Reactores Avanzados y Datos Nucleares

Física de Reactores de Fisión Avanzada

Se ha desarrollado una metodología original para el diseño y análisis del núcleo del reactor PWR.

Los códigos integrados en el Sistema SEANAP (Sistema Español de Análisis de Núcleos de Agua a Presión) son:

  • WIMS-MARIA: Generación de bibliotecas de secciones transversales de ensamblaje de celdas y combustible.
  • COBAYA3-ANDES: Malla fina 3D (pin por pin) y cálculos de núcleo multigrupo.
  • SIMULA: Cálculos centrales nodales en 3D .
  • SIMTRAN: Acoplamiento de núcleos 3D neutrónicos-termohidáulicos.
  • COBRA: Análisis 3D de canales y subcanales.

SEANAP se puede utilizar para una serie de aplicaciones como:

  • Cálculos optimizados de reabastecimiento de combustible PWR.
  • Diseño de análisis de ciclos nucleares.
  • Monitoreo en línea para vigilancia operativa.
  • Optimización operativa, como cambios en el nivel de potencia, arranques del reactor y paradas del reactor.
  • Cálculos del núcleo de transitorios neutrónicos-termohidráulicos.
  • Cálculos transitorios operativos de la planta, como una interrupción de la línea de vapor principal.
  • Cuantificación de incertidumbre.

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Este sistema ha sido desarrollado en colaboración con: ENDESA, Unión Eléctrica Fenosa Ingeniería, Centrales Nucleares Asco y Vandellós II, y Consejo de Seguridad Nuclear. El sistema SEANAP ha sido utilizado por las plantas españolas de PWR durante más de 30 años, y para seguir la operación en Ascó I, Ascó II y Vandellós.

NURESIM es una plataforma europea común de simulación avanzada para las actuales y futuras generaciones de reactores nucleares PWR. En este proyecto de desarrollo de plataformas participan 18 instituciones de diferentes países, como laboratorios, institutos y universidades con reconocido prestigio en el desarrollo de métodos de simulación de reactores nucleares.

La participación española en los proyectos FP6-NURESIM, FP7-NURISP y FP7-NURESAFE Euratom se ha centrado en el desarrollo de nuevos códigos integrados para la simulación confiable y detallada del núcleo del reactor, incluida la cinética de neutrones y la termohidráulica acoplada en 3D (multifísica) en multiescalas relevantes. Estas escalas son: escala pin por pin, y escala de cuarto de combustible, incluidos reflectores y otros componentes relevantes en la báscula termohidráulica y de recipientes.

Los siguientes códigos multifísicos se han incluido en la plataforma europea NURESIM, utilizando la plataforma SALOME para esquemas de acoplamiento a escala multiescala:

  • ANDES (Analytical Nodal Diffusion Equation Solver).
  • COBAYA-3 (Multi-scale and multigroup fine-mesh/nodal kinetics solver).
  • COBRA-TF ( Thermalhydraulic subchannel and channel twophase calculations).

Determinaciones de incertidumbres en el modelado de LWR (OECD/NEA-CSN)

Mejores métodos de estimación con incertidumbres: Proyecto Best Estimate Plus Uncertainties (BEPU)

Metodología para la cuantificación de incertidumbres con cálculos COBAYA / COBRA-TF:

  • 2 para cálculos de secciones transversales en pocos grupos
  • Cálculos de incertidumbres con COBAYA: teoría de la perturbación y método estocástico

Metodología para la cuantificación de incertidumbres con cálculos de ciclo completo de SEANAP:

  • WIMS para cálculos de secciones transversales
  • Cálculos de incertidumbre con SIMULA

Análisis de incertidumbre y sensibilidad a los datos nucleares, y especificaciones del núcleo, y relevancia en los resultados de los parámetros del núcleo integral (boro crítico, coeficientes de reactividad, distribución de potencia …).

Propulsión Naval Nuclear

El estado del arte de la tecnología de reactores nucleares para propulsión naval en submarinos militares, portaaviones militares, rompehielos civiles, buques de carga y reactores nucleares en plataformas en alta mar. Pasado, presente y en desarrollo hoy en día.

Propulsión Espacial Nuclear

Estado del arte de los generadores térmicos de radioisótopos y tecnología de reactores nucleares para la exploración espacial. Pasado, presente y en desarrollo hoy en día.

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Datos Nucleares. Propagación de incertidumbre

El grupo de investigación sobre «Análisis y procesamiento de datos nucleares, cálculo de término de fuente de activación y propagación de incertidumbre» tiene muchos años de experiencia en investigación en simulación de reactores, cubriendo las siguientes áreas: análisis y procesamiento de datos nucleares, neutrónica, caracterización de inventario isotópico y análisis de incertidumbre y Cuantificación.

Las actividades de investigación se han aplicado en muchos sistemas nucleares diferentes: PWR y BWR NNPPs, ADS, GEN-IV, IFMIF-ITER, IFE, NIF, … El grupo ha participado, entre otros, en el siguiente proyecto europeo en el VI Programa Marco «Programa europeo de investigación para la transmutación de residuos nucleares de alto nivel en un sistema impulsado por acelerador (EUROTRANS)». Y en el Séptimo Programa Marco «Datos nucleares precisos para la sostenibilidad de la energía nuclear (ANDES)».

En la actualidad, el grupo está involucrado en Resolver desafíos en los datos nucleares para la seguridad de las instalaciones nucleares europeas (CHANDA).

Para más información, puedes descargarte la presentaciónde Presentación de O. Cabellos