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 u...
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| Tipo de recurso: | tesis de maestría |
| Fecha de publicación: | 2022 |
| 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:10251/190638 |
| Acceso en línea: | https://riunet.upv.es/handle/10251/190638 |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | Reactor nuclear Neutrónica Modelo termohidráulico Reactor de agua a presión Nuclear reactor Neutronics Thermohydraulic model Pressure Water Reactor FISICA APLICADA INGENIERIA NUCLEAR Máster Universitario en Ingeniería Industrial-Màster Universitari en Enginyeria Industrial |
| Sumario: | [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. |
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