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Grupo SENUBIO > Neutrónica y seguridad nuclear
Línea 1. Estudio de los mecanismos físicos y comportamiento de reactores nucleares
Esta línea tiene como objetivo el estudio de los mecanismos físicos que tienen lugar en los Reactores Nucleares de Potencia. El escenario para el futuro es cada vez más complejo tras el accidente de Fukushima y, por tanto, las plantas nucleares actuales necesitan cambios relevantes de diseño para abordar las nuevas medidas de seguridad.
Los trabajos que se están desarrollando en esta línea son:
1. Estudio de transitorios complejos en plantas nucleares con códigos acoplados. RIA (Reactivity-Initiated Accidents).
- Desarrollo mejorado del proceso de Mapping para el acoplamiento neutrónico-termohidráulico de los diferentes códigos de simulación del núcleo del reactor nuclear. Para poder determinar la temperatura del combustible y la densidad del moderador en cada uno de los nodos con una composición neutrónica determinada, es necesario establecer una correspondencia biunívoca entre la distribución de canales termohidráulicos y la distribución de nodos neutrónicos (mapping).
- Desarrollo del sistema de códigos acoplados NTHVAL-3D. Este código modular admite: módulos termohidráulicos (TRACE, TRAC/BF1, TRAC/PF1, RELAP5, RETRAN 3D, COBRA-TF), módulos neutrónicos (los códigos desarrollados por el grupo VALKIN3D y VALKIN-FVM y los códigos comerciales NEM y PARCS) y generación de parámetros nucleares para los códigos neutrónicos (uso de la metodología SIMTAB desarrollada por el grupo).
- Mejoras en el código neutrónico VALKIN3D desarrollado por el grupo de investigación: entre ellas se destaca, por un lado, el desarrollo de algoritmos para la integración de la ecuación de la difusión neutrónica en geometrías hexagonales para ser capaces de simular reactores tipo VVER. Y, por otro lado, el estudio de diferentes aproximaciones de la ecuación del transporte, como las aproximaciones PL, que son muy útiles cuando los elementos de combustible son heterogéneos o para reconstruir el flujo neutrónico en los elementos, considerando su diferente composición (pin by pin reconstruction).
- Desarrollo del código neutrónico VALKIN-FVM: código multigrupo para el cálculo de reactores avanzados. Emplea mallas estructuradas y no estructuradas para poder abordar cualquier geometría, tanto reactores VVER como reactores avanzados. Además, utiliza el método de volúmenes finitos (FVM) ideal para acoplar con los códigos CFDs (Códigos de Dinámica de Fluidos Computacional) y el método de elementos finitos (FEM). El código está paralelizado, de forma que se acelera el cálculo con el uso en paralelo de varias CPUs.
- Simulación de los transitorios más característicos de los reactores de forma que se pueda comprobar si se cumplen los criterios de seguridad y licencia establecidos: ATWs (Anticipated Transient Without Scram), Rod Ejection Accident, Control Rod Drop Accident,entre otros.
- Participación en Benchmarks internacionales de la NEA (Agencia de Energía Nuclear): Peach Bottom Turbine Trip, ROSA LTF Facility, PKL y Oskarshamn-2.
- Participación de forma constante en el programa CAMP España (Code Applications and Maintenance Programme) según acuerdo NRC (Nuclear Regulatory Comission)-CSN (Consejo Seguridad Nuclear).
- Análisis de Incertidumbre y Sensibilidad en la generación de secciones eficaces, parámetros termohidráulicos, etc. Participación en el Benchmark UAM (Uncertainty Analysis and Modelling).
- Código acoplado pCTF / PARCSv2.7. Acople del código termohidráulico de subcanal pCTF (versión propietaria ISIRYM) del código termohidráulico de subcanal COBRA-TF con el código 3D de difusión neutrónica PARCSv2.7. Desarrollo de un código acoplado para el análisis de transitorios a nivel de varilla de combustible (pin by pin).
- Desarrollo de una plataforma multifísica de altas prestaciones. Plataforma formada por los códigos acoplados TRACE (termohidráulico de sistema), pCTF (versión propia del código termohidráulico de subcanal COBRA-TF, paralelización, optimización y mejoras en modelos y correlaciones), PARCSv2.7 (difusión neutrónica 3D).
- Implementación del procesamiento de secciones eficaces boradas en TRAC-BF1/NEM, RELAP5/PARCS, TRACE/PARCS. Se basa en la introducción de modificación en los códigos termohidráulico-neutrónicos acoplados 3D con el fin de añadir la capacidad de análisis del efecto de la inyección de boro en la simulación de transitorios en PWR y BWR.
2. Análisis de transitorios mediante análisis de las señales obtenidas de los monitores de potencia local (LPRM) instalados en el núcleo del reactor.
- La implementación en el código PARCs de la lectura de señales en las posiciones de los detectores del reactor proporciona un mayor conocimiento del comportamiento local del núcleo del reactor. El análisis de estas señales supone un estudio más completo, dada la posibilidad de comparar los datos obtenidos mediante simulación con los datos de planta. Así pues, la descomposición de las señales mediante las técnicas avanzadas de tratamiento de señal PMD (Power Modal Decomposition), SVD (Singular Value Decomposition) o ICA (Independent Component Analysis) permite analizar las perturbaciones de modo más detallado.
3. Estudio de inestabilidades en reactores BWR con códigos acoplados y Modelos de Orden Reducidos (ROMs).
- En este campo se realizan estudios de inestabilidades en distintos reactores BWR: Oskarshamn, Peach-Bottom, Ringhals . Para ello, se obtienen los modos lambda del núcleo del reactor utilizando la metodología VALKIN. El núcleo se excita espacial y/o temporalmente en función de estos modos, para distintas amplitudes y evoluciones de las perturbaciones.
Algunos de los resultados específicos de esta línea de investigación son:
- SIMTAB5: software de Generación de Parámetros Nucleares.
- VALKIN: software para la resolución de la Ecuación de la Difusión Neutrónica.
Línea 2. Cálculos de criticidad en almacenamientos de combustible nuclear
Esta línea tiene como objetivo el desarrollo de metodologías que optimicen el almacenamiento de combustible nuclear utilizando SCALE y MCNP para los cálculos de criticidad en piscinas de elementos combustibles frescos y gastados.
Línea 3. Cálculo de transporte en reactores nucleares
Esta línea se basa en el cálculo del transporte neutrónico con MCNP6 para el cálculo de la señal de los detectores “ex – core” de un reactor PWR. Para ello se emplean técnicas de reducción de varianza para el cálculo de fluencia en los detectores “ex – core”.
 
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