Línea de Análisis y Diseño de Reactores y Ciclos de Combustible Nuclear

Transcripción

1 Línea de Análisis y Diseño de Reactores y Ciclos de Combustible Nuclear Descripción de la línea Los reactores nucleares de fisión tienen alrededor de 60 años de experiencia operacional produciendo electricidad. La tecnología de los reactores nucleares ha ido evolucionando durante este tiempo y actualmente están en funcionamiento mayoritariamente los reactores de la Generación II. Los de la Generación I son los primeros reactores prototipo que empezaron a operar a finales de los años cincuenta y los sesenta. Recientemente empezaron a construirse y a entrar en operación los reactores de la Generación III, los cuales son versiones avanzadas, con mejoras tecnológicas sobre los reactores de la Generación II. A nivel de investigación y desarrollo, la comunidad internacional está trabajando en el diseño de los reactores de Generación IV. El énfasis en estos nuevos reactores, y sus ciclos de combustible, está dirigido a cumplir con los criterios de mejoramiento de: la economía, la seguridad, la confiabilidad, la sustentabilidad y la no proliferación. En esta línea de investigación se desarrollan metodologías y se realizan análisis para mejorar los diseños de los núcleos de reactores nucleares actuales y avanzados, y de los ciclos de combustible asociados, con el fin de optimizar la utilización del combustible nuclear, tratando de satisfacer los criterios de los reactores de Generación IV, antes mencionados. Adicionalmente, en colaboración con otras líneas de investigación, se investiga la producción de hidrógeno a partir de reactores nucleares de alta temperatura, desde el punto de vista energético, económico, ambiental y de seguridad. Principales actividades Desarrollo de metodologías y sistemas computacionales para el análisis, diseño y optimización de ensambles combustibles. Desarrollo de metodologías y sistemas computacionales para el análisis, diseño y optimización de recargas de combustible. Análisis de diseños avanzados de reactores y de combustibles nucleares. Desarrollo de métodos de cálculo para el análisis de reactores y administración de combustible. Análisis de estrategias de reciclado del combustible gastado. Producción de hidrógeno con reactores nucleares avanzados. Proyectos de investigación recientes "Desarrollo de Modelos de Física de Reactores para el Diseño y Optimización de Combustible de Reactores Nucleares Avanzados" (CONACYT 54583, ). Producción de hidrógeno a partir del calor producido por reactores nucleares de alta temperatura (PAPIIT-UNAM, ). Estudio y diseño de reactores avanzados de fisión nuclear e híbridos fusión-fisión

2 (PAPIIT-UNAM, ). Implantación de capacidades para la evaluación de recargas de combustible de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (CNLV) con el paquete de códigos de administración de combustible CMS. Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (2013). Evaluación de recargas de combustible de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (CNLV) con el paquete de códigos de administración de combustible CMS. Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (2014). Evaluación de Barras de Control Marathon Ultra de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde. Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (2015). Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares (Proyecto SENER-CONACYT; en colaboración con el ININ ESFM- IPN y UAM-I, ). Diseño y análisis de reactores nucleares y ciclos de combustible avanzados. Proyecto UNAM-DGAPA, PAPIIT IN ( ). Publicaciones recientes (últimos cinco años): Artículos de investigación en revistas indizadas 1. Alexander Mendoza, Juan-Luis Francois, Pamela Nelson, Alejandro Anaya. Methodology for thermal analysis of bayonet reactor. AASRI Procedia, pp , ISSN: doi: /j.aasri D. Telésforo-Reyes, J. L. François, C. Martín-Del-Campo, A. G. Reinking-Cejudo. Neutronic design of a very high temperature reactor core with low graphite content. Annals of Nuclear Energy, Vol. 55, pp , doi: /j.anucene Juan-Luis François, Juan José Ortiz-Servin, Cecilia Martín-del-Campo, Alejandro Castillo, Jaime Esquivel-Estrada. Comparison of metaheuristic optimization techniques for bwr fuel reloads pattern design. Annals of Nuclear Energy. Vol. 51, pp , doi: /j.anucene J.L. François, J.J. Dorantes, C. Martín-del-Campo, J.J.E. Herrera. LWR spent fuel transmutation with hybrid fusion-fission reactors. Progress in Nuclear Energy. Vol. 65, PP , C. Martín-del-Campo, R. Reyes-Ramírez, J. L. François. Validation of simplified methods for fuel depletion calculations in gas-cooled fast reactors. Annals of Nuclear Energy. Vol. 60, pp , Alejandro Castillo, Cecilia Martín-Del-Campo, José-Luis Montes-Tadeo, Juan-Luis François, Juan- José Ortiz-Servin, Raúl Perusquía-Del-Cueto. Comparison of heuristic optimization techniques for the enrichment and gadolinia distribution in BWR fuel lattices and decision analysis. Annals of Nuclear Energy. Vol. 63, PP , Mario R. Giraldi, Juan-Luis François, Cecilia Martin-del-Campo. Life cycle assessment of hydrogen production from a high temperature electrolysis process coupled to a high temperature gas nuclear reactor. International Journal of Hydrogen Energy. Vol. 40, PP , ISSN: doi: /j.ijhydene M. Perez-Gamboa, M. Nieto-Perez, S. Mahajan, P. Valanju, M. Kotchenreuther, J. L. François. A 232 Th closed fuel cycle utilizing both thermal and hybrid nuclear systems. Progress in Nuclear Energy. VOL. 83, pp , José-Luis Montes-Tadeo, Raúl Perusquía-del-Cueto, Cecilia Martín-del-Campo, Alejandro Castillo, Juan-Luis François, Juan-José Ortiz-Servin. Searching for Enrichment and Gadolinia Distributions

3 in BWR Fuel Lattices through a Heuristic-Knowledge Method. Progress in Nuclear Energy. Vol. 85, PP , ISSN: doi: /j.pnucene Roberto Carlos López-Solís, Juan Luis Francois-Lacouture. Long-life breed/burn reactor design through reshuffle scheme. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology. Vol. 9, No. 3, pp , Juan Galicia-Aragón, Juan Luis François-Lacouture, Fortunato Aguilar-Hernández. Estimation of the Fast Neutron Fluence in Laguna Verde RPV-Steel Specimens Simulating their Irradiation in a TRIGA Reactor. Progress in Nuclear Energy. Vol. 88, pp , E.-Y. García-Cervantes, J.L. François. A comparison between oxide and metallic fueled ASTRIDlike reactors. Annals of Nuclear Energy. Vol. 94, pp , Cecilia Martín-del-Campo, Juan Luis Francois, Guillermo Jose Estrada. Minimal global regret analysis for electricity generation expansion. Energy Sources, Part B: Economics, Planning, and Policy. Vol. 11, No. 4, pp , R.C. Lopez-Solis, J.L. François, G.E. Bastida-Ortiz, M. Becker, V.H. Sánchez-Espinoza. Fuel depletion analysis of a small sodium fast reactor with KANEXT and SERPENT. Annals of Nuclear Energy. Vol. 98, pp , E. G Espinosa Martínez, C. Martin-del-Campo, J.L.François, G. Espinosa-Paredes. Effect of heat transfer correlations on the fuel temperature prediction of SCWRs. EPJ Nuclear Sci. Technol. 2, 35, 1-11, Gilberto Espinosa-Paredes, Ricardo-I. Cázares-Ramírez, Juan-L. François, Cecilia Martin-del- Campo. On the Stability of Fractional Neutron Point Kinetics (FNPK). Applied Mathematical Modelling. Vol. 45, pp , ISSN: X. j.apm Artículos en memorias de congresos nacionales 1. Roberto Carlos López Solís y Juan Luis Francois Lacouture. Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT. XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. Boca del Río, Veracruz, del 31 de Agosto al 4 de Septiembre del Uzziel Caldiño Herrera y Juan Luis Francois Lacouture. Diseño Mecánico del Encapsulado de las Bobinas de Campo Toroidal del Tokamak TPM1. XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. Boca del Río, Veracruz, del 31 de Agosto al 4 de Septiembre del Elías Yammir García Cervantes, Juan Luis François, Roberto Carlos López Solís. Diseño Preliminar de un Reactor Esférico de Quema/Cría. XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. Boca del Río, Veracruz, del 31 de Agosto al 4 de Septiembre del Guillermo Elías Bastida Ortiz, Juan Luis François Lacouture. Análisis Neutrónico del Combustible de Reactores Nucleares de Alta Temperatura. XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. Boca del Río, Veracruz, del 31 de Agosto al 4 de Septiembre del Armando M. Gómez Torres, Federico Puente Espel, Edmundo del Valle Gallegos, Juan Luis François Lacouture, Cecilia Martín del Campo Márquez, Gilberto Espinosa Paredes. AZTLAN Platform: Plataforma Mexicana para el Análisis y Diseño de Reactores Nucleares. XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. Boca del Río, Veracruz, del 31 de Agosto al 4 de Septiembre del R. C. Lopez Solis, J.L. Francois Lacouture. Análisis de Quemado de Combustible de un Reactor Rápido de Sodio con KANEXT y SERPENT. Memorias del XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Guillermo Elías Bastida Ortiz, Juan Luis François Lacouture. Verificación del Código SERPENT para el Análisis de Combustible para un PBMR. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear

4 Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Guillermo Elías Bastida Ortiz, Juan Luis François Lacouture. Análisis de combustible para un PBMR. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Juan Galicia-Aragón, Juan Luis François Lacouture, Fortunato Aguilar Hernández. Desarrollo y Validación de un modelo del reactor TRIGA Mark III con el código MCNP5. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Juan Galicia-Aragón, Juan Luis François Lacouture, Fortunato Aguilar Hernández. Estimación de la fluencia de neutrones rápidos en probetas de acero tipo Laguna Verde en el reactor TRIGA Mark III. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Javier Omar Jiménez Flores, Cecilia Martín del Campo Márquez, Luis Fuentes Márquez y Juan Luis François Lacouture. Simulación del Seguimiento Operacional de un Reactor BWR con Simulate-3. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Julio Amhed Vallejo Quintero, Cecilia Martín del Campo Márquez, Luis Fuentes Márquez y Juan Luis François Lacouture. Estudio del Transitorio Error de Extracción de Barra sin RBM en un BWR. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de Julio Amhed Vallejo Quintero, Cecilia Martín del Campo Márquez, Luis Fuentes Márquez y Juan Luis François Lacouture. Estudio del Transitorio Disparo de Turbina sin Bypass en un BWR. XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de H. Sánchez Mora, G. Espinosa-Paredes, J.L. François y R. López Solis. Simulación Dinámica Simplificada de un Reactor Nuclear de Onda Viajera. XXVII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Villahermosa, Tabasco, del 3 al 6 de julio de Julio Amhed Vallejo Quintero, Guillermo Elías Bastida Ortiz, Juan Luis François Lacouture, José Vicente Xolocostli Munguía, Armando Miguel Gómez Torres. Validación del código AZTRAN 1.1 con problemas Benchmark de reactores LWR. XXVII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Villahermosa, Tabasco, del 3 al 6 de julio de Guillermo Elías Bastida Ortiz, Julio Amhed Vallejo Quintero, Juan Galicia Aragón, Juan Luis François Lacouture, José Vicente Xolocostli Munguía, Andrés Rodríguez Hernández, Armando Miguel Gómez Torres. Análisis de resultados de los códigos AZTRAN y AZKIND para un BWR. XXVII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Villahermosa, Tabasco, del 3 al 6 de julio de Juan Galicia-Aragón, Juan Luis François Lacouture, Guillermo Elías Bastida Ortiz, Jaime Esquivel- Estrada. Comparación y validación de los resultados del código AZNHEX v.1.0 con el código MCNP simulando el núcleo de un reactor rápido refrigerado con sodio. XXVII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Villahermosa, Tabasco, del 3 al 6 de julio de E. Y. García Cervantes, J. L. François Lacouture. A Breed and Burn Reshuffling Scheme for an ASTRID-like Reactor Concept Design. XXVII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Villahermosa, Tabasco, del 3 al 6 de julio de 2016.

5 Artículos en memorias de congresos internacionales 1. A. M. Barragán-Martínez, G. Espinosa-Paredes, A. Vázquez-Rodríguez, C. Martin-del-Campo, J.L. François. Temperature Feedback Effects in a Supercritical Water Reactor Concept with Multiple Heat-Up Steps. 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014). Hyatt Regency Hotel, Vancouver, British Columbia, Canada, August 24-28, R. C. López-Solis, J.L. François, M. Becker, V. H. Sánchez-Espinoza. Comparison of KANEXT and y SERPENT for fuel depletion calculations of a sodium fast reactor. 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014). Hyatt Regency Hotel, Vancouver, British Columbia, Canada, August 24-28, Elías-Yammir García-Cervantes, Juan-Luis François, Roberto-Carlos López-Solís. Preliminary design of a spherical breed/burn reactor. PHYSOR 2014 The role of Physics toward a Sustainable Future. The Westin Miyako, Kyoto, Japan, September 28 October 3, Alejandro Castillo, Cecilia Martín-del-Campo, José-Luis Montes-Tadeo, Juan-Luis François, Juan- José Ortiz-Servin, Raúl Perusquía-del-Cueto. Comparación de Técnicas Heurísticas en el Diseño de Celdas de Combustible Nuclear. CLAIO XVII/CSMIO III 2014 Conference. XVII Latin-Iberian- American Conference on Operations Research and III Conference of the Mexican Society of Operations Research. Monterrey, Mexico, October 6-10, Roberto Lopez-Solis, Juan Luis Francois-Lacouture. Design of a fast breed/burn reactor core using the deterministic code KANEXT. Advances in Nuclear Fuel Management V (ANFM 2015). Hilton Head Island, South Carolina, USA, March 29 April 1, E.G. Espinosa-Martínez, C. Martin-del-Campo, J.L. François, G. Espinosa-Paredes. Effect of Heat Transfer Correlations on the Fuel Temperature Prediction of SCWRs International Congress on Advances in Nuclear Power Plants. Nice, France, May 03-06, A.M. Gómez Torres, F. Puente Espel, E. del Valle Gallegos, J.L. François, C. Martin-del-Campo, G. Espinosa-Paredes. AZTLAN: Mexican Platform for Analysis and Design of Nuclear Reactors International Congress on Advances in Nuclear Power Plants. Nice, France, May 03-06, Roberto Lopez-Solis, Juan Luis Francois-Lacouture. Fast Breeder Reactor Fuel Cycle Life Extension through Implementation of Fuel Reshuffling Strategy. V International Congress on Alternative Energies. Mexico City, November 25-27, Elías-Yammir García-Cervantes, Juan-Luis François. A Comparison between Oxide and Metallic Nuclear Fueled ASTRID Reactors. V International Congress on Alternative Energies. Mexico City, November 25-27, A.M. Gómez Torres, F. Puente Espel, E. del Valle Gallegos, J.L. François, C. Martin-del-Campo, G. Espinosa-Paredes. AZTLAN Platform for Nuclear Reactors: Coupling Processes. V International Congress on Alternative Energies. Mexico City, November 25-27, A.M. Gómez Torres, F. Puente Espel, E. del Valle Gallegos, J.L. François, C. Martin-del-Campo, G. Espinosa-Paredes. AZTLAN Platform for Nuclear Reactors: Neutronic codes. V International Congress on Alternative Energies. Mexico City, November 25-27, H. Sánchez Mora, R. Godinez Valenzo, R. López Solis, J.L. François, G. Espinosa-Paredes. Simulación Dinámica de un Reactor Nuclear de Onda Viajera. V International Congress on Alternative Energies. Mexico City, November 25-27, L. Aguilar Medrano, S. Quezada García, J.L. François, G. Espinosa-Paredes. Thermal-fluid and Heat Transfer Analysis of a Lead-Cooled Fast Nuclear Reactor. V International Congress on Alternative Energies. Mexico City, November 25-27, Juan-Luis François, Cecilia Martín-del-Campo, Aldo Fierro. Study of the tritium breeding blanket in an hybrid fusion-fission transmutation system. 20th Pacific Basin Nuclear Conference PBNC Beijing, China, Apr. 5-9, Cecilia Martín del Campo, Ricardo Reyes-Ramírez, Guillermo Bastida-Ortiz y Juan-Luis Francois. Transmutation Analysis of Nuclear Waste in a Gas Fast Reactor. 20th Pacific Basin Nuclear Conference PBNC Beijing, China, Apr. 5-9, 2016.

6 16. E. G. Espinosa Martínez, C. Martin-del-Campo, J.L. François, S. Quezada García, A. Vázquez- Rodríguez, G. Espinosa-Paredes. Sensitivity and Uncertainty Analysis of a SCWR from Monte Carlo Simulations. 20th Pacific Basin Nuclear Conference PBNC Beijing, China, Apr. 5-9, Asignaturas impartidas Fundamentos de Energía Nuclear (Carrera de Ingeniero Eléctrico Electrónico Módulo de Sistemas Energéticos) Fundamentos de Ingeniería Nuclear (Maestría en Ingeniería en Energía Sistemas Energéticos, presencial y a distancia) Análisis de Reactores Nucleares (Maestría en Ingeniería en Energía Sistemas Energéticos) Administración de Combustible Nuclear (Maestría en Ingeniería en Energía Sistemas Energéticos) Proyecto de Investigación I, II y I II (Maestría en Ingeniería en Energía Sistemas Energéticos) Responsable: Dr. Juan Luis François Lacouture jlfl@fi-b.unam.mx juan.luis.francois@gmail.com