Análisis y verificación de la evolución de la concentración del veneno neutrónico Xe-135 en un reactor nuclear tipo PWR-KWU durante un transitorio operacional
[ES] En el presente Trabajo Final de Máster se estudia la evolución de la concentración del producto de fisión Xe-135 en un reactor nuclear de agua a presión (Pressurized Water Reactor, PWR) con tres lazos de refrigeración y tecnología alemana Siemens-KWU. El Xe-135 es un isótopo inestable del Xenón...
| Autor: | |
|---|---|
| Tipo de recurso: | tesis de maestría |
| Fecha de publicación: | 2020 |
| País: | España |
| Institución: | Universitat Politècnica de València (UPV) |
| Repositorio: | RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia |
| Idioma: | español |
| OAI Identifier: | oai:riunet.upv.es:10251/163534 |
| Acceso en línea: | https://riunet.upv.es/handle/10251/163534 |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | Reactor nuclear de agua a presión (PWR) Siemens-KWU Códigos acoplados RELAP5/PARCSv3.2 Simulación Transitorio operacional Xe-135. INGENIERIA NUCLEAR Máster Universitario en Ingeniería Industrial-Màster Universitari en Enginyeria Industrial |
| Sumario: | [ES] En el presente Trabajo Final de Máster se estudia la evolución de la concentración del producto de fisión Xe-135 en un reactor nuclear de agua a presión (Pressurized Water Reactor, PWR) con tres lazos de refrigeración y tecnología alemana Siemens-KWU. El Xe-135 es un isótopo inestable del Xenón que se forma como producto de la fisión del uranio, siendo el veneno de producto de fisión más importante con una sección eficaz de absorción térmica de 2.65x10E6 barns. En la operación de un reactor nuclear su efecto es significativo, por lo que se va a analizar su evolución en cuatro periodos diferentes del ciclo del combustible nuclear del reactor objeto de estudio: ¿ A principio del ciclo: Caso BOC (Beginning Of the Cycle). ¿ A mitad del ciclo: Caso MOC (Middle Of the Cycle). ¿ Al final del ciclo: Caso EOC (End Of the Cycle). ¿ En una situación de bajada de potencia: Caso BAJ. El uso de códigos es una herramienta fundamental en Seguridad Nuclear con la que simular diferentes situaciones en reactores de potencia. Para analizar y verificar la evolución del veneno neutrónico Xe-135, se desarrollará un modelo termohidráulico-neutrónico 3D del núcleo del reactor PWR-KWU con la pareja de códigos acoplados RELAP5/PARCSv3.2. La modelización se realizará a partir de la información real sobre el núcleo, procedente de los datos referentes a la posición de los detectores Incore y Excore, de la planta estudiada y se validará para comprobar que se obtienen las mismas señales al reproducir el comportamiento del reactor con las herramientas de simulación. Tras la validación del modelo termohidráulico-neutrónico 3D del núcleo del reactor PWR-KWU, se efectuará la simulación de un transitorio operacional para el caso de estudio BAJ. |
|---|