REACTORES NUCLEARES

Autor: MARTIN VALDEPEÑAS YAGUE JUAN MANUEL.
Año: 2003.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: E.T.S.I. INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S.I. INDUSTRIALES.

Resumen: Esta tesis doctoral está dedicada al análisis del riesgo de combustión de hidrógeno en la contención de centrales nucleares durante un accidente severo. Los fenómenos involucrados en este problema abarcan un rango muy amplio de escalas espaciales y temporales. Hay dos familias de códigos de cálculo que pueden tratar este problema: códigos de parámetros promediados, menos detallados y precisos, pero muy rápidos en el cálculo y códigos de fluidodinámica computacional, más precisos y detallados, pero más lentos y limitados en fenomenología. La aplicación de una metodología conjunta entre los dos tipos de códigos permitiría obtener resultados suficientemente precisos en tiempos de cálculo razonables. El código CFX-4 es un código comercial, de fluididinámica computacional, que no ha sido desarrollado específicamente para estudios de seguridad de combustión de hidrógeno en contención. Por lo tanto, su utilización en este tipo de problemas necesita una intensa labor de validación y de acoplamiento de modelos, que simulen todos los fenómenos relevantes. Estas tareas constituyen la principal contribución de la tesis doctoral. La revisión de los fenómenos termohidráulicos de contención ha permitido identificar aquellos que son importantes en los estudios de riesgo de combustión de hidrógeno: formación de chorros y plumas, convección natural y condensación. Se ha validado el código frente a experimentos de efectos separados que reproducen estos fenómenos o correlaciones ampliamente aceptadas; los resultados han demostrado la capacidad del código para reproducirlos. El fenómeno de la condensación de vapor en película es uno de los más importantes en estos estudios de seguridad, ya que la cantidad de vapor en la atmósfera marcará la sensibilidad de la mezcla a la combustión. En el código CFX-4, que no presenta modelos específicos para la condensación, se ha implementado un modelo que simula la película de condensado de forma estática, basada en la teoría de Nusselt. A este modelo se le han añadido los efectos de ondulación, turbulencia de la película y orientación de la pared. La influencia de gases incondensables, que se acumulan cerca de la pared y dificultan la condensación, se ha considerado por medio de cuatro modelos diferentes: correlaciones en función de la concentración de gases incondensables, la analogía entre la transferencia de calor y masa, y la capa límite de difusión (dos variantes). Los modelos se han comparado frente a un gran número de experimentos de condensación, y se han acotado sus predicciones para el uso en las condiciones de accidente severo. El modelo basado en la correlación es el que se ha utilizado para las aplicaciones a planta ya que da buenos resultados, invierte mucho menos tiempo de cálculo acoplado a CFX y se comporta numéricamente con robustez. Los modelos basados en la capa límite de difusión son los más precisos, en general, pero necesitan mayores tiempos de cálculo. Para simular la condensación homogénea en la atmósfera y la formación de niebla y gotas de lluvia. se han implementado modelos basado en funciones de relajación. Los fenómenos termohidráulicos se han completado incluyendo un modelo de transmisión de calor por conducción 1D en las paredes de la contención. Además se han añadido al código las propiedades de los gases puros y de las mezclas en la atmósfera. El estudio del riesgo de combustión de hidrógeno, se propone realizarlo sin la simulación de los procesos propios de la combustión. Su complejidad y coste en tiempo de cálculo son los factores clave a eludir. Alternativamente, se han implementado una serie de criterios que permiten evaluar si la mezcla es inflamable, si el proceso de combustión puede llevar a la aceleración de la llama o a la transición a detonación y cuanta energía es necesaria para iniciar la combustión. Estos criterios se han acoplado al código y se evalúan en cada instante del cálculo en todas las regiones de la contención, para todo el gas del recinto y también, en determinadas nubes con mayor concentración de hidrógeno. El funcionamiento de todos los modelos acoplados en el código se ha comprobado frente a dos experimentos integrales realizados en la instalación NUPEC. Esta instalación es una contención multicompartimentada a escala ¼ de un reactor PWR de cuatro lazos. En los experimentos se dan las dos situaciones posibles de evolución de la atmósfera: homogénea y estratificada. Los resultados muestran que se ha simulado de forma adecuada la mayoría de las variables de estos experimentos, y en especial, las dos evoluciones de la atmósfera. Finalmente, se han realizado aplicaciones a dos plantas PWR prototípicas españolas, de diseño Westinghouse y KWU. Los resultados han mostrado condiciones más críticas en la segunda planta, en la que se pueden dar acumulaciones locales importantes. Las peores situaciones se darían con liberaciones en puntos intermedios que conducen a atmósferas estratificadas, y por lo tanto a acumular la mayor parte del hidrógeno en la parte alta de la contención. En estas secuencias no se pueden descartar procesos de aceleración de llama en dicha región y transición a detonación en los entornos de la rotura. Las situaciones más críticas se dan cuando se producen procesos de reinundación en el núcleo, como consecuencia de las inyecciones adicionales de hidrógeno.

Autor: ROSELLÓ MILLET OSCAR.
Año: 2003.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: Dep. Ingenieria Quimica y Nuclear.
Centro de realización: Universidad Politécnica de Valencia.

Resumen: La presente tesis consiste en el desarrollo de una metodología propia, denomianda SIMTAB, para la simplificación del núcleo del reactor de centrales nucleares de Agua ligera. Concretamente se obtienen un conjunto de secciones eficaces y parámetros cinéticos parametrizados en función de las variables locales y de control. Se consigue de este modo modelar el núcleo en un número limitado de regines neutrónicas de tal manera que el comportamiento cinético del reactor está suficientemente caracterizado. Esta simplificación del núcleo del reactor permite y hace viable, desde un punto de vista productivo, la posterior utilización de dichos datos en códigos acoplados neutrónicos-termohidráulicos 3D. Dicha metodología, la hemos denominado SIMTAB, se ha implementado en un programa informático con el objeto de automatizar todo el proceso. Se ha realizado con las premisas de obtener una interfaz muy sencilla y de que los datos necesarios que debe introducir el usuario sean muy elementales. La implementación informática se alimenta de los datos facilitados por las modelizaciones de los núcleos realizados mediante CASMO/TABLES/SIMULATE. La validación de SIMTAB, se ha realizado tanto en la parte estacionaria como en la parte transitoria. Para la parte estacionaria, se ha validado utilizando el código de referencia de SIMULATE para tres reactores comerciales de las Centrales Nucleares de Cofrentes, Almaraz y Peach Bottom. Para la parte transitoria, nos hemos basado en el transitorio "Scram 61" ocurrido en la CN de Cofrentes, ya que existe disponibilidad de datos experimentales reales. Se ha utilizado para la simulación los códigos RETRAN3D y posteriormente el TRACB, obteniéndose resultados suficientemente precisos. Concluyendo, se tiene que, SIMTAB proporciona resultados suficientemente precisos en el nivel de detalle que se puede manejar en la simulación de los códigos neutrónicos-termohidráulicos 3D.

Autor: FERNÁNDEZ BENITEZ JOSE ANTONIO.
Año: 2003.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: ETS INGENIEROS INDUSTRIALES.

Resumen: El accidente en la central nuclear de Three Mile Island (EEUU, 1979) demostró que el escenario accidental base del diseño de los reactores y pilar sobre el que se sustentaba la cultura de la seguridad nuclear podía ser superado en sus fatales consecuencias por otro escenario aún más catastrófico pero creíble: el accidente severo. Desde entonces, y a través de ambiciosos programas internacionales de investigación, se ha hecho un notable esfuerzo por conocer y caracterizar los procesos implicados en el mismo. El accidente severo o accidente con daño grave al núcleo del reactor abarca una amplia y muy variada fenomenología, que incluye aspectos puramente termohidráulicos, de comportamiento térmico-mecánico de las estructuras y reacciones químicas entre materiales, además de fenómenos de liberación y transporte de los productos de fisión. En concreto, el estudio de la degradación del núcleo implica asimismo una gran variedad de procesos, la mayor parte de los cuales ahora resultan sobradamente conocidos y adecuadamente simulados en los modelos matemáticos integrados en los códigos de cálculo actuales. Uno de estos códigos, ICARE2 es objeto de revisión en esta tesis doctoral. A medida que se incrementa el potencial de cálculo de los computadores, los códigos de simulación se sofistican e incluyen modelos matemáticos más avanzados que sustituyen a los modelos originales más simples, y/o modelos que simulan procesos secundarios, de menor importancia frente a otros procesos básicos. Aún así, se han detectado escenarios accidentales que no son convenientemente resueltos con los modelos existentes en el mencionado código ICARE2. El autor propone entonces tres nuevos modelos que cubren las deficiencias observadas. Tales modelos tienen por denominador común el que atienden a procesos derivados del fallo temprano de las estructuras de control. Con ello pretende poner de manifiesto el importante papel que el material de control juega en la degradación temprana del núcleo de los reactores de agua ligera.

Autor: BARRIO DE MIGUEL FÉLIX JAVIER.
Año: 2002.
Universidad: COMPLUTENSE DE MADRID.
Centro de lectura: FISICA .
Centro de realización: CIENCIAS FÍSICAS.

Resumen: Dentro de los programas de alargamiento de vida de las centrales nucleares una de las líneas más interesantes es la que se entronca en el llamado mantenimiento predictivo. El mantenimiento predictivo pretende, mediante el uso de las técnicas adecuadas, realizar una vigilancia periódica de los componentes o estructuras de la planta, controlar las posibles degradaciones y anticiparse a las roturas. El presente trabajo se orienta hacia el uso de una de las técnicas más fructíferas del mantenimiento predictivo, el análisis de ruido, a tres problemas de gran interés en la industria nuclear. El objetivo es doble. Por una parte se pretende sacar conclusiones de interés en los aspectos técnicos y valorar las posibles aplicaciones de los resultados, y por otro, prestar especial atención al estudio de los fenómenos físicos involucrados, lo que resulta imprescindible para entender los procesos que tienen lugar. En dos casos la atención se centra en el combustible nuclear. En el primero se hace uso de las técnicas de análisis de ruido para obtener el tiempo de transito del calor en la barra de combustible. Este parámetro determina el tiempo que la temperatura de una barra de combustible tarda en responder a un aumento repentino de la potencia. En segundo lugar se aborda el problema de la interacción de la pastilla y la vaina del combustible nuclear. Esta interacción, conocida como PCMI, resulta ser el principal mecanismo de fallo de las barras de combustible. Para terminar, se propone un modelo físico simplificado de la dinámica de funcionamiento de un sensor de temperatura (RTD) y se considera el problema de la medida de su tiempo de respuesta mediante el análisis de ruido.

Autor: CARLOS ALBEROLA SOFIA.
Año: 2001.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S.I. INDUSTRIALES.

Resumen: La evolución del comportamiento de las plantas nucleares ante un escenario transitorio es una linea de trabajo dentro del campo de la seguridad nuclear desde que empezó la explotacion de la energia nuclear para la producción de energia electrica. La comprobacion experimental del comportameinto de las centrales nucleares no es viable en la mayoria de los casos, esto hace necesario disponer de herramientas de simulacion de manera que se pueden extrapolar los resultados a las instalaciones reales. Los organismos reguladores permitan utilizar codigos de simulación termohidráulica para garantizar la seguridad de las instalaciones, siempre que se cuantifique la incertidumbre asociada a simulacion. Para cuantificar y acotar estas incertidumbres se han propuesto varias metodologias, sin embargo, todas ellas necesitan de la realizacion de diversos analisis de sensibilidad que se realizan manualmente, y por tanto, dependen en gran medida del usuario que realiza el analisis. En esta tesis se presentaun metodo automatico y sistematico de busqueda y optimización de parametros termohidraulicos, de manera que se asegura que el error cometido es el minimo posible. Esta metodologia se ha aplicado a modelos sencillos mediante dos tecnicas de optmizacion con filosofias diferentes como son un algoritmo genetico y un algoritmo de busqueda directa. Tras los estudios realizados se concluye que el metodo de busqueda directa es más eficiente para el tratamiento de este tipo de problemas. Como aplicación aun codigo de estimación optima se ha hecho un analisis de dos casos incluidos en la matriz de valoracion del codigo RELAP5. Con estas aplicaciones se ha comprobado la capacidad de la metodologia en la determinacion de valores optimos de parametros del modelo de las instalaciones como son las condiciones iniciales las condiciones de contorno. Por ultimo, se ha mostrado la utilidad de la metodologia desarrollada para la construccion de modelos reducidos de reactor. Estos modelos presentan una serie de parametros efectivos que se pueden optimizar para que el comportamiento del modelo reducido se asemeje lo mas posible al de la planta que representa. Se ha construido un modelo reducido de reactor PWR con dos lazos asimetricos y se han determinado algunos de sus parametros efectivos. El modelo reducido con los parametros obtenidos tras la optimizacion permite predecir con una buena precision el comportamiento del reactor para estos transitorios.

Autor: MIRO HERRERO RAFAEL.
Año: 2001.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S.I. INDUSTRIALES.

Resumen: Esta Tesis se centra en el estudio de las oscilaciones termohidraulico-neutrónicos, en donde existe un fuerte acoplamiento entre los procesos termohidráulicos y neutrónicos a través de la reactividad de realimentación por huecos, con el objetivo de contribuir a la comprensión de las condiciones bajo las cuales cabe esperar oscilaciones regionales de potencia, y mejorar los métodos que se tienen para describir y detectar estas oscilaciones, para lo cuál se usa el Análisis Modal. La ecuación de la difusión en estado estacionario, o ecuación de los modos Lambda, se deduce a partir de la ecuación de la difusión dependiente del tiempo, utilizándose el método de Arnaldi con Reinicio Implícito (IRAM) para resolver el problema algebraico de autovalores que surge tras discretizar la ecuación de los modos Lambda con un método nodal. Se desarrolla la teoría necesaria para integrar la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo con un método modal con actualización, así como los fundamentos teóricos sobre el cálculo y análisis de reactividades de realimentación, la descomposición modal de la potencia y su aplicación a la descomposición de las señales de monitores de registro de potencial local (LPRM). Los métodos nodales desarrollados en esta tesis se han implementado en un código computacional 3D (MODKIN) que, previa validación, se ha utilizado en el estudio de la Central Nuclear Sueca de Ringhals y de la Central Suiza de Leibtadt.

Autor: ABÁNADES VELASCO ALBERTO.
Año: 2001.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES .
Centro de realización: ESCUELA TÉCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES.

Resumen: El experimento TARC se ha desarrollado en el CERN en el marco de un programa encaminado a desarrollar técnicas de transmutación nuclear orientadas a la eliminación de residuos radiactivos y la producción de energía. En ese experimento se realizaron medidas del espectro neutrónico obtenido en un gran bloque de plomo contra el que se hacian colisionar protones de alta energía para obtener neutrones mediante reacciones de espalación. Uno de los objetivos del experimento fue la medición detallada del espectro neutrónico resultante en el interior de ese bloque de plomo. Esas mediciones se realizaron en un rango muy amplio de energías (Desde 1 ev hasta 2 MeV) con distintas técnicas de detección. El detector objeto de esta tesis fue el encargado de proprocionar los datos de espectro energético contínuo en un rango comprendido entre unos cientos de KeV y los 2 MeV. Se trata de un contador de ionización basado en la reacción de captura neutrónica en 3HE. Básicamente se trata de una carcasa de acero que contiene una mezcla de gases (Entre los que se encuentra el 3HE) en la que se tiene identificado un volumen de control limitado por unos electrodos. Esos electrodos generan una corriente por inducción provocada por la ionización de la propia mezcla de gases dentro de ese volumen provocada por las partículas resultantes de las reacciones (N,O) en el 3HE. A lo largo de la tesis se muestra el proceso que se ha seguido para obtener el espectro de neutrones de alta energía TARC con este detector. Partiendo de la construcción física del contador, realizada en el CERN. Se describe el desarrollo del sistema de adquisición de datos, las condiciones en que se tomaron los datos en el bloque de plomo y el procedimiento seguido para el análisis de esos datos. Como elementos claves en ese proceso se tuvo que desarrollar igualmente un programa completo de simulación numérica del detector, cuya validación durante la calibración del mismo se explica en detalle. Otra parte importante de la tesis muestra el análisis del HAZ de partículas que llegan al bloqueo de plomo, en el que se destaca el método de diferenciación de partículas existentes en el HAZ utilizado derivadas de las condiciones especiales de generación del mismo. Este aspecto fue fundamental para realizar los procesos de normalización durante el análisis.

Autor: REYES SUAREZ SUSANA.
Año: 2000.
Universidad: NACIONAL DE EDUCACION A DISTANCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S.I.I. DE LA UNED.

Resumen: El objetivo de este trbajo es realizar un análisis de seguridad de la energía de fusión inercial (EFI) con el fin de demostrar su potencial para abastecer a las futuras generaciones con una fuente de energía limipia, segura, y medioambientalmente atractiva. En este estudio se propone una nueva metodología para el análisis de seguridad en EFI,introduciéndose por primera vez cálculos de transmisión de calor y termohidráulicos como parte de un conjunto de códigos y librerías de última generación. Este trabajo se ha centrado en dos diseños conceptuales de plantas de potencia EFI: HYLIFE-II y Sombrero. Aunque estos dos diseños no pueden abarcar todas las características posibles en una planta de EFI, sin duda representan una gran porción del espacio parmétrico disponible. También se han desarrollado un análisis de seguridad preliminar para una fábrica genérica de cápsulas de combustible produciendo varios tipos de blancos y utilizando distintas técnicas de fabricación. A la hora de evaluar consecuencias accidentales, se han considerado un rango de escenarios accidentales diferentes en cada uno de los diseños con el objeto de obtener las dosis al público en los distintos casos. En este trabajo hemos introducido la utilización de un código de transmisión de calor el cual hemos modificado para permitir una mejor representación de los fenómenos de oxidación de diferentes materiales estructurales. Así mismo se ha introducido el uso de un código de cálculo termohidráulico para simular un rango de fenómenos físicos muy variado, incluyendo transporte de polvo y aerosoles y liberación de productos de activación bajo condiciones accidentales. Una vez calculadas las fracciones de liberación de radionucleidos, hemos usado una librería ampliada de factores de conversión de dosis con el objeto de calcular las dosis al exterior. Finalmente, se ha calculado la dosis al individuo más expuesto en la frontera del emplazamiento en distintos escenarios accidentales, para de este modo facilitar la comparación directa de los riesgos de la EFI con aquellos asociados a la EFM, fisión y sistemas no-nucleares. Aunque este estudio no puede abarcar todos los detalles y riesgos existentes en una planta de potencia de energía de fusión inercial, sin duda supondrá un avance en el estado-del-arte del área de análisis de seguridad y permitirá una mejor comparación de las ventajas de la EFI desde el punto de vista de seguridad y medioambiente frente a las otras posibles tecnologías en competencia.

Autor: GARCIA HERRANZ NURIA.
Año: 1999.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: ESCUELA TECNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES.

Resumen: El interés creciente en simuladores de entrenamiento de alta fidelidad en tiempo real y simuladores integrados de planta, está haciendo imprescindible el desarrollo de códigos tridimensionales de análisis de núcleo capaces de simulaciones de alta precisión en un tiempo reducido de ejecución. El correcto tratamiento de las heterogeneidades, tanto las asociadas a la composición como a la operación, constituye el problema pendiente en esos códigos de analisis tridimensional, lo que ha exigido una revisión de los métodos de calculo por razones de fiabilidad de los resultados. En este trabajo de investigación se propone una metodología de generación de parametros nodales con el objetivo de mejorar el tratamiento de los efectos de heterogeneidad tridimensional en los códigos nodales de análisis de nucleos de agua a presión. Se profundiza en las dependencias de las secciones eficaces y factores de discontinuidad en dos grupos con las principales variables locales instántaneas(neutrónicas y termohidráulicas), y con variable espectrales no lineales(historia espectral y vecindad direccional). Se demuestra que la correcta separación de los efectos involucrados, así como la elección de variables espectrales adecuadas, permiten tener en cuenta el efecto no lineal de las distribuciones de quemado y flujo en el interior del nodo sobre las secciones eficaces y factores nodales. Es decir, se considera la heterogeneidad intranodal en los propios parametros nodales, en lugar de considerarla en el proceso de calculo nodal tridimensional, como hacen la mayoria de los metodos actuales(lo que los lleva a calculos muy costosos computacionalmente). Otra ventaja adicional del nuevo metodo propuesto en la Tesis es que los efectos de heterogeneidad se calculan en dos dimensiones, con un punto de malla por barrita, es decir, teniendo fielmente en cuenta la posición y clase de cada barra combustible o absorvente. En los métodos existentes estos efectos se calculan en una dimensión, con integración transversal y para elementos homogeneizados o con heterogeneidades lineales o cuadráticas. En el cálculo real tridimensional las secciones eficaces y factores de discontinuidad en dos grupos se calcularán interpolando nodo a nodo las dependencias sintetizadas, en función de las condiciones locales y de vecindad reales de cada nodo en el interior del nucleo, independientemente de su posición radial o axial. De este modo se mejora en rapidez y precisión la propia solución nodal tridimensional, ya que el método de realimentación de los parametros nodales es una manera muy efectiva de tener en cuenta los efectos no lineales. Este tratamiento es totalmente original, constituyendo una alternativa a los métodos previos. La metodología es aplicable a cualquier metodo nodal, y ha sido implantada en particular en un código nodal bidimensional, SIMULA-2D, como paso previo a su implantación en el simulador neutrónico-termohidráulico acoplado de nucleos PWR SIMTRAN. Con ello se dispondrá de uno de los simuladores tridimensionales de núcleos de agua a presión mas rapido y preciso, y por tanto óptimo para su utilización como simulador en tiempo real, o como parte integrante de los simuladores de planta.

Autor: NAVARRO ESBRÍ JOAQUÍN .
Año: 1999.
Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: ESCUELA TÉCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES.

Resumen: La presente tesis doctoral trata sobre la caracterización del régimen de estabildiad de los reactores nucleares de agua en ebullición (BWR) mediante el análisis de las señales de potencia neutrónica. Se pretende detectar las oscilaciones de potencia a través del seguimiento de las señales de potencia neutrónica para que estas oscilaciones puedan ser eliminadas sin exceder las especificaciones límite de diseño del combustible. En este marco, la presente tesis realiza aportaciones encaminadas a establecer una serie de metodologías y herramientas que permitan caracterizar de forma fiable el régimen de estabilidad del reactor a través de los parámetros de estabilidad lineal, razón de amortiguamiento (DR) y frecuencia fundamental de la oscilacion. En primer lugar se estudia la identificación de la frecuencia fundamental asociada a la oscilación neutrónica para lo cual se implementan metodologías basadas en el uso de la densidad Espectral de Potencia. Una vez determinada la frecuencia fundamental de la oscilación, resta estimar el parámetro de estabilidad, DR. Para ello se revisan técnicas basadas en la aplicación de modelos AR y técncias de reconstrucción dinámica, realizando aportaciones para mejorar la caracterización de la estabilidad. Finalmente, se presenta una metodología para aislar la oscilación fundamental asociada a la neutrónica y mejorar el análisis de la estabilidad a través de una reconstrucción parcial basada en la descomposición en valores singulares. Así mismo, también se analiza al validez de la aproximación lineal del comportamiento del reactor a través del estudio de la variación temporal de los parámetros de estabilidad linea para las señales de potencia neutrónica. Como caso de aplicación se utilizan señales analíticas y las señales de potencia neutrónica del Benchmark de estabilidad Forsmark 1&2, Benchmark que se propueso con el fin de comparar las diferentes herramientas existentes para caracterizan la estabildiad de los reactores BWR mediante el análisis de señales de potencia neutróncia en cuanto a la fiabilidad y precisión en el cálculo de los parámetros de estabilidad, DR principalmente.

Autor: CABELLOS DE FRANCISCO OSCAR LUIS .
Año: 1997.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR DE E.T.S. INGENIEROS INDUSTRIALES (U.P.M) PROGRAMA DE DOCTORADO: FUSION POR CONFINAMIENTO INERCIAL.

Resumen: El proyecto de investigación se ha propuesto como objetivo central el desarrollo y cualificación de pruebas de principio computacionales y de validación por contrastación con las medidas en reactores, de métodos de simulación computacional, detallada bidimensional, con tratamiento preciso de las heterogeneidades reales de los núcleos de agua a presión. Las actividades de desarrollo novedoso incluyen: . Estudio de los efectos de realimentaciones cruzadas en las secciones eficaces macroscópicas y microscópicas en dos grupos de energía (rápido y térmico) de las condiciones locales instantáneas e históricas, durante el quemado previo, de las variables más relevantes: densidad y temperatura del moderador, temperatura del combustible, material estructural (rejillas), control y absorbentes consumibles. . Métodos y procedimientos para el cálculo de las dependencias funcionales y algoritmos efectivos de interpolación o ajuste funcional para la inclusión de las realimentaciones en el cálculo tridimensional del núcleo. . Implantación de cálculo de elemento combustible y de núcleo completo, destinado al análisis detallado de las distribuciones locales de potencia, junto a las variables de análisis general del cálculo de reactores.

Autor: ESCRIVA CASTELLS FACUNDO ALBERTO.
Año: 1997.
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: El objetivo de esta Tesis es contribuir al estudio de las inestabilidades en los reactores de agua en ebullición, su predicción, sus causas y las formas de evitarlas. En los últimos años se han producido más de 30 casos de inestabilidades en Reactores de Agua en Ebullición y a nivel mundial se están estudiando estos fenómenos y desarrollando nuevas herramientas de análisis de estos fenómenos. En esta Tesis hemos realizado: * Estudio de las señales de potencia por los diferentes métodos existentes (método estándar, aproximación teórica y método asintótico) y hemos visto que el mejor es el método teórico. * Estudio de los parámetros que afectan a la estabilidad de un BWR y los que más afectan son: el perfil axial de potencia y la altura de refrigerante líquido, pudiendose este último utilizarse para controlar la estabilidad. * A continuación hemos aplicado el código en el dominio de la frecuencia LAPUR para estudiar la estabilidad. Para su utilización hemos creado un nuevo programa PAPU que calcula correctamente los parámetros de cinética puntual que demanda este código. * Por último hemos desarrollado un modelo no lineal que permite estudiar la dinámica de un BWR y un modelo de orden reducido que explica cualitativamente el comportamiento dinámico de las oscilaciones en fase y fuera de fase.

Autor: GINESTAR PEIRO DAMIAN .
Año: 1994.
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 ESTA DEDICADA AL DESARROLLO DE METODOS PARA EL TRATAMIENTO DE DOS PROBLEMAS BASICOS DE LA FISICA DE REACTORES ENUCLEARES, EL CALCULO DE LOS MODOS LAMBDA ASOCIADOS A UNA CONFIGURACION ESTATICA DEL REACTOR NUCLEAR, Y LA INTEGRACION DE LA ECUACION DE LA DIFUSION NEUTRONICA DEPENDIENTE DEL TIEMPO. LA MEMORIA SE ESTRUCTURA EN SEIS CAPITULOS. EN EL PRIMERO SE INTRODUCEN LOS DOS PROBLEMAS A TRATAR. EN EL SEGUNDO, SE DESARROLLA UNA APROXIMACION ANALITICA PARA LA OBTENCION DE LOS MODOS LAMBDA DE UN REACTOR UNIDIMENSIONAL, Y LA GENERALIZACION DE ESTA METODOLOGIA PARA EL TRATAMIENTO DE PROBLEMAS BIDIMENSIONALES. EN EL CAPITULO TERCERO, SE ABORDA EL CALCULO DE LOS MODOS LAMBDA MEDIANTE UN METODO DE COLOCACION NODAL. UTILIZANDO, PARA EL CALCULO DE LOS AUTOVALORES DOMINANTES DE LA MATRIZ RESULTANTE DE LA APLICACION DEL METODO DE COLOCACION Y SUS CORRESPONDIENTES AUTOVECTORES, UN ALGORITMO BASADO EN LA UTILIZACION DEL METODO DE ITERACION DEL SUBESPACIO COMBINADO CON UNA ESTRATEGIA VARIACIONAL DE ACELERACION. EN EL CAPITULO CUARTO, SE DESARROLLA UN METODO NODAL MODAL PARA LA INTEGRACION DE LA ECUACION DE LA DIFUSION NEUTRONICA DEPENDIENTE DEL TIEMPO BASADO EN LA OBTENCION DE LOS MODOS LAMBDA DEL REACTOR. EN EL CAPITULO QUINTO, SE ESTUDIA LA INTEGRACION DE LA ECUACION DE LA DIFUSION MEDIANTE TECNICAS BASADAS EN LA DISCRETIZACION TEMPORAL DE LAS ECUACIONES, DESARROLLANDO, A SU VEZ, UNA APROXIMACION CUASI-ESTATICA PARA EL TRATAMIENTO DE LAS MISMAS. POR ULTIMO, SE EXPONEN LAS PRINCIPALES CONCLUSIONES DEL TRABAJO.

Autor: PEREIRA BEZERRA LIMA CLAUBIA.
Año: 1993.
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: EL PRINCIPAL OBJETIVO DE ESTA TESIS ES COLABORAR, SEA EN EL AREA DE PREDICCION, SEA EN EL AREA DE VIGILANCIA, EN EL ESTUDIO DE INESTABILIDAD EN REACTORES B.W.V. CON ESTE OBJETO SE HA DESARROLLADO UNA METODOLOGIA PARA LA OBTENCION DE LOS EXPONENTES DE LYAPUNOV DE SERIES TEMPORALES CON RUIDO. PARA VALIDAR ESTA METODOLOGIA, LA HEMOS APLICADO A SERIES GENERADOS POR EL MODELO DE MARCH-LENBER, CUYOS EXPONENTES DE LYAPUNOV ERAN CONOCIDOS. ESTA METODOLOGIA ES ESTABLE NUMERICAMENTE Y PUEDE SER USADA COMO UNA HERRAMIENTA "ON-LINE", PARA VIGILAR LA ESTABILIDAD DEL REACTOR DIRECTAMENTE DEL ESTUDIO DE SERIES PROVENIENTES DE LA CENTRAL. DENTRO DE LA PARTE DE PREDICCION, HEMOS DESARROLLADO UN METODO PARA EL CALCULO DE LOS MODOS LAMBDA, QUE PARECE SER SON LOS MODOS FISICOS QUE GOBIERNAN LAS OSCILACIONES EN LOS REACTORES B.W.R. ESTE METODO HA SIDO VALIDADO COMPARANDO LOS RESULTADOS DE ESTE METODO CON LOS RESULTADOS OBTENIDOS POR EL CODIGO SIMULATE-III Y VENTURE. CONTINUANDO EN LA PARTE DE PREDICCION, HEMOS HECHO UN PEQUEÑO ESTUDIO UTILIZANDO LOS CODIGOS TRAC Y LAPUR EN EL ESTUDIO DE INESTABILIDAD EN REACTORES B.W.R.

Autor: HONTAÑON LAVIN ESTHER.
Año: 1992.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: LOS ANALISIS DE ACCIDENTES SEVEROS REVELAN EL POTENCIAL IMPACTO DE LOS PROCESOS DE CONVERSION DE VAPORES A AEROSOLES QUE OCURREN EN EL CIRCUITO DE REFRIGERACION DEL REACTOR EN LA EVALUACION DEL TERMINO FUENTE DURANTE UN ACCIDENTE GRAVE. EL OBJETIVO DE ESTA TESIS DOCTORAL ES EL DESARROLLO DE UN MODELO DE NUCLEACION Y CONDENSACION DE VAPORES SOBRE AEROSOLES. EL MODELO ES MECANICISTA; DESCRIBE LOS PROCESOS DE NUCLEACION HOMOGENEA E INDUCIDA POR LA PRESENCIA DE IONES GASEOSOS, Y ES COMPATIBLE CON EL ESQUEMA DE AEROSOLES DE COMPOSICION MULTIPLE INCORPORADO EN EL CODIGO VICTORIA, EL MAS RECIENTE DE LOS CODIGOS DE TRANSPORTE EN EL CIRCUITO DE REFRIGERACION. LAS ECUACIONES DE CONSERVACION SE PLANTEAN Y RESUELVEN UTILIZANDO UN METODO DE DIFERENCIAS FINITAS. EL BUEN COMPORTAMIENTO FISICO Y NUMERICO DEL MODELO SE HA COMPROBADO MEDIANTE SU APLICACION A UN BUEN NUMERO DE ESCENA RIOS ACCIDENTALES. SU INCORPORACION EN EL CODIGO VICTORIA Y SU VALIDACION EXPERIMENTAL SON LAS ACTIVIDADES DE MAYOR INTERES PENDIENTES PARA FUTUROS PROYECTOS DE INVESTIGACION.

Autor: MERINO BLANCO FERNANDO.
Año: 1992.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: FUSION POR CONFINAMIENTO INERCIAL.

Resumen: EN ESTE TRABAJO DE INVESTIGACION SE PROPONE UN MODELO DINAMICO DEL NUCLEO DE UNA CENTRAL PWR PARA LO QUE SE HA PARTIDO DE DOS MODELOS PARCIALES: UN SIMULADOR NEUTRONICO ESTATICO TRIDIMENSIONAL, SIMULA DEL SISTEMA SEANAP Y UN PROGRAMA TERMOHIDRAULICO TRIDIMENSIONAL PARA EL ANALISIS DE NUCLEO, COBRA IIIC/MIT-2. SE HAN INTEGRADO ESTOS DOS MODELOS REVISADOS Y AMPLIADOS EN UN UNICO PROGRAMA (EL CODIGO SIMTRAN) QUE LLEVA A CABO EL ANALISIS NEUTRONICO-TERMOHIDRAULICO DEL NUCLEO TANTO EN ESTACIONARIOS COMO EN TRANSITORIOS. LOS CALCULOS SE HACEN EN FORMA AUTOCONSISTENTE, ES DECIR, LAS VARIABLES TERMICAS SE UTILIZAN EN EL PLANTEAMIENTO DE LAS ECUACIONES NEUTRONICAS Y LA DISTRIBUCION TRIDIMENSIONAL DE LA POTENCIA DETERMINA EL CAMPO DE TEMPERATURAS Y DENSIDADES EN EL REACTOR. SE HAN INCLUIDO LAS ECUACIONES DE LA CINETICA TRIDIMENSIONAL EN EL MODELO NEUTRONICO, Y SE HA PROPUESTO UN METODO DE RESOLUCION BASADO EN UNA TRANSFORMACION EN FRECUENCIA QUE, MEDIANTE UNA EXTRAPOLACION EXPONENCIAL DE LA FUNCION INCOGNITA, CONSIGUE UNA MAYOR EFICIENCIA EN LOS CALCULOS. ADEMAS, SE HA DESARROLLADO UN PROCEDIMIENTO ORIGINAL DE CALCULOS NODALES QUE INCLUYEN SOLUCIONES DETALLADAS EN MALLA FINA Y DOS GRUPOS A LO LARGO DE LAS LINEAS AXIALES.

Autor: ORTEGO SAIZ PEDRO.
Año: 1992.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR.

Resumen: SE TRATA DE PROFUNDIZAR EN LOS PROBLEMAS QUE PLANTEA LA PROPULSION NAVAL NUCLEAR Y EN ESPECIAL SU APLICACION A SUBMARINOS. EN LA PRIMERA PARTE SE ESTUDIA EL ENRIQUECIMIENTO NECESARIO POR REQUISITOS ENERGETICOS, ESPESOR Y MATERIAL DE VAINA Y TAMAÑO DE REACTOR, ADEMAS DE ESTUDIAR Y PARAMETRIZAR LOS ASPECTOS ENERGETICOS OBTENIDOS CON DIFERENTES ENRIQUECIMIENTOS Y RELACIONES DE MODERACION. EN LA SEGUNDA PARTE SE ANALIZA LA CAPACIDAD DE LOS VENENOS DISCRETOS, LOS VENENOS INTEGRADOS Y LAS BARRAS DE CONTROL PARA COMPENSAR LOS ALTOS EXCESOS DE REACTIVIDAD. EN LA TERCERA SE ANALIZA EL PROBLEMA DE LA ACUMULACION DE XENON TRAS LA PARADA, EL RANGO DE ASISTENCIA DEL PROBLEMA Y MEDIOS ESPECIALES PARA REDUCIRLO. EN LA CUARTA SE ANALIZA LA INFLUENCIA EN EL BLINDAJE Y SE DISEÑA UN BLINDAJE OPTIMO. SE CONCLUYE LA FACTIBILIDAD DE ESTE REACTOR SIN RECURRIR A ENRIQUECIMIENTOS ESTRATEGICOS.

Autor: REBOLLO MEDRANO LUIS.
Año: 1990.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: SEGURIDAD NUCLEAR.

Resumen: SE ABORDA LA INVESTIGACION DE LA RESPUESTA DINAMICA DE LOS REACTORES DE AGUA A PRESION CON ACOPLAMIENTO CINETICO-TERMOHIDRAULICO Y FALLO DEL SISTEMA DE PROTECCION. SE HACE UNA APROXIMACION DOCUMENTAL AL PROBLEMA, CON ENFASIS EN LOS ASPECTOS CIENTIFICOS Y TECNICOS. SE DESARROLLA Y VALIDA UNA METODOLOGIA QUE CUBRE LAS AREAS NEUTRONICA, TERMOHIDRAULICA DE NUCLEO Y DINAMICA DE PLANTA. SE APLICA AL CASO DE C.N. JOSE CABRERA, CONCLUYENDOSE, MEDIANTE SIMULACION, LA NO NECESIDAD DE INCORPORACION DE UN SISTEMA AUTOMATICO DE MITIGACION. SE DEDUCEN CONCLUSIONES PARTICULARES Y OTRAS DE CARACTER GENERAL A PWR. SE DISEÑA Y VALIDA UN PROCEDIMIENTO ESPECIFICO DE OPERACION DE EMERGENCIA Y SE DEDUCEN LOS CRITERIOS DE EXITO DEL ANALISIS PROBABILISTA DE SEGURIDAD.

Autor: RUIZ EGEA EUGENIO.
Año: 1990.
Universidad: LA LAGUNA.
Centro de lectura: FISICA .
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA FUNDAMENTAL Y EXPERIMENTAL PROGRAMA DE DOCTORADO: .

Resumen: SE OBTIENEN LAS ECUACIONES DE BOLTZMAUN PARA EL TRANSPORTE NUTRONICO EN UN REACTOR NUCLEAR Y SE COMIENZA EL TRATAMIENTO NUMERICO PARA SU RESOLUCION HACIENDO ESPECIAL ENFASIS EN EL ESTUDIO NO ESTACIONARIO DEL SISTEMA, PARA ELLO SE HACE USO DE LAS TEORIAS VARIOCIONAL Y PERTURBATIVA Y SE OBTIENE EL FLUJO EN UN PRIMER ORDEN DE APROXIMACION. LA APORTACION FUNDAMENTAL DE LA TESIS SE CENTRA EN LA OPTIMIZACION DE LOS INTERVALOS NUMERICOS PARA EL ESTUDIO DE LA EVOLUCION TEMPORAL DEL FLUJO NEUTRONICO CUANDO SE VE SOMETIDO A UNA PERTURBACION.

Autor: BARON VALLS JORGE HORACIO.
Año: 1989.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: ESCUELA TECNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES DE MADRID - CATEDRA DE TECNOLOGIA NUCLEAR - DPTO. DE INGENIERIA NUCLEAR.

Resumen: EN EL ESTUDIO DE ACCIDENTES NUCLEARES SEVEROS, SE DESTACA LA IMPORTANCIA DEL ANALISIS DE TMI-2. CON EL, LOS ANALISIS DISPONEN DE UNA INSTALACION A ESCALA 1:1 SOBRE LA QUE VALIDAR Y MEJORAR SUS HERRAMIENTAS COMPUTACIONALES DE SIMULACION. DENTRO DE ESTE ESFUERZO SE INSCRIBE EL PRESENTE TRABAJO DE TESIS, QUE PRETENDE MEJORAR ALGUNOS DE LOS MODELOS PERTENECIENTES AL CODIGO MARCH3 DEL "SOURCE TERM CODE PACKAGE", QUE ES ACTUALMENTE EL CODIGO MAS UTILIZADO EN EL MUNDO PARA ANALISIS DE ACCIDENTES DE ESTE TIPO. ESTE CODIGO HA SIDO MODIFICADO, HACIENDO UNA REPRESENTACION MAS MECANICISTA DE LOS FENOMENOS DE LOS ACCIDENTES SEVEROS, YA SEA SUPRIMIENDO O MODIFICANDO MODELOS YA EXISTENTES, O AGREGANDO MODELOS COMPLETAMENTE NUEVOS. ESTE TRABAJO HA PERMITIDO SIMULAR EL ACCIDENTE DE TMI-2 DE UNA MANERA MAS CERCANA A COMO REALMENTE OCURRIO, Y ESTE APORTE CONSTITUYE LA ESENCIA DE LA PRESENTE TESIS. SE DESCRIBEN, ANALIZAN Y DISCUTEN LAS MODIFICACIONES INTRODUCIDAS, ASI COMO LOS RESULTADOS DE LA SIMULACION DE TMI-2, QUE PRESENTAN UN ACUERDO RAZONABLE CON LOS FENOMENOS OBSERVADOS DURANTE EL ACCIDENTE Y EN SU POSTERIOR RECONSTRUCCION A PARTIR DEL ESTUDIO DEL NUCLEO DAÑADO.