Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE

Transcripción

1 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE Francisco Javier Chaparro Vega, Edmundo del Valle Gallegos! " Instituto Politécnico Nacional/Escuela Superior de Física y Matemáticas Av. Instituto Politécnico Nacional s/n, Edificio 9, Unidad Profesional Adolfo López Mateos, Delegación Gustavo A. Madero, C.P javier.paquito@hotmail.com, evalle@esfm.ipn.mx Andrés Rodríguez Hernández, Armando Miguel Gómez Torres Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares Carretera México Toluca s/n, La Marquesa, Ocoyoacac Edo. México, C.P andres.rodriguez@inin.gob.mx, armando.gomez@inin.gob.mx Víctor Hugo Sánchez Espinoza, Wadim Jäger Instituto Tecnológico de Karlsruhe Instituto de Neutrofísica y Tecnología de Reactores Nucleares Hermann-von-Helmholtz-Platz 1, D Eggenstein - Leopoldshafen victor.sanchez@kit.edu, wadim.jaeger@kit.edu.com Resumen En este artículo se presentan los resultados del diseño de una vasija de presión de un reactor tipo BWR/5 similar al de la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde, utilizando el código TRACE. Se creó una componente termohidráulica VESSEL capaz de simular el comportamiento de los fluidos y la transferencia de calor que sucede al interior de la vasija del reactor. La componente VESSEL consiste de un cilindro tridimensional dividido en 19 secciones axiales, 4 secciones azimutales y dos anillos radiales concéntricos. El anillo interno es utilizado para contener el núcleo y la parte central del reactor, mientras que el anillo externo es usado como downcomer. Las divisiones axiales y azimutales fueron realizadas con la intención de que las dimensiones de los componentes internos, las alturas y la orientación de las conexiones externas coincidan con los valores de referencia de un reactor del tipo BWR/5. En el modelo se incluyen componentes internos como, ensambles de combustible, separadores de vapor, bombas de chorro, tubos guías, etc. y principales conexiones externas como, líneas de vapor, agua de alimentación o penetraciones del sistema de recirculación. El modelo presenta simplificaciones importantes ya que se busca guardar simetría entre cada sección azimutal de la vasija. En la mayoría de los componentes internos falta realizar una descripción detallada de la geometría y valores iniciales de temperatura, presión velocidad de fluidos, etc. ya que sólo se han considerado sus datos más representativos, sin embargo, con las simulaciones realizadas hasta el momento se obtienen resultados aceptables en parámetros!" Becario COFAA-IPN y EDD-IPN. 1/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

2 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE. importantes como el flujo total a través del núcleo, la presión en la vasija, porcentaje de fracción de vacíos, caídas de presión en el núcleo y en los separadores de vapor. 1. INTRODUCCIÓN Un código termohidráulico en el área de ingeniería nuclear es un programa computacional que se usa para determinar parámetros de un fluido considerando su movimiento y los procesos de transferencia de calor, ya sea entre ellos mismos o con estructuras sólidas bajo ciertas condiciones iniciales. Los programas de este tipo son utilizados para la simulación de algunas secciones específicas de un sistema en una central nuclear, o bien, de toda la planta. Los códigos termohidráulicos permiten simular la mayor parte de un sistema de control, protección y de seguridad en la planta. Los códigos de accidentes severos son usados para simular condiciones graves de la operación de la planta y son capaces de realizar cálculos asociados a fenómenos importantes como la interacción del refrigerante con la varilla de combustible o la producción no deseada de hidrógeno. También existen programas encargados de simular la contención del reactor. Una vertiente importante de los códigos termohidráulicos que es de gran ayuda en ingeniería de reactores nucleares es la dinámica de fluidos computacional (CFD) la cual está enfocada al análisis del comportamiento de los fluidos en movimiento y de los fenómenos asociados a ellos, a través de simulaciones. En el cálculo de situaciones de riesgo o de condiciones extremas de algún sistema un código CFD es un medio indispensable para obtener resultados [1]. TRACE [2] significa TRAC-RELAP Advanced Computational Engine (Máquina computacional avanzada) y es un código termohidráulico de planta desarrollado en Idaho National Enginnering Laboratory por la National Regulatory Commission de los Estados Unidos a partir de cuatro códigos RELAP-5, TRAC-P, TRAC-B y RAMONA. TRACE está diseñado para realizar cálculos de mejor estimación en reactores de agua ligera u otras instalaciones experimentales usadas para eventos transitorios hidráulicos y térmicos. Tiene la capacidad de modelar situaciones específicas, como eventos de pérdida de refrigerante en el reactor, transitorios anticipados sin parada de emergencia, pérdida de agua de alimentación, station blackout o disparo de turbina. 2. DESCRIPCIÓN DEL MODELO El objetivo de este trabajo consistió en diseñar una vasija presurizada con la capacidad de albergar elementos estructurales internos y con características similares al reactor BWR/5 de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde [3], usando el programa termo-hidráulico TRACE. El código TRACE utiliza un enfoque basado en componentes termo-hidráulicos para modelar uno o varios sistemas del reactor. Cada pieza física de los sistemas puede ser representada como algún tipo de componente disponible en el menú de la interfaz SNAP [4], y además cada componente puede ser nodalizada en un cierto número de volúmenes (también llamados celdas) en los que se promedian las ecuaciones de fluidos, la conducción, y la cinética [5]. El modelo y los datos de entrada se construyen utilizando la interfaz gráfica SNAP. Las componentes termo-hidráulicas del modelo se muestran en la Figura 1. En el modelo se incluyen las siguientes componentes: 2/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

3 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de vasija del reactor, 2. bombas de recirculación, 3. bombas de chorro, 4. separadores de vapor, 5. ensambles de combustible, 6. tubos guía de las barras de control, 7. tuberías de vapor y 8. tuberías de agua de alimentación Figura 1. Vista parcial del modelo construido con la interfaz gráfica SNAP 2.1. Descripción de la Vasija Diseñada en SNAP En TRACE existe una componente llamada VESSEL, diseñada especialmente para simular la vasija de reactores nucleares de agua ligera, que a diferencia de otras componentes termohidráulicas, puede ser modelada, según sea necesario, en geometría cartesiana o cilíndrica 3D. En este caso se describirá un modelo en tres dimensiones y dos fluidos para evaluar las condiciones de flujo a través del sistema. Para definir las regiones de solución de la vasija del reactor, es necesario realizar un mallado regular al volumen cilíndrico de la componente VESSEL; con la finalidad de construir celdas en 3/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

4 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE. tres direcciones espaciales. El modelo consta de 19 divisiones axiales, 2 anillos radiales y 4 secciones azimutales, usadas para ubicar correctamente sus componentes. Las magnitudes de cada una de las divisiones realizadas a la componente VESSEL se muestran en las siguientes tablas. El cero de referencia se encuentra en la parte inferior de la vasija. Tabla I. Dimensiones de los niveles axiales de la componente VESSEL Nivel Axial Longitud (m) Posición (m) Tabla II. Dimensiones de los anillos radiales de la componente VESSEL Localización Longitud (m) Posición (m) Radial Tabla III. Dimensiones de las secciones azimutales de la componente VESSEL Sector Ángulo (grados) /14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

5 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 El anillo interno de la componente VESSEL (ver Figura 2) representa el centro de la vasija del reactor, en él se colocan los tubos guía, el núcleo y los separadores de vapor. El segundo anillo es el exterior y comprende la región del downcomer 1 y las bombas de chorro. A su vez, en los cuatro sectores azimutales se distribuyó lo más uniformemente posible el total de los componentes internos, es decir, en cada sector hay una componente PIPE que simula 27 tubos guía 2 para las barras de control, 111 ensambles de combustible modelados en un solo componente CHAN, 37 separadores de vapor y un secador de vapor representados por un solo componente SEPD que están dentro del anillo interno. El anillo externo delimita el área del downcomer y en cada sección azimutal hay una componente JET PUMP que simula el trabajo de 5 bombas. Todas las componentes hidráulicas están definidas por TRACE en dos dimensiones y se conectan con la vasija en el centro de una de las caras de la celda que forman la componente VESSEL. Figura 2. Representación en SNAP de las divisiones axiales de la componente VESSEL, las secciones azimutales se enumeran en sentido contrario a las manecillas del reloj. 3. CONEXIONES DE LA COMPONENTE VESSEL En el anillo interno de la componente VESSEL están conectados los tubos guía (parte inferior), los ensambles de combustible (parte central) y los separadores de vapor (parte superior). En el anillo radial externo están conectadas las bombas de chorro, la tubería de succión del sistema de recirculación, la conexión lateral de los separadores de vapor, las tuberías del agua de alimentación y las tuberías de vapor. 1 Es la región cilíndrica delimitada por la pared de la vasija y la envolvente del núcleo del reactor. 2 Para conservar la simetría en el modelo, únicamente se simularon 108 de los 109 tubos guía. 5/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

6 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE Conexiones en el Anillo Radial Externo Sistema de recirculación El modelo en TRACE diseñado para simular la CNLV (ver Figura 1) tiene dos lazos de recirculación. Un lazo del sistema está formado por una bomba mecánica, una bomba de chorro y un conjunto de tuberías. Las tuberías son modeladas usando la componente PIPE del menú de componentes hidráulicas de TRACE y para la bomba de recirculación se usa la componente PUMP. La componente PUMP describe la interacción que sufren los fluidos en una bomba centrífuga, para esto, calcula el diferencial de presión que hay entre el impulsor de la bomba y la velocidad angular del rotor, en función de la rapidez de flujo y propiedades del fluido. Una componente PUMP incluye un segmento de tubería y la bomba siempre representa la primera celda del conjunto. La tubería en cada uno de los lazos de recirculación tiene un diámetro de m. En ninguno de los lazos de recirculación se agregaron válvulas de control, el sistema completo se muestra en la Figura 3. B B A Succión desde el downcomer B Descarga en boquillas de entrada a las bombas chorro A Figura 3. Uno de los lazos del sistema de recirculación editado en SNAP TRACE incluye la componente JET-PUMP que es utilizada para modelar el comportamiento de la bomba de chorro. La componente JET-PUMP está conectada a la componente VESSEL por dos de sus extremos y además cuenta con una boquilla por donde se conecta al sistema de recirculación (ver Figura 4). En el modelo editado en SNAP se encuentran indicadas cuatro componentes JET-PUMP, cada una de ellas está conectada en el área del downcomer a una sección azimutal diferente de la VESSEL y realiza la función de cinco bombas de chorro, para un total de 20 de éstas bombas. El flujo nominal total de todas las bombas de chorro es de 27.9 x10 6 Kg/hr. 6/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

7 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 Figura 4. Conexiones de dos componentes JET PUMP al downcomer de la componente VESSEL Sistema de agua de alimentación La vasija del reactor tiene cuatro conexiones separadas 90 entre sí y que están destinadas a la entrada de agua de alimentación. En SNAP se diseñaron cuatro tuberías en forma de T y a ellas se conectaron dos componentes FILL que suministran el flujo de refrigerante. Cada sistema representa una conexión de agua de alimentación y está conectada en una de las cuatro secciones azimutales de la componente VESSEL. El flujo queda establecido de acuerdo a las entradas presentes en una tabla de datos de la componente FILL, o bien, estableciendo un valor constante de flujo, el sistema se muestra en la Figura 5. Figura 5. Sistema de agua de alimentación modelado en SNAP, cada conexión está separada 90 grados alrededor de la componente VESSEL 7/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

8 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE Líneas de vapor El modelo de TRACE incluye cuatro líneas de vapor conectadas a la pared externa de la componente VESSEL. El sistema de tuberías y las válvulas que forman parte del conjunto fueron modeladas con la interfaz de SNAP (ver Figura 6). El área de flujo en cada tubería corresponde con el valor de referencia de la CNLV. En las líneas de vapor hay cuatro válvulas: una válvula de aislamiento de vapor principal, una válvula de alivio/seguridad (que descarga el flujo hacia la alberca de supresión), una válvula de bypass o de deriva de vapor principal hacia el condensador principal, y una para el control de la presión y flujo hacia la turbina. La alberca de supresión, el condensador principal y la turbina, son componentes hidráulicos que no incluye este modelo. Figura 6. Líneas de vapor utilizadas para el modelo de SNAP 3.2. Conexiones en el Anillo Radial Interno Tubos Guía de las Barras de Control Adicionalmente, se agregaron en la parte inferior de la vasija cuatro componentes PIPE que simulan 108 tubos guía para las barras de control. Cuatro conjunto de 27 tubos guía se modelaron como una tubería de 3.97 metros de longitud y 27.9 cm de diámetro, cada tubo está conectado a una sección azimutal de la componente VESSEL y a una componente FILL (ver Figura 7). Los tubos guía en un reactor BWR/5 proporcionan soporte lateral a las hojas de la barra de control y ayudan a distribuir el peso del combustible en el fondo de la vasija del reactor. 8/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

9 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 Figura 7. Conexiones de los tubos guía en el modelo de SNAP Ensambles de combustible En el modelo se utilizó un ensamble de 8x8, sin canal cuadrado o sin barras de agua. La componente CHAN de TRACE se desempeña como una cubierta que envuelve a otros componentes hidráulicos unidimensionales y componentes de transferencia de calor [6]. En la programación interna de TRACE se generan y conectan las subcomponentes necesarias para simular el flujo y la transferencia de calor asociadas con el ensamble de combustible; estas subcomponentes pueden ser tuberías y estructuras de calor con o sin potencia, según se quiera simular la barra de control o la pared de cada barra de combustible. La subcomponente PIPE, incluida en la componente CHAN, (ver Figura 8) se utiliza para modelar el flujo a través de un elemento combustible y las pérdidas de fluido en la salida lateral hacia el flujo de bypass. Las componentes HTSTR se utilizan para simular el fenómeno de la transferencia de calor en los canales de combustible. Figura 8. Conexiones de las componentes CHAN en el modelo de SNAP. El 90% del flujo total proveniente del sistema de recirculación se distribuye a través de los canales de combustible y el 10% restante es el flujo de bypass, este permite enfriar los componentes restantes internos del núcleo. El flujo total a través del núcleo es de 27.9x10 6 Kg/hr del cual 3.94x10 6 Kg/hr se transforma en vapor [7]. Es menester señalar, que este modelo aún no incluye el flujo de bypass del núcleo. 9/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

10 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE Componente de potencia La componente POWER sirve para modelar una fuente de alimentación de energía o la potencia de una o más componentes CHAN y estructuras de calor. Es posible usar varias componentes POWER para varias fuentes o especificar distribuciones de energía axial y radial de las barras de combustible. La potencia total distribuida entre las componentes utilizadas puede ser definida por una tabla de potencias, un valor de potencia inicial o por el resultado de un cálculo neutrónico externo a TRACE de cinética puntual o en tres dimensiones. En este trabajo se utilizó una componente POWER para distribuir uniformemente la potencia inicial del combustible entre los cuatro componentes CHAN. La potencia es de 2317MWt y corresponde al valor nominal del aumento de potencia extendido de la CNLV. Es importante señalar que en este modelo no se considera el calor residual como fuente adicional de potencia durante la operación normal Separadores y secadores de vapor Según la descripción del manual de TRACE [8], la componente SEPD es usada para modelar los separadores y secadores de vapor. La componente SEPD es un volumen formado por un tubo principal que representa el separador de vapor en sí mismo y un tubo lateral a través del cual se expulsa el agua del separador (ver Figura 9). En la entrada del tubo principal hay una mezcla de líquido vapor y en la salida se obtiene vapor húmedo. El modelo de separación consiste en una celda de control donde sólo se toma en cuenta un flujo bi-fásico de entrada (IN), un flujo de vapor seco de salida (EX) y un flujo de descarga en fase líquida (DIS). Entonces, el código obtendrá una solución especial de las ecuaciones asociadas al componente, en términos de los conceptos de carry-over y carry-under. El carry-over, o arrastre de agua en el vapor, es la cantidad de humedad que queda en la parte superior del separador; y el carry-under, o arrastre de vapor en el agua, es la cantidad de vapor que sale mezclado con el agua de retorno al downcomer. Figura 9. Conexiones de los componentes SEPD en TRACE. 10/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

11 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de COMPARACIÓN DE LAS PREDICCIONES EN TRACE CON LOS DATOS DE REFERENCIA Los criterios de convergencia utilizados para el modelo de la vasija de presión del reactor en TRACE se muestran en la Tabla IV. Método TRACE Tabla IV. Parámetros de convergencia utilizados para el modelo en TRACE Tamaño Criterio Convergen- Pasos de los Tiempo de cia a de Iteraciones pasos de CPU converg- tiempo del Tiempo tiempo encia problema Tiempo final SETS E min E-4-500s El modelo en TRACE fue construido con base en datos públicos de reactores BWR/5 [3], [6] ya que es el tipo de reactor que se tiene en la Nucleoeléctrica de Laguna Verde. En la Tabla V se presentan los valores obtenidos. Tabla V. Tabla comparativa de valores obtenidos con TRACE y datos de referencia Parámetro Referencias TRACE % Error Potencia MWt Flujo total en el núcleo kg/s Temperatura de entrada al núcleo K Temperatura de salida del núcleo K Presión de entrada al núcleo MPa Presión de salida del núcleo MPa Caída de presión en el núcleo MPa Fracción de vacíos promedio % Presión en el domo de vapor MPa Flujo de vapor Kg/s Temperatura del vapor K Nivel de agua al interior de la vasija M Flujo de agua de alimentación Kg/s Temperatura del agua de alimentación K Temperatura del sistema de recirculación K Velocidad de la bomba de recirculación rad/s /14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

12 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE Resultados de Parámetros Globales Las gráficas exhibidas en las Figuras 10 y 11 muestran los resultados obtenidos de la simulación en estado estacionario del modelo. Estas fueron obtenidas con ayuda del visualizador gráfico AptPlot incluido en la distribución de la plataforma SNAP. En algunas gráficas se muestran cuatro líneas diferentes, cada una de ellas, representa el valor medido en una de las cuatro secciones azimutales de la vasija, en el caso de los flujos es necesario sumar los cuatro resultados. (a) (b) (c) (d) Figura 10. (a) Presión en la entrada y salida del núcleo, (b) temperatura en la entrada y salida del núcleo, (c) flujo total a través del núcleo, (d) presión en el domo de vapor 12/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

13 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 (a) (b) (c) (d) Figura 11. (a) Flujo de vapor, (b) nivel de agua en la vasija, (c) flujo de agua de alimentación, (d) fracción de vacíos 5. CONCLUSIONES En este trabajo de investigación se desarrolló un modelo básico de una vasija de presión con componentes internos simplificados con características similares a la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde. El modelo incluye diversas variables de señal que son utilizadas para observar el comportamiento de los principales parámetros del reactor, también incluye un esquema de control básico, que sirve para regular la velocidad de las bombas de recirculación. Se ha logrado realizar una simulación en estado estacionario con un tiempo de cálculo de 500 segundos, aunque existe una tendencia hacia la convergencia, éste resultado no se ha logrado. La mayoría de los resultados obtenidos de la simulación son menores que el 1% de error; sin embargo, el nivel de agua al interior de la vasija y la caída de presión en el núcleo, superan este valor (10.36% y 14.68% respectivamente). No solo el porcentaje de error es importante al momento de comparar los resultados, también algunas curvas en las gráficas presentan fluctuaciones durante el tiempo de simulación. La causa más probable, puede deberse a los 13/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

14 Francisco J. Chaparro et al, Investigaciones Relacionadas con Seguridad Termohidráulica con el Código TRACE. valores iniciales establecidos en el modelo, ya que no se tiene el valor preciso de la temperatura, presión, volumen o área de flujo en algunos componentes. Es necesario realizar una predicción de las condiciones tomando en cuenta fuentes de información actualizadas y/o contrastando con otros ejemplos de reactores nucleares de agua en ebullición elaborados en TRACE. AGRADECIMIENTOS Este trabajo se desarrolló como parte del proyecto de colaboración entre el KIT ININ IPN, durante una estancia de investigación en el Instituto de Neutrofísica y Tecnología de Reactores, del Instituto Tecnológico de Karlsruhe (KIT) en Alemania. Este proyecto se hace posible ya que el ININ y el KIT son miembros del grupo de usuarios de los códigos de CAMP, entre ellos el código TRACE. Francisco Javier Chaparro Vega agradece al KIT-Campus Nord el apoyo económico y las facilidades otorgadas. Al CONACYT por los recursos concedidos a través del programa de becas mixtas y al ININ por ser admitido como becario del instituto y permitir el acceso confidencial al código TRACE y SNAP. REFERENCIAS 1. Sánchez Hernández, Ana María. Aportación a los cálculos Neutrónicos y Termohidráulicos en 3D con códigos de Mejor Estimación. Aplicación a Transitorios en Reactores Nucleares BWR y PWR. Tesis Doctoral. Universidad Politécnica de Valencia. Dpto. de Ingeniería Química y Nuclear. Valencia (2012). 2. TRACE V5.435 User s Manual. Volume 2: Modeling Guidelines, Division of Safety Analysis Office of Nuclear Regulatory Research, U. S. Nuclear Regulatory Commission. Washington, DC. 3. Comisión Federal de Electricidad. Laguna Verde Nuclear Power Station. Final Safety Analysis Report Applied Programming Technology, Inc. Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP), User s Manual. February (2011). 5. Jambrina Gómez, Ana. Mejoras en Códigos Termohidráulico-Neutrónicos 3D: Procesamiento de secciones eficaces boradas en TRAC-BF1/NEM y conversión de TRAC- BF1 a TRACE. Proyecto fin de Carrera. Universidad Politécnica de Valencia. Valencia (2011). 6. Guadarrama Lara, Rodrigo. Comparison of a Neutronics/Thermal-Hydraulic Simulation with Real Plant Data from a Reactivity Transient in a Boiling Water Reactor. Universidad Nacional Autónoma de México. Tesis de Maestría. (2012). 7. Curso de Tecnología de Reactores Nucleares, Central Laguna Verde. Comisión Federal de Electricidad. México (2004). 8. TRACE V5.435 User s Manual. Volume 1: Input Specification, Division of Safety Analysis Office of Nuclear Regulatory Research, U. S. Nuclear Regulatory Commission. Washington, DC. 14/14 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM