ENERGIA NUCLEAR

Autor: RUGAMA SAEZ YOLANDA.
Año: 2000.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES .
Centro de realización: E.T.S.I. INDUSTRIALES (UPV).

Resumen: En la tesis "Teoría y métodos para la medida de la constante de multiplicación efectiva en los ADS (Accelerator Driven System)", se presenta una técnica de medida para la determinación de la sucriticidad de estos sitemas. El ADS es un sistema híbrido compuesto por un reactor subcrítico sustentado por un acelerador de protones. El desarrollo de los ADS requiere de la construcción de una metodología de media para monitorizar y controlar la subcriticidad de este tipo de sistemas, sin que eso suponga una interferencia con el modo normal de operación. Con esta finalidad,h emos aplicado técnicas de ruido neutronico que nos permitirán caracterizar el sistema sin efectuar perturbación alguna en el funcionamiento del mismo. El método de media presentado en esta tesis está basado en la aplicación de la teoría de transporte estocástico de neutrones y fotones, la cual puede ser implementada en los códigos de transporte de neutrones/fotones, que se utilizan en la actualidad. Como resultado del desarrollo teórico, realizado en la primera parte de la tesis, se ha obtendio una técnica de media, la cual ha sido comprobada con los cálculos realizados con el acoplamiento de dos códigos de Monte Carlo. Del acoplamiento de ambos códigos se ha desarrollado el código LAHET/MCNP-DSP, el cual es capaz de simular el proceso total que ocurre en los ADS, desde la interacción del haz de protones en el blanco de espalación hasta el procesamiento de la señal obtendia en los distintos detectores. Mediante la comparación de predicciones teóricas con las simulaciones de Monte Carlo, se dispone un método sencillo y rápido de determinar la constante de multplicación del sistema. A través del análisis de las cuentas obtenidas en los distintos detectores es posible determinar diferentes parámetros cinéticos así como el valor de la Keff, en esta tesis se presentan dos formas distintas de obtener estos parámetros, utilizando el acelerador o utilizando una fuente de Cf-252. En ambos casos los resultados presentan un buen acuerdo entre la teoría y la simulación. Para completar el estudio del análisis de ruido en el ADS, se ha estudiado la dependencia espacial del ruido de neutrones en un sistema subcrítico sustentado por una fuente externa. La constante de decaimiento de los neutrones instantáneos, obtenida a apartir de la densidad espectralcruzada, es dependiente de la localización de los detectores por medio de la influencia de los modos superiores en el flujo neutrónico. Este estudio demuestra que se debe tener especial cuidado cuando se interprete cualquier dato de la sucriticidad de un sitema calculada a partir de la constante de decaimiento de los neutrones instantáneos, puesto que, es necesario considerar la contribución de los armónicos superiores al flujo de neutrones, así como el impacto que dicha contribución produce en el observable.

Autor: EMBID SEGURA MIGUEL.
Año: 1999.
Universidad: AUTONOMA DE MADRID.
Centro de lectura: CIENCIAS.

Resumen: Una energía electronuclear razonablemente barata exige un tiempo de permanencia del combustible en el reactor suficientemente largo antes de proceder a la recarga; y esto exige que la carga del combustible nuevo tenga una cantidad de U235, en exceso sobre lo estrictamente necesario para mantener la reacción de fisión en cadena. Por supuesto, esto a su vez requiere la "eliminación" de los correspondientes neutrones producidos por exceso; lo que se consigue con absorbentes parásitos introducidos a voluntad en el núcleo del reactor. Este es un hecho lamentable, si se tiene en cuenta que gran parte de las dificultades para conseguir una reacción de fisión en cadena automantenida, reside en el hecho de que el número promedio de neutrones producidos en cada fisión del U235 es sólo aproximadamente 2,5. En este trabajo se analiza un procedimiento para soslayar lo absurdo de la situación mencionada, no por un absorbente como el tradicionalmente utilizado en los reactores (boro, cadmio, etc..), con lo que el neutrón se pierde para siempre, sino por el propio U238. De esta manera se consigue igualmente el efecto de control y, además, el neutrón absorbido produce, según el esquema de reacciones nucleares anteriormente expuesto, nuevo material fisionable algún tiempo después, eliminándose así la necesidad de incorporar al principio de la carga unas existencias exageradas de combustible para conseguir largos plazos de funcionamiento sin recarga y, por lo tanto, altos grados de quemado. El procedimiento para conseguir la absorción a voluntad de neutrones en el U238, consiste en hacer variar las propiedades de moderador; de modo tal que los neutrones en proceso de moderación permanezcan más o menos tiempo en la zona de resonancias (=6eV - 1KeV) donde la sección eficaz de absorción es tremendamente elevada frente a la de fisión de U235. La variación de las propiedades moderadoras se consigue mediante la mezcla de dos moderadores diferentes en proporciones variables.

Autor: CEREZO ACEVEDO ESTELA.
Año: 1999.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DPTO. INGENIERÍA QUÍMICA Y NUCLEAR.

Resumen: El tema principal de esta tesis es la modelización del fenómeno de evaporación súbita o flashing en tanques y tuberías de área varible. En el primer caso el líquido se encuentra confinado en un tanque a presión el cual sufre una despresuriazación rápida. En el segundo caso, el líquido subenfriado fluye a presión por una tubería o tobera, en ambas situaciones el líquido sufrirá una despresurización lo cual ocasionará una evaporación súbita del líquido subenfriado. Estos problemas son de intéres directo en la industria nuclear ya que la exacta predicción de lso transitorios de flujo en dos fases es esencial en los análisis de seguridad de esta industria, comolo puede ser el análisis de accidentes de pérdida de refrigerante (LOCA, de sus siglas en inglés) en los reactores nucleares. Este fenómeno también es importante para el diseño de válvulas, la operación de vasijas a presión y el diseño de equipo de desalinización. En la industria nuclear se han desarrollado códigos específicos para realizar análisis de seguirdad, los cuales han sido comprobados de manera muy exigente, ejemplo de estos, son los códigos TRAC y RELAP entre otros. A pesar de las estrictas pruebas que han tenido que pasar hay que decir que la modelización de lso fenómenso de condensación y evaporación es de validez limitada a los rangos en los cuales son validas las correlaciones utilizadas. En general, la habilidad de predecir estos fenómenos termohidraúlicos, como lo es el flashing, depende de la disponibilidad de mejores modelos matemáticos y correlaciones experimentales. Por lo que el objetivo de esta tesis ha sido la realización de modelos termohidraúlicos capaces de simular el fenómeno de evaporación súbita utilizando los nuevos métodos de dinámica de computacional de fluidos (Computational Fluid Dynamic, CFD) y para el caso de la simulación en tanques utilizando un modelo Lagrangiano y la implementación de nuevas expresiones para la evolución de las variables de estado.

Autor: MARTINEZ ARACIL VICENTE DAVID.
Año: 1997.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR DE LA E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: En este proyecto de investigación se define e implanta el código de diseño SIMTRAN- 3D para su utilización como simulador continuo de seguimiento de núcleo en la operación del reactor. Se realiza los análisis de estabilidad del simulador frente a perturbaciones de potencia total, axial y radial que se producen en la operación normal de la planta. Se estudian mediante simulación las oscilaciones termohidráulicas de caudal, temperatura y presión del primario en lazo abierto con su influencia en la potencia del núcleo y corrientes en las cámaras de instrumentación extranuclear. Se desarrolla un código de primario (SIMTRAN-LAZO) mediante el acoplamiento de un modelo de lazos y generadores de vapor al simulador del núcleo SIMTRAN-3D que permite estudiar las oscilaciones reales del proceso provocadas desde el secundario como son: variaciones de presión de vapor, caudal y temperatura de agua de alimentación y nivel en los generadores de vapor; calculando su influencia en la potencia del núcleo y corrientes de las cámaras de instrumentación extranuclear. Se comparan los valores simulados con los resultados experimentales obtenidos mediante técnicas de análisis de ruido neutrónico y se fundamenta un método experimental de medida del coeficiente de temperatura del moderador.

Autor: BALLESTRIN BOLEA JESUS M..
Año: 1996.
Universidad: COMPLUTENSE DE MADRID.
Centro de lectura: FISICA.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA ATOMICA PROGRAMA DE DOCTORADO: FISICA ATOMICA Y NUCLEAR.

Resumen: A PARTIR DEL MODELO DINAMICO DE MARCH-LEUBA SE CONSTRUYE LA FUNCION DE TRANSFERENCIA POTENCIA/REACTIVIDAD Y SE RELACIONAN LOS POLOS MEDIBLES CON TECNICAS DE ANALISIS DE RUIDO NEUTRONICO CON LOS PARAMETROS DEL MODELO. SE LLEVA A CABO UN ESTUDIO DEL INDICE DE ESTABILIDAD DR UTILIZANDO DICHA FUNCION DE TRANSFERENCIA Y LOS PARAMETROS DEL MODELO. EL TIEMPO DE RESIDENCIA DE LAS BURBUJAS EN SU ASCENSION A LO LARGO DEL NUCLEO INFLUYE NOTORIAMENTE EN LA ESTABILIDAD; CUANDO EL VALOR DE ESTE PARAMETRO ES MUY GRANDE EN LA FUNCION DE TRANSFERENCIA SE CANCELA UN CARO CON EL POLO REAL DE BAJA FRECUENCIA, ESTO SIGNIFICA QUE LA DINAMICA DEL NUCLEO SE EXPLICA CON UN POLO COMPLEJO SOLAMENTE. COMO EL POLO REAL ES DE MENOR FRECUENCIA QUE EL POLO COMPLEJO, LAS FLUCTUACIONES DE POTENCIA DAN PASO A OSCILACIONES REGULARES. ESTA SITUACION SE PRODUCE CUANDO EL REACTOR SE OPERA CERCA LA INESTABILIDAD. SE HA SIMPLIFICADO EL MODELO DE MARCH-LEUBA DESDE UN CONJUNTO DE 5 ECUACIONES DIFERENCIALES A UNA ECUACION DIFERENCIAL NO LINEAL (SEGUNDO ORDEN) DE TIPO OSCILATORIO, VALIDA EN LA PROXIMIDADES DE LA INESTABILIDAD. SE HAN OBTENIDO EXPRESIONES PARA LA DR Y PARA LA FRECUENCIA DE LAS OSCILACIONES DE POTENCIA EN FUNCION DE LA POTENCIA Y EL CAUDAL, LAS CUALES PERMITEN DISEÑAR PROCEDIMIENTOS DE OPERACION EN PLANTA QUE AUMENTEN LA SEGURIDAD DURANTE EL ARRANQUE. APROVECHANDO EL REGISTRO DE LA INESTABILIDAD DE COFRENTES SE HA VALIDADO LA ECUACION DIFERENCIAL DE SEGUNDO ORDEN. CUANDO LOS COEFICIENTES DE LA ECUACION SE INFIEREN DE LAS MEDIDAS TANTO LA SOLUCION DE LA ECUACION COMO SU ESPECTRO TIENEN LA FORMA DE LAS REALES.

Autor: POLLS MARTI ARTURO.
Año: 1979.
Universidad: GRANADA.
Centro de lectura: CIENCIAS.
Centro de realización: FACULTAD DE CIENCIAS-UNIVERSIDAD DE GRANADA.

Resumen: SE ESTUDIA LA IMPORTANCIA DE LOS CONMUTADORES HIPOTESIS BASICA EN LA TEORIA FHNC DESARROLLADA EN 1978. EL ANALISIS SE REALIZA A TRAVES DE LAS DOS VIAS: A) CALCULO DIRECTO DE LOS CONMUTADORES AL TERCER ORDEN B) CALCULO DE OPERADORES MODELO QUE PERMITEN ESTABLECER REGLAS DE SUMA PARA LAS DISTINTAS COMPONENTES DE LA FUNCION DE DISTRIBUCION. EL CALCULO SE REALIZA PARA EL POTENCIAL SEMIREALISTA OMY Y SE OBTIENEN LOS VALORES DE LA ENERGIA VARIACIMAL CON LA RESOLUCION DE LAS ECUACIONES DE LAS CADENAS OPERATORIALES. POR OTRA PARTE SE HACE UN RIGUROSO CONTROL DE LA CONTRIBUCION DE LOS CONMUTADORES