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CRAC-II es tanto un código de computadora (titulado Cálculo de las consecuencias de accidentes de reactores ) como el informe de 1982 de los resultados de la simulación realizada por Sandia National Laboratories para la Comisión Reguladora Nuclear . El informe a veces se conoce como el informe CRAC-II porque es el programa de computadora utilizado en los cálculos, pero el informe también se conoce como el Estudio de localización de Sandia de 1982 o como NUREG / CR-2239. Desde entonces, el programa informático MACCS2 ha reemplazado a CRAC-II por las consecuencias de la liberación radiactiva.
El CRAC-II ha sido declarado obsoleto y será reemplazado por el estudio de análisis de consecuencias de reactores de última generación .
Las simulaciones CRAC-II calcularon las posibles consecuencias de un accidente en el peor de los casos en las peores condiciones (el llamado "accidente de clase 9") para varias plantas de energía nuclear de EE . UU. Diferentes . En el Sandia Siting Study, el Indian Point Energy Centerse calculó que tendría las mayores consecuencias posibles para una liberación de SST1 (espectro de términos de origen), con un número máximo estimado de víctimas posible de alrededor de 50,000 muertes, 150,000 lesiones y daños a la propiedad de $ 274 mil millones a $ 314 mil millones (basado en cifras en el momento de el informe en 1982). Sin embargo, el estudio de emplazamiento de Sandia se utiliza habitualmente de forma indebida como análisis de riesgo, lo que no es así. Es un análisis de sensibilidad de diferentes cantidades de emisiones radiactivas y una emisión de SST1 ahora generalmente no se considera un accidente creíble (ver más abajo).
Otro informe significativo son los cálculos de 1991 NUREG-1150 , que es una evaluación de riesgo más rigurosa de cinco plantas de energía nuclear de EE. UU.
Descargo de responsabilidad de NRC de CRAC-II y NUREG-1150
"La Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. Ha dedicado considerables recursos de investigación, tanto en el pasado como en la actualidad, a evaluar los accidentes y las posibles consecuencias públicas de los accidentes graves en los reactores. Los estudios más recientes de la NRC han confirmado que las primeras investigaciones sobre el tema condujeron a consecuencias extremadamente conservadoras análisis que generan resultados no válidos para intentar cuantificar los posibles efectos de accidentes graves muy poco probables. En particular, estos estudios anteriores no reflejaban el diseño, la operación, las estrategias de gestión de accidentes o las mejoras de seguridad actuales de la planta. A menudo utilizaban estimaciones innecesariamente conservadoras o suposiciones sobre posibles daños en el núcleo del reactor, la posible contaminación radiactivaque podrían liberarse y posibles fallas de la vasija del reactor y los edificios de contención. Estos estudios previos tampoco lograron modelar de manera realista el efecto de la preparación para emergencias. El personal de la NRC está realizando actualmente una nueva evaluación de vanguardia de posibles accidentes graves y sus consecuencias ".
Ver también
- Accidentes nucleares en Estados Unidos
- Seguridad nuclear en EE. UU.
- La energía nuclear
- RELAP5-3D
- WASH-740 (1957)
- WASH-1400 (1975)
- NUREG-1150 (1991)
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