En este estudio, se ha desarrollado un modelo de evaluación de un PWR de 3 lazos genérico con el código MELCOR. Dicho modelo de evaluación se ha utilizado para estudiar el impacto de la durabilidad de la energía de corriente continua en la progresión de la planta durante un SBO sin mitigación durante las primeras 24 horas. Se han analizado un total de 5 casos asumiendo diferentes capacidades de batería e hipótesis relacionadas con la disponibilidad del sistema de agua de alimentación auxiliar.
Como resultado, se puede decir que la duración de las baterías es relevante en la secuencia de tiempos en los que se producen los eventos principales durante el transitorio. Como cabría esperar, cuanta mayor sea la capacidad de las baterías, más tiempo se tarda en alcanzar las condiciones de daño al núcleo. Sin embargo, dado que se ha asumido que no se dispone de medidas de mitigación, esta afirmación está limitada por otros factores, como la capacidad del tanque de almacenamiento de agua de condensado (CWST por sus siglas en inglés). Existe un umbral donde la disponibilidad de energía de corriente continua se vuelve irrelevante, ya que no hay agua que inyectar en los generadores de vapor, lo que conduce inevitablemente al daño del núcleo. Además, aunque la capacidad de enfriamiento mediante el sistema de agua de alimentación auxiliar por medio de la turbo-bomba prolonga el tiempo disponible para actuar con medidas FLEX, debe tenerse en cuenta que una inyección descontrolada de agua en el secundario podría provocar la falla de uno de los generadores de vapor, iniciando un evento MSLB en la contención, y convirtiendo el escenario en un transitorio asimétrico en el primario, además de perder 1/3 de la capacidad de enfriamiento del núcleo. A este MSLB le sigue un SB-LOCA producido a través de las válvulas de seguridad del PZR cuando se pierde el sumidero de calor, liberando el inventario en la parte inferior de la contención, y terminando con un LB-LOCA como consecuencia de la ruptura por fluencia de una de las ramas calientes. En esas condiciones, la presión de la contención podría superar los límites de diseño, provocando una eventual liberación de radionúclidos al medioambiente.
