Estudio y desarrollo de un modelo termo-hidráulico de un reactor nuclear PWR para verificación del código FEMFFUSION

[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.