSTF, PKL);
– Experimentos de accidentes en parada;
– Pruebas paramétricas de eficacia de diferentes sistemas pasivos (PAFS, HSIT,…).
En caso de finalmente se diera esta circunstancia de continuación, y se considera 
conveniente en el Comité de Coordinación de CAMP-España referido en el punto 8.3, se 
podría  ampliar  o  modificar  ligeramente  el  alcance  de  esta  propuesta  para  incluir 
actividades en esta nueva fase de ATLAS.
5. Proyecto RBHT de NEA/OECD. Participación española
El conocimiento detallado de la fenomenología durante la reinundación (reflood) del 
núcleo en diversos escenarios accidentales, y en particular la transferencia de calor en 
las barras de combustible, es esencial en la evaluación de la efectividad de los sistemas 
de  inyección  y  refrigeración  de  emergencia  (ECCS).  Es  una  fenomenología  muy 
estudiada, que ha dado lugar a unos modelos mecanicistas basados en los mecanismos 
fundamentales  que  rigen  la  temohidráulica  en  lugar  de  basarse  en  correlaciones 
empíricas que a menudo estaban restringidas a un rango concreto de aplicabilidad.
Sin embargo, los nuevos diseños de combustibles (materiales de vaina, de rejillas,
…). las condiciones operativas en la actualidad (grado de quemado, niveles iniciales de 
oxidación,…),  así  como  la  necesidad  de  liberar  ciertos  conservadurismos  en  los 
modelos, vienen demandando una actualización de las bases de datos experimentales 
soporte que pueda conducir a la confección de modelos más realistas y modernos. La 
USNRC está promoviendo a través de la NEA/OECD, con tal objetivo un programa 
experimental  en  la  instalación  RBHT  (Rod  Bundle  Heat  Transfer).  RBHT  es  una 
instalación experimental de efectos separados para el análisis de fenomenología de 
refrigeración local en varillas y elementos combustible que pertenece a Penn State 
University. Fue diseñada y construida en 1998 con el objetivo de obtener datos para el 
desarrollo y la evaluación del código TRACE de la US NRC, especialmente en la fase de 
reflood del LOCA. La instalación ha sido diseñada para:
– Simular la reinundación en un elemento combustible moderno con una distribución 
de termopares altamente detallada para medir un perfil de temperatura a lo largo del 
elemento.
– Obtener medidas de tamaño de gota antes y después de las rejillas separadoras 
para proporcionar mejores datos para la ruptura de la gota.
– Medir las temperaturas de la rejilla espaciadora para determinar el tiempo y las 
condiciones en que se produce el remojado de la rejilla.
– Obtener velocidades de gota.
– Obtener temperaturas de vapor con un detalle axial significativo.
– Obtener una medición detallada del gradiente de presión axial en el elemento.
– Realizar experimentos de manera que prolongue las condiciones relativamente 
estables para aumentar los datos en varios regímenes de transferencia de calor.
En el pasado se han realizado numerosos ensayos experimentales con condiciones 
de contorno constantes y estacionarias, pero existen relativamente pocos experimentos  e.
con  caudales  de  entrada  variables  u  oscilantes,  correspondientes  condiciones  y  w.b
escenarios de hipotéticos accidentes. 08ww
en cEol nodbijceiotivnoe sf udned alma efnatsael  ddeel  p«rroeyfelocotod »R BdHe Tu ens  alac criedaelniztaec iLóOn CdAe,  ncuoenv ocso enxdpiceiroimneesn tdoes 
seinmtrualdaaci ónno  dees talocsio nreasriualsta dnoi sc ocnosnta netveaslu, ayc ilóan r edaeli zlaacsi óinnc deert iduunm bbernecsh masaorcki a(BdaMs).  pDaer al olas 
resultados del proyecto se espera, a partir de la evaluación de estos datos que se
obtengan de los experimentos, desarrollar modelos termohidráulicos mejorados y más 
«mecanicistas».  Es  decir,  modelos  para  procesos  físicos  que  se  basarían  en  los 
mecanismos fundamentales que gobiernan la termohidráulica en lugar de basarse en 
correlaciones empíricas, dado que estas últimas a menudo se restringen a un rango 
específico de aplicabilidad.
En el programa experimental se explotará en primera instancia, la capacidad de 
producir en RBHT diferentes caudales de entrada variable y medidas detalladas de los 
efectos de rejilla, del efecto del espaciador y de tamaños de gota. Se pretende realizar 
estudios paramétricos con una amplia variedad de condiciones de contorno e iniciales en 
presión, caudales de entrada, subenfriamiento a la entrada, calor residual, etc., para un 
total de aproximadamente 8-10 tests. Se llevará a cabo también un segundo conjunto de 
tests  (aproximadamente  4),  abiertos  a  las  recomendaciones  y  sugerencias  de  los 
participantes.
De  todos  estos  tests  se  plantearán  BM  ciegos  de  comparación  de  resultados 
analíticos  con  distintos  códigos.  En  estos  ejercicios  BM  se  realizarán  simulaciones 
numéricas ciegas de un conjunto inicial de datos para examinar la capacidad predictiva 
de los códigos previa a la liberación de los datos experimentales. Parte esencial de esta 
fase ciega (blind) será la realización de una cuantificación de la incertidumbre de los 
códigos y de los modelos, importante en usos modernos que implican métodos de«mejor 
estimación» (BEPU). El proyecto es adecuado para involucrar a una amplia gama de 
herramientas computacionales: códigos termohidráulicos de sistema (RELAP5, TRACE), 
de subcanal (COBRA) y posiblemente CFD (FLUENT, ANSYS). La organización de unos 
talleres (workshop) permitirá compartir los resultados de los BM, experiencias de uso y 
análisis de sensibilidad e incertidumbre realizados.
En  la  propia  propuesta  de  la  USNRC,  se  indica  que  se  trata  de  un  programa 
experimental orientado también a la verificación/validación y desarrollo de herramientas 
de simulación termohidráulica (i. e., al objetivo de CAMP).
La duración del Proyecto RBHT es de 3 años, estimándose su comienzo hacia 
mediados de 2019. La estructura de gestión y ejecución que se plantea para el proyecto 
es análoga a la de otros proyectos gestionados por NEA/OECD, básicamente está 
formado por dos grupos, Programme Review Group (PRG) y Management Board (MB).
6. ISP (International Standard Problem) en ACME
Se ha propuesto en el grupo WGAMA del CSNI de NEA, llevar a cabo un así 
denominado ISP (International Standard Problem) en la instalación china ACME. Este 
ISP está promovido y organizado por el organismo de investigación nuclear chino SPIC 
(Chinese State Power Investment Corporation Central Research Institute) y avalado 
desde NEA/OECD. Los ISP de la NEA son ejercicios internacionales de comparación de 
resultados de códigos de simulación termohidráulica y de resultados experimentales muy 
reglados  y  estructurados  que  coordina  un  promotor,  en  este  caso  SPIC,  sobre  los 
resultados de un experimento particular de una instalación particular, en este caso de la 
instalación  ACME.  ACME  es  una  instalación  que  replica  el  diseño  CAP1400  chino 
equivalente a un AP1000 de Westinghouse pero de mayor potencia y con algunos 
sistemas específicos de seguridad pasiva (p. e., CMTs, ACCs, IRWST, PRHR, PCCS,…), 
similares en algunos aspectos a los sistemas de salvaguardia pasivos de los diseños 
AES-92 y AES-2006 rusos, HPR1000 (Hualong One) chino, APR+ coreano y también a 
los de los múltiples diseños de reactores modulares IPWR (CAREM, SMART, SMART  s
PPE, NuScale, RITM, SMR-160, Westinghouse SMR, CAP-200 y UK-SMR). e.
La propuesta actual consiste en la realización de: w.
cond1i.c ioUnens e jedrec iccioo nItSoPrn oa biee rtoin i(ci.ia ele.,s ,c oyn  ddies polonsib ilriedsaudl tacodmosp leetxap deeri mlae ndteaslecsri)p cdióen  udne 
expe2r.i mDenotso  SeBjeLrcOicCioAs  enIS APC  McieEg.os  (i.  e.,  sin  disponibilidad  previa  de  los  resultados
experimentales) en dos experimentos ACME.
El trabajo propuesto se justifica en un amplio contexto internacional de realización de 
ejercicios conjuntos de validación de los códigos termohidráulicos frente experimentos en 
instalaciones integrales, p. e., recientemente en los proyectos PKL, ATLAS y ROSA de 
NEA, anteriormente mencionados. También está en relación con diversas actividades 
internacionales encaminadas a conseguir experiencia y evidencias experimentales y 
analíticas sobre el diseño y seguridad de sistemas termohidráulicos pasivos.
Los ejercicios ciegos permiten comparar y evaluar la capacidad de los códigos BE 
(de  estimación  óptima)  en  términos  de  su  capacidad  predictiva,  y  así  mejorar  la 
confianza  en  ellos  como  herramientas  de  evaluación  para  abordar  cuestiones  de 
seguridad. Este tipo de ejercicios también permiten identificar y resaltar las posibles 
deficiencias en los códigos, y ayudar así a los usuarios a identificar los límites en la 
simulación. Se mejora con ello en definitiva, la capacidad de análisis, se proporciona 
información para la cuantificación de las incertidumbres, se puede sugerir experimentos 
necesarios  para  reducir  las  ambigüedades  técnicas  identificadas,  y  se  evalúa  la 
eficiencia y la precisión de los códigos.
El  primer  ejercicio  ISP  abierto  permitiría,  además  de  analizar  en  detalle  el 
experimento, poner a punto y calibrar el modelo analítico de simulación que se utilizase 
en las fases ciegas.
Se  realizarán  varios  talleres  y  reuniones  con  los  participantes  para  diseñar  los 
ejercicios, presentar los resultados, y elaborar la documentación soporte final. Todas 
estas reuniones estarán lideradas por el organizador (SPIC), con colaboración de NEA y 
KAERI.
Se prevé la participación de organizaciones internacionales de todo el espectro de 
partes  interesadas  del  sector  nuclear,  i.e.,  reguladores,  institutos  de  investigación, 
ingenierías, titulares de CCNN.
El alcance temporal sería de 3 años, desde comienzos del 2020 a finales del 2022.
7. Diseños de Combustible Tolerantes a Fallo (ATF, Accident Tolerant Fuels)
Todos  los  reactores  de  agua  ligera  (LWRs)  en  todo  el  mundo  están  utilizando 
actualmente sistemas de combustible compuestos por óxido de uranio (UO2) dentro de 
un revestimiento de aleación a base de zirconio. Algunos reactores utilizan combustibles 
de óxido de uranio-plutonio, que también se conocen como combustibles de óxido mixto 
(MOX).  El  sistema  de  óxido-zircaloy  se  ha  optimizado  durante  muchas  décadas  y 
funciona muy bien en operaciones normales y transitorios anticipados. Sin embargo, 
existen  algunos  accidentes  en  los  que  la  refrigeración  del  núcleo  se  pierde 
temporalmente y parte del núcleo queda al descubierto, en dichas situaciones el Zircaloy 
entra en contacto con vapor a alta temperatura y se produce una reacción altamente 
exotérmica, en la que además se genera hidrógeno libre. Es por ello que se podrían 
alcanzar situaciones con un exceso de generación de calor y de hidrógeno, resultando 
en daño de núcleo no deseable.
Después del accidente de Fukushima se ha extendido el interés internacional en la 
exploración de combustibles con mejores prestaciones durante este tipo de accidentes 
de  muy  baja  probabilidad,  intentando  conseguir  diseños  de  combustibles,  así 
denominados,  Tolerantes  a  Accidentes  (ATF).  Aunque  esta  posibilidad  por  sí  sola 
resultaría insuficiente para mitigar las consecuencias de los accidentes, este tipo de 
combustible, en combinación con otras prestaciones en sistemas y/o acciones humanas, 
podría aliviar las consecuencias de estos eventos de muy baja frecuencia, al tiempo que  s
proporcionaría eventuales beneficios adicionales durante eventos más frecuentes y/u  e.
operación normal. w.
A  nivel  mundial  existen  numerosos  programas  en  muchas  instituciones  de  08ww
irnevuensidtiog aac ióunn  yg reuqpuoip does  deexp lear tionsd ursetcriiae nctoenm eensttee , oablj eqtiuveo . hAa  teítnucloa rdgea deoje mla prleov, ilsaió NnE dAe  hlaa 
cuestión (plasmada en el informe ref. 37). Aparte de revisar los diferentes programas de 
investigación en esta línea, en este informe se abordan los siguientes problemas:
– Evaluación de métricas de éxito y el marco de evaluación:
• Definición de propiedades deseadas en vainas y combustibles;
• Definición de métricas de evaluación del comportamiento contra mezclas de óxido;
• Definición de experimentos; identificación de escenarios de accidentes ilustrativos;
• Definición de los niveles de capacidad tecnológica aplicable;
• Identificación de herramientas de modelado y simulación disponibles.
– Opciones de revestimientos y materiales básicos:
• Aleaciones de zirconio (Zr) recubiertas y mejoradas;
• Aceros avanzados;
• Metales refractarios (molibdeno);
• Carburo de silicio (SiC) y compuestos SiC/SiC;
• Varillas de control con tolerancia a accidentes (ATCR) y caja de canales SiC/SiC 
para reactores BWR.
– Opciones de combustible:
• UO2 mejorado;
• Combustibles de alta densidad;
• Combustible micro-encapsulado.
Además, en este informe se dedica un capítulo a la definición de los escenarios de 
accidente  más  significativos  para  la  evaluación  de  combustibles  ATF  y  que  son 
aplicables a todas las tecnologías (PWR, BWR o VVER). Dichos escenarios son:
• SBO: Escenario con alta presión.
• LBLOCA: Escenario de baja presión.
Sin embargo, también se han realizado trabajos en otros escenarios accidentales 
como por ejemplo en situación de accidente por inserción de reactividad (RIA) (ref. 38).
Por otra parte, cabe destacar que a nivel nacional se acaba de celebrar el Taller 
sobre ATF los días 20 y 21 de junio de 2019 en el que participaron más de 50 personas y 
unas 15 empresas e instituciones (incluyendo varios participantes de EEUU), varias de 
las cuales participan en esta propuesta.
Se pretende con esta línea de actividad explorar las capacidades actuales de los 
códigos CAMP (tanto neutrónico, termomecánico y termo-hidráulico, como incluso de 
accidente severo) para representar este tipo de diseños de combustible, para identificar 
bondades y deficiencias, y colaborar en la eventual resolución de éstas. De hecho, 
internacionalmente, ya se han realizado trabajos con el código TRACE basados en el 
estudio del comportamiento de los ATF en transitorios como por ejemplo la pérdida de 
corriente alterna exterior (LOOP), la rotura de tubos del generador de vapor (SGTR), 
accidentes con pérdida de refrigerante (SBLOCA y LBLOCA) (ref. 39) y con una versión 
modificada de los códigos FRAPCON 4.0/FRAPTRAN 2.0 denominada FRAP-ATF con el 
objetivo de conocer el comportamiento de los nuevos combustibles micro-encapsulados 
frente a fenómenos de oxidación, producción de gases de fisión (ref. 40).
8. Áreas temáticas prioritarias de investigación en simulación termohidráulica b
dUentievDremersninitdraoar d deeesll - UCcNoomEnjSiutéAn t-doIne g dCeeno ioeprrdíraiionsra,i dcsaióedn eh sda e lcy og nrcutoipnnous adiddeeo r CacAcoiMno nPee-lsE  esjpqeaurcñeiac i,od q edubeee  nrre eúfmlenoxeid óaun l CaprS aNrea-l   OE-A-2020-77able en https://
planteamiento de objetivos para esta nueva fase de CAMP-España. Como resultado de 
una reflexión se ha llegado a las siguientes conclusiones:
– Siguen  apareciendo  necesidades  de  desarrollo  y  análisis  en  el  ámbito  de  la 
investigación termohidráulica. Si bien es una disciplina madura y consolidada, resulta 
conveniente  y  necesario  seguir  colaborando  con  los  escasos  programas  de 
experimentación termohidráulica en el sector nuclear, aportando la experiencia analítica 
con los códigos termohidráulicos. Se considera que los programas PKL, ATLAS y RBHT 
promovidos y organizados desde la NEA/OECD, cubren gran parte de la necesidad 
experimental de análisis de escenarios accidentales.
– Se considera que debe mantenerse como objetivo importante de la serie de 
proyectos  CAMP  el  sostener  el  desarrollo  de  modelos  de  las  centrales  nucleares 
españolas con los códigos TH más actuales y la verificación y validación (V&V) de los 
mismos. Se ha invertido un cierto esfuerzo en el pasado a tal fin, y se cree necesario 
mantener recurrencia en este tipo de objetivos, mediante el aprovechamiento de la 
experiencia experimental adquirida al ámbito de las instalaciones comerciales, uso o 
mejora de las metodologías de cuantificación de incertidumbres y de las técnicas de 
escalado.
– Se considera muy importante el seguir dando pasos en el desarrollo de técnicas y 
herramientas que faciliten la verificación y validación (V&V) cuantitativa de los resultados 
obtenidos  con  este  tipo  de  herramientas.  El  uso  de  soluciones  informáticas  y 
metodológicas a tal fin, como ACAP (Automatic Code Assessmemnt Platform de la 
NRC), el Postprocesador Termohidráulico, pero también los métodos BEPU, de análisis 
de sensibilidad, o de escalado, facilitan tal tarea.
– Las metodologías realistas con análisis de incertidumbres (BEPU) son métodos 
cada vez más consolidados y extendidos que cuentan con una amplia red de usuarios e 
investigadores a nivel mundial. Se considera importante que se amplíe las aplicaciones y 
que  de  manera  recurrente  cada  cálculo  realizado  lleve  anejo  su  análisis  de 
incertidumbres y/o sensibilidad. La potencia de cálculo actual y herramientas CAMP 
disponibles (SNAP) facilitan tal objetivo.
– El estado actual del sector nuclear ha hecho que aparezcan necesidades de 
evaluación de la seguridad de sistemas, estructuras y componentes no tan tradicionales 
como los sistemas de seguridad de las plantas. Tal es el caso de las piscinas de 
combustible gastado y los contenedores. Se considera muy necesario habilitar métodos, 
herramientas,  modelos  y  usuarios  para  tales  aplicaciones  de  los  códigos,  no  tan 
convencionales. Conocer las posibles limitaciones de los códigos a tales aplicaciones es 
también fundamental.
La  propuesta  que  sigue  es  un  intento  de  dar  respuesta  a  las  consideraciones 
generales anteriormente enunciadas, definir las prioridades del CSN con un enfoque 
nuevo para esta edición de CAMP. Estas áreas temáticas de interés se han estructurado 
en tres amplias líneas.
1)  Análisis de experimentos de los programas de la NEA/OECD.
A.  Realización de análisis pre-test y post-test de validación, y de aplicación a las 
centrales nucleares españolas con las versiones actuales de los códigos disponibles en 
la  comunidad  termohidráulica  española  en  aspectos  fenomenológicos  de  las  series 
experimentales de los programas PKL, ATLAS y RBHT.  Se usará fundamentalmente 
TRACE, aunque se podrá utilizar también RELAP5 en casos identificados de interés y  e.
con propósito de comparación con TRACE, o en casos para los que se determine que  w.
TRACE no es adecuado. 08ww
CoreB-.c ooPlainrgti cMipeacchióann isemn  Eelx pISePrim (eInntte)r.national Standard Problem) de ACME (Advanced
2)  Propuestas de contribuciones CAMP sugeridas desde la USNRC.
La  USNRC  en  las  reuniones  semestrales  del  programa  CAMP  presenta  las 
novedades y modificaciones acometidas en los códigos (TRACE y RELAP5), y presenta 
a los participantes una propuesta de mejoras y análisis en dónde los desarrolladores de 
los códigos necesitan una ayuda de evaluación y/o de desarrollo. Esta lista suele ser 
abierta, pues en cada reunión (2 al año) el contenido va cambiando. Siempre se insiste 
en que los análisis se centren en la medida de lo posible en estudios de «assessment» 
con TRACE, que prueben o desafíen los nuevos modelos y prestaciones del código. En 
las últimas reuniones algunas de estas sugerencias han sido:
– «Assessments» con experimentos en instalaciones integrales (p. e., las de los 
proyectos de NEA, PKL, ATLAS y RBHT anteriores).
– Aplicaciones  y  desarrollos  en  el  ámbito  de  reactores  experimentales  y  de 
investigación.
– Módulo ECI (External Communication Interface), que permite el acoplamiento con 
otros códigos o plataformas computacionales.
– Aplicación y evaluación de la nueva numérica implícita y mejora de la robustez.
– Modelos de varillas de combustible y de espaciadores.
– Modelos de fracción de huecos y de gotas en situaciones Pre-CHF, y mejoras en la 
robustez de la resolución numérica del campo de gotas de líquido.
– Desarrollo, aplicación y evaluación de mejoras en la modelación de sistemas de 
control, factores de forma en caudales en régimen laminar (al estilo de RELAP5).
– Desarrollo, aplicación y evaluación de un modelo de transmisión de calor en 
geometrías rectangulares y placas planas (al estilo RELAP5).
– Desarrollo, aplicación y evaluación del tratamiento de las propiedades de sales 
fundidas (FLiBe, FLiNaK, KFZrF4, and NaFZrF4; contribución de ORNL).
– Implantación de paquetes numéricos avanzados (PETSC,…).
– Implantación de nuevos modelos de válvulas (de muelle y de disco).
– Mejora de la modelación y simulación de sistemas de control.
– Acoplamiento de TRACE con Lua/Python para poder implantar módulos (externos) 
en TRACE.
Al ser abierta esta lista de sugerencias, se deberá hacer un seguimiento y actualizar 
el contenido de esta actividad, en función de las necesidades y propuestas que se vaya 
haciendo desde el proyecto CAMP de la USNRC.
3)  Análisis soporte para la consolidación de herramientas TH en España.
A.  Análisis de diseños de combustibles ATF:  Como se ha indicado anteriormente 
el objetivo de esta actividad es iniciar una línea de investigación nacional que pudiera dar 
soporte  analítico  a  las  organizaciones  nacionales  interesadas  en  este  tipo  de 
combustibles, en el futuro. Se pretende explorar las capacidades actuales de los códigos 
CAMP (tanto neutrónico, termomecánico y termo-hidráulico, como incluso de accidente 
severo) para representar este tipo de diseños de combustible, para identificar bondades 
y deficiencias, y colaborar en la eventual resolución de éstas. Esta línea requiere por 
tanto la puesta a punto de capacidades de simulación neutrónica, termomecánica y 
termohidráulica  acopladamente,  por  lo  que  la  interacción  PARCS-TRACE,  y  sus 
componentes  que  emulan  a  FRAPCON  y  FRAPTRAN,  resulta  esencial  para  estas 
actividades. Resultará esencial también una interacción cercana con las organizaciones  e.e
interesadas  (centrales  e  ingenierías),  para  acceder  a  la  información  más  realista  b
disponible en la industria. 08ww
añosB .s e Vhaal idcoamcióenn zdaed oc ao muptiloiznaern etes taV EcoSmSpEoLn e(3nDte)  ddee  TTRRAACCEE e: n Adiuvneqrsuaes  eanp lilcoasc iúolntimeso sy 
aamnáplilsiais ,b atosdea vdíea  sdea tocsa redcee  edxep eurnima egnrtaons , etxapleesri ecnocmiao y R cOonCfOiaMnz ad ee nlo ssu  purosog.r aEmxaisst eP uKnLa, 
UPTF, o incluso otras que se puedan identificar, en dónde se dispone de información
experimental de carácter tridimensional. Asimismo, una de las conclusiones bastante 
recurrentes de las reuniones de expertos y workshop (p. e., en el contexto de los 
programas experimentales de la NEA) ha sido la conveniencia de utilizar los resultados 
experimentales de los programas, para validar componentes 3D de los códigos de 
sistema.
C.  Mejoras y Aplicaciones de Metodologías BEPU:  Los análisis de accidentes de 
plantas nucleares se han realizado, tradicionalmente, con modelos computacionales e 
hipótesis de carácter conservador. A finales de los años 1980 se empezó a autorizar 
internacionalmente  el  uso  de  modelos  e  hipótesis  realistas  con  estimación  de 
incertidumbres,  también  llamados  BEPU  («Best  Estimate  Plus  Uncertainty»).  Desde 
entonces, las metodologías BEPU de análisis de accidentes han ido aumentando su 
presencia en Seguridad Nuclear. Por otro lado, la regulación de los análisis LOCA/ECCS 
se está modificando actualmente, a nivel internacional. Existe un proyecto de cambio de 
uno de los criterios de aceptación a corto plazo, referido al espesor de óxido permitido en 
las  vainas  de  combustible  (Zircaloy).  En  lugar  de  establecerse  un  límite  universal 
del  17%  del  espesor  original  de  vaina,  la  USNRC  proyecta  ahora  establecer  una 
condición más restrictiva, consistente en un límite dependiente del contenido inicial de 
hidrógeno en la vaina. En Alemania este cambio ya se ha llevado a cabo. Este cambio 
obligará probablemente a repetir los análisis de LOCA de las plantas españolas, y al 
menos uno de esos nuevos análisis se haría con metodología BEPU. Por ese motivo, se 
debe  estar  preparado  para  mantener  y  mejorar  su  capacidad  en  la  evaluación  de 
metodologías BEPU y sus aplicaciones, y las herramientas y metodologías necesarias 
deben estar dispuestas y validadas para tal tipo de aplicaciones.
Las  metodologías  BEPU  actuales  se  basan,  en  su  mayoría,  en  la  modelación 
probabilista  de  la  incertidumbre.  Existe  un  procedimiento  que  se  considera 
esencialmente adecuado para la propagación de incertidumbre a través de modelos de 
cálculo, y es el análisis de Monte Carlo, especialmente el llamado Monte Carlo puro, que 
se basa en el muestreo aleatorio simple (MAS) de los inputs (modelados como variables 
aleatorias) y el cálculo con el modelo computacional (p. e., con un código CAMP), de 
manera que se obtienen muestras aleatorias simples de los resultados del cálculo. El 
problema es que, cuando el cálculo con el modelo consume mucho tiempo y recursos, 
un  Monte  Carlo  completo  (que  permita  la  estimación  precisa  de  la  distribución  de 
probabilidad de los resultados) es prohibitivo. Una posibilidad más económica es la de 
utilizar una muestra de tamaño moderado y utilizarla para construir lo que se llama un 
intervalo de tolerancia del resultado de seguridad; se trata de un intervalo que contiene a 
dicho resultado con, al menos, un nivel preestablecido de tolerancia. Los reguladores 
exigen típicamente un nivel (95, 95), y eso significa la construcción de intervalos que 
contengan  al  resultado  de  seguridad  con,  al  menos,  una  probabilidad  0.95  y  una 
confianza estadística del 95%. Intervalos de este tipo son suficientes para demostrar el 
cumplimiento del criterio regulador de aceptación; y para construirlos bastan sólo unas 
decenas de cálculos con el código.
Existe un método de construcción de intervalos de tolerancia universalmente utilizado 
y empleado: el método de Wilks (o el de Wald, si se tienen que verificar varias figuras de 
mérito  simultáneamente),  basado  en  estadísticos  de  orden.  Tiene  una  especial 
aceptación por los reguladores, porque requiere un mínimo de hipótesis (es exacto, no 
paramétrico y no bayesiano); además es conservador en relación con otros métodos.
D.  Mejoras  y  Aplicaciones  de  Metodologías  de  Escalado:  La  validación 
experimental  de  los  códigos  y  métodos  de  análisis  de  accidentes  se  basa  en  s
experimentos que normalmente se realizan en instalaciones a menor escala que la de  oe.
las plantas nucleares reales. El análisis de escala constituye un elemento clave en la  w.
interpretación de los resultados obtenidos para instalaciones experimentales, para su  08ww
eaxntáralispios ladcimióenn sai orneasl,u eltastdaobsle cdeer  lpolsa ngtrau.p Eosl  aadniámliesinss idoen aelessc adlea  vpaerirambiltees,  qau et rpaovséisb ilditea nu lan 
gcoramnp aimrapcoiórtna necniatr ea l alas  dhiovrear sdaes  ienssttaablaleccioenr eesl  yi mlopsa rcetosu dlteald oess cdaela pdloa netan.  Elas tien cteermtidau emsb dree   BOE-A-cable e
asociada a la capacidad de predecir fenómenos termohidráulicos. Todo ello permite 
trasladar la validación realizada en instalaciones experimentales a situaciones reales. La 
importancia del efecto de escala queda bien reflejada con la reciente emisión (marzo 
de 2017) del documento de la NEA «A State-of-the-Art Report on Scaling in System 
Thermal-Hydraulics Applications to Nuclear Reactor Safety and Design», NEA/CSNI/
R(2016)14. Hay varios informes NUREG/IA realizados en CAMP-España que abordan la 
extensión de problemáticas planteadas en algunas de las series experimentales de PKL 
y ROSA a plantas nucleares comerciales españolas. Esto se ha hecho en algunos casos 
mediante  la  aplicación  de  ciertas  metodologías  de  Escalado  (Scaling).  De  manera 
independiente al proyecto, pero gracias a la posibilidad de acceso a los códigos CAMP y 
a la participación en los programas experimentales, se ha desarrollado en la UPC un 
trabajo de tesis doctoral, que tuvo como objetivo el desarrollo de una metodología híbrida 
de escalado, y su validación y verificación frente a un caso realista en una planta 
española.
Se considera pues muy necesario seguir dando pasos en la mejora y aplicación de 
estas metodologías de escalado y el análisis exhaustivo de experimentos «counterpart». 
Una de las conclusiones recurrentes de los WS conjuntos de actividades analíticas de 
los  proyectos  PKL,  ROSA  y  ATLAS  ha  sido  resaltar  el  interés  de  los  análisis 
«counterpart» (p. e., G7 de PKL fase 2 y T3 de ROSA fase 2, y otros más recientes de 
PKL fase 4 y ATLAS fase 2) a efectos de profundizar en el uso de técnicas de escalado 
vinculadas  por  ejemplo  a  metodologías  BEPU.  Se  ha  participado  en  algunas 
experiencias organizadas en estos contextos de la NEA, y ha habido desarrollos y 
aplicaciones notables promovidos desde la organización de CAMP-España, pero es muy 
necesario y de interés seguir con las aplicaciones y desarrollos en esta línea. El objetivo 
debe ser la aplicación de estos «counterpart» y metodologías de escalado hasta la 
escala y diseño de nuestras plantas.
E. Acoplamiento de Códigos:  Una de las características con la que se ha diseñado 
TRACE  es  que  habilita  su  conexión  con  otros  códigos  y  entornos  de  simulación 
(neutrónicos, de contención, control y protección,…). TRACE dispone del componente 
ECI (External Communication Interface), que facilita el establecimiento de un canal de 
comunicación, a través de una serie de variables físicas (condiciones frontera) que son 
salida de uno de los códigos que se comunican y entrada al otro, y viceversa.
Representantes españoles en CAMP han hecho uso de estas prestaciones para 
distintos propósitos y han tenido un rol bastante relevante en el desarrollo y depuración 
de ECI. Un ejemplo significativo resultó en la publicación del NUREG/IA-0179, en el que 
se propone además una Metodología estandarizada de Acoplamiento de Códigos. Este 
trabajo es además resultado de una colaboración de UPM/CSN con la USNRC, en el que 
hubo personal de la UPM destacado en una de las universidades colaboradoras de la 
USNRC, y en el que se habilitó la conexión TRACE-CONTAIN.
Los  desarrollos  ya  obtenidos  en  el  pasado  y  disponibles  en  la  actualidad 
(TRACE/PARCS, TRACE/CONTAIN) se deben poner a punto, actualizar y evaluar su 
capacidad actual. Asimismo, aprovechando esa experiencia se deben poner a punto 
otros acoplamientos que se consideren más importantes, p. e. TRACE/FRAPCON o con 
FRAPTRAN, TRACE/COBRA-TF, con códigos de estructuras.
Por todo ello, se considera necesario seguir explotando esta capacidad (además 
solicitada desde la USNRC; ver punto anterior B), e incrementando la experiencia de 
uso. Por sus prestaciones y capacidades, la interfaz gráfica de usuario SNAP puede ser 
la plataforma en la que se realicen los desarrollos y aplicaciones. s
F.  Validación,  Evaluación  y  Aplicación  de  PARCS  (TRACE–PARCS,  RELAP5- oe.
PARCS):  Recientemente se han realizado desde CAMP-España algunas aplicaciones  w.
tendentes mejorar en la modelación y simulación del movimiento de barras de control, y  08ww
dmee jloar ian teenra cecl iócnó dTigHo- nReEutLróAnPic5a p. aUrnao  fadcei lliotasr  treal bmajoovsi m(NieUnRtoE Gde/I Ab-a4r0ra2s),  hdae  icmopnltaronlt ayd od eu nlaa 
iinntteroradcucciiór n untear mmoheidjorráau licean- neeul tróanciocpal amcoierrnetsop onneduietrnóten.ic aE l 3oDb-tjeertimvoo hidderál utlircaab ajeon  fueel   BOE-A-cable e
acoplamiento  RELAP5/PARCS  v2.7,  mediante  la  adición  de  un  modelo  para  el 
movimiento de las barras de control, con el objetivo de poder analizar dinámicamente 
accidentes y transitorios asimétricos, como los accidentes de inserción de reactividad 
(RIA) en un reactor nuclear, reproduciendo todos los sistemas de control de los reactores 
(NUREG/IA 0255). La modificación desarrollada en este trabajo permite el movimiento 
automático de las barras de control, mediante bloques de control de RELAP5, y en 
función de las variables relacionadas con el balance de reactividad (p.e., temperatura de 
combustible, temperatura del moderador, presión, etc.,). Con ello se mejora el realismo 
del cálculo y las capacidades de simulación. El trabajo fue realizado por el grupo ISIRYM 
en la UPV, en colaboración con CNAT. La experiencia puede servir de base para su 
aplicación a TRACE.
Por otra parte, no ha habido un número relevante y notorio de actividades, de 
aplicación o de validación de la interacción TH-neutrónica (i. e., con TRACE–PARCS). La 
propia USNRC, ha sugerido también a los participantes en CAMP la posibilidad de 
realización de contribuciones técnicas en este tema, a ser posible con datos neutrónicos 
realistas. Por todo ello se considera relevante avanzar en el conocimiento y experiencia 
de este ámbito de aplicaciones.
G.  Análisis de piscinas de combustible:  Es este un ámbito de aplicación de los 
códigos de sistema no explorado desde CAMP-España, y que por su actualidad debe ser 
considerado como un candidato para su estudio. Ha habido en el pasado algún ejercicio 
piloto desarrollado en la UPV, pero se perciben ámbitos de ampliación. Recientemente 
se ha publicado como contribución en especie a CAMP de Taiwan el NUREG/IA-0482, 
en  el  que  se  plantea  una  metodología  de  análisis  de  seguridad  de  piscinas  de 
combustible gastado de alcance amplio que hace uso de un código de sistema (TRACE), 
de accidente severo (MELCOR), de CFD y termomecánico (FRAPTRAN). Se trata de un 
buen referente para una posible aplicación al caso de alguna central española.
H.  Análisis de contenedores:  Éste es otro ámbito de aplicación de los códigos de 
sistema no explorado desde CAMP-España, pero que tienen una relevancia y actualidad 
notable.  Es  además  un  ámbito  dónde  la  colaboración  investigación  explotador  de 
centrales resulta necesario. Se considera muy necesario iniciar actividades en esta línea.
I.  Comparación  de  modelos  y  capacidades  de  TRACE  y  RELAP5,  incluyendo 
comparación de resultados: Dado el actual grado de desarrollo de TRACE y el proceso 
de suspensión del desarrollo y mantenimiento de RELAP5 realizado por la NRC desde 
primeros de 2018, se hace necesario una comparativa entre ambos códigos, lo más 
exhaustiva posible, a efectos de determinar Potencialidades y Carencias de TRACE con 
respecto a RELAP5. El grupo de carencias puede servir para lanzar solicitudes de 
desarrollo en RELAP5 que se consideran prioritarias antes de su clausura en 2018. 
Como hay mucha literatura escrita a este respecto de comparación, se podría arrancar 
este estudio con una revisión bibliográfica.
Este estudio comparativo incluiría:
a.  Tarea  de  análisis  comparado  TRACE/RELAP  sobre  fenomenología  básica, 
modelos/correlaciones/aplicaciones a problemas simples.
b.  Tarea de análisis comparativo TRACE/RELAP de simulación de componentes 
importantes de las plantas y/o nodalizaciones sugeridas.
c.  Seguimiento de versiones de TRACE/PARCS/SNAP a partir de un punto de corte 
acordado (p. e., TRACE 5.0).
J.  Comparación de modelos y capacidades de TRACE y TRAC/BF1, incluyendo  e
comparación de resultados.  Análisis de inestabilidades en BWR. Dado el actual grado  bo
de desarrollo de TRACE se hace necesario una comparativa entre ambos códigos, lo  08ww
cmoáns  reexshpaeucsttoiv aa  pToRsiAblCe/,B aF e1f.e cCtoosm doe  hdaeyt emrmuicnhaar  ploitteernactuiaralid aedsecrsi tay  caa reenstceia sre dsep eTcRtoA CdEe 
comparación, se podría arrancar este estudio con una revisión bibliográfica.
Este estudio comparativo incluiría:
a.  Tarea de análisis comparado TRACE-TRAC/BF1 sobre fenomenología básica, 
modelos/correlaciones/aplicaciones a problemas simples.
b.  Tarea de análisis comparativo TRACE/TRACBF1 de simulación de componentes 
importantes de las plantas y/o nodalizaciones sugeridas.
c.  Análisis de inestabilidades en BWR con TRACE 5.0. Comparación con análisis 
previos realizados con TRAC/BF1.
K. Desarrollo de guías y/o buenas prácticas de modelación aplicables a ciertas 
familias de escenarios y/o transitorios.  Aunque la documentación de los códigos en sus 
aspectos teórico, de manual de usuario y de desarrollador, están en la actualidad muy 
maduras (documentación de los códigos editada por los desarrolladores), no lo está 
tanto la documentación relativa a las buenas prácticas de modelación y guías para la 
simulación de transitorios. La experiencia adquirida por los usuarios españoles de los 
códigos CAMP permite intenta abordar esta tarea de documentación. Se debe intentar 
acordar con los desarrolladores de la USNRC los ámbitos y la prioridad con la que se 
acometería esta tarea.
L.  Actividades en SNAP:  Es otro ingrediente de los trabajos anteriores donde se 
ha  adquirido  gran  experiencia  de  uso,  pero  que  no  ha  quedado  suficientemente 
plasmada  o  explicitada  en  los  documentos  NUREG/IA  presentados  desde  CAMP-
España. Se entiende que se puede aportar esta experiencia como contribución en 
especie a CAMP, a través de material didáctico y de entrenamiento (del que SNAP no 
dispone  en  la  actualidad),  o  de  documentación  de  aplicaciones  concretas  (p.  e., 
simulación  interactiva,  o  edición  de  máscaras,...),  o  de  desarrollo  de  plugins  de 
aplicaciones  particulares  que  se  consideren  relevantes.  Es  éste  un  ámbito  de 
aplicaciones muy abierto a la iniciativa de los investigadores.
M. Análisis de seguridad para reactores SMR: En los últimos años, el interés sobre 
los  reactores  SMR  de  agua  ligera  ha  crecido  considerablemente  y  varios  países 
apuestan por la construcción de este tipo de reactores. En los Estados Unidos, el diseño 
del reactor NuScale ya ha sido certificado por la NRC y hay un número importante de 
proyectos en diferentes países. En esta línea, se pretende estudiar la respuesta de este 
tipo de reactores a situaciones accidentales como LOCAs intermedios y SBO.
9. Proyecto coordinado de «Participación en los proyectos de mantenimiento de 
códigos de NRC (CAMP) y programas experimentales de NEA/OECD (PKL, ATLAS Y 
RBHT), y su aplicación a plantas españolas (CAMP-ESPAÑA)»
En definitiva, con todos los antecedentes descritos, se formaliza este Convenio de 
colaboración con las Universidades Politécnicas de Madrid, Catalunya y València, con el 
objetivo fundamental de llevar a cabo el desarrollo de actividades nacionales en los 
citados proyectos internacionales CAMP de la USNRC, y PKL, ATLAS y RBHT de 
NEA/OECD, y su aplicación a las centrales nucleares españolas.
Los  equipos  participantes  en  esta  propuesta  son  entidades  con  estructura  y 
capacidad de gestión para la realización de las actividades y tareas previstas, con los 
objetivos que se detallan en los puntos siguientes. Han trabajado en diversos proyectos 
comunes, ICAP, CAMP, CTC y SETH, y el más reciente «Análisis y simulación de los 
experimentos PKL3/OECD y ATLAS/OECD y su Aplicación a las CC.NN. españolas 
(CAMP-España)». es
El proyecto estará estructurado en 5 sub-proyectos acometidos por otros tantos  bo
grupos universitarios: 08ww
prof–e sSour bG-upmroeyrescintod o1 ,V UePrdVú- GMVa:r tUínn.iversitat Politècnica de València, grupo dirigido por el
– Sub-proyecto 2, UPV-SM: Universitat Politècnica de València, grupo dirigido por el
profesor Sebastián Martorell Alsina. Bc
– Sub-proyecto 3, UPV-MC: Universitat Politècnica de València, grupo dirigido por el 
profesor Facundo Alberto Escrivá Castells.
– Sub-proyecto 4, UPC: Universitat Politècnica de Catalunya, grupo dirigido por la 
profesora Carme Pretel Sánchez.
– Sub-proyecto 5, UPM: Universidad Politécnica de Madrid, grupo dirigido por el 
profesor José Cesar Queral Salazar.
9.1  Objetivos principales: Los objetivos generales ligados a los de los programas 
internacionales son:
1.  Colaboración en la participación nacional en los proyectos PKL, ATLAS y RBHT 
de la NEA/OECD, y CAMP de la NRC.
2.  Investigación de aspectos específicos de seguridad relativos a los accidentes 
simulados  en  ambos  programas  experimentales  (por  ejemplo:  Fenomenología  de 
transferencia de calor durante la reinundación del núcleo, múltiples roturas de tubos de 
GGVV, transferencia de calor en presencia de incondensables, estudio de transferencia 
de calor con GGVV secos, transitorios de enfriamiento rápido, precipitación de boro, 
LBLOCA, SBLOCA, Station Blackout, etc.).
3.  Con posterioridad a la ejecución de los mencionados proyectos y a partir de sus 
conclusiones, realización del análisis de la aplicabilidad y/o extensión de los resultados y 
conocimientos adquiridos en estos proyectos a la seguridad, operación o disponibilidad 
de las centrales nucleares españolas.
4.  En  cuanto  al  Proyecto  CAMP,  los  principales  objetivos,  son  los  propios  del 
acuerdo del CSN con la USNRC, aplicables a cada uno de los códigos de cálculo 
ofrecidos por la USNRC incluidos en el proyecto, son los siguientes:
–  Compartir  experiencias  respecto  a  errores  e  insuficiencias  en  los  códigos  y 
cooperar  a  su  resolución  y  al  mantenimiento  de  una  versión  única,  reconocida 
internacionalmente, de cada uno de ellos.
–  Compartir  experiencias  en  cuanto  a  escalabilidad,  aplicabilidad  y  estudios  de 
incertidumbre.
– Compartir una base de datos bien documentada para la evaluación.
– Compartir experiencias en cuanto a análisis de seguridad en plantas incluyendo 
plantas  en  operación  y  reactores  avanzados  de  agua  ligera,  en  los  ámbitos  de 
transitorios,  secuencias  dominantes  en  cuanto  a  riesgo,  secuencias  completas 
de accidente severo, gestión de accidentes y estudios relativos a procedimientos de 
operación.
–  Mantener  y  mejorar  la  documentación  sobre  orientaciones  de  usuario  y 
aplicabilidad de códigos y modelos.
– Permitir disponer de las nuevas versiones de los códigos RELAP5 y TRACE. 
Permitir un sólido intercambio con la comunidad de usuarios internacional.
Como objetivos propios del proyecto nacional que se propone, cabría decir:
5.  Comunicación y aprovechamiento de la información obtenida de estos proyectos 
por los grupos expertos en TH nacionales.
6.  Establecimiento  y  ejecución  de  un  plan  conjunto  que  optimice  los  recursos 
españoles para conseguir el mantenimiento y mejora de las capacidades de análisis de 
accidentes ya existentes.
7.  Realización  de  cálculos  pre-test  y  post-test  de  validación  en  aspectos  e.e
fenomenológicos  no  suficientemente  contrastados  de  las  versiones  actuales  de  los  b
códigos disponibles en la comunidad termohidráulica española (fundamentalmente los  08ww
códi8g.o s ACpAliMcaPc iTóRn ACa E uyn R EcLaAsoP 5)d.e  planta  de  cada  una  de  las  configuraciones
eBxepnecrhimmeanrkta dlees  lac oinnsstiadlearcaiódna sA CeMn Elo, sy  apnroáglirsaism daesl  iPmKpLa,c tAoT eLnA Sla  sye gRuBriHdaTd ,j uonpteor accoiónn  eol 
disponibilidad de la planta. También se harán con RELAP5 y TRACE; el comité de
dirección evaluará la posibilidad de realizar análisis de detalle con otros códigos en 
función de los resultados obtenidos y necesidades de capacidades de simulación que se 
susciten.
9.  Mantenimiento de la capacidad y grupos de expertos nacionales para el análisis 
de accidentes en su vertiente termohidráulica de las centrales nucleares españolas, 
accediendo a resultados de programas experimentales, y de resultados de los códigos 
actualmente en uso.
10.  Realización  de  contribuciones  en  especie  comprometidas  en  el  programa 
CAMP.
9.2  Enumeración y descripción de las actividades del proyecto: En este apartado se 
describen las actividades y plan de trabajo previsto inicialmente para cada sub-proyecto. 
No obstante, en función de la evolución del propio proyecto y de posibles condicionantes, 
que  al  día  de  hoy  no  se  pueden  anticipar,  o  de  la  evolución  de  los  proyectos 
internacionales  asociados,  el  comité  de  dirección  del  proyecto  podrá  reorientar  las 
referidas líneas de trabajo.
Para cada análisis de los experimentos, se prevé desarrollar las siguientes tareas:
[1]  Conocimiento de la instalación. Preparación y ajuste de su modelo básico.
[2]  Apoyo a las decisiones relativas a la matriz de experimentos y realización de 
cálculos pre-test. Éstos se harán con los códigos TRACE (preferiblemente) y/o RELAP5
[3]  Seguimiento del experimento, asimilación de datos y realización del cálculo 
post-test. Estos cálculos se harán con los códigos TRACE (preferiblemente) y/o RELAP5. 
En esta actividad cabe también la comparación de resultados de ambos.
[4]  Estudio de escenarios equivalentes en una instalación comercial. Éstos se harán 
con los códigos TRACE (preferiblemente) y/o RELAP5.
[5]  Elaboración del informe técnico de cierre.
[6]  Elaboración  del  informe  de  contribución  en  especie  a  CAMP  con  calidad 
NUREG/IA.
Las actividades encomendadas a cada grupo de trabajo serán las siguientes:
1)  Sub-proyecto 1, UPV-GV.
– Análisis de experimentos de la serie B3 (IBLOCA) de ATLAS fase 2. Roturas en 
surgeline de presionador y en la DVI.
– Análisis de la serie B5 de ATLAS fase 2. «Counterpart» con LSTF SB-PV-07 (1% 
SBLOCA en cabeza de vasija). Análisis post-test.
– Código acoplado TRACE/COBRA-TF.
– Comparación de modelos termohidráulicos de TRACE y RELAP5.
2)  Sub-proyecto 2, UPV-SM.
– Análisis de la serie I4 de PKL fase 4, relativa a verificación de procedimientos de 
enfriamiento en condiciones de accidentes de extensión de bases de diseño.
– Análisis de la serie B2 de ATLAS fase 2, relativa a inyecciones pasivas del núcleo 
(por ejemplo, con un sistema híbrido de acumuladores o con el sistema pasivo de 
ECCS).
– Análisis de accidentes en piscinas de combustible con aplicación al estudio de 
incertidumbres y sensibilidad. s
3)  Sub-proyecto 3, UPV-AE. w.b
resu–––lt   aPAVdaanorlátsidilc idasipecisai ó TcdnRieó ylAn  T CveeeEnsrt :i e fBPilc 5oaa.snc1tiá  ópdlnirse oi dsAce eTd slLeaaA  edhSxoe prrf raedasremiem a i2een,nná cttlaoios sndi stder dae aep lna ará restliseesu ridsilete ac lPd utoeKassnL tt d ifLtaeaSslt iTecvó Fo4d   PSiagOB od-S ePTTtVReA-rA0mNC7Cin.ESa.Nr. de  OE-A-2020-77able en https://
4)  Sub-proyecto 4, UPC.
– Realización de un modelo de «small modular reactor» (SMR), en concreto del 
diseño americano NuScale con RELAP5 y/o TRACE.
– Evaluación de las capacidades de RELAP5 y/o TRACE para la simulación de 
sistemas de seguridad pasivos.
– Participación en el ISP (International Standard Problem) de ACME (Advanced 
Core-cooling Mechanism Experiment).
Participación en el proyecto NEA/OCDE RBHT.
5)  Sub-proyecto 5, UPM.
– Análisis de la serie I4 de PKL fase 4, relativa a enfriamiento en condiciones de 
circulación natural asimétrica (por ejemplo, con GG.VV. aislados), en accidentes DBA o 
BDBA.
– Participación en el ISP (International Standard Problem) de ACME (Advanced 
Core-cooling Mechanism Experiment).
– Actividades  con  FAST  (FRAPCON-FRAPTRAN)  acoplado  a  TRACE  mediante 
SNAP. Aplicación al análisis de combustible ATF.
9.3  Equipo de trabajo del CSN: Para las tareas de colaboración, supervisión y 
coordinación técnica de este proyecto de I+D el CSN designa a:
– Miguel Sánchez Perea (MSP), Jefe de Área de Modelación y Simulación (MOSI) 
de la Subdirección de Tecnología Nuclear (STN),
– Julio Pérez Sanz (JPS), Técnico del Área de Ingeniería del Núcleo (INNU) de la 
Subdirección de Ingeniería Nuclear (SIN),
como expertos conocedores de las aplicaciones de esta línea de investigación de I
+D a la función reguladora.
En principio, los recursos para esta coordinación se han estimado en:
– 100 horas/año de dedicación en el caso de MSP, y
– 50 horas/año de dedicación en el caso de JPS,
tratándose  de  horas  de  producción  científica,  por  lo  que  se  cuantifican  como 
aportación del personal del CSN al Convenio en la Memoria Económica.
9.4  Organización del proyecto: El proyecto se ejecutará de manera coordinada 
entre  los  5  grupos  universitarios  descritos  anteriormente  y  el  CSN,  para  cubrir  los 
objetivos generales y específicos. El grupo UPV-GV actuará como coordinador principal.
Otros mecanismos de coordinación previstos para la eficaz ejecución del proyecto 
son como en otras ocasiones:
1)  Un comité de dirección que estará formado por dos representantes del CSN, y 
uno  de  cada  grupo  participante.  Dicho  Comité  de  Dirección  tendrá  las  siguientes 
funciones:
a.  Aprobará el plan de trabajo de detalle elaborado por el Coordinador de Proyecto 
(UPV-GV).
b.  Propondrá y aprobará las posibles modificaciones de las tareas de un grupo.  e.e
Estas modificaciones podrán venir determinadas a su vez por modificaciones en el plan  b
de trabajo de los proyectos internacionales. 08ww
asigcn.a ciAópnr oebcoanráó mloicsa i ncfoorrrmesepso nddei ecnated.a una de las actividades realizadas, previa a la
d.  Aprobar el informe final del proyecto, propuesto por el Coordinador del Proyecto.
2)  Una  estrecha  colaboración  de  los  especialistas  del  Consejo  de  Seguridad 
Nuclear  con  los  grupos  participantes,  así  como  con  los  Operating  Agents  de  los 
proyectos PKL, ATLAS y RBHT.
3)  La realización de las jornadas técnicas del proyecto nacional, al menos una al 
año. Así mismo, se prevé la asistencia a las jornadas internacionales del proyecto CAMP 
y a los workshop de actividades analíticas de los programas experimentales PKL, ATLAS 
y RBHT.
4)  Reconducir  el  plan  de  trabajo  del  proyecto  en  función  de  la  evolución  y 
prioridades que se puedan establecer en los proyectos internacionales asociados (PKL, 
ATLAS, RBHT). En caso de que el CSN y el Comité de Coordinación de CAMP-España 
lo consideraran conveniente, se podrían ampliar o modificar ligeramente el alcance 
técnico de la propuesta para incluir actividades, bien en las nuevas fases de PKL y 
ATLAS previstas, bien en otras series experimentales en PKL, ATLAS y/o RBHT, bien 
otros estudios y análisis genéricos de interés.
9.5  Resultados esperados y beneficios para el CSN, LA UPV, LA UPC y LA UPM: 
De  manera  general  el  proyecto  facilita  una  mejor  comprensión  de  los  procesos 
termohidráulicos  complejos  que  intervienen  en  distintos  escenarios  de  accidente  y 
temáticas de interés en la actualidad (extensión del diseño, LOCA de transición), así 
como al planteamiento y evaluación de las correspondientes medidas mitigadoras, y 
contribuye a la validación y el desarrollo de los códigos de simulación termohidráulica.
De manera más pormenorizada, como resultado de la ejecución del proyecto de 
viabilidad  se  obtendrían  los  siguientes  productos  y  beneficios  para  el  CSN  y 
universidades participantes:
1.  Conocimiento  detallado  de  los  resultados  experimentales  de  los  programas 
experimentales en las instalaciones PKL, ATLAS y RBHT. Los experimentos a ejecutar 
pretenden  aportar  nuevos  conocimientos  en  los  temas  que  más  preocupan  en  la 
actualidad, tales como extensión del diseño, LOCA de transición, accidentes en parada, 
fenómenos físicos de reflujo de condensado, dilución de boro y restablecimiento de la 
circulación natural ante diversos supuestos,  transferencia de calor en presencia de 
incondensables,  estudio  de  transferencia  de  calor  con  SG  secos,  transitorios  de 
enfriamiento rápido, precipitación de boro, etc. El CSN tiene vocación de que este 
conocimiento sea transferido y asimilado por las organizaciones españolas.
2.  Conocimiento  detallado  de  los  resultados  analíticos  de  simulación  de  los 
experimentos y de los fenómenos asociados. Esto es, los resultados de los trabajos de 
simulación vinculados, tanto en lo que ha supuesto de experiencia obtenida por los 
participantes  españoles  por  medio  de  la  comparación  de  la  simulación  de  esta 
fenomenología con los códigos termohidráulicos (RELAP y TRACE) con los resultados 
experimentales de PKL, ATLAS y RBHT, como la participación en las discusiones y 
seminarios  internacionales,  sin  olvidar  la  aportación  específica  de  aplicaciones  a 
modelos de centrales nucleares españolas.
3.  Conocimiento de las implicaciones de los escenarios objeto de los experimentos 
en la evaluación de la seguridad y/o en la fiabilidad de la operación de las centrales 
nucleares españolas. Ello obliga a entre otras cosas, a:
a.  Revisar  la  documentación  y  bibliografía  soporte  existente  sobre  posibles 
escenarios equivalentes relevantes para las centrales nucleares españolas.
b.  Simular  los  escenarios  identificados  para  alguna  central  nuclear  española  s
representativa. oe.
4.  Mejora en las capacidades, experiencia de uso y resultados de los modelos de  08ww
sainmáulolagcaisó ne nd ela lsa sq ucee natpraalreesz cnaunc letoatrael so  epsapracñiaolmlase,n tme elodsia nfeten ólam esnimous laocbisóenr vdaed osistu eanc iocandeas 
mexopdeerliomse dneto p lraenatlaiz apdaora  eTnR APCKEL ,p uAeTsLtAoSs  ay p uRnBtoH Te.n  Spero ypelacntotes aa netle ruiosroe sp.rioritario de los  BOE-A-cable e
5.  Se facilita también la mejora en la capacidad de utilización de los códigos de 
cálculo en su capacidad predictiva (pre-test, análisis ciegos) y de análisis (post-test, 
benchmark).
6.  Documentación  adecuada  mediante  informes  técnicos  de  los  resultados 
experimentales y de los cálculos de simulación efectuados. Todo ello se plasmará para 
cada uno de los experimentos planteados, en informes técnicos de descripción de los 
experimentos, y de numerosos análisis pre-test y post-test. Se plantea el uso prioritario 
de los modelos de planta para TRACE puestos a punto en proyectos anteriores.
7.  Realización de contribuciones en especie comprometidas en el programa CAMP. 
Todas las tareas analíticas realizadas con los propósitos anteriores se han ejecutado y 
documentado  con  el  nivel  de  detalle  y  calidad  requerido  por  la  USNRC  en  el 
NUREG-1271 para su presentación como compromiso en especie al CAMP y eventual 
publicación como informe NUREG/IA.
8.  Apoyo y mantenimiento de grupos de expertos nacionales en experimentación 
termohidráulica y en aplicación y verificación de códigos de simulación termohidráulica.
9.  Participación en Workshops de actividades analíticas organizados por los PRG y 
MB de los proyectos internacionales PKL4, ATLAS2 y RBHT, así como en las reuniones 
de especialistas del proyecto CAMP.
Desde el punto de vista de las organizaciones participantes también se valoran los 
beneficios científico-técnicos esperables del proyecto, incluyendo dos grandes grupos: 1) 
avance  del  conocimiento  y  mejora  de  herramientas,  2)  generación  y  difusión  de 
resultados.
En  cuanto  a  la  componente  formativa  y  de  capacitación  de  personal  y  su 
transferencia al Sector, cabe destacar que dentro de cada grupo de trabajo vienen 
participando no menos de dos ingenieros o licenciados en formación pre-doctoral a lo 
largo de las pasadas ediciones de CAMP. Fruto de dicha participación, se han elaborado 
numerosas tesis doctorales, y ha habido una transferencia de personal cualificado a 
instituciones  universitarias,  organismo  regulador  y  empresas  del  Sector,  tales  como 
ANAV, Westinghouse, Nortuen, Idom, Tecnatom, CNAT y CNC.
En relación al plan de difusión de resultados del proyecto, se prevé asistir varias 
veces durante la vigencia del proyecto a:
– Varios congresos de carácter internacional.
– Las reuniones anuales de la Sociedad Nuclear Española.
– Las jornadas internacionales del proyecto CAMP y
– Los workshop de actividades analíticas de los programas experimentales PKL y 
ATLAS.
En este sentido, cabe destacar las contribuciones a revistas y congresos nacionales 
e internacionales fruto del trabajo desarrollado en el proyecto coordinado precedente 
CAMP (ver sección 8 de referencias).
Finalmente  conviene  destacar  que  todas  las  tareas  analíticas  realizadas  en  el 
proyecto se ejecutarán y documentarán con el nivel de detalle y calidad requerido por la 
USNRC (NUREG-1271) para su presentación como compromiso en especie al CAMP y 
eventual publicación como informe NUREG/IA, tal como los que se vienen produciendo.
10. Fechas de inicio y terminación de las actividades
Se ha considerado una duración de cuatro años para el proyecto, siendo la fecha de  oe.
inicio cuando se publique en el BOE. w.
11. Referencias
[1] Informe Final del Proyecto «Mejora y mantenimiento de códigos termohidráulicos 
de sistema en base a resultados de los experimentos OCDE/PKL2 y OCDE/ROSA2. 
Aplicación a plantas españolas». (Proyecto CAMP-España).
[2] NUREG/IA-0244, S. Gallardo, V. Abella, G. Verdú; «Assessment of TRACE 5.0 
against ROSA test 6-2, Vessel Lower Plenum SBLOCA»; 2011.
[3] NUREG/IA-0245, S. Gallardo, V. Abella, G. Verdú; «Assessment of TRACE 5.0 
against ROSA test 6-1, Vessel Upper Head SBLOCA», 2011.
[4] NUREG/IA-0412, S. Gallardo, V. Abella, G. Verdú, A. Querol; «Assessment of 
TRACE 5.0 against ROSA test 3-2, High Power Natural Circulation», 2013.
[5] NUREG/IA-0413, S. Gallardo, V. Abella, G. Verdú, A. Querol; «Assessment of 
TRACE 5.0 against ROSA test 3-1, Cold Leg SBLOCA», 2013.
[6] NUREG/IA-0420, J.L. Muñoz-Cobo, A. Romero, S. Chiva, «Analysis with TRACE 
Code of Rosa Test 1.2: Small LOCA in the Hot-Leg with HPI and Accumulator Actuation», 
2013.
[7] NUREG/IA-0419, A. Julbe, J.L. Muñoz-Cobo, A. Escrivá, A. Romero, «Analysis 
with TRACE Code of ROSA Test 1.1: ECCS Water Injection Under Natural Circulation 
Condition», 2012.
[8] NUREG/IA-0422, J.L. Muñoz-Cobo, S. Chiva, A. Escrivá, «Analysis with TRACE 
Code of PKL-III Test F 1.2», 2013.
[9] NUREG/IA-0411, S. Carlos, J.F. Villanueva, S. Martorell, V. Serradell; «Simulation 
of the experimental series F2.2 at PKL facility using RELAP5/Mod3.3», 2012
[10]  NUREG/IA-0250,  S.  Carlos,  J.F.  Villanueva,  S.  Martorell,  V.  Serradell; 
«Simulation of the F2.1 Experiment at PKL Facility using RELAP5/MOD3», 2011.
[11] NUREG/IA-0256, C. Queral, A. Concejal, A. Expósito, e. I. González, «Simulation 
of PKL loss of RHRS experiment E3.1 with RELAP5 and TRACE codes. Application to a 
PWR-W plant mode», 2011.
[12] NUREG/IA-0257, C. Queral, A. Concejal, A. Expósito, «Simulation of PKL loss of 
RHRS experiment F2.2 with RELAP5 and TRACE codes. Application to a PWR-W plant 
mode», 2011.
[13]  NUREG/IA-0426,  C.  Queral,  J.  Gonzalez-Cadelo,  G.Jimenez,  E.  Villalba,  J. 
Perez «Simulation of LSTF Upper Head Break (OECD/NEA ROSA test 6.1) with TRACE 
code. Application to a PWR NPP model», 2013.
[14] NUREG/IA-0410, Martínez, V; Reventós, F.; Pretel, C.; «Post-Test Calculation of 
the ROSA/LSTF Test 3-2 using RELAP5/mod3.3», 2012.
[15] NUREG/IA-0409, Martínez, V; Reventós, F.; Pretel, C.; «Post-Test Calculation of 
the ROSA/LSTF Test 3-1 using RELAP5/mod3.3», 2012
[16] NUREG/IA-0417, Freixa J., Pretel C., Batet Ll., Reventós F.; «Post-Test Thermal-
Hydraulic analysis of Tests F1.1 and F1.2», 2014.
[17] NUREG/IA-0233, C. Queral, A. Expósito, G. Jiménez, L. Valle and J.C. Martínez-
Murillo; «Assessment of TRACE 4.160 and 5.0 against RCP Trip Transient in Almaraz I 
Nuclear Power Plant», 2010.
[18] NUREG/IA-0255, J. C. Martínez-Murillo, M. Novo, R. Miró, T. Barrachina, and G. 
Verdú; «Coupled RELAP/PARCS Full Plant Model – Assessment of a Cooling Transient 
in Trillo Nuclear Power Plant», 2011.
[19] NUREG/IA-0240, R. Pericas, L. Batet, and F. Reventós; «Sensitivity Analyses of 
a Hypothetical 6 Inch Break, LOCA in Ascό NPP using RELAP/MOD3.2», 2010.
[20] NUREG/IA-0243, O. Lozano, C-P. Chiang, C. Llopis, L. Batet, F. Reventόs;  e.
«Development of a Vandellòs II NPP Model using the TRACE Code: Application to an  w.b
Actual Transient of Main Coolant Pumps Trip and Start-up». 2011. 08ww
Turb[2in1e]  NTrUipR ETGra/nIAs-ie0n2t2 6in,  PS. aCnotar cuMearraí,a  Ed. eR Godarriogñuae zN, Guc. leVailrl ePscoawse; r« PAlsasnets swmithe nTt RofA tChEe 
version 4.16», 2010.
[22]  NUREG/IA-0253,  Roberto  Herrero  Santos,  José  María  Izquierdo  Rocha; 
«Development of a Computer Tool for In-Depth Analysis and Post Processing of the 
RELAP5 Thermal Hydraulic Code», 2011.
[23] NUREG/IA-0503, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Post-Test 
Analysis of ROSA-2 Test 2 (IBLOCA) with TRACE», 2019.
[24] NUREG/IA-0504, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Assessment 
of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 3 Counterpart Test to PKL», 2019.
[25] NUREG/IA-0505, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Assessment 
of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 5, Main Steam Line Break with Steam Generator 
Tube Rupture», 2019.
[26] NUREG/IA-0511, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Simulation of 
ROSA-2 Test-2 Experiment: Application to Nuclear Power Plant», 2019.
[27] NUREG/IA-0512, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Simulation of 
ROSA-2 Test 3 Counterpart with TRACE5 - Application to Nuclear Power Plant», 2019.
[28]  NUREG/IA-0504,  F.  Sánchez,  S.  Carlos,  J.F.  Villanueva,  S.  Martorell; 
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 3 Counterpart Test to PKL», 2019.
[29] NUREG/IA-0488, S. Carlos, J.F. Villanueva, F. Sánchez, S. Martorell; «Simulation 
of the LSTF-PKL Counterpart G7.1 test at PKL facility to a Nuclear Power Plant using 
TRACE 5», 2019.
[30] NUREG/IA-0486, S. Carlos, J.F. Villanueva, F. Sánchez, S. Martorell; «Simulation 
of the G3.1 experiment at PKL facility using RELAP5/Mod3.3», 2018.
[31] NUREG/IA-0487, F. Sánchez, S. Carlos, J.F. Villanueva, S. Martorell; «Simulation 
of the PKL-G7.1 Experiment in a Westinghouse Nuclear Power Plant Using RELAP5/
Mod3.3», 2019.
[32]  NUREG/IA-0488,  F.  Sánchez,  S.  Carlos,  J.  F.  Villanueva,  and  S.  Martorell; 
«Simulation of the LSTF-PKL Counterpart G7.1 test at PKL facility using TRACE 5», 
2019.
[33]  NUREG/IA-0409,  Martínez,  V.;  Reventós,  F;  «Post-Test  Calculation  of  the 
ROSA/LSTF Test 3 using RELAP5/mod3.3»; 2012.
[34] NUREG/IA-0497, Pérez, M.; Martínez, V.; Reventós, F.; «IBLOCA analysis for 
Vandellòs-II NPP. Sensitivity calculations to EOP actions», 2019.
[35] NUREG/IA-0498, Freixa, J.; Martínez, V.; Reventós, F.; «Core Exit Temperature 
Response during an SBLOCA Event in the Ascó NPP», 2018.
[36] NUREG/CR-6976, 2010, E.R. Rosal, T.F. Lin, I.S. McClellan, R.C. Brewer, Rod 
Bundle «Heat Transfer (RBHT) Facility Description Report», 2010.
[37] NEA No. 7317, State-of-the-Art Report on Light Water Reactor Accident-Tolerant 
Fuels, Nuclear Science, OECD 2018
[38] Maolong Liu.; Nicholas R. Brown.; Kurt A. Terrani.; Amir F. Ali.; Edward D. 
Blandford.; Daniel M. Wachs.; «Potential impact of accident tolerant fuel cladding critical 
heat flux characteristics on the high temperature phase of reactivity initiated accidents», 
Annals of Nuclear Energy, 2017.
[39] L-Y. Cheng.; A. Cuadra.; N. Brown.; «PWR Plant Model to Assess Performance 
of Accident Tolerant Fuel in Anticipated Transients and Accidents», BNL-107113-2015-
CP, 2014.
[40] Bowen Qiu.; Yingwei Wu.; Yangbin Deng.; Yanan He.; Tong Liu.; G.H. Su.; Wenxi 
Tian.; «A comparative study on preliminary performance evaluation of ATFs under normal 
and accident conditions with FRAP-ATF code», Progress in Nuclear Energy, 2017.
[41] Sánchez M., Status Report of CAMP Activities in Spain, Spring 2019 CAMP  s
meeting; Valencia (Spain) May 29-31, 2019. oe.
ANEXO 2
Memoria Económica del Convenio de Colaboración entre el Consejo de Seguridad 
Nuclear (CSN), la Universitat Politècnica de València (UPV), la Universitat 
Politècnica de Catalunya (UPC) y la Universidad Politécnica de Madrid (UPM), para 
la ejecución de Proyecto de I+D sobre «Participación en los proyectos de 
mantenimiento de códigos de NRC (CAMP) y programas experimentales 
termohidráulicos de NEA/OECD (PKL, ATLAS y RBHT), y su aplicación a plantas 
españolas (CAMP-ESPAÑA)»
1. Instalaciones y equipamiento para la realización del proyecto
A continuación, se describen las instalaciones y equipos de cada grupo.
1.1  Grupo Departamento de Energía y Combustibles de la UPM (CQ):
El área de Seguridad Nuclear del Departamento de Energía y Combustibles de la 
Universidad Politécnica de Madrid cuenta con los medios necesarios para la realización 
de los trabajos incluidos en el Convenio.
En la parte de software, cuenta con:
– Licencias de TRACE5 patch5.
En lo correspondiente al hardware, cuenta con:
– Dos servidores de cálculo de 32 y 40 cores y 64 Gb de RAM.
El uso de estos equipos e instalaciones, será sufragado con los gastos generales del 
Convenio.
1.2  Grupo MEDASEGI del Departamento Ingeniería Química y Nuclear UPV (SM):
El  grupo  MEDASEGI  del  Departamento  de  Ingeniería  Química  y  Nuclear  de  la 
Universitat Politècnica de València cuenta con los medios necesarios para la realización 
de los trabajos incluidos en el Convenio.
En la parte de software, cuenta con:
– Licencias de TRACE5 patch5.
En lo correspondiente al hardware, cuenta con:
– Intel Xeon E5-2420 1.9GHz (2 cpu (15 MB cache) – 12 cores – 24 Threads). 48 GB 
(DDR3 1333MHz) (Max. RAM 384 GB).
– CPU: Intel Xeon E5 -2660v3 2.60GHz (2 CPU (25 MB cache) – 20 cores – 
40 Threads). 64 GB (DDR4 2133MHz) (Max. RAM 768 GB).
El uso de estos equipos e instalaciones será sufragado con los gastos generales del 
Convenio.
1.3  Grupo SENUBIO del Instituto Universitario de Seguridad Industrial, Radiofísica 
y Medioambiental de la UPV (GV):
El grupo SENUBIO del Instituto Universitario de Seguridad Industrial, Radiofísica y  s
Medioambiental  de  la  Universitat  Politècnica  de  València  cuenta  con  los  medios  oe.
necesarios para la realización de los trabajos incluidos en el Convenio. w.
En la parte de software, cuenta con:
– Licencias de TRACE5 patch5.
En lo correspondiente al hardware, cuenta con:
– High performance Cluster Bellatrix (12 cores): 6 nodos AMD opteron con 2 cores 
(2GB RAM cada uno).
– High performance Cluster Helix (16 cores): 4 nodos intel con 4 cores (8 GB RAM 
cada uno).
– High performance Cluster Quasar (122 cores): 4 nodos AMD (3x32 y 1x24 cores) 
con 96GB de RAM cada uno. 33 TB de almacenamiento.
El uso de estos equipos e instalaciones será sufragado con los gastos generales del 
Convenio.
1.4  Grupo TIN del Instituto Universitario de Investigación de Ingeniería Energética 
de la UPV (AE):
El grupo TIN del Instituto Universitario de Investigación de Ingeniería Energética de la 
Universitat Politècnica de València cuenta con los medios necesarios para la realización 
de los trabajos incluidos en el Convenio.
En la parte de software, cuenta con:
– Licencia de TRACE5 patch5.
– Licencia de ANSYS CFX.
En lo correspondiente al hardware, cuenta con:
– Workstation  –  Intel®  Xeon®  Gold  6130  CPU  @  2.10GHz,  2095  MHz,  16 
procesadores; 64 GB Memoria RAM; 8 TB Memoria HDD.
– Workstation 2; Intel® Xeon® E5645 CPU @ 2.40GHz, 12 procesadores; 48 GB 
Memoria RAM; 4 TB Memoria HDD.
– Ordenador de apoyo a Workstation - Intel® Core® i7-5960X CPU @ 3.00GHz, 8 
núcleos físicos, 16 hilos (turbo 3.5GHz), 16 GB Memoria RAM, 14 TB Memoria HDD.
El uso de estos equipos e instalaciones será sufragado con los gastos generales del 
Convenio.
1.5  Grupo «Advanced Nuclear Technologies» (ANT) del Departamento de Física de 
la Universitat Politècnica de Catalunya (CP):
El grupo ANT del Departamento de Física de la Universitat Politècnica de Catalunya 
cuenta con los medios necesarios para la realización de los trabajos incluidos en el 
Convenio.
En la parte de software, cuenta con:
– Licencias de TRACE5 patch5 y RELAP5 patch4.
En lo correspondiente al hardware, cuenta con:
– 4 ordenadores con las siguientes características: Intel Core i7-8700 (6 cores) 
CPU@3.200GHz, 32GB RAM. e.e
El uso de estos equipos e instalaciones será sufragado con los gastos generales del  08ww
Convenio.
2. Presupuesto
El coste total del Convenio se ha calculado sobre la base de los costes que se 
detallan a continuación. Todas las cantidades incluyen todos los impuestos aplicables.
1)  Costes de personal: Se ha considerado una necesidad de recursos humanos por 
cada grupo de 1 persona/año contratada, junto con una persona que se encargue de la 
dirección del proyecto y otras personas dando apoyo técnico, así como un alcance 
temporal de 4 años.
Los costes de personal de los encargados de la dirección del proyecto, y de las 
personas dando apoyo técnico, son aportados por cada universidad.
Dividiendo el coste de cada profesor por el número de horas totales trabajadas, se 
llega al coste por hora de trabajo.
Las  personas  contratadas  involucradas  en  el  proyecto  tendrán  un  contrato  de 
investigador contratado a tiempo completo durante los cuatro años que dure el proyecto.
El  coste  del  personal  a  contratar  asciende  a  92.000,00  €,  según  se  indica  a 
continuación:
1 titulado superior x 4 años x 23.000,00 € /año = 92.000,00 €.
Aportación CSN: La cantidad correspondiente a las contrataciones de personal será 
aportada por el CSN. Además, el CSN contribuirá de forma no dineraria con aportación 
de dos expertos.
Aportación Universidad: Además del personal que es contratado con cargo a los 
fondos aportados por el CSN, se cuenta con el personal del equipo del proyecto a tiempo 
parcial.  El  coste  por  hora  de  este  personal  del  equipo  investigador  del  proyecto, 
perteneciente a la plantilla de cada universidad, es variable, dependiendo del salario que 
tiene  cada  uno  de  ellos.  Esta  información  ha  sido  aportada  por  cada  una  de  las 
universidades.
Las horas de dedicación aportadas al proyecto por el personal de plantilla de cada 
universidad son exclusivas y no compartidas con otros proyectos de investigación.
El coste horario y las horas de dedicación al proyecto aportadas por las entidades 
investigadoras se consideran de carácter estimatorio, pudiéndose variar sus cuantías 
durante  la  ejecución  de  las  anualidades  del  Convenio,  siempre  y  cuando  estas 
variaciones no supongan un incremento del coste total imputable (coste de personal, de 
viajes y dietas e indirectos) previsto, ni se altere el objetivo del proyecto.
2)  Costes  de  material:  Los  costes  de  material  asociados  a  los  recursos 
informáticos, de espacio físico y gastos corrientes son calculados por cada grupo a 
través del cobro de un canon en un porcentaje sobre el proyecto o a través del cálculo de 
costes indirectos que corresponde al cobro de un porcentaje de los costes directos. Esta 
cantidad será aportada con los fondos del CSN.
3)  Costes de viajes y dietas: Se establecen los siguientes viajes:
a)  Viajes del director y/o miembros del equipo para asistir a las reuniones del 
proyecto CAMP: se estiman dos reuniones por año.
b)  Viajes a congresos: habrá participación en al menos un congreso internacional al 
año.
Estas cantidades serán con cargo a los fondos aportados por el CSN. s
Durante la ejecución del Convenio podrá haber variaciones entre los importes de las  oe.
partidas de personal y de viajes y dietas presupuestadas, siempre que no suponga un  w.
incremento del coste total imputable (coste de personal, de viajes y dietas e indirectos),  08ww
ni su2p.1o ngCao usnte ms ean osecjeacbuot adre  plaosr  hloarsa su dneivsetirnsaiddaadse as  trpaabratijcoi pcaienntetísfi:c oA.  continuación,  se
desglosan los distintos conceptos.
2.1.1  Grupo Departamento de Energía y Combustibles de la UPM (CQ).
2.1.1.1  Coste de Personal: El coste correspondiente a esta partida, referido al 
grupo UPM, asciende a 184.502,60 euros.
La cantidad correspondiente a la aportación de la UPM se valora por el cómputo de 
las horas trabajadas por el Profesor Titular Coordinador Técnico del grupo UPM (305 
horas  anuales),  junto  con  los  demás  miembros  del  equipo  investigador  según  se 
desglosa en la tabla siguiente. La UPM aportará por ello 92.502,60 euros.
La aportación económica del CSN engloba el trabajo realizado por un investigador 
contratado a tiempo completo (1575 horas anuales). El total de este concepto asciende 
a 92.000,00 euros.
1.  costes de personal (grupo UPM)
Horas/año 
Personal que participa en el  Coste horario  Coste imputable al  Aportación del  Aportación de la  Porcentaje de la 
dedicación al  Años
proyecto (euros/hora) (1) proyecto (euros) CSN (euros) UPM (euros) aportación CSN
proyecto
Profesor Titular Universitario 
33,33 305 4 40.662,60 0 40.662,60 0,00
(TU).
Profesor Titular Universitario 
38,43 250 4 38.430,00 0 38.430,00 0,00
(TU).
Contratado Doctor (CD). 35,04 50 4 7.008,00 0 7.008,00 0,00
Profesor Titular Universitario 
32,01 50 4 6.402,00 0 6.402,00 0,00
(TU).
Personal contratado.   1.575 4 92.000,00 92.000,00 0,00 100,00
    Total. 184.502,60 92.000,00 92.502,60 49,86
(1)  Costes de personal aportados por la UPM, para personas que van a participar en el proyecto, siendo 
TU (Profesor Titular de Universidad) y CD (Contratado Doctor).
2.1.1.2  Costes  asociados  a  asistencia  a  cursos,  reuniones,  congresos  y/o 
actividades de divulgación.
Se estima un coste anual de 1.000 euros por asistencia a reuniones de coordinación, 
y otros 2.000,00 euros en concepto de costes de asistencia e inscripción a cursos, 
reuniones, congresos y/o actividades de divulgación de interés para el CSN. Estos 
costes serán abonados por el CSN.
2.  Costes de viajes y dietas (grupo UPM)
Número de  Coste por viaje  Coste imputable  Aportación del  Aportación de la  Porcentaje de la 
Concepto Años
reuniones al año (euros) al proyecto CSN UPM aportación CSN
Asistencia a las reuniones 
nacionales e internacionales  2 1.000,00 4 4.000,00 4.000,00 0,00 100
del proyecto.
Asistencia a congresos. 1 2.000,00 4 8.000,00 8.000,00 0,00 100
    Total. 12.000,00 12.000,00 0,00 100
2.1.1.3  Costes indirectos y administrativos UPM: Los costes indirectos relativos a 
gastos generales imputables al proyecto se estiman en 4.588,24 euros anuales, que  e.
corresponden al 15% sobre el total de la aportación monetaria anual del CSN, la cual  w.
asciende a 122.352,94 = 104.000,00/0,85 euros para el grupo de la UPM durante los 4  08ww
añosP odre  dpuarratec iódne  dleal  pUroPyMec, tos eta mprbeiséenn ata aráb oneal ri mpopro ertle C ScoNr.respondiente  incluido  en  el
certificado de gastos sin necesidad de aportar documentación adicional.
3.  Gastos de material y gastos generales (grupo UPM)
Coste 
Porcentaje de 
Coste año  imputable al  Aportación del  Aportación de 
Concepto Años la aportación 
(euros) proyecto  CSN (euros) la UPM (euros)
CSN
(euros)
Canon UPM 
4.588,24 4 18.352,96 18.352,96 0,00 100
15%
    Total. 18.352,96 18.352,96 0,00 100
Los costes de material asociados a los recursos informáticos, de espacio físico y 
gastos corrientes son aportados por la UPM a través del cobro del canon del 15% sobre 
el proyecto.
2.1.2  Grupo  MEDASEGI  del  Departamento  Ingeniería  Química  y  Nuclear  UPV 
(SM).
2.1.2.1  Coste de Personal: El coste correspondiente a esta partida, que es la más 
importante, asciende referido al grupo MEDASEGI a 184.488,00 euros.
La cantidad correspondiente a la aportación de la UPV se valora por el cómputo de 
las horas trabajadas por el catedrático Coordinador Técnico del grupo MEDASEGI (40 
horas  anuales),  junto  con  los  demás  miembros  del  equipo  investigador  según  se 
desglosa en la tabla siguiente. La UPV aportará por ello 92.488,00 euros.
La aportación monetaria del CSN engloba el trabajo realizado por un investigador 
contratado a tiempo completo (1650 horas anuales). El total de este concepto asciende 
a 92.000,00 euros.
1.  Costes de personal (grupo MEDASEGI - UPV)
Horas/año  Aportación 
Personal que participa en el  Coste horario  Coste imputable al  Aportación de la  Porcentaje de la 
dedicación al  Años monetaria del 
proyecto (euros/hora) (1) proyecto (euros) UPV (euros) aportación CSN
proyecto CSN (euros)
Catedrático de Universidad 
52,30 40 4 8.368,00 0,00 8.368,00 0,00
(CU)
Catedrático de Universidad 
52,30 150 4 31.380,00 0,00 31.380,00 0,00
(CU)
Catedrático de Universidad 
52,30 150 4 31.380,00 0,00 31.380,00 0,00
(CU)
Ayudante Doctor (AD) 26,70 200 4 21.360,00 0,00 21.360,00 0,00
Contratado   1.650 4 92.000 92.000 0,00 100,00
    Total. 184.488,00 92.000,00 92.488,00 49,87
(1)  Costes de personal aportados por la UPV, para CU (Catedrático de Universidad) y AD (Ayudante 
Doctor).
2.1.2.2  Costes  asociados  a  asistencia  a  cursos,  reuniones,  congresos  y/o 
actividades de divulgación: Se estima un coste anual de 1.000 euros por asistencia a  s
reuniones de coordinación, y otros 2.000,00 euros en concepto de costes de asistencia e  oe.
inscripción a cursos, reuniones, congresos y/o actividades de divulgación de interés para  w.
el CSN. Estos costes serán abonados por el CSN. 2020-7708n https://ww
2.  Costes de viajes y dietas (grupo MEDASEGI – UPV)
Aportación 
Número de  Coste anual por  Coste imputable  Aportación de la  Porcentaje de la 
Concepto Años monetaria del 
reuniones al año viaje (euros) al proyecto UPV aportación CSN
CSN (euros)
Asistencia a las reuniones 
nacionales e internacionales  2 1.000,00 4 4.000,00 4.000,00 0,00 100
del proyecto.
Asistencia a congresos. 1 2.000,00 4 8.000,00 8.000,00 0,00 100
    Total. 12.000,00 12.000,00 0,00 100
2.1.2.3  Costes indirectos y administrativos UPV: Los costes indirectos relativos a 
gastos generales imputables al proyecto se estiman en 5.200,00 euros anuales, que 
corresponden al 20 % de la aportación monetaria anual de costes directos que hace el 
CSN al grupo, la cual asciende a 104.000,00 euros (12.000,00 euros de Viajes y Dietas 
sumado a 92.000,00 euros del Contrato predoctoral) para el grupo MEDASEGI de la 
UPV durante los 4 años de duración del proyecto también a abonar por el CSN.
Por  parte  de  la  UPV,  se  presentará  el  importe  correspondiente  incluido  en  el 
certificado de gastos sin necesidad de aportar documentación adicional.
3.  Costes indirectos (grupo MEDASEGI – UPV)
Coste 
Aportación  Porcentaje de 
Coste año  imputable al  Aportación de 
Concepto Años del CSN  la aportación 
(euros) proyecto  la UPV (euros)
(euros) CSN
(euros)
Costes 
indirectos  5.200,00 4 20.800,00 20.800,00 0 100
UPV 20 %
    Total. 20.800,00 20.800,00 0 100
2.1.3  Grupo  SENUBIO  del  Instituto  Universitario  de  Seguridad  Industrial, 
Radiofísica y Medioambiental (ISIRYM) UPV (GV).
2.1.3.1  Coste de Personal: El coste correspondiente a esta partida, que es la más 
importante, asciende referido al grupo SENUBIO a 185.720,00 euros.
La cantidad correspondiente a la aportación de la UPV se valora por el cómputo de 
las horas trabajadas por el catedrático Coordinador Técnico del grupo SENUBIO (120 
horas anuales), junto con el resto del equipo investigador según se desglosa en la tabla 
siguiente. La UPV aportará por ello 93.720,00 euros.
La aportación monetaria del CSN engloba el trabajo realizado por un investigador 
contratado a tiempo completo (1650 horas anuales). El total de este concepto asciende 
a 92.000,00 euros.
1.  Costes de personal (grupo SENUBIO – UPV)
Coste horario  Horas/año  Aportación  e.
Personal que participa en el  Coste imputable al  Aportación de la  Porcentaje de la  o
proyecto (euros/ hora)  dedicación al  Años proyecto (euros) monetaria del  UPV (euros) aportación CSN w.b
(1) proyecto CSN (euros) 08ww
C(CaUte)drático de Universidad  52,30 120 4 25.104,00 0,00 25.104,00 0,00
Catedrático de Universidad  52,30 160 4 33.472,00 0,00 33.472,00 0,00
(CU)
Coste horario  Horas/año  Aportación 
Personal que participa en el  Coste imputable al  Aportación de la  Porcentaje de la 
(euros/ hora)  dedicación al  Años monetaria del 
proyecto proyecto (euros) UPV (euros) aportación CSN
(1) proyecto CSN (euros)
Profesor Titular de Univ. 
38,20 230 4 35.144,00 0,00 35.144,00 0,00
(TU)
Contratado   1.650 4 92.000,00 92.000,00 0,00 100,00
    Total. 185.720,00 92.000,00 93.720,00 49,54
(1)  Costes de personal aportados por la UPV, para CU (Catedrático Universidad) y TU (Profesor Titular 
de Universidad).
2.1.3.2  Costes  asociados  a  asistencia  a  cursos,  reuniones,  congresos  y/o 
actividades de divulgación: Se estima un coste anual de 1.000 euros por asistencia a 
reuniones de coordinación, y otros 2.000,00 euros en concepto de costes de asistencia e 
inscripción a cursos, reuniones, congresos y/o actividades de divulgación de interés para 
el CSN. Estos costes serán abonados por el CSN.
2.  Costes de viajes y dietas (grupo SENUBIO – UPV)
Aportación 
Número de  Coste anual por  Coste imputable  Aportación de la  Porcentaje de la 
Concepto Años monetaria del 
reuniones a año viaje (euros) al proyecto UPV aportación CSN
CSN (euros)
Asistencia a las reuniones 
nacionales e internacionales  2 1.000,00 4 4.000,00 4.000,00 0,00 100
del proyecto
Asistencia a congresos 1 2.000,00 4 8.000,00 8.000,00 0,00 100
    Total. 12.000,00 12.000,00 0,00 100
2.1.3.3  Costes indirectos y administrativos UPV: Los costes indirectos relativos a 
gastos generales imputables al proyecto se estiman en 5.200,00 euros anuales, que 
corresponden al 20% de la aportación monetaria anual de costes directos que hace el 
CSN al grupo, la cual asciende a 104.000,00 euros (12.000,00 euros de Viajes y Dietas 
sumado a 92.000,00 euros del Contrato predoctoral) para el grupo SENUBIO de la UPV 
durante los 4 años de duración del proyecto también a abonar por el CSN.
Por  parte  de  la  UPV,  se  presentará  el  importe  correspondiente  incluido  en  el 
certificado de gastos sin necesidad de aportar documentación adicional.
3.  Costes indirectos (grupo SENUBIO – UPV)
Coste 
Aportación  Porcentaje de 
Coste año  imputable al  Aportación de 
Concepto Años del CSN  la aportación 
(euros) proyecto  la UPV (euros)
(euros) CSN
(euros)
Costes 
indirectos UPV  5.200,00 4 20.800,00 20.800,00 0,00 100
20 %
    Total.   20.800,00 20.800,00 0,00 100 s
2.1.4  Grupo TIN del Instituto Universitario de Investigación de Ingeniería Energética  08ww
de la2 .U1.P4V.1  (ACE)oste de Personal: El coste correspondiente a esta partida, que es la más
importante, asciende referida al grupo TIN a 184.320,00 euros.
La cantidad correspondiente a la aportación de la UPV se valora por el cómputo de 
las horas trabajadas por el catedrático Coordinador Técnico del grupo TIN (350 horas 
anuales), y de otro miembro del equipo investigador, según se desglosa en la tabla 
siguiente. La UPV aportará por ello 92.320,00 euros.
La aportación monetaria del CSN engloba el trabajo realizado por un investigador 
contratado a tiempo completo (1650 horas anuales). El total de este concepto asciende 
a 92.000,00 euros.
1.  Costes de personal (grupo TIN – UPV)
Horas/año  Aportación 
Personal que participa en  Coste horario  Coste imputable al  Aportación de la  Porcentaje de la 
dedicación al  Años monetaria del 
el proyecto (euros/hora) (1) proyecto (euros) UPV (euros) aportación CSN
proyecto CSN (euros)
Catedrático de 
52,30 350 4 73.220,00 0,00 73.220,00 0,00 %
Universidad (CU).
Profesor Titular de 
38,20 125 4 19.100,00 0,00 19.100,00 0,00 %
Universidad (TU).
Contratado.   1.650  4 92.000,00 92.000,00 0,00 100,00 %
    Total. 184.320,00 92.000,00 92.320,00 49,91%
(1)  Costes de personal aportados por la UPV, para CU (Catedrático Universidad) y TU (Titular de 
Universidad).
2.1.4.2  Costes  asociados  a  asistencia  a  cursos,  reuniones,  congresos  y/o 
actividades de divulgación: Se estima un coste anual de 1.000 euros por asistencia a 
reuniones de coordinación, y otros 2.000,00 euros en concepto de costes de asistencia e 
inscripción a cursos, reuniones, congresos y/o actividades de divulgación de interés para 
el CSN. Estos costes serán abonados por el CSN.
2.  Costes de viajes y dietas (grupo TIN – UPV)
Aportación 
Número de  Coste anual por  Coste imputable  Aportación de la  Porcentaje de la 
Concepto Años monetaria del 
reuniones al año viaje (euros) al proyecto UPV aportación CSN
CSN (euros)
Asistencia a las reuniones 
nacionales e internacionales  2 1.000,00 4 4.000,00 4.000,00 0,00 100
del proyecto.
Asistencia a congresos. 1 2.000,00 4 8.000,00 8.000,00 0,00 100
    Total.   12.000,00 12.000,00 0,00 100
2.1.4.3  Costes indirectos y administrativos UPV: Los costes indirectos relativos a 
gastos generales imputables al proyecto se estiman en 5.200,00 euros anuales, que 
corresponden al 20% de la aportación monetaria anual de costes directos que hace el 
CSN al grupo, la cual asciende a 104.000,00 euros (12.000,00 euros de Viajes y Dietas 
sumado a 92.000,00 euros del Contrato predoctoral) para el grupo TIN de la UPV 
durante los 4 años de duración del proyecto también a abonar por el CSN.
Por  parte  de  la  UPV,  se  presentará  el  importe  correspondiente  incluido  en  el  e.e
certificado de gastos sin necesidad de aportar documentación adicional. w.b
3.  Costes indirectos (grupo TIN - UPV)
Coste 
Aportación  Porcentaje de 
Coste año  imputable al  Aportación de 
Concepto Años del CSN  la aportación 
(euros) proyecto  la UPV (euros)
(euros) CSN
(euros)
Costes 
indirectos UPV  5.200,00 4 20.800,00 20.800,00 0,00 100
20 %
    Total.   20.800,00 20.800,00 0,00 100
2.1.5  Grupo «Advanced Nuclear Technologies» de la UPC (CP).
2.1.5.1  Coste de Personal: El coste correspondiente a esta partida, que es la más 
importante, referida al grupo UPC, asciende a 184.066,00 euros.
La cantidad correspondiente a la aportación de la UPC se valora por el cómputo de 
las horas trabajadas por la investigadora Coordinadora Técnica (150 horas anuales) y 
otra persona del equipo investigador, según se desglosa en la tabla siguiente. La UPC 
aportará por ello 92.066,00 euros.
La aportación económica del CSN engloba el trabajo realizado por un investigador 
contratado  pre-doctoral  a  tiempo  completo  (1650  horas  anuales).  El  total  de  este 
concepto asciende a 92.000,00 euros.
1.  Costes de personal (grupo UPC)
Coste horario  Horas/año 
Personal que participa en  Coste imputable al  Aportación del  Aportación de la  Porcentaje de la 
(euros/hora)  dedicación al  Años
el proyecto proyecto (euros) CSN (euros) UPC (euros) aportación CSN
(1) proyecto
Coordinación Técnica. 42,27 150 4 25.362,00 0,00 25.362,00 0,00
Investigador experto. 30,32 550 4 66.704,00 0,00 66.704,00 0,00
Contrato predoctoral.   1650 4 92.000,00 92.000,00 0,00 100,00
    Total.   184.066,00 92.000,00 92.066,00 50,00
(1)  Costes de personal aportados por la UPC.
2.1.5.2  Costes  asociados  a  asistencia  a  cursos,  reuniones,  congresos  y/o 
actividades de divulgación: Se estima un coste anual de 1.500,00 euros por asistencia a 
reuniones de coordinación, y otros 1.500,00 euros en concepto de costes de asistencia e 
inscripción a cursos, reuniones, congresos y/o actividades de divulgación de interés para 
el CSN. Estos costes serán abonados por el CSN.
2.  Costes de viajes y dietas (grupo UPC)
Número de  Coste por viaje  Coste imputable  Aportación del  Aportación de la  Porcentaje de la 
Concepto Años
reuniones al año (euros) al proyecto CSN UPC aportación CSN
Asistencia a las reuniones 
nacionales e internacionales  2 750,00 4 6.000,00 6.000,00 0,00 100 e
del proyecto. bo
Asistencia a congresos. 1 1.500,00 4 6.000,00 6.000,00 0,00 100 08ww
    Total.   12.000,00 12.000,00 0,00 100
gast2o.s1 .5g.e3n erCaolesste ism ipnudtiarebcletoss  ayl  pardomyeincistotr asteiv oess tUimPaCn:  eLno s5 c.5o9s2te,0s0 i neduirreocst oasn ureallaetsiv, oqsu ae 
corresponden al 17.7 % sobre el total de la aportación monetaria anual del CSN, la cual 
asciende a 126.366,95= 104.000,00/0,823 euros para el grupo de la UPC durante los 4 
años de duración del proyecto también a abonar por el CSN.
Por  parte  de  la  UPC,  se  presentará  el  importe  correspondiente  incluido  en  el 
certificado de gastos sin necesidad de aportar documentación adicional.
3.  Gastos de material y gastos generales (UPC)
Coste 
Aportación de  Porcentaje de 
Coste año  imputable al  Aportación del 
Concepto Años la UPC la aportación 
(euros) proyecto  CSN (euros)
(euros) CSN
(euros)
Canon UPC 
5.592,00 4 22.368,00 22.368,00 0,00 100
17.7 %
  Total.   22.368,00 22.368,00 0,00 100
2.1.6  Equipo de Trabajo del CSN: Para las tareas de colaboración, supervisión y 
coordinación  técnica  de  este  proyecto  de  I+D  el  CSN  designa  a  dos  expertos 
conocedores de las aplicaciones de esta línea de investigación de I+D a la función 
reguladora.
En principio, los recursos para esta coordinación se han estimado en un total de 150 
horas/años, desglosadas según se indica en la tabla siguiente. Se trata de horas de 
producción científica, por lo que se cuantifican como aportación del personal del CSN al 
Convenio en la Memoria Económica.
Para los costes por hora en el caso del personal investigador del CSN se ha 
realizado una estimación del coste por parte de la Subdirección de Personal del CSN.
Coste  Coste 
Personal que  Horas/año  % de la 
horario  imputable al  Aportación del 
participa en el  dedicación al  Años aportación 
(euros/ proyecto  CSN (euros)
proyecto proyecto CSN
hora) (1) (euros)
Experto 1. 44,41 100 4 17.764,00 17.7640,00 100
Experto 2. 42,37 50 4 8.474,00 8.474,00 100
  Total.   26.238,00 26.238,00 100
2.2  Resumen costes anuales del proyecto.
Resumen de costes totales del proyecto (euros)
Coste imputable al  Aportación total del  Aportación de la UPC/  Porcentaje de la  Porcentaje de la aportación 
Concepto
proyecto (euros) CSN (euros) UPM/ UPV (euros) aportación CSN UPC/ UPM/ UPV
Personal. 949.334,60 486.238,00 463.096,60 51,22 48,78 %
Viajes y dietas. 60.000,00 60.000,00 0,00 100,00 0,00 %
Canon UPC/ UPM/ 17.7%/ 
15%/ es
103.120,96 103.120,96 0,00 100,00 0,00 % e.
Costes indirectos UPV  o
20% w.
  Total. 1.112.455,56 649.358,96 463.096,60 58,37 41,63 %
Según lo descrito anteriormente se obtiene la siguiente tabla resumen:
Aportación anual de institución  TOTALES PROYECTO (4 
  Coste total anual (€) Aportación anual dineraria del CSN (€)
investigadora (€) años) (€)
UPM 53.713,89 23.125,65 (43,05 %) 30.588,24 (56,95 %) 214.855,56
UPV 163.232,00 69.632,00 (42,66 %) 93.600,00 (57,34 %) 652.928,00
UPC 54.608,50 23.016,50 (42,15 %) 31.592,00 (57,85 %) 218.434,00
6.559,50 (aportación no 
CSN     26.238,00
dineraria)
Totales 278.113,89 115.774,15 155.780,24 (aportación dineraria) 1.112.455,56
Por tanto, los costes totales del proyecto ascienden a 1.112.455,56 euros, de los 
cuales la aportación del CSN será de 649.358,96 euros y la de la UPC/ UPM/ UPV 
de 463.096,60 euros. La aportación del CSN se corresponde con un 58,37% del coste 
total del proyecto.
3. Distribución de pagos por parte del CSN
3.1  Distribución del presupuesto aportado por el CSN: Los pagos se distribuirán a lo 
largo de cuatro ejercicios presupuestarios, en la forma que se indica en la siguiente tabla 
(todas las cantidades reflejadas corresponden a euros):
  Año 1 (€) Año 2 (€) Año 3 (€) Año 4 (€)
Gastos de personal a cargo del proyecto. 115.000,00 115.000,00 115.000,00 115.000,00
Viajes y dietas. 15.000,00 15.000,00 15.000,00 15.000,00
Gastos de material y gastos generales. 25.780,00 25.780,00 25.780,00 25.780,96
Costes totales a aportar por CSN. 155.780,00 155.780,00 155.780,00 155.780,96
El calendario de pagos del Convenio y las cantidades correspondientes son las 
siguientes para cada grupo:
3.2  Grupo Departamento de Energía y Combustibles de la UPM:
– Un pago de 15.294,00 euros en junio de 2020.
– Un pago de 15.294,00 euros en diciembre de 2020.
– Un pago de 15.294,00 euros en junio de 2021.
– Un pago de 15.294,00 euros en diciembre de 2021.
– Un pago de 15.294,00 euros en junio de 2022.
– Un pago de 15.294,00 euros en diciembre de 2022.
– Un pago de 15.294,48 euros en junio de 2023.
– Un último pago de 15.294,48 euros a la terminación del Convenio.
3.3  Grupos MEDASEGI, SENUBIO y TIN de la UPV:
– Un pago de 46.800,00 euros en junio de 2020 (corresponden 15.600 € a cada 
grupo). e
– Un pago de 46.800,00 euros en diciembre de 2020 (15.600 € para cada grupo). bo
– Un pago de 46.800,00 euros en junio de 2021 (15.600 € para cada grupo). 08ww
––  UUnn  ppaaggoo  ddee  4466..880000,,0000  eeuurrooss  eenn  djuicniieom dber e2 0d2e2 2 (01251.6 (0105 .€6 0p0a r€a  pcaardaa  cgarduap og)r.upo).
––  UUnn  ppaaggoo  ddee  4466..880000,,0000  eeuurrooss  eenn  djuicniieom dber e2 0d2e3 2 (01252.6 (0105 .€6 0p0a r€a  pcaardaa  cgarduap og)r.upo).
– Un último pago de 46.800,00 euros a la terminación del Convenio (15.600 € para 
cada grupo).
3.4  Grupo «Advanced Nuclear Technologies» de la UPC:
– Un pago de 15.796,00 euros en junio de 2020.
– Un pago de 15.796,00 euros en diciembre de 2020.
– Un pago de 15.796,00 euros en junio de 2021.
– Un pago de 15.796,00 euros en diciembre de 2021.
– Un pago de 15.796,00 euros en junio de 2022.
– Un pago de 15.796,00 euros en diciembre de 2022.
– Un pago de 15.796,00 euros en junio de 2023.
– Un último pago de 15.796,00 euros a la terminación del Convenio.
4. Forma de pago
Cada uno de los pagos se realizará previa entrega por parte del coordinador del 
proyecto de la documentación mencionada en la Memoria Técnica correspondiente a 
cada hito y que consistirá en un informe de progreso de las tareas y objetivos marcados 
en cada período. La aceptación de esta documentación por parte del CSN será condición 
necesaria para autorizarse el pago.
En lo referido al último pago, se presentará con un mes de antelación un informe que 
resuma las conclusiones y recomendaciones de la totalidad de los trabajos realizados 
dentro  de  este  Convenio  Específico,  haciendo  referencia  a  toda  la  documentación 
generada a lo largo del mismo. El libramiento del último pago quedará condicionado a la 
presentación del informe final citado.
El CSN abonará su participación en el proyecto con cargo a sus presupuestos 
anuales de gastos, previo cumplimiento de los hitos que se definen en la Memoria 
Técnica y en la Memoria Económica.
Los pagos quedarán condicionados a la previa existencia de crédito específico y 
suficiente en cada ejercicio económico, con cumplimiento de los límites establecidos en 
el artículo 47 de la Ley General Presupuestaria.
El abono de dichas cantidades se hará efectivo mediante transferencia a la cuenta de 
las Universidades UPC/ UPM/ UPV especificando en cada abono la referencia indicada 
en el requerimiento de pago correspondiente.
Entre la documentación que se entregue al CSN para proceder a la liquidación final 
del Proyecto deberá incluirse un certificado total con las horas realizadas por el personal 
implicado en los trabajos de investigación a los que se refiere este Convenio. Además, 
todas las partidas que se indican en este Convenio deberán ser debidamente justificadas 
a efectos contables y de control del gasto.
Las  Universidades  realizarán  2  documentos  justificativos  de  los  costes 
correspondientes en los que se haya incurrido. Uno a mitad del Proyecto y otro al 
finalizar  el  mismo,  incluyendo  este  último  la  información  correspondiente  a  todo  el 
Proyecto.