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 ÁREA NUCLEAR

Las actividades en el Área Nuclear han estado centradas en la realización de estudios de termohidráulica y de seguridad de centrales nucleares de distintos tipos. Durante estos años se han desarrollado y actualizado diferentes programas informáticos de simulación y se han realizado diversos trabajos experimentales.

1. TERMOHIDRÁULICA DE REACTORES NUCLEARES

En esta línea de investigación se realizan simulaciones termohidráulicas de accidentes y transitorios operacionales en centrales nucleares convencionales y en los nuevos diseños de centrales, utilizando las versiones más actuales de los códigos RELAP5, TRACE y TRAC-BF1.

Se ha participado en proyectos para la Comunidad Económica Europea (CEE), el grupo IBERDROLA, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), UNESA, CIEMAT, Central Nuclear de Trillo, etc. Las principales investigaciones realizadas en esta línea han sido:

1. Estudio de la capacidad de los códigos para reproducir experimentos complejos. Desde hace bastante tiempo colaboramos con la NRC (Nuclear Regulatory Commission) de los Estados Unidos en el proyecto CAMP (Code Applications and Maintenance Program). Para verificar que los códigos reproducen correctamente los fenómenos se realizan experimentos en grandes instalaciones y luego se reproducen con los códigos. Los últimos experimentos que han sido modelados y cuyos resultados se han comparado con los valores experimentales pertenecían a las instalaciones ROSA y PKL.

2. Estudio de la promediación de magnitudes termohidráulicas en núcleos mixtos. Se continuó con un estudio para el Consejo de Seguridad Nuclear sobre este tema. Anteriormente habíamos determinado cómo se debían promediar las magnitudes termohidráulicas de diferentes tipos de combustible, y durante estos tres años se estudió el efecto que tenía promediar el coeficiente de transferencia del huelgo (HGAP), de un núcleo con gran número de tipos de combustible con diferentes características, sobre el valor de la CPR (Critical Power Ratio).

3. Análisis de escala en instalaciones termohidráulicas. Para obtener la incertidumbre en los cálculos necesitamos comparar con experimentos que se han realizado a una escala menor que la real (dimensiones menores a las reales). Por ello es necesario hacer un análisis de escala. Se ha desarrollado de forma completa la metodología de escalado, y se ha aplicado al caso de refrigeración a largo plazo de un accidente LOCA (Pérdida de refrigerante) en un reactor pasivo tipo BWR.

4. Modelo Animado Interactivo de la CN Cofrentes. Utilizando las nuevas herramientas informáticas que están actualmente en desarrollo (TRACE-SNAP), se ha creado, para el Grupo IBERDROLA, un Simulador Termohidráulico de la Central Nuclear de Cofrentes. El modelo creado, y que está en continua actualización y mejora, permite la simulación de transitorios operacionales como, por ejemplo: el disparo de turbo-bombas de agua de alimentación, el cierre simultáneo de MSIVs con fallo en abierto de una SRV, o el disparo de ambas bombas de recirculación.

5. Modelado y análisis de transitorios de la CN Trillo. Durante estos tres años se ha seguido mejorando y actualizando el modelo de la CN Trillo realizado en TRACE, y se han simulado diversos transitorios, como el transitorio de las pruebas pre-operacionales del presionador y el transitorio de parada automática por transferencia de 400 KV a 132 KV (RESA).

6. Termohidráulica de accidentes severos. Dentro de esta área se ha estudiado la hidrodinámica de la descargas de gases en lechos acuosos (jets) para ver como calcular la cantidad de partículas radiactivas son capturadas por el agua. En un accidente severo esta descarga se produce, por ejemplo, cuando un tubo del generador de vapor se rompe. Se han estudiado los códigos que actualmente están en uso y se han actualizado y mejorado. Este trabajo se ha realizado dentro del proyecto internacional ARTIST-II en colaboración con el CIEMAT.

2. ESTABILIDAD EN REACTORES NUCLEARES

En esta línea de investigación se abordan estudios de la estabilidad del reactor de tres formas diferentes.

Una forma es utilizando programas informáticos que simulan el comportamiento del núcleo del reactor, como son el LAPUR y PAPU (ambos licenciados por el Consejo de Seguridad Nuclear de España). Estos programas han sido desarrollados, parcial o totalmente, por los miembros de este grupo de investigación, y están siendo utilizados por la industria nuclear (IBERDROLA). Con estas herramientas se puede simular el comportamiento del reactor tanto en situaciones reales como ficticias. Una segunda aproximación es mediante el cálculo de la razón de amortiguamiento -DR- a partir de señales neutrónicas de planta utilizando métodos autorregresivos. Con esta técnica se puede conocer la situación real de la planta (a posteriori). Finalmente, la tercera vía es la utilización del código DWOS (desarrollado por el propio grupo) que permite el análisis no lineal del comportamiento del reactor nuclear.

Dentro de esta línea destaca el trabajo que se está desarrollando para el grupo IBERDROLA, dentro del proyecto DROP. Este proyecto consiste en el desarrollo de un predictor "on-line" de estabilidad para la Central Nuclear de Cofrentes. El corazón de este predictor va a ser una versión mejorada del código LAPUR. Entre las mejoras que se han estudiado podemos destacar: el cálculo de la fracción de huecos utilizando nuevas correlaciones (p.e. Zolotar Lelouche); implementación de la dependencia de la conductividad del uranio con el quemado. Además, se ha empezado el estudio para desarrollar e incorporar un modelo de cinética tridimensional al código LAPUR.

También reseñar que se ha seguido mejorando y actualizando el monitor SMART, desarrollado para IBERDROLA, que es capaz de analizar varias señales de la central procedentes de los detectores LPRM y APRM, y calcular la estabilidad del reactor a partir de las señales. Para poder verificar y validar el monitor se ha desarrollado un programa (GeneradorBWR) que genera señales sintéticas utilizando un modelo de orden reducido.

3. DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL

En esta línea se efectúan simulaciones del comportamiento de fluidos monofásicos y multifásicos en el interior de estructuras complejas utilizando para ello, fundamentalmente, el código comercial CFX. Durante el periodo que recoge esta memoria se puede destacar dos trabajos realizados.

Se ha participado en dos Benchmarks de la OCDE.

El primero consistió en una unión en T, en la cual por una de las ramas circula fluido a una temperatura y por la otra rama lateral se inyecta un fluido a una temperatura mayor; se trata de predecir el mezclado, la distribución de velocidades aguas abajo de la rama principal y las fluctuaciones de la temperatura con el tiempo en las distintas zonas, así como también la densidad espectral de potencia de dichas fluctuaciones. Los resultados obtenidos fueron muy buenos. 

El segundo Benchmark consistió en predecir la distribución de velocidades y las fluctuaciones de la velocidad producidas por dos tipos de espaciadores en un elemento de combustible de un PWR. Se obtuvieron también muy buenos resultados pese a la complejidad de los casos analizados.

4. CÁLCULO Y MEDIDA DE LA CRITICIDAD

Dentro de esta línea de investigación se determina la constante de multiplicación de sistemas nucleares utilizando códigos de Montecarlo. Se utilizan los códigos MCNP y el sistema SCALE para la determinación de la constante de multiplicación en sistemas nucleares como piscinas de almacenamiento de combustible nuevo y gastado, conjuntos subcríticos guiados por acelerador, etc.

En esta línea se puede destacar el trabajo realizado dentro del proyecto CDT (Central Design Team) del 7° programa marco de la CEE para el desarrollo de un incinerador de residuos radiactivos refrigerado por Plomo-Bismuto en estado eutéctico (FASTEF-Fast-spectrum Transmutation Experimental Facility); el cual puede operar en modo crítico como reactor rápido y modo subcrítico alimentado por una fuente de neutrones producidos por espalación. En colaboración con el KIT y el ENEA se han simulado diversos transitorios que se pueden producir en la operación normal del FASTET.

5. ANÁLISIS DE LICENCIA Y CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS

Se dispone de la capacidad de prestar soporte en licenciamiento de recargas de combustible en temas relacionados con análisis de LOCAs, ATWS, etc. Se dispone también de capacidad y programas de cálculo para efectuar el análisis de consecuencias radiológicas en accidentes de diseño base y accidentes severos tanto para LOCAs como para SGTR, se utiliza la guía NUREG-1465 y la normativa EUR.

En esta línea de investigación también se ha realizado, para el Consejo de Seguridad Nuclear, un estudio de la metodología CSAU (Code Scaling Applicability and Uncertainty) para evaluar su aplicabilidad, utilizando códigos Best Estimate, en actividades de licenciamiento. La metodología CSAU consiste básicamente en cuantificar la capacidad de un código específico en la simulación de un determinado escenario en una planta. Concretamente se aplicó a un transitorio ATWS (Transitorio Previsto sin Parada de Emergencia) de una central tipo BWR. Para poder aplicarla se estudió las fuentes de incertidumbre que podían existir, tanto en el modelo de planta, como en las propiedades físicas, relaciones de cierre, modelos físicos, nodalización y métodos numéricos. En base a este estudio y al PIRT (Clasificación de fenómenos según su importancia) efectuado se hizo una primera selección de los fenómenos más importantes y se vio qué parámetros les correspondían en el código. Una vez conocidos estos parámetros se desarrollan dos códigos (GEDIPA y UNTHERCO) que nos permiten obtener, a partir de toda la información estadística disponible de dicho parámetro, los conjuntos de valores de estos parámetros que se deben utilizar en el código específico, y obtener la incertidumbre en el cálculo realizado.

6. ANÁLISIS DE REACTORES DE SEGURIDAD PASIVA

Se dispone de experiencia y capacidad para el análisis de los nuevos reactores nucleares. Entre los trabajos realizados en estos años destacan los realizados para los siguientes reactores:

Reactores refrigerados por Plomo-Bismuto. Dentro de esta línea se ha estudiado la termohidráulica del Plomo-Bismuto. Se ejecutaron una serie de transitorios operacionales para el proyecto del XT-ADS que constaba de 3 circuitos, uno primero de plomo-bismuto que transfería el calor a un secundario de agua en régimen de convección forzada y de este secundario se transfería el calor a un circuito refrigerado por aire, dependiendo la tasa de trasferencia de calor a este circuito del flujo de aire que circulaba por el mismo, el cual a su vez dependía del grado de apertura de unas rejillas motorizadas.

Reactores refrigerados por Sodio. Se está estudiando las capacidades de los RELAP5-Na y Astec-Na para la simulación de accidentes severos de este tipo de reactores. Para ello se ha empezado a reproducir diversos casos realizados en la instalación experimental CABRI y en el reactor PHENIX con el código RELAP5-Na para ver si los modelos termohidráulicos incorporados a dicho código permiten reproducir correctamente la fenomenología que se produce en estos casos. Este trabajo se ha realizado dentro del proyecto internacional Jasmin en colaboración con el CIEMAT.

7.TERMOHIDRÁULICA EXPERIMENTAL

En esta línea podemos destacar diferentes instalaciones que se han realizado. Todas ellas, en función del experimento que se pretendía estudiar, se han instrumentalizado con sensores de presión y temperatura, sondas de conductividad, caudalímetros, etc.; y se han empleado sistemas de adquisición de imágenes (cámaras de alta velocidad, anemometría LASER, fuentes de luz estroboscópica) adecuados para capturar con gran detalle la fenomenología. Entre las instalaciones cabe destacar:

Instalación para el estudio de descargas de seguridad en una piscina. En esta instalación se estudia el comportamiento del jet producido por la descarga de aire a través de inyectores de diferentes diámetros y con diferentes caudales de aire. Se pretende reproducir a escala el comportamiento de la piscina de supresión de la presión existente en las centrales nucleares. Esta instalación ha sido financiada por el plan nacional de l+D 2011-2013, dentro del proyecto REMODERN.

Instalación para el estudio del arrastre de aire por un jet vertical de agua que descarga en una piscina. Con esta instalación se está caracterizando la cantidad de aire que es arrastrado por el jet y su comportamiento dentro de la piscina. Esta instalación ha sido financiada por el plan nacional de l+D 2011-2013, dentro del proyecto REMODERN.

Instalación para el estudio del flujo a contracorriente. Esta es la instalación más reciente, y con ella se pretende estudiar el comportamiento de una lámina de agua con un flujo a contracorriente de aire tal como ocurre en el caso de flujo estratificado durante un pequeño LOCA.