Search

[ES] Para garantizar la seguridad de un reactor nuclear es crucial la posibilidad de realizar simulaciones con modelos que se asemejen a la realidad. El estudio de accidentes, la propuesta de mejoras para la planta y otros casos deben ser estudiados con modelos, ya que la realización en planta sin un previo estudio puede poner en riesgo su seguridad. Numerosos centros de investigación proponen casos de estudio de reactores ya resueltos con modelos fiables para que se pueda verificar la validez de otros métodos de cálculo. Para ello se propone un reactor nuclear PWR con datos de partida, y se pide sacar el valor de variables características. En este Trabajo de Fin de Máster se estudia el estado estacionario de un reactor 3D PWR (Pressure Water Reactor) siguiendo el 3D LWR Core Transient Benchmark (3DLWRCT). En primer lugar, se resuelve las ecuaciones de transporte neutrónico mediante las ecuaciones de difusión y el código FEMFFUSION. El benchmark propone directrices para la resolución del problema como el uso de la teoría de dos grupos o los métodos de cálculo de ciertas variables. En segundo lugar, se acopla un modelo termo-hidráulico que permita modelizar la extracción del calor generado por el núcleo del reactor. Esta transferencia de calor se realiza con un intercambiador de calor de agua ligera entre el circuito primario y el secundario. Varias variables del modelo neutrónico, como las secciones eficaces, dependen de la temperatura del reactor, y esta última depende de la potencia del reactor. Luego es necesario el acoplamiento de estos dos modelos para poder llegar a la solución del problema estacionario. En el presente trabajo se realizará una comparación de los resultados obtenidos con otros modelos y códigos de diferentes centros de investigación., [EN] To guarantee the safety of a nuclear reactor, it is crucial to be able to carry out simulations with models that resemble reality. The study of accidents, the proposal of improvements for the plant and other cases must be studied with models, since the realization in plant without a previous study can jeopardize its safety. Numerous research centers propose case studies of reactors already solved with reliable models so that the validity of other calculation methods can be verified. For this purpose, a PWR nuclear reactor is proposed with starting data, and the value of characteristic variables is requested. In this Master's Thesis, the steady state of a 3D PWR (Pressure Water Reactor) reactor is studied following the 3D LWR Core Transient Benchmark (3DLWRCT). First, the neutron transport equations are solved using the diffusion equations and the FEMFFUSION code. The benchmark proposes guidelines for solving the problem such as the use of the two-group theory or the methods of calculating certain variables. Secondly, a thermohydraulic model is coupled to model the extraction of the heat generated by the reactor core. This heat transfer is carried out with a light water heat exchanger between the primary and secondary circuits. Several variables of the neutron model, such as the effective cross sections, depend on the reactor temperature, and the latter depends on the reactor power. The coupling of these two models is then necessary in order to arrive at the solution of the stationary problem. In the present work a comparison of the results obtained with other models and codes from different research centers will be made., [CAT] Per a garantir la seguretat d'un reactor nuclear és crucial la possibilitat de realitzar simulacions amb models que s'assemblen a la realitat. L'estudi d'accidents, la proposta de millores per a la planta i altres casos han de ser estudiats amb models, ja que la realització en planta sense un previ estudi pot posar en risc la seua seguretat. Nombrosos centres d'investigació proposen casos d'estudi de reactors ja resolts amb models fiables perquè es puga verificar la validesa d'altres mètodes de càlcul. Per a això es proposa un reactor nuclear PWR amb dades de partida, i es demana traure el valor de variables característiques. En aquest Treball de Fi de Màster s'estudia l'estat estacionari d'un reactor 3D PWR ( Water Reactor ) seguint el FEMFFUSION . El 3D LWR Core Transient Benchmark (3DLWRCT). Pressure En primer lloc, es resol les equacions de transport neutrónico mitjançant les equacions de difusió i el codi benchmark de la teoria de dos grups o el proposa directrius per a la resolució del problema com l'ús s mètodes de càlcul d'unes certes variables. En segon lloc, s'acobla un model termohidràulic que permeta modelizar l'extracció de la calor generada pel nucli del reactor. Aquesta transferència de calor es realitza amb un bescanviador de calor d'aigua lleu gera entre el circuit primari i el secundari. Diverses variables del model neutrónico, com les seccions eficaces, depenen de la temperatura del reactor, i aquesta última depén de la potència del reactor. Després és necessari l'acoblament d'aquests dos mode ls per a poder arribar a la solució del problema estacionari. En el present treball es realitzarà una comparació dels resultats obtinguts amb altres models i codis de diferents centres d'investigació.

La energía es la capacidad de una partícula de realizar un trabajo, por lo tanto, podemos deducir que es necesaria para nuestras actividades cotidianas. Al analizar más a fondo los distintos tipos de energía, encontramos energía nuclear; que si bien puede llegar a ser considerada una energía peligrosa, encontramos numerosos beneficios en su uso. En este artículo buscamos dar a conocer todas sus finalidades, estructuras y funcionamientos en centrales nucleares, deducciones físicas, y aportes a la sociedad y al medioambiente, a través de una investigación argumentada y analítica de este tema. La energía nuclear es más efectiva, barata y funcional de lo que se conoce en la sociedad, siendo poco explotada, cuando esta puede ser el paso necesario para el futuro de la producción energética.

Nuclear reactors are devices in which chain fission reactions are obtained in a controlled manner. The unit that this control represents is the reactivity. By inserting or removing neutron absorber bars the neutron flux is controlled, thereby determining the power levels. Already for long-term control, chemicals with a high absorption cross section are dissolved in the cooling water of the pressurized water reactor (PWR). Boric acid is used for this purpose, due to the B-10 isotope. The purpose of this work was to presents the effectiveness of boron in controlling the reactivity of nuclear reactors cooled to light water. Samples with different concentrations of boric acid were inserted into the IPR-R1 Triga nuclear reactor core from the Development Center of Nuclear Technology (CDTN). Variations of reactivities were evaluated using the Static Reactivity Null Method. The pH and electrical conductivity measurements were performed on the solutions to characterize them. The results obtained made it possible to simulate B-10 consumption during reactor operation and its effect on reactivity with increasing boric acid concentration. The pH values had a very small increase after irradiation. However, the conductivity of the samples had minor changes. As a result of this research, a correlation between various concentrations of boric acid and reactivity of the reactor was raised. Los reactores nucleares son dispositivos en los que se obtienen reacciones en cadena de fisión de forma controlada. La magnitud de este control es la reactividad. Mediante la inserción o remoción de barras absorbentes de neutrones, se controla el flujo de neutrones, determinando así los niveles de potencia. Para un control a largo plazo, las sustancias químicas con una sección transversal de alta absorción se disuelven en el agua de enfriamiento de los reactores de agua a presión (PWR). El ácido bórico se utiliza para este propósito, debido al isótopo B-10. El propósito de este trabajo fue mostrar la eficacia del boro en el control de la reactividad de los reactores nucleares ligeros refrigerados por agua. Se insertaron muestras con diferentes concentraciones de ácido bórico en el núcleo del reactor de investigación nuclear Triga IPR-R1, del Centro para el Desarrollo de Tecnología Nuclear - CDTN. Las variaciones de reactividad se evaluaron utilizando el método estático de reactividad nula. Se realizaron mediciones de pH y conductividad eléctrica en las soluciones para caracterizarlas. Los resultados encontrados permitieron simular el consumo de B-10 durante la operación del reactor y su efecto sobre la reactividad con el aumento de la concentración de ácido bórico. Los valores de pH tuvieron un aumento muy pequeño después de la irradiación. Las conductividades de las muestras tuvieron pocos cambios significativos. Como resultado de esta investigación, se generó una correlación entre varias concentraciones de ácido bórico y la reactividad del reactor. Reatores nucleares são dispositivos em que reações de fissão em cadeia são obtidas de modo controlado. A grandeza que representa este controle é a reatividade. Através da inserção ou remoção de barras absorvedoras de nêutrons controla-se o fluxo de nêutrons, determinando deste modo os níveis de potência. Já para o controle de longo prazo, substâncias químicas com alta seção de choque de absorção, são dissolvidas na água de refrigeração dos reatores à água pressurizada (PWR). O ácido bórico é utilizado para este propósito, devido ao isótopo B-10. O propósito deste trabalho foi mostrar a efetividade do boro no controle da reatividade dos reatores nucleares refrigerados a água leve. Foram inseridas amostras, com concentrações diferentes de ácido bórico no núcleo do reator nuclear de pesquisa Triga IPR-R1, do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN. As variações de reatividades foram avaliadas utilizando o Método Estático da Reatividade Nula. Medidas do pH e da condutividade elétrica foram realizadas nas soluções para caracterizá-las. Os resultados encontrados possibilitaram simular o consumo de B-10 durante a operação do reator e seu efeito na reatividade com o aumento da concentração de ácido bórico. Os valores de pH tiveram um aumento muito pequeno após a irradiação. Já as condutividades das amostras tiverem alterações pouco significativas. Como resultado desta pesquisa, foi levantada uma correlação entre várias concentrações de ácido bórico e a reatividade do reator.

RESUMEN: Actualmente estamos viviendo un periodo de rápidos cambios y avances en el sector energético. La creciente crisis climática nos empuja a cambiar nuestros modelos de producción para cumplir con los objetivos de emisiones de gases contaminantes. Las centrales térmicas, que antes proporcionaban la mayor parte de la energía a nivel nacional, han cesado su actividad o lo harán en los próximos años. El cierre de estas instalaciones supone un enorme coste socioeconómico a las zonas donde se ubicaban, además de, en muchos casos, la destrucción de los equipos y edificios de la central, que son desmantelados. Sin embargo, tras el cierre de muchas de estas instalaciones, por no decir en casi todas, se llevan a cabo proyectos de aprovechamiento industrial, que emplean la infraestructura presente para darles una nueva vida. Por otro lado, en los últimos años se ha visto un creciente interés por la tecnología de reactores nucleares. Ésta ha demostrado ser una fuente fiable y constante de una gran cantidad de energía eléctrica libre de emisiones de gases contaminantes. En particular, una tecnología con gran promesa son los reactores modulares (SMR), de pequeño tamaño y coste, y fáciles de fabricar y transportar. Los diseños SMR aún se encuentran en fase de pruebas y desarrollo, por lo aún hay que esperar para obtener de ellos todo su potencial. Este trabajo busca mostrar el potencial de este tipo de diseños dentro de un proyecto de aprovechamiento de una central térmica, la de La Robla, en León, y comparar esos resultados con otra alternativa más común como es el gas natural. Como veremos, la gran cantidad de diseños SMR hace que sea posible encontrar uno que se adapte al proyecto que buscamos. Los resultados muestran que, a pesar de tener un coste de equipos y obra mucho más caro que el gas, y de que se genere el problema de los residuos nucleares, la opción nuclear nos ofrece un nivel mucho menor de emisiones, una electricidad más barata y otros beneficios como producción de agua caliente o una gran estabilidad en la producción de energía y en su precio, convirtiéndolo en un buen candidato en este tipo de proyectos, una vez la tecnología haya madurado lo suficiente. ABSTRACT: We are currently experiencing a period of rapid change and progress in the energy sector. The growing climate crisis is forcing us to change our production patterns in order to meet emission targets. Thermal power plants, which used to provide most of the country's energy, have already been or will be shut down in the next few years. The closure of these facilities entails a huge socio-economic cost to the areas where they were located, as well as, in many cases, the destruction of the plant's equipment and buildings, which are dismantled. However, after closure of most of these facilities, industrial recovery projects are carried out, which use the existing infrastructure to give a new life to those locations. Also, in recent years we have seen a growing interest in nuclear reactor technology. It has time and again proven to be a reliable and consistent source of a large amount of electricity, free of harmful gas emissions. One technology with great promise is modular reactors (SMRs), which are small both in size and cost, easy to manufacture and transport. SMR designs are still in a trial and development phase, so we will still have to wait to see their full potential. This paper aims to show the potential of this type of design within a project to exploit a thermal power plant, that of La Robla, in León, and to compare these results with another, more common alternative, such as natural gas. As we will see, the large number of SMR designs makes it possible to find one that suits the project we are working on. Furthermore, the results show that, despite having a much more expensive equipment and construction cost than gas, and the problem of nuclear waste, the nuclear option offers a much lower level of emissions, cheaper electricity and other benefits such as hot water production or great stability in energy production and price, making it a good candidate for this kind of project once the technology matures enough. Grado en Ingeniería de los Recursos Energéticos

[ES] En el presente Trabajo Final de Máster se ha llevado a cabo la modelización de los elementos combustibles y núcleo del reactor que intervienen en el ciclo de combustible 07 de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL, Kernkraftwerk Leibstadt), localizada en Suiza, que opera mediante un reactor de agua en ebullición (BWR). Para el completo análisis y simulación de los fenómenos que ocurren en el interior del reactor, se define el mismo mediante la composición de los elementos combustibles con sus subcanales, espaciadores, barras de agua y varillas de combustible. El núcleo del reactor está compuesto de cinco tipos de elementos combustibles diferentes. Los modelos desarrollados se definen mediante ficheros de texto que conforman su distribución de potencia, geometría y control, incluyendo además las condiciones de contorno. Utilizando estos ficheros junto con un generador de inputs programado en MATLAB®, se obtienen los ficheros de entrada necesarios de cada elemento combustible, con el fin de ejecutarlos después mediante el código CTF-UPVIS y conseguir los resultados buscados, además de su visualización en 2D y 3D. El diseño de estos queda constituido con un elevado nivel de detalle, permitiendo calcular parámetros fundamentales acerca del funcionamiento del reactor como la potencia, presión, temperatura, fracción de huecos, calidad de caudal o flujo de calor crítico con gran precisión. Asimismo, dicho análisis es necesario para estudiar la seguridad y comportamiento del reactor nuclear en su conjunto. Para mostrar el grado de exactitud con la realidad y la cohesión de estos modelos, se verifican tanto los elementos combustibles como el núcleo, comparando los resultados obtenidos con los proporcionados por el código SIMULATE5. Finalmente, mediante esta verificación se puede garantizar que el código CTF-UPVIS representará con exactitud los parámetros y las condiciones termohidráulicas que tienen lugar en los elementos combustibles y, así mismo, en el reactor., [CA] En el present Treball de Fi de Màster s’ha dut a terme la modelització del els elements combustibles i nucli del reactor que intervé al cicle del combustible 07 de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL, Kernkraftwerk Leibstadt), localitzada en Suïssa, la qual opera mitjançant un reactor d’aigua en ebullició (BWR). Per al complet anàlisi i simulació dels fenòmens que ocorren a l’interior del reactor, aquest es defineix mitjançant la composició del elements combustibles amb els seus subcanals, espaiadors, barres d’aigua i varetes de combustible. El nucli del reactor està compost de cinc tipus d’elements combustibles diferents. Aquests models de combustible s’elaboren a través de fitxers de text que conformen la seua distribució de potència, geometria i control, incloent, a més, les condicions de contorn. Utilitzant aquests fitxers junt amb un generador d’inputs programat amb MATLAB®, s’obtenen els fitxers d’entrada necessaris de cada element combustible, amb la finalitat d’executar-los després mitjançant el codi CTF-UPVIS i aconseguir els resultats buscats, junt amb la seua modelització en 2D i 3D. El disseny d’aquests queda constituït amb elevat nivell de detall, permetent calcular paràmetres fonamentals sobre el funcionament del reactor com la potència, pressió, temperatura, fracció de espais, qualitat de caudal o flux de calor crític amb gran certesa. Tant mateix, aquest anàlisi és necessari per a estudiar la seguretat i el comportament del reactor nuclear com a conjunt. Per mostrar el grau d’exactitud amb la realitat i la cohesió d’aquests model, es verifica tant els elements combustibles com el nucli, comparant els resultats obtinguts amb els proporcionats amb el codi SIMULATE5. Finalment, a través d’aquesta verificació es pot garantir que el codi CTFUPVIS representarà amb exactitud els paràmetres i les condicions termo-hidràuliques que tenen lloc als elements combustibles y, a la seua vegada, en el reactor., [EN] In the current Master Thesis, the modelling of the fuel types and core that take part in the 07 fuel cycle of the Leibstadt Nuclear Power Plant (Kernkraftwerk Leibstadt), located in Switzerland, which operates with a boiling water reactor (BWR), has been carried out. The core is depicted into the composition of the different fuel types, with its subchannels, spacers, water rods and fuel rods in order to have a complete analysis as well as the simulation of all the phenomena that occur in its inner part. The reactor core is made up of five different fuel types. The models are defined by many text files that shape the power, geometry and control distribution files which contain the boundary conditions, too. By using these files with an input generator programmed in MATLAB®, the necessary inputs of each fuel type are obtained. The main purpose is to simulate them with CTF-UPVIS code to obtain the results within all the length of the fuel type and its respective axial nodes and subchannels as well as its 2D and 3D visualization. Their design is constituted with a highly detailed level to accurately calculate fundamental parameters of the core such as power, pressure, temperature, void fraction, flow quality or even the critical heat flux. This analysis is necessary to study the security and behaviour of the nuclear reactor overall. To show the cohesion and accuracy level of these models, the fuel types and the reactor core must be verified with the results previously given by the SIMULATE5 code. Finally, through this verification, it can be guaranteed that the CTF-UPVIS code will precisely analyse and represent the parameters as well as the thermohydraulic conditions that take place in the different parts of the fuel types and the reactor.

Hace un par de años el Centro Nuclear de Huarangal cumplió 25 de actividad. El reactor de investigación, principal instrumento del Centro, tiene 10 megavatios de energía, la más alta de esa clase en la Región. Fue diseñado en la época de los gobiernos militares de Perú, Argentina y Chile, cuando los dos últimos estaban por irse a las armas. La intervención del Papa paró el conflicto, pero no la construcción del reactor peruano diseñado por Argentina ni la del reactor chileno construido por Inglaterra. Al llegar Salam a Lima, los militares de los tres países quedaron a la expectativa. Salam visitó al Presidente del IPEN y le dijo que la energía de esta clase de reactores no tenía en absoluto la que los militares creían. Prefirió hablar del cobre que en esos años parecía tener un gran porvenir económico y Salam consideró favorablemente la propuesta de los ingenieros de la UNI que pensaban que el cobre salvaría la economía del Perú.

[ES] El objetivo de este TFG es mejorar la comprensión sobre la fenomenología del ruido neutrónico presente en reactores de agua ligera. Que en el caso de los diseños KWU, además de desconocerse su origen, puede provocar oscilaciones del flujo neutrónico capaces de alterar la operación normal de la planta. Para caracterizar el origen de dicha problemática, diversos esfuerzos se han llevado a cabo, como el de la plataforma H2020 CORTEX en la cual la UPV está integrada. La intención original de este proyecto es el desarrollo de metodologías que permitan el estudio de esta fenomenología y su compresión. Con este fin, en el presente trabajo se han realizado transitorios debidos a la introducción de fluctuaciones senoidales en diversos parámetros de la central, como el caudal y la temperatura de entrada del refrigerante, para posteriormente estudiar la respuesta del reactor a estas, analizando las señales de potencia y flujo neutrónico que recibirían los detectores IN-CORE y EX-CORE. Se ha tenido en cuenta un amplio espectro de frecuencias, representativas de aquellas fluctuaciones que pudieran aparecer durante la operación normal del reactor, así como también se han considerado distintas amplitudes. Además, con el objetivo de profundizar más en la compresión de este fenómeno, se han separado señales reales de potencia de un reactor nuclear en los distintos armónicos que las componen, para analizar la contribución de cada uno de ellos al comportamiento de la potencia total. Para la simulación de los transitorios se han empleado acoplados los códigos termohidráulico y neutrónico de referencia de la NRC, TRACE Y PARCS. En cuyo uso y desarrollo tiene una gran implicación y experiencia el grupo SENUBIO del ISIRYM, con cuya colaboración se ha realizado este trabajo.

[ES] En primer lugar, se calculará la actividad producida por activación neutrónica en un reactor de investigación mediante simulaciones utilizando el método de Monte Carlo (código MCNP5). Los valores de actividad obtenidos se compararán con los resultados de cálculos teóricos. En segundo lugar, mediante nuevas simulaciones con MCNP5, se determinará la dosis que producirán los materiales activados. Las dosis obtenidas se compararán con medidas realizadas tras la activación en un reactor experimental. Se trata, en definitiva, de validar los modelos de simulación desarrollados.

Los materiales internos utilizados en reactores nucleares de potencia y las pastillas combustibles de UO2, son policristales que experimentan cambios a nivel microscópico durante su irradiación en el reactor. Dichos cambios determinan el comportamiento mecánico limitando la vida del componente o en el caso de la pastilla la acción que se genera sobre la vaina, comprometiendo su integridad. Los materiales policristalinos son agregados de granos compuestos de cristales simples orientados aleatoriamente. Su deformación elastoplástica es en gran medida, dictada por la morfología, la orientación de la red, la respuesta elastoplástica de cada grano individual –compuesto por un cristal simple- que constituye el agregado, la porosidad y la presión interior del gas. Para estimar la anisotropía inducida por la deformación plástica que desarrollan estos materiales cuando se someten a grandes deformaciones, es necesario relacionar la respuesta macroscópica con las propiedades microscópicas. Comúnmente la respuesta de estos materiales es idealizada como elásticamente rígida y plástica sin endurecimiento. Dentro de este modelo llamado rígido-perfectamente plástico, el problema anterior se reduce a encontrar la superficie de fluencia macroscópica del policristal dada la superficie de fluencia a nivel de cristal simple, la estadística morfológica y de distribución de orientación de los granos y cavidades. Debido a su inherente aleatoriedad microestructural, los sólidos policristalinos no muestran una única respuesta, pero sí una gama de respuestas esperadamente estrecha. Ramos Nervi e Idiart (Proc. R. Soc. A 471: 20150380, 2015) derivaron las cotas para dicha gama de posibles respuestas haciendo uso de un método de medio lineal de comparación propuesto por Idiart y Ponte Castañeda (Proc. R. Soc. Lond. A vol. 463, 2007), teniendo en cuenta el efecto de la presión interna. Las cotas se aplicaron a distintos sistemas materiales, a fin de explorar el efecto simultáneo de la simetría cristalográfica y el nivel de presión interna en la resistencia plástica global de sólidos policristalinos. En este trabajo se analiza la resistencia plástica al corte y la resistencia hidrostática –representativas de la superficie de fluencia- en función del contraste en las familias de planos de deslizamientos con el fin de explorar el efecto del contraste entre fases en sistemas policristalinos con sistemas deficientes., Materials used in Nuclear Power Plants as reactor internals and UO2 fuel pellets, are polycrystals that exhibit irradiation-induced microestructural changes. This affects the operational life limit of structural components and comprises the cladding integrity, in case of fuel pellets. Polycrystalline materials are aggregates of randomly oriented single-crystal grains. Their elastoplastic deformation is to a great extent dictated by the morphology, lattice orientation, and elastoplastic response of each individual single-crystal grain composing the aggregate, the porosity, and the internal gas pressure. Relating the macroscopic response with the microscopic properties is necessary to estimate the deformation-induced plastic anisotropy that develops in these materials when subjected to large deformations. Very often, the response of these materials is idealized as elastically rigid and plastically non-hardening. Within this so-called rigid perfectly plastic model, the above problem reduces to finding the macroscopic yield surface of the polycrystal given the yield surface at the single-crystal level and the statistics of the morphology and orientation distributions of the grains and cavities. Due to their inherent microstructural randomness, cognate polycrystalline solids do not exhibit a single response but a —hopefully narrow— range of responses. Ramos Nervi and Idiart (Proc. R. Soc. A 471: 20150380, 2015) derived bounds for this range of possible responses following the method of the linear comparison polycrystal proposed by Idiart and Ponte Castañeda (Proc. R. Soc. Lond. A vol. 463, 2007), considering the effect of the internal pressure. The bounds were applied to different materials systems, in order to explore the simultaneous effect of the crystallographic symmetry and the level of internal pressure in the global plastic strength of the polycrystalline solids. Continuing this work, the shear and hydrostatic strength –representative of the yield surface—is analyzed as a function of the slip contrast in order to determine the effect on the macroscopic response., Facultad de Ingeniería

Proyecto confidencial (Riunet)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (Riunet), [ES] La redacción de este texto sigue un desarrollo de los conceptos que aborda desde los principios teóricos hasta los problemas tecnológicos que se dan en el sector nuclear español actual. Inicialmente se introducen conceptos teóricos básicos del proceso de activación neutrónica, donde se detalla de que forma un material compuesto por isotopos estables se convierte en un emisor de radiación por el mero hecho de encontrarse inmerso en un campo neutrónico. En este apartado también se explicita que componentes de un reactor nuclear sufren este fenómeno de activación neutrónica. Seguidamente se describen una serie de radioisótopos relevantes presentes en aquellos materiales que conforman un reactor nuclear y resultan activados. Únicamente son citados aquellos que tienen alguna relevancia radiológica dejando de lado a aquellos con un periodo de vida efímero o que contribuyen en menor medida a la dosis.

[ES] El objetivo principal de este proyecto es analizar la influencia de una serie de parámetros en la activación neutrónica de un material irradiado. Dichas propiedades son, entre otras, la potencia del flujo neutrónico incidente, el tiempo de irradiación que sufre el material, el tiempo de enfriamiento, la densidad del material irradiado y la vida media del núcleo activado. Para la realización de este análisis, se utilizan diversos conocimientos de Física Nuclear, Protección Radiológica y Matemáticas que han sido adquiridos durante el transcurso del Grado en Ingeniería de la Energía. Como herramienta principal en la realización del trabajo, se emplea el código MCNP, basado en el método de Monte Carlo. Mediante este código se lleva a cabo la simulación de la activación de un material en un reactor. Se utiliza un reactor nuclear, porque es el método más potente y, por tanto, el que mayores actividades generará. A continuación, se determina qué potencia, flujo neutrónico y tiempos de irradiación y enfriamiento son necesarios para obtener unos valores de actividad exentos, tal como los establece la legislación. Serán tan bajos que la dosis producida por el material activado se encuentre por debajo de los límites. Una utilidad de este estudio es el marcado con isótopos radiactivos de sustancias para analizar un proceso. Es necesario que la actividad de los radioisótopos del marcado sea exenta para que pueda ser un residuo convencional y la dosis potencialmente recibida por los trabajadores del proceso estén muy por debajo de los límites.

La geometría que más se asemeja al núcleo de un reactor de agua en ebullición es un cilindro, por lo que en el diseño de núcleos de reactores nucleares es interesante conocer la distribución de la población neutrónica en esta geometría. Se resuelve la ecuación de la difusión neutrónica para un grupo de energía en un cilindro homogéneo, de forma analítica y utilizando diferencias finitas equiespaciadas. Se obtiene la distribución axial y radial del flujo neutrónico, así como el factor de multiplicación., 1. Introducir el número de puntos radiales y axiales. 2. Introducir el radio y la altura del reactor. 4. Especificar los parámetros neutrónicos. 5. Pulsar Dibujar.

En el diseño de reactores nucleares es necesario calcular la distribución espacial de la población de neutrones y asegurar que el reactor se mantendrá en condiciones de criticidad. Un reactor unidimensional es la configuración espacial más sencilla para la simulación del núcleo de un reactor nuclear. Se obtendrá la distribución de flujo neutrónico en condiciones estacionarias en un reactor unidimensional, resolviendo la ecuación de la difusión neutrónica con dos grupos de energía utilizando el método de diferencias finitas equiespaciadas., 1. Introducir el número de puntos 2. Introducir el número de materiales del reactor. 3. Introducir la longitud de los materiales como un vector. Cada componente representa la longitud de un material. 4. Introducir los valores de los parámetros neutrónicos. Cada parámetro es un vector y cada componente representa un material. 5. Pulsar Dibujar.

Grado en Ingeniería en Electrónica Industrial y Automática

rESUMEn Se estudia la factibilidad del uso de los detectores de antineutrinos para el monitoreo de reactores nucleares. Usando un modelo sencillo de cascada de fision a dos componentes, se ilustra la dependencia del numero de antineutrinos detectados a una distancia L del reactor segun la composicion nuclear del combustible. Se explica el principio de deteccion de neutrinos de reactores en base al decaimiento beta inverso y se describe como los detectores de neutrinos pueden emplearse para el monitoreo de la produccion de materiales fisibles en el reactor. Se comenta como generalizar este analisis al caso real de un reactor nuclear in situ y uno de los principales experimentos internacionales dedicados a este proposito. ABStrA ct We study the feasibility to use antineutrinos detectors for monitoring of nuclear reactors. Using a simple model of fission shower with two components, we illustrate how the numbers of antineutrinos detected at a distance L from the reactor depend on the composition of the nuclear combustible. We explain the principles of reactor neutrino detection using inverse beta decays and we describe how neutrinos detectors can be used for monitoring the production of fissile materials within the reactors. We comment how to generalize this analysis to the realistic case of a nuclear reactor in situ and one of the main international experiments dedicated to study the use of neutrinos detectors as nuclear safeguards.

Proyecto confidencial (Riunet)

Los reactores nucleares de 1ª generación han llegado al final de su vida útil y están en proceso de desmantelamiento. A diferencia de los reactores de 2ª generación actualmente en funcionamiento, donde el moderador es el agua, la tecnología utilizada en la época empleaba grandes cantidades de grafito como moderador neutrónico. En Francia, el grafito residual se estima en 23000 toneladas provenientes de nueve centrales de 1ª generación. En España, únicamente existió la central de Vandellòs I con este diseño. Este grafito ha sido sometido a irradiación y a temperaturas medias de 500ºC lo cual tiene varios efectos en el material: por un lado, la desestructuración que se traduce en un aumento de la porosidad y un desmembramiento de los planos de grafeno; por otro, la aparición de nuevas especies debido a las reacciones nucleares que causa el bombardeo de neutrones dentro del reactor. Algunos de los elementos que aparecen son inestables y convierten el grafito en un residuo radiactivo clasificado como de vida larga – puesto que los periodos de desintegración de los radioisótopos exceden los 30 años- y de baja actividad – a tenor de las bajas concentraciones de radioelementos. Las especies que más influyen en esta tipificación son 14C, 36Cl y 3H. El presente trabajo se centra en la eliminación del tritio en estos materiales. Se estudian los efectos de tratamientos térmicos bajo diferentes condiciones (temperatura, tiempo, humedad y tasa de irradiación) mediante el seguimiento del porcentaje de retención de tritio tras recocidos experimentales. Estas medidas se toman sobre muestras de grafito representativas de aquél utilizado en los reactores de la época. En particular, se trabaja con muestras de grafito de calidad nuclear almacenado en la central de Saint-Laurent A2 (Francia), y con HOPG (High Oriented Pyrolytic Graphite). La presencia de tritio se simula mediante implantación iónica de deuterio, isótopo del hidrógeno más ligero que el tritio y carente de actividad radiactiva. La retención, calculada como el cociente entre la cantidad de deuterio restante y la cantidad inicial, se valora por análisis por reacción nuclear (NRA), utilizando el acelerador 4 MV del IPNL (Institut de Physique Nucléaire de Lyon). Los resultados de estas pruebas servirán, en un futuro, para definir las condiciones de un posible tratamiento térmico de descontaminación del grafito nuclear residuo, lo que evitaría el enterramiento en una ubicación geológicamente estable, de todo el volumen de grafito que ya ha sido desalojado; solución esta última, que se presenta a priori más costosa y controvertida.

Proyecto confidencial (Riunet)

Proyecto Confidencial (Riunet)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (7992), [ES] La ruptura de tubos en el generador de vapor (SGTR) con atascado-abierto es una importante ayuda para conocer el riesgo público significativo por virtud de la trayectoria abierta de escape de la radioactividad. El escape puede disminuir por la deposición de productos fisionados en los tubos y otras estructuras del generador de vapor (SG).

El objetivo fundamental de este proyecto consiste en el estudio estructural de un intercambiador de calor de un reactor avanzado de Generación VI. Este intercambiador de calor es el condensador PCCS (Passive Containment Cooling System), sistema de seguridad de una central nuclear ESBWR. El análisis estructural del condensador se ha realizado analítica y numéricamente. El cálculo analítico utiliza expresiones obtenidas del código ASME, para determinar tensiones por presiones internas. Y el cálculo numérico, llevado a cabo mediante el código ANSYS, permite determinar los valores tensionales producidos por cargas dinámicas. Realizado el cálculo y su comparación con los valores admisibles, obtenidos del código ASME, se ha comprobado que el condensador PCCS cumple con los requisitos y solicitaciones impuestas para todos los niveles de operación. Ingeniería Industrial

En el presente trabajo se analizan dos discursos publicados en la Redes (Revista de estudios sobre ciencia y tecnología), con ocasión de la organización de un dossier dedicado al debate sobre la venta de un reactor nuclear a Australia por parte de la empresa argentina INVAP. Tomando como marco teórico la teoría clásica de la argumentación y la nueva retórica, se realiza una indagación en los textos centrada en la organización de las partes del discurso (dispositio), los hechos y las verdades que asume cada orador, las premisas entimemáticas y los lugares (topoi) que privilegian. La novedad del corpus radica en la apertura, dentro de una publicación académico universitaria, de un espacio para el uso público de la palabra y la presentación de un tema de ciencia y tecnología en el marco de un debate ciudadano en el que intervienen oradores que pertenecen a comunidades de referencia diferentes y que se ofrecen para debatir reconociéndose como interlocutores válidos. The following paper analyzes two discourses published on Redes (Journal on Science and Technology Studies), during the organization of a dossier devoted to the debate over a sale of a nuclear reactor to Australia by the Argentine company INVAP. The paper looks into the texts focusing on the organization of the discourses parts (dispositio), facts and truths that each author assumes, and the enthymematic premises and its mains motifs (topoi), by applying the classical theory of argumentation and the new rhetoric. The novelty of the corpus lies in the opportunity, within an academic university publication, for the public use of word and the presentation of a science and technology issue as a citizen debate in which there is also a participation of authors who belong to different communities and who offer themselves to debate acknowledging each other as valid speakers.