REACTORES DE FISION NUCLEAR

Autor: ESCRIBANO MARTINEZ JOSE EDUARDO.
Año: 2003.
Universidad: POLITÉCNICA DE MADRID [www.upm.es].
Centro de lectura: CENTRO DE LECTURA ESCUELA SUPERIOR INGENIEROS NAVALES.
Centro de realización: ESCUELA TECNICA SUPERIOR DE INGENIEROS NAVALES.

Resumen: El objeto de la Tesis ha sido determinar los criterios que definen la Calidad Total y las metodologías para su aplicación a una empresa industrial , lo que ha dado lugar a un Modelo.También es objeto de la mismala medida de la calidad , en cuanto afecta a las normas ISO y normas nacionales. En la primera parte , que incluye los capítuloos segundo a undécimo se analizan los seis criterios propuestos:gestión centrada en el cliente, planificación estratégica , liderazgo ,recursos humanos, gestión por procesos en mejor continua y resultados my su implantación en la organización .Así mismo, se considera de una manera especial la calidad en las compras, en la producción, en la inspección y también los costes de la gestión incluida la calidad. Por otro lado y como parte integrante del proceso de implantación de la Calidad Total y como paso previo a la autoevaluación se analiza la Cetificación por Tercera Parte del Sistema de Gestión de Calidad de una organización y/o de sus productos para después considerar la revisión del Sistema de Calidad Total por parte de la Dirección , mediante la utilización del Modelo desarrollado en la Tesis. La segund parte se dedica al estudio de las medidas de calidad, aplicabales tanto al control de los procesoso commo a sus resultados, considrándose procesos de variabilidad conocida y desconocida esta última circunstancia exige el estudio de la v.a.t de Studen descentrada, cuyo conocimiento está poco generalizado. Así mismo se considera la evolución de las normas internacionales ISO para la inspeción por variables que han sustituido el método de cálculo tradicional desarrollo en USA, por un método gráfico de dificil justificación.

Autor: BATET MIRACLE LLUIS.
Año: 2003.
Universidad: POLITÉCNICA DE CATALUÑA [www.upc.edu].
Centro de lectura: ETSEIB, DEPT. DE FÍSICA I ENG. NUCLEAR.
Centro de realización: EDIFICI B4 Campus NORD.

Autor: VILLAMARÍN FERNÁNDEZ DAVID.
Año: 2004.
Universidad: COMPLUTENSE DE MADRID [www.ucm.es].
Centro de realización: UNIVERSIDAD COMPLUTENSE DE MADRID.

Resumen: El experimento MUSE-4 del 5° Programa Marco de la Unión Europea se ha llevado a cabo en el reactor experimental MASURCA situado en Cadarache (Francia). Esta tesis está centrada en el estudio dinámico de este conjunto subcrítico de espectro rápido acoplado a una fuente de neutrones pulsada, así como en el desarro110, aplicación y validación de técnicas experimentales de medida de la reactividad que no necesiten de una configuración de referencia en crítico. En la tesis se ha mostrado que extendiendo el modelo de la cinética puntual a un modelo de varias regiones, es posible describir completamente la dinámica del sistema con los parámetros del reactor (reactividad, constante de decaimiento rápido y tiempo de vida medio en las regiones no multiplicativas del reactor), salvo en los cincuenta microsegundos inmediatamente posteriores al pulso de neutrones. Para el1ose han realizado tres campañas de medidas experimentales con reactividades que van desde keff= 0.995 a keff=0.87, donde se ha medido la respuesta del sistema a un pulso de neutrones con un nuevo sistema de adquisición de datos desarrollado por el autor. El análisis de los datos experimentales se ha realizado utilizando el método de las áreas de Sjostrand y el método de las pendientes (modelo extendido de la cinética puntual). Una vez aplicadas las correcciones explicadas en la tesis se ha encontrado que ambos son compatibles entre sí, y que permiten calcular la reactividad con precisiones mejores que el 0.3% para Keff=0.96. Los métodos de ruido neutrónico, Rossi-alpha y Feynman-alpha muestran que para configuraciones muy subcríticas es necesario desarrollar un nuevo modelo que explique los datos experimentales. Asimismo, los datos experimentales se han analizado utilizando el código Mó"Í1teCarIo MCNP, esto ha permitido explicar detalladamente los resultados obtenidos, validando almismo tiempo el propio código MCNP. Por último, extrapolando los resultados obtenidos en el experimento MUSE-4 a diseños de ADS para transmutación, se estudia la posible aplicación de las técnicas de medida y determinación de la reactividad desarrolladas en la tesis a futuros transmutadores industriales.

Autor: ISERTE VILAR JOSÉ LUIS.
Año: 2005.
Universidad: POLITÉCNICA DE VALENCIA [www.upv.es].
Centro de lectura: INGENIERIA QUIMICA Y NUCLEAR.
Centro de realización: UNIVERSIDAD POLITÉCNICA DE VALENCIA.

Resumen: RESUMEN: La presente tesis doctoral trata de la construcción de nuevos algoritmos destinados al tratamiento de señales neutrónicas. En particular se persigue la obtención de nuevas herramientas algoritmicas que permitan la caracterización de la estabilidad de los reactores nucleares de agua en ebullición. Concretamente, se trata de detectar las posibles oscilaciones de potencia de estos reactores. Las fuentes de información sobre el sistema con las que se cuenta son las señales provenientes del sistema de vigilancia de potencia, que proporciona información sobre el flujo neutrónico en el núcleo del reactor. Actualmente los parámetros básicos que permiten caracterizar las oscilaciones del flujo neutrónico en los reactores, como la razón de amortiguamiento (DR), o la frecuencia fundamental, son generalmente evaluados mediante métodos basados en la reconstrucción de la señal mediante modelos paramétricos autoregresivos (ARMA). Estos métodos trabajan bajo la hipótesis de comportamiento lineal del reactor; sin embargo, el comportamiento de los reactores nucleares de agua en ebullición sólo puede aproximarse mediante sistemas lineales bajo condiciones normales de operación. Además, con estos métodos algunos parámetros dependen del orden del modelo escogido. El presente trabajo pretende obtener métodos que superen estas limitaciones, proponiendo algoritmos cuya aplicación no esté basada en un modelo, esto es, sin acudir a la utilización de hipótesis simplificativas como la del comportamiento lineal del sistema. Teniendo en cuenta las consideraciones anteriores, se siguen dos lineas de investigación independientes con resultados desiguales. En la primera se consideran algoritmos que permitan la reconstrucción en forma analitica de la densidad espectral de potencia (DEP), utilizando para ello los momentos de frecuencia. El enfoque anterior estaba basado en el problema de momentos truncado de Hamburger; en este caso consideramos el problema truncado de Stieltjes, lo que permite hacer uso de la información que aportan los momentos impares de la función de distribución a reconstruir. Además, aparte de la información integral proporcionada por los momentos, hacemos uso de las propiedades puntuales de la señal, introduciendo las restricciones locales a la transformada de Hilbert de esta última. En la segunda linea de investigación, considerando que las señales bajo estudio pueden asimilarse a un proceso aleatorio cuasi-estacionario para un intervalo de tiempo suficientemente grande, como es el caso para las señales neutrónicas procedentes de los reactores nucleares de agua en ebullición, se calcula teóricamente el comportamiento analitico de las normas de Hilbert y de Hilbert-Schmidt de las matrices de Toplitz formadas a partir de la función de correlación espectral de este tipo de señales. La forma asintótica de estas normas está directamente relacionada con las componentes oscilatorias no amortiguadas del proceso aleatorio. De esta forma se consigue obtener criterios de estabilidad para la señal, así como un método para la detección de las frecuencias de las inestabilidades. Con el fin de estudiar la fiabilidad de los nuevos métodos, se ha procedido a la aplicación de los mismos tanto a señales simuladas, lo que permite conocer a priori y con exactitud las caracteristicas de la señal bajo estudio, permitiendo una comparación fiable; como a señales reales de potencia neutrónica perteneciel).tes al Benchmark de estabilidad del reactor de agua en ebullición Forsmarkl&2. En este caso se ha conseguido construir un algoritmo fiable de detección y estudio de las inestabilidades de los reactores. Los resultados obtenidos en el marco de la teoría de momentos con restricciones, por ser más teórico y alejado de la aplicación práctica, aun necesitará algún desarrollo para poder producir algoritmos alternativos en el 8 estudio 303 del comportamiento, estable e inestable de los reactores nucleares.

Autor: CUERVO GOMEZ DIANA.
Año: 2006.
Universidad: POLITÉCNICA DE MADRID [www.upm.es].
Centro de lectura: E.T.S. ING. INDUSTRIALES.
Centro de realización: E.T.S. ING. INDUSTRIALES.

Resumen: El desarrollo de la tecnología ha permitido una visión cada vez más realista de los fenómenos que se producen en un reactor nuclear, y concretamente en los aspectos neutrónicos y termohidráulicos. Para ello es necesario por un lado el aumento del refinamiento de las mallas de cálculo utilizadas, que hasta el momento implicaban la homogenización de grandes regiones del núcleo del reactor, y por otro, la resolución de forma acoplada de las ecuaciones correspondientes. La nodalización que se ha venido usando para los cálculos tridimensionales de núcleo es variada y en general distinta para el cálculo neutrónico y el termohidráulico, lo que implica el uso de valores promedio de las magnitudes conservadas en el interior del nodo neutrónico/canal de refrigeración. En el campo neutrónico se utilizan factores de discontinuidad del flujo para la corrección de los valores promedio que se obtienen de un cálculo preliminar de difusión en malla fina bidimensional. Pero esto supone el uso de correlaciones termohidráulicas para el cálculo de las secciones eficaces además de que, al no ser tridimensionales, se deben usar valores medios para toda la longitud axial. En el campo termohidráulico ha sido habitual la discretización del núcleo del reactor en grandes regiones en las que se suponían propiedades homogéneas y se despreciaban, por tanto, los fenómenos debidos a su geometría interior. En la Tesis se ha llevado a cabo un estudio detallado de las diferencias existentes entre un cálculo de núcleo en el que se utiliza un canal de refrigeración por cuarto de elemento combustible, también llamado cálculo de canal medio, y un cálculo detallado del canal de refrigeración con representación de los subcanales que lo forman. Para ello se han analizado los fenómenos que se producen en el interior del elemento combustible y los efectos que el uso de valores promedio en los nodos/canales suponen en el cálculo del núcleo. Como parte de este análisis se han obtenido una ecuación para el cálculo del coeficiente de transporte de entalpía en las fronteras del canal medio a partir de los valores de entalpía en los subcanales límite de canal. Esta ecuación permite la corrección de las ecuaciones termohidráulicas aplicadas al canal medio para tener en cuenta las diferencias que se producen en el cálculo de los gradientes de las variables termohidráulicas en los cálculos de subcanales y de canal medio. El análisis citado en el párrafo anterior ha sido aplicado al núcleo de la C.N. Ascó I, realizandose una serie de cálculos en distintas situaciones de las variables de referencia; potencia, caudal y presión en el pleno superior y en distintos momentos del ciclo, utilizandose los códigos SIMTRAN y COBRA-IIIC/MIT-2 del sistema SEANAP. En cada una de estas situaciones se ha llevado a cabo un cálculo de núcleo completo y 68 cálculos de subcanales de los cuartos de elemento que componen un octavo de núcleo, obteniendo las distribuciones de diferencias entre ambos cálculos. El uso del coeficiente de transporte de entalpía ha sido estudiado en un caso ejemplo habiendo supuesto una corrección de los valores de fracción de huecos a la salida del canal caliente en el cálculo de canal medio con respecto al cálculo detallado de un 4% y en general una redistribución de caudales que aproxima ambos cálculos. Finalmente se ha implementado en el código COBRA-TF un nuevo algoritmo de resolución de matrices consistente en un método de Krylov, que ha demostrado un aumento de la velocidad del código de hasta 5 veces la velocidad original, lo que hará posible su uso como parte del sistema SEANAP para el cálculo termohidráulico detallado en el esquema local-global que está siendo desarrollado.