REACTORES DE FISION NUCLEAR

Autor: MARTINEZ-MURILLO MENDEZ JUAN CARLOS.
Año: 2003.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: E.T.S.I. INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S.I. INDUSTRIALES.

Resumen: La presente tesis consiste en el desarrollo de un proyecto de simulador termohidráulico para PC, tipo "analizador de planta" de una central PWR (C.N.Trillo) con aportaciones originales en cada uno de los hitos fundamentales que deben ser cubiertos en un trabajo de estas características: 1. Control de la configuración del simulador. 2. Desarrollo del modelo de simulación. 3. Validación del simulador. La inclusión de interactividad sobre componentes activos permite al personal no especializado en el uso de códigos de simulación, estudiar de forma simple la efectividad de las actuaciones previstas y su fundamento físico. Además con la ampliación de la simulación numérica orientada a la operación y la nueva interfase gráfica es posible visualizar claramente el decurso físico de un transitorio por medio de colores cambiantes, niveles móviles, alarmas, etc. El alto grado de ajuste a la respuesta estacionaria y transitoria de la planta queda comprobada a través del cumplimiento de los estrictos requisitos de validación numérica frente a datos reales de 4 transitorios de planta. Por tanto, las características de manejo y fiabilidad del nuevo simulador facilitan su uso como herramienta de ingeniería y permiten su utilización directa en cursos de formación de operadores o personal no especializado en simulación.

Autor: PLA FREIXA PATRICIA.
Año: 2003.
Universidad: POLITECNICA DE CATALUÑA.
Centro de lectura: DEPT. FISICA I ENG. NUCLEAR .
Centro de realización: FISICA I ENGINYERIA NUCLEAR.

Resumen: Severe accidents in light water nuclear reactors occur when reactor vessel water inventory decreases and there is no available additional water coolant to be delivered into the core. In general during an extended severe accident sequence a period exists in which the reactor core, after a partial or total melt down, is poured into the lower plenum that can have some water present. The study of the interaction of the melt fuel with the water is the objective of MFCI (Melt Fuel Coolant Interaction) activities. MFCI is one of the most important issues awaiting resolution in water cooled reactor safety analysis. The progression of a severe accident in a water cooled reactor can lead to energetic (steam explosion) or non-energetic (melt quenching) interactions as the molten fuel relocates and eventually interacts with the coolant either in the vessel lower head (in vessel) or in the cavity (ex-vessel). The MFCI experiments at Ispra site were conducted in the FARO (Furnace And Release Oven) test facility under realistic melt composition and prototypical accident conditions to provide basic information on underlying phenomena. The experimental programme was complemented by comprehensive pre-test and post-test analytical activities based on the development and application of the thermalhydraulic COMETA (COre MElt Thermalhydraulic Analysis) code. The code is developed and assessed on the basis of experimental information acquired in the FARO facility tests, and there are some limitations and uncertainties in their application to the full plant, which need to be identified and possibly quantified. In general the main objective of the PhD research was achieved expanding the general knowledge in Melt Fuel Coolant Interaction. The knowledge was complemented collaborating and complementing the application of COMETA code under conditions not experimented before, developing and improving COMETA code sources and verifying the code consistency, analysing and unifying the COMETA simulations carried so far. Also a further analytical study was carried out in order to illustrate the MFCI inside the general overview of a NPP (Nuclear Power Plant) severe accident sequence.

Autor: MORENO ANDUEZA MARCELINO EMILIO.
Año: 2002.
Universidad: BARCELONA.
Centro de lectura: GEOGRAFÍA E HISTORIA.
Centro de realización: FACULTAD DE GEOGRAFÍA E HISTORIA.

Resumen: El trabajo que presento es fruto de unas motivaciones y tiene un objeto concreto. Nace de un encuentro: el de mi inquietud humana, social, laboral y profesional, desarrollada tras largos años de vivencia plena en una Comunidad de expertos donde el riesgo era la materia prima a controlar, y mis estudios de Antropología Cultural, donde el riesgo pasó a ser un objeto de estudio a analizar. Estudios que me han proporcionado la motivación y la base para considerar mi vida profesional en términos antropológicos. En un principio y como objeto de esta tesis, se plantea la relevancia de explorar etnográficamente un territorio, el de la central nuclear Vandellós II; un territorio en el que el sistema experto y el riesgo son verdaderamente importantes y significativos, estudiando la Central Nuclear de Vandellós II como una Cultura del Riesgo frente a una Cultura de la Seguridad. En este sentido mis preocupaciones se orientaron, inicialmente, a considerar aspectos relativos al impacto soco ambiental. Sin embargo, a medida que iba reflexionando sobre el marco teórico de referencia e hice las primeras observaciones de campo, me fui dando cuenta que no podía entender el contenido real del conflicto si con anterioridad no estudiaba la Cultura de la Central Nuclear Vandellós II. En esto incidieron dos factores: el que pocos antropólogos podían tener la oportunidad de acceder a una central nuclear durante largo tiempo y con la libertad de actuación que yo iba a tener, y he tenido, y por otra, que no debería ni podría hablar de las percepciones del riesgo y de la seguridad de Vandellós II de forma general, porque el saber sobre el riesgo y la seguridad nuclear implicaba entrar específicamente en el ámbito interno de esa central. Por ello y para realmente saber sobre el riesgo y la seguridad nuclear de vandellós II, y formular conclusiones, he entrado en su ámbito interno, en búsqueda de una serie de objetivos y conocimientos, no solo para obtener informaciones contrastadas sobre sus sistemas de seguridad, sino también sobre el nacimiento y fines de la empresa, el control del Consejo de Seguridad Nuclear en el desasrrollo del proyecto, así como para obtener información sobre sus diferentes organizaciones a lo largo del tiempo, y sobre sus Políticas: de seguridad y Protección Radiológica, de Garantía de la Calidad, de Medio Ambiente, de Prevención de Riesgos Laborales, de Mejora del Factor Humano, de Rentabilidad Económica, de sus Sistemas de Formación Profesional Continuada, Planes Estratégicos, Programas de Experiencias Operativas, Análisis Causa / Raíz, Planes de Emergencia, Cultura de la Seguridad Nuclear y de los principios éticos que configuran la explotación de la central. Asimismo, también he vivido la 10ª Recarga de Combustible del Reactor Nuclear, visitado y analizado el desmantelamiento de la Central Nuclear Vandellós I, obtenido informaciones sobre el Debate Nuclear, impopularidad de la tecnología nuclear, importancia de los Centros de Información Nuclear, así como la creación de la Asociación Profesional de Personal con Licencia de Operación de Centrales Nucleares de Cataluña. En este sentido el objeto de la investigación ha sido analizar el Riesgo y la Seguridad Nuclear y sus diferentes percepciones en el ámbito interno de la Central Nuclear de Vandellós II. Percepción del Riesgo y de la Seguridad Nuclear a través de diversas experiencias, vivencias, opiniones y convicciones de expertos y profanos en tecnología nuclear que día a día y año tras año, han desarrollado y desarrollan sus diferentes actividades profesionales en la Central Nuclear Vandellós II. CONCLUSIONES A,- Los miembros de la Comunidad Nuclear de la Central Nuclear Vandellós II no perciben el riesgo en forma de un temor generalizado, sino selectivo. Esto procede de la experiencia profesional que permite una comprensión clara de los riesgos potenciales y a la vez de los mecanismos de detección y control. Esta fiabilidad no procede exclusivamente de criterios teóricos sino prácticos derivados de la organización de la central, de la preparación continuada en cursos y seminarios y en especial por el desempeño profesional sistemático de sus trabajadores en cada una de las secciones y en especial en las zonas controladas radiológicamente. B,- Conocen, con el grado y profundidad que sus puestos de trabajo requieren, los riesgos radiológicos existentes en su central. Asimismo, son conscientes de que el control y el dominio de estos riesgos en Vandellós II es teóricamente correcto, aunque reconocen que no puede afirmarse que sea total, ya que las evaluaciones de los riesgos y su dominio están basados en estudios de probabilidades. Además, consideran que perciben los riesgos radiológicos de forma diferente a la mayoría del público, por razones de cercanía laboral y también por la objetividad que imprime el conocimiento experto, pero esto no obsta para que reconozcan que sería necesario trasladar información adecuada a la ciudadanía para que la aceptabilidad de riesgo o la crítica, estuvieran fundamentadas sobre la realidad de los controles de la central y también en la consideración de las necesidades de energía eléctrica en la sociedad actual. C,- La aceptabilidad del riesgo en la Comunidad Nuclear de Vandellós II no quiere decir que subestimen el potencial de riesgo de toda realiad tecnológica nuclear, aunque la experiencia ha demostrado que solo en condiciones de abandono técnico y de descontrol profesional se crean condiciones de peligro, como es el caso de Chernobyl. Disponer de los medios tecnológicamente adecuados y aplicar las normas y los procedimientos de la Seguridad Nuclear y de la Cultura de la Seguridad, produce prácticas culturales que permiten desarrollar el trabajo bajo estrictos criterios de control, y a la vez crear un sistema de valores sobre la pertinencia de esta actuación controlada. Esto implica, por lo tanto, no solo el desarrollo de una cultura profesional interna, sino también de una ética relativa al uso atento de las instalaciones y por extensión a una preocupación por el entorno social y geográfico. Se entiende que esta cultura y ética nuclear no es un producto final entendido como un sistema normativo, sino un punto de partida, una praxis para el aprendizaje y la comprensión de una cultura de la seguridad a nivel personal y colectivo. La Cultura de la Seguridad constituye una práctica ética en el sentido de que propone medios para que las organizaciones y los individuos puedan examinar y mejorar sus propias prácticas, su comportamiento y sus métodos de trabajo, estableciendo una serie de manifestaciones y compromisos, un conjunto de preguntas como aprendizaje y memoria para el autoexamen de las organizaciones y de los individuos. Por ello, la Cultura de la Seguridad en Vandellós II constituye un código ético que debe regir en convergencia conceptual con la ética, la práctica profesional y en forma muy relevante, la de la gerencia, dirección y el resto de la Comunidad Nuclear de Vandellós II, produciendo efectos: esto es, que las manifestaciones se consideren compromisos de los organismos, colectividad e individuos. Compromisos que son los valores básicos de una ética correcta basada en convicciones admitidas, asimiladas y aceptadas, de una ética como lugar interior que el hombre lleva en si mismo y que define una actitud responsable ante si y ante el mundo, que posibilita una nueva sensibilidad moral que dota de seguridad, para saber gestionar los riesgos, y de prudencia, por descubrirlos antes de que devengan en daño real.

Autor: RUIZ ENCISO JORGE ALBERTO.
Año: 2001.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: ETSII.

Resumen: El objetivo principal de esta tesis es la investigación de la inestabilidad de potencia ocurrida el 24-01-1995 en la Central Nuclear de Laguna Verde I, analizar sus principales características, proponer métodos de detección temprana, así como procedimientos de operación que eviten la repetición de este tipo eventos en el futuro. Para lograr este objetivo se parte esencialmente de la información que es posible extraer de la medición del ruido de los detectores neutrónicos. Esta información, combinada con el conocimiento de los procesos físicos, con modelos dinámicos del núcleo, como el modelo de March-Leuba y el código Lapur5; así como el estudio de otras disciplinas científicas relacionadas con el área, permite conocer y comprender la estabilidad de reactores de agua en ebullición (BWR).

Autor: MARTIN FUERTES HERNANDEZ SONSECA FRANCISCO .
Año: 1998.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.

Resumen: Los Análisis Probabilistas de Seguridad (APS) y Exámenes Individuales de Planta (EIP) de centrales nucleares de agua a presión han demostrado que los accidentes severos que ocurren a alta presión, como por ejemplo los iniciados por la pérdida de energía eléctrica exterior e interior, son contribuyentes principales a la probabilidad de fusión del núcleo. Una característica importante de este tipo de secuencias es que, durante un cierto período de tiempo, el calentamiento del núcleo y de la vasija está condicionado por efectos tridimensionales de pequeña escala, de convección natural del vapor a medida que desciende el nivel del líquido en ebullición. Es lógico, por tanto, que los códigos de cálculo diseñados para ser aplicados a APS/EIP sean capaces de tratar eficazmente estas situaciones. En esta tesis doctoral se ha analizado la capacidad de uno de estos códigos, el MELCOR 1.8.2, desarrollado por los Laboratorios Nacionales Sandia para la Comisión Reguladora Nuclear de EE.UU. para hacer frente a una situación como la que se ha descrito. El resultado del estudio ha aconsejado la modificación de la ecuación de cantidad de movimiento del programa fuente: por un lado, incluyendo el término convectivo, en formulaciones uni y bidimensional (no contemplado originalmente), y por otro, redefiniendo la formulación del término gravitatorio para la fase gaseosa. El análisis ha derivado otra sugerencia fundamental que es construir una malla de cálculo, al menos bidimensional que abarque el núcleo y pleno superior de la vasija. Ahí se plantea el nuevo modelo termohidráulico, de manera que cada nodo muestra correspondencia con la malla de cálculo para el calentamiento y degradación del núcleo, en principio independiente. El modelo global resultante tras estas consideraciones se ha aplicado a simular una fase del accidente de la central nuclear norteamericana de la Isla de las Tres Millas-2, en el que se especula que se establecieron lazos de circulación natural del vapor dentro de la vasija durante cierto período de tiempo. El ejercicio se ha enfrentado a dificultades de partida, siendo la principal que no existe una estimación exacta del gasto de agua de inyección de emergencia durante el accidente. A pesar de ello, se han realizado seis casos de sensibilidad intentando acotar la incertidumbre, y se ha recomendado un probable valor del caudal de inyección. Aceptado éste, se ha observado la compatibilidad de los lazos de circulación natural del vapor con la evolución del accidente en esta fase. Los resultados de la degradación del núcleo son razonables en una primera aproximación, aunque se señalan algunos aspectos mejorables que abren líneas de investigación, en particular sobre los criterios de fragmentación del núcleo del reactor, el comportamiento del material de las barras de control y en un acoplamiento más fino entre la termohidráulica y la degradación del núcleo. Se presenta, finalmente, una aplicación del modelo al cálculo completo de una secuencia de pérdida de suministro eléctrico interno y externo en un prototipo de central PWR de un lazo y 510 MW térmicos de potencia. El resultado principal de este ejercicio es que se predice el establecimiento automático de lazos de convección natural del vapor, dentro y fuera de la vasija, que conducen al fallo del sistema primario en la tubería de la línea de compensación del presionador, no siendo descartable el fallo de los tubos del generador de vapor.

Autor: PRETEL SANCHEZ M. CARMEN.
Año: 1997.
Universidad: POLITECNICA DE CATALUÑA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA I ENGINYERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: ENGINYERIA NUCLEAR.

Autor: REYES CASTELO ALFREDO DE LOS.
Año: 1996.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: LA DETERMINACION DE LOS FENOMENOS DE TRANSPORTE DE AEROSOLES RADIACTIVOS EN UNA CENTRAL NUCLEAR DE AGUA LIGERA DURANTE UN ACCIDENTE SEVERO, ES ESENCIAL A LA HORA DE EVALUAR EL TERMINO FUENTE. LOS PROCESOS DE FORMACION Y DEPOSICION DE ESTAS PARTICULAS YA VIENEN CONTEMPLADOS EN DIVERSOS CODIGOS COMERCIALES, PERO EL CALCULO DE LA RESUSPENSION DE LAS MISMAS SE VIENE REALIZANDO HASTA LA FECHA MEDIANTE FORMULAS EMPIRICAS, AJUSTADAS A EXPERIMENTOS PUNTUALES. EL NUEVO CODIGO DE CALCULO CAESAR ES UNA HERRAMIENTA FISICAMENTE RIGUROSA PARA EL CALCULO DE LA RESUSPENSION Y TRANSPORTE DE PARTICULAS AISLADAS EN LA REGION FLUIDA MAS CERCANA A LA PARED (SUBCAPA VISCOSA) EN CONDICIONES DE FLUJO TURBULENTO. PARA ELLO, SE REALIZA UN ESTUDIO METICULOSO DE LA FLUIDODINAMICA EN ESTA REGION, CONTEMPLANDO LAS FLUCTUACIONES TEMPORALES TIPICAS DEL FLUJO TURBULENTO. SEGUIDAMENTE CALCULA LAS FUERZAS APLICADAS SOBRE LA PARTICULA (FUERZA DE ARRASTRE, ASCENSIONAL, ADHESIVA Y DE FRICCION) Y CON ESTAS, DETERMINA LA POSICION Y VELOCIDAD DE LA PARTICULA EN CADA INSTANTE, MEDIANTE LA RESOLUCION DEL SISTEMA DE ECUACIONES DIFERENCIALES DE NEWTON, EN UN SISTEMA DE REFERENCIA CARTESIANO. CAESAR NO REALIZA SIMPLIFICACIONES IMPORTANTES NI AJUSTA SUS RESULTADOS A SERIE EXPERIMENTAL ALGUNA. SUS PRIMEROS RESULTADOS PREDICEN UNA TENDENCIA DE LA TASA DE RESUSPENSION DEL TIPO EXPONENCIAL, YA OBSERVADA EN SERIES EXPERIMENTALES, ASI COMO UNA VELOCIDAD UMBRAL A PARTIR DE LA CUAL LAS PARTICULAS DE UN CIERTO TAMAÑO VAN A RESUSPENDERSE. FINALMENTE UNA VALIDACION PRELIMINAR CON UNA SERIE DE EXPERIMENTOS REALIZADOS EN LA INSTALACION STORM (JRD-ISPRA, ITALIA) HA DADO RESULTADO SATISFACTORIOS, SIENDO EL ERROR INFERIOR AL 10%.

Autor: HERRANZ PUEBLA LUIS ENRIQUE .
Año: 1995.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: LA ACTUACION EFECTIVA DEL CONDENSADOR PASIVO DE REFRIGERACION DEL NUEVO DISEÑO DE REACTOR NUCLEAR DE AGUA EN EBULLICION SBWR, RESIDE EN LA CONDENSACION DEL VAPOR DE AGUA EN EL INTERIOR DE UN TUBO VERTICAL REFRIGERADO EXTERNAMENTE EN ESTA TESIS SE HA DESARROLLADO UN MODELO CAPAZ DE SIMULAR LOS EFECTOS DE LOS DIVERSOS FENOMENOS QUE TIENEN LUGAR (I.E., SUCCION, ONDULACION DE LA PELICULA, DESARROLLO DEL FLUJO, ETC.) EN TERMINOS DE LA TRANSMISION DE CALOR. PARA ELLO SE HA ACUDIDO A TRES ELEMENTOS BASICOS: LA RESOLUCION DE LAS ECUACIONES DE MOMENTO DE AMBAS FASES, LA ANALOGIA ENTRE TRANSFERENCIA DE MASA Y CALOR Y EL DESARROLLO DE NUEVOS METODOS PARA LA ESTIMACION DE VARIABLES DE SINGULAR RELIEVE (I.E., ESPESOR DEL CONDENSADO, COEFICIENTE DE TRANSFERENCIA POR CONDENSACION). TODOS ESTOS ELEMENTOS HAN SIDO CONJUGADOS CON UNA CUIDADOSA ELECCION DE LAS CORRELACIONES MAS ADECUADAS PARA LOS NUMEROS DE NUSSELT, SHERNOOD, EL FACTOR DE FRICCION, ETC. EL MODELO HA SIDO VALIDADO CONTRA UNA SERIE DE EXPERIMENTOS REALIZADOS EN BERKELEY. LOS RESULTADOS HAN DEMOSTRADO LA CONSISTENCIA FISICA DE LAS RESPUESTA DEL MODELO (HVTNC) Y LA OPTIMA PRECISION LOGRADA (MAS DE 2.5 VECES SE HA DISMINUIDO EL ERROR PROMEDIO RESPECTO A OTROS MODELOS). FINALMENTE, SE APUNTAN FUTURAS LINEAS ASOCIADAS SUSCEPTIBLES DE INVESTIGACION.

Autor: TRUJILLO TARIFA RAFAEL .
Año: 1995.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS DE MINAS.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: SISTEMAS ENERGETICOS PROGRAMA DE DOCTORADO: SISTEMAS ENERGETICOS.

Resumen: EN LAS CENTRALES NUCLEARES CON REACTORES DE AGUA A PRESION (PWR), DISEÑO DE WESTINGHOUSE, SE PRESENTAN CON FRECUENCIA DOS TIPOS DE TRANSITORIOS (DISPARO DEL TURBOALTERNADOR Y DISPARO AGUA DE ALIMENTACION PRINCIPAL CON LA SEÑAL DE RECHAZO DE CARGA ANULADA) QUE ORIGINAN, SEGUN LOS CRITERIOS DE DISEÑO ACTUALES, EL DISPARO AUTOMATICO DEL REACTOR.LOS OBJETIVOS DESARROLLADOS EN ESTA TESIS SON EL DISEÑO Y LA VERIFICACION DE UNOS SISTEMAS DE PROTECCION Y CONTROL QUE EVITEN EL DISPARO DEL REACTOR CUANDO OCURRAN LOS CITADOS TRANSITORIOS. EL REACTOR PERMANECERA EN OPERACION ESTABLE AL 40% DE POTENCIA NOMINAL. LA VERIFICACION DE LOS NUEVOS DISEÑOS SE HA REALIZADO MEDIANTE EL CODIGO RELAP5/MOD2 Y UN MODELO TERMOHIDRAULICO DE LA PLANTA PARA DEMOSTRAR LA ESTABILIDAD DE LA MISMA Y MEDIANTE EL CODIGO COBRA IIC/MIT Y UN MODELO DEL NUCLEO PARA DEMOSTRAR QUE LOS NUEVOS DISEÑOS NO VIOLAN EL LIMITE DE DISEÑO TERMOHIDRAULICO (CLEN EN LA BARRA COMBUSTIBLE MAS CALIENTE MAYOR DE 1,3).

Autor: QUERAL SALAZAR JOSE CESAR.
Año: 1994.
Universidad: NACIONAL DE EDUCACION A DISTANCIA.
Centro de lectura: CIENCIAS.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA FUNDAMENTAL PROGRAMA DE DOCTORADO: FENOMENOS NO LINEALES EN FISICA.

Resumen: SE HA OBTENIDO UN NUEVO METODO NUMERICO PARA RESOLVER LAS ECUACIONES DE MASA Y ENERGIA, APLICABLE A FLUIDOS BIFASICOS. A LA TECNICA RESULTANTE SE LA HA DENOMINADO SENILAGRANGIANA INTEGRAL, SLI. ENTRE SUS CARACTERISTICAS MAS DESTACADAS FIGURAN: RESOLUCION ANALITICA DURANTE EL PASO DE TIEMPO, PERMITE PASOS DE TIEMPO SUPERIORES AL LIMITE DE COURANT. SE HAN RESUELTO LAS DIFICULTADES DERIVADAS DE INICIALIZAR EL PASO DE TIEMPO SIGUIENTE MEDIANTE UN PROMEDIADO DE VARIABLES PARA CONSEGUIR UN METODO, DENOMINADO SLIM, COMO VARIANTE OPTIMA SLI QUE ES: MONOTONO, LO QUE GARANTIZA LA ESTABILIDAD TV Y LA AUSENCIA DE OSCILACIONES DEBIDAS AL METODO NUMERICO, Y CONVERGENTE. ASIMISMO SE HA DEMOSTRADO QUE ESTE METODO ES COMPATIBLE CON OTRO, IGUALMENTE NOVEDOSO, PARA LA RESOLUCION DE LA ECUACION DEL MOMENTO DE MEZCLAS O FLUIDOS MONOFASICOS CUYAS PRINCIPALES VENTAJAS SON: -TIENE EN CUENTA EL CARACTER CUADRATICO DE ESTAS ECUACIONES. - RESUELVE LOS PROBLEMAS DE RIGIDEZ ("STIFFNESS") INTRINSECA DE ESTAS ECUACIONES MEDIANTE UNA ESTRUCTURA DE MODULOS ("PIPES").

Autor: BURON CABALLERO JOSE MANUEL.
Año: 1993.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: EL OBJETIVO PRINCIPAL DE LA TESIS DOCTORAL CONSISTE EN DESARROLLAR UN MODELO, EN EL QUE SE CONSIDEREN ASPECTOS CINETICOS, QUE SEA CAPAZ DE PROPORCIONAR LA DISTRIBUCION DE LOS DIFERENTES COMPUESTOS QUE EXISTEN EN EL SISTEMA PRIMARIO EN CUALQUIER PUNTO DEL MISMO CUANDO SE PRODUCE UNA SECUENCIA ACCIDENTAL. ESTE OBJETIVO CONSTITUYE UN HITO EN ESTE CAMPO DE INVESTIGACION, YA QUE LA FORMA EN LA QUE LA MAYORIA DE LOS CODIGOS ESPECIALIZADOS TRATAN LOS PROCESOS QUE SE PRODUCEN DENTRO DEL SISTEMA PRIMARIO CONSISTE EN SUPONER QUE LAS CONDICIONES DE EQUILIBRIO SE ALCANZAN INSTANTANEAMENTE, LO CUAL IMPLICA OBVIAR LA IMPORTANCIA DE LOS PROCESOS CITADOS Y EL PAPEL QUE JUEGA EL SISTEMA PRIMARIO DENTRO DE LAS SECUENCIAS ACCIDENTALES. LA TESIS DOCTORAL SE ENCUENTRA DIVIDIDA EN DOS PARTES QUE SE PUEDEN CONSIDERAR COMPLEMENTARIAS. LA PRIMERA DE ELLAS CONSTITUYE EL PRINCIPIO DE ARRANQUE DEL MODELO Y SE CENTRA EN EL ESTUDIO DE LA CINETICA QUIMICA DE LAS REACCIONES QUE SE PRODUCEN EN LA MEZCLA GASEOSA. ESTA MEZCLA, COMPUESTA POR VAPOR DE AGUA E HIDROGENO, COMO ESPECIES MAYORITARIAS Y POR YODO Y CESIO ATOMICOS PROCEDENTES DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR DAÑADO; ES LA QUE CIRCULA A TRAVES DEL SISTEMA PRIMARIO EN CASO DE PRODUCIRSE UN ACCIDENTE NUCLEAR SEVERO. LA APLICACION DE ESTE MODELO PRELIMINAR A CASOS BASADOS EN LOS EXPERIMENTOS PHEBUS-FP Y PBFSFD MUESTRA LA IMPORTANCIA DE CONSIDERAR LA CINETICA QUIMICA PARA EFECTUAR UNA CORRECTA EVALUACION DEL TERMINO FUENTE QUE SE LIBERA AL EDIFICIO DE CONTENCION Y, POR TANTO, DEL QUE SE VIERTE AL AMBIENTE. LA SEGUNDA PARTE DE LA TESIS DOCTORAL AMPLIA EL MODELO PRELIMINAR DESCRITO ANTERIORMENTE CON EL OBJETIVO DE REFLEJAR LOS MAS FIELMENTE POSIBLE LA REALIDAD DE LOS FENOMENOS. ESTA AMPLIACION INTRODUCE LA INCLUSION DE LOS PROCESOS SIGUIENTES: INTERACCION ENTRE LOS AEROSOLES DE PLATA Y CADMIO, PROCEDENTES DE LAS BARRAS DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION, Y ALGUNAS ESPECIES GASEOSAS PRESENTES EN EL SISTEMA PRIMARIO EN CASO DE ACCIDENTE NUCLEAR SEVERO; CONSIDERACION DE UNA TEMPERATURA VARIABLE EN LA MEZCLA A MEDIDA QUE ESTA AVANZA A TRAVES DEL SISTEMA PRIMARIO Y LA CONDENSACION DEL YODURO DE CESIO Y DEL HIDROXIDO DE CESIO. LA APLICACION DEL MODELO DESARROLLADO A TRES CASOS, BASADOS EN EL EXPERIMENTO PHEBUS-FP, TIENE COMO OBJETIVO COMPROBAR SU CORRECTO FUNCIONAMIENTO, ASI COMO OBSERVAR LA DISTRIBUCION DE ESPECIES QUE SE OBTENDRIA PARA UNA SECUENCIA ACCIDENTAL DE TIPO AB A LO LARGO DEL SISTEMA PRIMARIO PARA DIFERENTES LIBERACIONES DE LOS PRODUCTOS DE FISION YODO Y CESIO Y DE LOS AEROSOLES PLATA Y CADMIO.

Autor: GONZALEZ PINDADO FRANCISCO JAVIER.
Año: 1992.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: LAS ULTIMAS ETAPAS DE UN ACCIDENTE SEVERO HIPOTETICO EN UNA CENTRAL NUCLEAR ESTARIAN MARCADAS POR LA FUSION DEL NUCLEO DEL REACTOR QUE ESCURRIRIA GRADUALMENTE AL FONDO DE LA VASIJA. PASADO UN CIERTO TIEMPO EL CALOR RESIDUAL HARIA FALLAR LA VASIJA DE PRESION, LO QUE PERMITIRIA LA EYECCION DE MATERIAL FUNDIDO A LA CAVIDAD DEL REACTOR. UNA VEZ QUE EL MATERIAL FUNDIDO, LLAMADO CORIUM, ENTRA EN CONTACTO CON EL SUELO Y LAS PAREDES DE HORMIGON DE LA CAVIDAD, SE INICIARIA LA INTERACCION ENTRE EL CORIUM Y EL HORMIGON, QUE SE IRIA DESCOMPONIENDO E INCORPORANDO AL CORIUM, PROCESO QUE SE HA DADO EN DENOMINAR ABLACION O EROSION DEL HORMIGON. LA PRESENTE TESIS SE HA CENTRADO EN UNO DE LOS FENOMENOS QUE SE DEBEN TENER EN CUENTA A LA HORA DE SIMULAR LAS INTERACCIONES CORIUM-HORMIGON, ESTO ES EL MODELADO DE LA TRANSMISION DE CALOR EN LA INTERFASE ENTRE EL CORIUM Y EL HORMIGON. PARA ELLO PRIMERO SE HA REALIZADO UNA REVISION BIBLIOGRAFICA DE LOS MODELOS EXISTENTES O PROPUESTOS HASTA EL MOMENTO E IGUALMENTE DE LOS EXPERIMENTOS MAS RELEVANTES EN ESTE AREA, IDENTIFICANDO LAS DEFICIENCIAS O LAS LAGUNAS EXISTENTES. UNA VEZ IDENTIFICADAS LAS LAGUNAS, SE HAN TOMADO DE LA BIBLIOGRAFIA CIERTOS SUBMODELOS PARA INCORPORARLOS AL MODELO GENERAL QUE DESCRIBE LOS FENOMENOS QUE OCURREN EN LA INTERFASE Y AFECTAN A LA TRANSMISION DE CALOR CORIUM-HORMIGON. ENTRE LOS SUBMODELOS ESTAN LOS QUE PREDICEN EL TAMAÑO Y TIEMPO DE DESPEGUE DE LAS BURBUJAS O LOS QUE SIMULAN LA ESTABILIDAD DE LAS COSTRAS QUE PUEDEN FORMARSE. COMO APORTACION FUNDAMENTAL DE ESTE TRABAJO CABE DESTACAR EL ENGARCE DE LOS SUBMODELOS PARA DESCRIBIR LA TRANSICION ENTRE EL MODO DE TRANSMISION DE CALOR SIN COSTRAS A OTRO CON COSTRAS, TENIENDO EN CUENTA LAS CONDICIONES PARA LA ESTABILIDAD DE LAS MISMAS. PARA LA CONCLUSION DE ESTA TAREA HA SIDO NECESARIO EL DESARROLLO DE UN MODELO ORIGINAL DE TRANSMISION DE CALOR EN EL CASO DE EXISTENCIA DE COSTRAS ESTABLES, QUE SUPONE EL DESARROLLO DE UNA PELICULA GASEOSA ENTRE LA COSTRA Y LA SUPERFICIE DEL HORMIGON. LOS NUEVOS MODELOS SE HAN IMPLEMENTADO EN EL CODIGO DE ORDENADOR CORCON Y SE HAN VALIDADO FRENTE AL EXPERIMENTO L5 DEL PROGRAMA ACE, OBTENIENDOSE RESULTADOS MUY SATISFACTORIOS. COMO LINEAS FUTURAS DE INVESTIGACION SE HAN IDENTIFICADO LAS SIGUIENTES: PRIMERA, LA MEJORA DE LA TRANSICION ENTRE LAS SITUACIONES DE COSTRA ESTABLE Y SIN COSTRA; SEGUNDA, LA MEDIDA DE CIERTAS PROPIEDADES DE LOS MATERIALES INVOLUCRADOS, Y TERCERA, EMPRENDER UNA MAS AMPLIA LABOR DE VALIDACION DEL NUEVO MODELO FRENTE A OTROS EXPERIMENTOS.

Autor: MARTORELL ALSINA SEBASTIAN.
Año: 1991.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA QUIMICA Y NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: MEDIO AMBIENTE Y SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: LA TESIS HA CONSISTIDO EN DESARROLLAR UNA METODOLOGIA VALIDA PARA PROCURAR UNA MAYOR FLEXIBILIDAD A LA OPERACION SEGURA DE LAS PLANTAS NUCLEARES A TRAVES DE LA FLEXIBILIZACION DE LOS REQUISITOS AOT Y STI CONTENIDOS EN LAS ESPECIFICACIONES TECNICAS DE FUNCIONAMIENTO DE LAS MISMAS, BASANDONOS PARA ELLO EN UN MODELO DE EVALUACION PROBABILISTA DEL RIESGO, EL CUAL TIENE EN CUENTA LA INTERACCION AOT-STI Y ESTA ESTABLECIDO SOBRE EL CRITERIO DE COMPENSACION DE CONTRIBUCIONES AL RIESGO MEDIO, PARA CUALQUIER NIVEL DE EVALUACION DEL MISMO QUE PUEDA MODELIZARSE UTILIZANDO EL APS NIVEL 1. DE ESTE MODO, A LA VEZ QUE SE CONSIGUE FLEXIBILIZAR SU OPERACION, SE SIGUEN MANTENIENDO O INCLUSO SON MEJORADOS LOS OBJETIVOS DE OPERACION SEGURA DE DICHAS PLANTAS NUCLEARES. ADEMAS, DICHA METODOLOGIA HA SIDO VALIDADA MEDIANTE SU APLICACION A UN SUPUESTO REAL.

Autor: HORTA MEJIA SERGIO.
Año: 1990.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: AUTOMATICA INGENIERIA ELECTRONICA E INFORMATICA INDUSTRIAL PROGRAMA DE DOCTORADO: ELECTRONICA INDUSTRIAL.

Resumen: SE PRESENTA EL DISEÑO DE UN INTERRUPTOR ESTATICO QUE EJECUTA DE UNA MANERA FIABLE Y SEGURA EL DISPARO DEL REACTOR EN UNA CENTRAL NUCLEAR, PARA SUSTITUIR AL INTERRUPTOR ELECTROMECANICO ACTUALMENTE INSTALADO. EN ESTE DISEÑO SE CONSIDERAN LAS TECNICAS DE INGENIERIA DE FIABILIDAD APLICABLES A ESTE TIPO DE EQUIPOS, ASI COMO LAS ESPECIFICACIONES ELECTRICAS Y MECANICAS QUE DEBE CUMPLIR. DE ESTAS ULTIMAS SE ANAIZA A DETALLE LA NORMATIVA VIGENTE REFERENTE A LAS PRUEBAS DE CALIFICACION SISMICA QUE DEBE PASAR EL INTERRUPTOR, PROPONIENDOSE UN PROGRAMA DE ENSAYO SISMICO. SE CONSIDERA TAMBIEN UN ESTUDIO DEL SISTEMA DE CONTROL DE BARRAS PARA DETERMINAR LA CONDICION DE CARGA MAXIMA QUE DEBE SOPORTAR EL INTERRUPTOR Y LA CORRIENTE DE CORTOCIRCUITO DISPONIBLE.

Autor: MARTIN ALVAREZ LUIS.
Año: 1990.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS DE MINAS.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: DEPARTAMENTO DE SISTEMAS ENERGETICOS DE LA ETS DE INGENIEROS DE MINAS DE MADRID Y EMPRESARIOS AGRUPADOS S.A..

Resumen: UNO DE LOS CRITERIOS DE PROYECTO DE SISTEMAS DE SEGURIDAD EN CENTRALES NUCLEARES ES EL CRITERIO DE REDUNDANCIA, MEDIANTE EL CUAL SE ASEGURA QUE LOS SISTEMAS DE SEGURIDAD REALIZARAN SU FUNCION EN CASO DE ACCIDENTE AUN PRODUCIENDOSE UN FALLO EN LOS MISMOS. DURANTE LA INSTALACION DE LOS SISTEMAS DE SEGURIDAD ES PRECISO PRESTAR ESPECIAL ATENCION A LA SEPARACION FISICA ENTRE SISTEMAS REDUNDANTES PARA ASEGURAR QUE NO ESTAN SOMETIDOS A RIESGOS DE CAUSA COMUN EXTERNOS A LOS MISMOS QUE PUDIERAN OCASIONAR SU FALLO. UN RIESGO DE ESTE TIPO ES EL FUEGO. DEBIDO AL GRAN NUMERO DE EQUIPOS, COMPONENTES Y EQUIPOS DE SEGURIDAD EXISTENTES EN UNA CENTRAL NUCLEAR, Y A LAS INTERACCIONES FUNCIONALES EXISTENTES ENTRE LOS MISMOS, LOS ANALISIS DE SEPARACION PRESENTAN UNA CIERTA COMPLEJIDAD Y HASTA AHORA NO HAN SIDO REALIZADOS SIGUIENDO UNA METODOLOGIA PREESTABLECIDA. EN ESTA TESIS, MEDIANTE ANALISIS DETALLADOS DE MODOS DE FALLO DE CIRCUITOS ELECTRICOS, SE DESARROLLA UNA METODOLOGIA QUE PERMITE REALIZAR SISTEMATICAMENTE LA SEPARACION DE CIRCUITOS REDUNDANTES Y ALTERNATIVOS DE MODO QUE ANTE CUALQUIER CASO DE INCENDIO EN LA CENTRAL SE PUEDA ASEGURAR QUE QUEDAN DISPONIBLES LOS SISTEMAS DE SEGURIDAD SUFICIENTES PARA LLEVAR AL REACTOR A UNA CONDICION SEGURA Y ESTABLE. SE DESARROLLA UN PROGRAMA DE ORDENADOR PARA LA APLICACION DE ESTA METODOLOGIA DE ANALISIS. COMO EJEMPLO SE HAN INTRODUCIDO LOS DATOS REALES DE UNA CENTRAL NUCLEAR PARA ANALIZAR LA SEPARACION DE CIRCUITOS ELECTRICOS EN CASO DE FUEGO EN CUALQUIER AREA DE LA CENTRAL.

Autor: COBIAN ROA JOSE.
Año: 1989.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: ETSII. MADRID.

Resumen: SE DESARROLLA EN ESTE TRABAJO UNA METODOLOGIA QUE PERMITE LA DETERMINACION DE EMPLAZAMIENTOS OPTIMOS PARA CENTRALES NUCLEARES. LA OPTIMACION SE BASA EN ENCONTRAR AQUELLOS EMPLAZAMIENTOS DE LA REGION CONSIDERADA QUE HACEN MINIMO EL RIESGO RADIOLOGICO A LA POBLACION. PARA DETERMINAR EL RIESGO RADIOLOGICO ASOCIADO A CADA EMPLAZAMIENTO POTENCIAL, SE HACE UNA EVALUACION PROBABILISTA DE TODOS LOS FACTORES QUE INTERVIENEN EN EL ANALISIS: 1) TERMINO FUENTE, 2) DIFUSION ATMOSFERICA, 3) CARACTERIZACION DEL RIESGO RADIOLOGICO, 4) RELACIONES CAUSA-EFECTO DE LA DOSIS RADIACTIVA. SE HA DETERMINADO UN TERMINO FUENTE ENVOLVENTE DE LAS CATEGORIAS DE EMISION QUE CORRESPONDEN AL ESPECTRO DE ACCIDENTES POSIBLES. PARTIENDO DE LAS ESTADISTICAS DISPONIBLES, SE CALCULAN LOS PARAMETROS QUE REPRESENTAN LAS CONDICIONES DE DIFUSION ATMOSFERICA DE LA ZONA ESTUDIADA. SE CARACTERIZA EL RIESGO RADIOLOGICO A LA POBLACION POR LOS PARAMETROS RIESGO DE MUERTE INMEDIATA AL INDIVIDUO, Y RIESGOS RELATIVO Y ABSOLUTO DE CANCER A LA POBLACION. PARA EVALUAR ESTOS PARAMETROS, SE CONSIDERAN RETICULAS DE 961 PUNTOS ALREDEDOR DE CADA EMPLAZAMIENTO COMO AREA AFECTADA POR EL RIESGO QUE INTRODUCE LA CENTRAL. CADA PUNTO REPRESENTA UN AREA DE KM. DE LADO. SE APLICA LA METODOLOGIA A UN AREA DE 260 KM. POR 210 KM., REPRESENTADA EN EL MODELO POR 13860 EMPLAZAMIENTOS POTENCIALES. COMO RESULTADO, SE DETERMINA UN CONJUNTO DE EMPLAZAMIENTOS OPTIMOS. LA REGION SELECCIONADA COMPRENDE UNA GRAN PARTE DE EXTREMADURA Y PARTE DE LAS PROVINCIAS CIRCUNDANTES. EL MODELO, SIN EMBARGO, ES GENERAL Y PUEDE APLICARSE A CUALQUIER CONFIGURACION RECTANGULAR DE CUALQUIER REGION.

Autor: GALLEGO DIAZ EDUARDO.
Año: 1989.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: APTO. CUMLANDE E.T.S. INGENIEROS INDUSTRIALES DE MADRID.

Resumen: LA TESIS PRESENTA UN CODIGO DE CALCULO PARA LA EVALUACION PROBABILISTA DE LOS RIESGOS ECONOMICOS EN EL EXTERIOR DE UNA INSTALACION NUCLEAR, POR CAUSA DE LOS POSIBLES ACCIDENTES CON LIBERACION SIGNIFICATIVA DE PRODUCTOS RADIACTIVOS. EL CODIGO SE DENOMINA MECA (MODELO PARA LA EVALUACION DE LAS CONSECUENCIAS ECONOMICAS DE LOS ACCIDENTES) Y CONSIDERA LOS COSTES DIRECTOS CAUSADOS DESPUES DE UN ACCIDENTE, POR LAS DISTINTAS MEDIDAS DE PROTECCION ADOPTADAS PARA LIMITAR LA EXPOSICION TANTO INICIAL COMO CRONICA DE LA POBLACION A LOS RADIO-NUCLEIDOS DESCARGADOS, ASI COMO LOS COSTES DIRECTOS DERIVADOS DE LOS POSIBLES DAÑOS A LA SALUD DE LAS PERSONAS AFECTADAS. EL MODELO UTILIZA UNA BASE DE DATOS SOCIO-ECONOMICOS DESCRIPTIVOS DEL EMPLAZAMIENTO. EN ELLA SE INCLUYEN DISTRIBUCIONES DETALLADAS DEL CENSO DE POBLACION, CENSO GANADERO, PRODUCCION AGRICOLA Y USO DE LAS TIERRAS, ASI COMO DEL NUMERO DE EMPLEADOS, SALARIOS Y VALOR AÑADIDO POR HABITANTES EN LOS DIFERENTES SECTORES ECONOMICOS. ESTA BASE DE DATOS SE HA COMPLETADO PARA TODA ESPAÑA A PARTIR DE DISTINTAS ESTADISTICAS OFICIALES. EL NUEVO CODIGO, ACOPLADO A OTRO GENERAL DE ANALISIS DE CONSECUENCIAS, OFRECE CAPACIDAD PARA COMPLETAR LOS ANALISIS PROBABILISTAS DE SEGURIDAD (APS) DESDE EL PUNTO DE VISTA DE LAS CONSECUENCIAS ECONOMICAS EXTERNAS DE LOS ACCIDENTES, A LA VEZ QUE PERMITE LA REALIZACION DE ANALISIS DE COSTO-EFECTIVIDAD DE LAS MEDIDAS DE PROTECCION DE CARA A SU ADECUADA PLANIFICACION. SE INCLUYEN EJEMPLOS ILUSTRATIVOS DE LOS RESULTADOS PROPORCIONADOS POR EL CODIGO, ASI COMO UN ANALISIS DE SENSIBILIDAD E INCERTIDUMBRES EN LOS MODELOS QUE EVALUAN LOS COSTES EN ZONAS URBANAS Y DE LOS DAÑOS A LA SALUD.

Autor: PEREZ MENDEZ CASTRILLON JOSE FELIX.
Año: 1987.
Universidad: OVIEDO.
Centro de lectura: INGENIEROS DE MINAS .
Centro de realización: MIT Y LABORATORIO DE ENERGIA NUCLEAR..

Resumen: EN ESTE TRABAJO SE DESARROLLA UN METODO EXACTO Y COMPUTACIONALMENTE EFICIENTE (EL METODO DE LA FUNCION DE FORMA TRI-DIMENSIONAL) PARA LA RECONSTRUCCION A PARTIR DE UNA SOLUCION NODAL DEL FLUJO NEUTRONICO DETALLADO Y DE LA DISTRIBUCION DE POTENCIA PUNTUAL APLICABLE A GEOMETRIAS DE REACTORES BI Y TRI-DIMENSIONALES. LA APROXIMACION BASICA DEL METODO DE LA FUNCION DE FORMA TRI-DIMENSIONAL CONSISTE EN QUE PARA CADA NODO DEL REACTOR EL FLUJO RECONSTRUIDO PUEDE EXPRESARSE COMO EL PRODUCTO DE UNA FUNCION ASSEMBLY BI-DIMENSIONAL Y UNA FUNCION POLINOMICA CUADRATICA EN TRES VARIABLES. LA FUNDION ASSMBLY SE OBTIENE POR MEDIO DE CALCULOS LOCALES CON EL CODIGO DE DIFERENCIAS FINITAS PDQ-7 LA FUNCION POLINOMICA CUADRATICA EN TRES VARIABLES SE DEFINE CON LA CONDICION DE QUE EL FLUJO RECONSTRUIDO REPRODUZCA LOS FLUJOS MEDIOS DE LOS NODOS QUE SE OBTIENEN CON EL METODO NODAL Y SATISFAGA PUNTUALMENTE A LA ECUACION DE DIFUSION NEUTRONICA DE MULTIGRUPOS EN DIFERENCIA FINITAS EN LOS VERTICES DE LOS NODOS E INTEGRAMENTE A LO LARGO DE LAS ARISTAS DE LOS NODOS. EL ANALISIS DE ESTE METODO A SISTEMAS TIPO PWR BI Y TRI-DIMENSIONALES MOSTRO QUESE PODIAN OBTENER FLUJOS PUNTUALES MUY EXACTOS ESPECIALMENTE EN PUNTOS INTERIORES (SITUADOS A 4 CM O MAS DE LAS SUPERFICIES AXIALES DEL REACTOR) EN LOSCUALES LA POTENCIA MEDIA SE DETERMINO CON UN ERROR MAXIMO (RELATIVO A UN CALCULOPDQ-7) DE APROXIMADAMENTE 2% PARA PUNTOS EN LA ZONA CON BARRAS DE CONTROL. TAMBIEN SE DEMOSTRO QUE LA EFICIENCIA COMPUTACIONAL DEL METODO DE LA FUNCION DE FORMA TRI-DIMENSIONAL ES APROXIMADAMENTE DOS ORDENES DE MAGNITUD MAYOR QUE LADE LOS METODO DE DIFERENCIAS FINITAS.

Autor: MAMPASO MARIN BUITRAGO JUAN CARLOS.
Año: 1985.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS DE MINAS.
Centro de realización: GENERAL ELECTRIC CO. ( SAN JOSE CALIFORNIA ) Y EMPRESA NACIONAL DE URANIO S. A. ( MADRID ). .

Resumen: SE ESTUDIA LA VIABILIDAD UNA NUEVA ESTRATEGIA DE OPERACION DE DISEÑO DEL NUCLEO DE UN BWR LLAMADA ' NUCLEO DE CELDAS DE CONTROL '. ESTE CONCEPTO CONSISTE EN EL EMPLEO DE UN ESQUEMA DE CARGA DEL COMBUSTIBLE TAL QUE PERMITE CONTROLAR LAS VARIACIONES DE REACTIVIDAD A LO LARGO DEL CICLO CON SOLO UN GRUPO DE BARRAS CONTROL. LOS OBJETIVOS PERSEGUIDOS SON :SIMPLIFICAR LA OPERACION MEJORAR EL COMPORTAMIENTO DEL COMBUSTIBLE AUMENTAR LOS MARGENES TERMICOS Y MEJORAR EL FACTOR DE CAPACIDAD. EL TRABAJO PARTE DE DATOS REALES DE OPERACION OBTENIENDOSE 2 CICLOS DE EQUILIBRIO DE 18 MESES UNO CON ESTRATEGIA DE CARGA CONVENCIONAL Y EL OTRO CON LA DE CELDAS DE CONTROL. UNA VEZ OBTENIDOS AMBOS CICLOS SE EVALUAN TANTO DESDE EL PUNTO DE VISTA DEL DISEÑO NUCLEAR COMO DEL DE LA OPERACION COMERCIAL SUPEDITADOS A LAS BASES Y REQUISITOS DE DISEÑO USADOS EN LA INDUSTRIA NUCLEAR. CON EL NUCLEO DE CELDAS DE CONTROL SE CUMPLEN LA MAYORIA DE LOS OBJETIVOS PERSEGUIDOS RESULTANDO UN DISEÑO DE CARACTERISTICAS TECNICAS ANALOGAS AL CONVENCIONAL PERO CON VENTAJAS SUSTANCIALES DESDE LA PERSPECTIVA DE LA OPERACION.

Autor: SANCHO GARCIA JOSE.
Año: 1985.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S. INGENIEROS INDUSTRIALES .

Resumen: EL TRABAJO HA CONSISTIDO EN PRIMER LUGAR EN LA IMPLANTACION EN EL ORDENADOR DE LA UNIVERSIDAD POLITECNICA DEL SISTEMA DE CODIGOS AMPX-II PARA EL PROCESAMIENTO NUMERICO DE SECCIONES EFICACES Y CONSTANTES NUCLEARES. POSTERIORMENTE SE HA PARTICIPADO EN UN PROYECTO INTERNACIONAL DIRIGIDO A LA VERIFICACION DEL COMPORTAMIENTO DE ESTE TIPO DE SISTEMAS COORDINADO POR LA OIEA HABIENDOSE REALIZADO COMPARACIONES SISTEMATICAS ENTRE LOS RESULTADOS OBTENIDOS LOCALMENTE Y LOS PREVIAMENTE ESTABLECIDOS COMO COMPLETAMENTE FIABLES POR LA OIEA ('BENCHMARK'). LOS ORIGENES DE TODAS LAS DISCREPANCIAS ENCONTRADAS HAN SIDO OBJETO DE ANALISIS Y PROPUESTA DE ALTERNATIVAS PARA LA ELIMINACION DE LOS DEFECTOS PRESENTES EN LA PROGRAMACION PRIMITIVA DEL CODIGO NPTXS; CON ELLO SE APORTA UNA VERSION MANIFIESTAMENTE MEJORADA DE DICHO PROGRAMA CAPAZ DE GENERAR LIBRERIAS PUNTUALES DE SECCIONES EFICACES NEUTRONICAS DE NOTABLE PRECISION.