240NU013 - Física de Reactores y Termohidráulica

Transcripción

1 Unidad responsable: Unidad que imparte: Curso: Titulación: Créditos ECTS: ETSEIB - Escuela Técnica Superior de Ingeniería Industrial de Barcelona FIS - Departamento de Física MÁSTER UNIVERSITARIO EN INGENIERÍA NUCLEAR (Plan 2012). (Unidad docente Obligatoria) MÁSTER UNIVERSITARIO EN INGENIERÍA INDUSTRIAL (Plan 2014). (Unidad docente Optativa) 7,5 Idiomas docencia: Inglés Profesorado Responsable: LLUIS BATET MIRACLE Competencias de la titulación a las cuales contribuye la asignatura Específicas: 1. Capacidad de hacer uso de forma eficaz, comprender el funcionamiento y rangos de validez, e interpretar los resultados de códigos de cálculo termohidráulicos y fluidodinámicos. 2. Capacidad de hacer uso de forma eficaz, comprender el funcionamiento y rangos de validez, e interpretar los resultados de códigos de cálculo del transporte de radiación electromagnética, partículas cargadas y neutrones. 3. Poseer una base teórica y práctica de la física del reactor y la termohidráulica que le permitan desenvolverse fácilmente en temas relacionados con la operación de la planta y la seguridad. Metodologías docentes El curso de Física de reactores y Termo-Hidráulica se basa principalmente en sesiones de teoría, con algunas sesiones prácticas. El aprendizaje se completa con la solución de algunos problemas específicos fuera del aula. Los estudiantes harán un uso autónomo de un código del sistema termohidráulico para realizar simulaciones y análisis. Objetivos de aprendizaje de la asignatura Este curso tiene los siguientes objetivos: * Proporcionar una visión general de los fenómenos involucrados en la generación de energía térmica en un reactor nuclear de fisión y de las condiciones que hacen posible esta generación * Proporcionar las herramientas analíticas necesarias para calcular la distribución espacial y la evolución temporal de la producción de energía en un reactor de fisión. * Presentar, cualitativamente y cuantitativamente, los fenómenos dinámicos que afectan la multiplicación de neutrones en el núcleo del reactor, relacionándolo con el contenido de termohidráulica. * Proporcionar las herramientas analíticas necesarias para calcular los balances de energía, los flujos térmicos y el refrigerante y el estado del combustible en un reacor de fisión. * Proporcionar las directrices necesarias para construir un modelo de un sistema de reactor nuclear, para simular este sistema mediante un código de sistema termohidráulico, y para analizar los resultados obtenidos. Después de seguir con el curso, los estudiantes deberén ser capaces de: * Usar bases de datos nucleares y describir las propiedades, en cuanto a las reacciones nucleares con neutrones, de los núcleos más comunes en la tecnología nuclear. * Determinar la reactividad de un medio multiplicador conociendo su composición y geometría. * Entender, explicar y aplicar los fenómenos que pueden modificar la reactividad de un reactor nuclear de potencia y los diversos efectos de retroalimentación que pueden tener lugar en el mismo. 1 / 7

2 * Determinar la evolución puntual del nivel de potencia del reactor conociendo la reactividad insertada y la magnitud de los factores de retroalimentación. * Calcular la distribución de la densidad de energía térmica en el núcleo de un reactor crítico. * Analizar el libro de datos técnicos (un extracto del Informe de Diseño Nuclear) de un reactor y utilizarlo para una aplicación práctica. * Utilizar herramientas de cálculo térmico hidráulicos para determinar la temperatura del combustible y el estado del refrigerante en una situación operacional o accidental dada. *Razonar cómo códigos de sistema termohidráulicos modelan los complejos fenómenos termohidráulicos mediante la ampliación del análisis y correlación de datos experimentales. Horas totales de dedicación del estudiantado Dedicación total: 187h 30m Horas grupo grande: 0h 0.00% Horas grupo mediano: 45h 24.00% Horas grupo pequeño: 22h 30m 12.00% Horas actividades dirigidas: 0h 0.00% Horas aprendizaje autónomo: 120h 64.00% 2 / 7

3 Contenidos 1. Reactores Físicos. Estática Dedicación: 42h Grupo grande/teoría: 9h Grupo mediano/prácticas: 3h Aprendizaje autónomo: 30h Esta parte del curso incluye las ecuaciones del balance de neutrones y el estudio de los diversos fenómenos que puedan afectar la población de neutrones en el núcleo de un reactor nuclear. Se acaba con la formulación de la condición de criticidad, es decir, bajo qué situación es posible mantener una reacción en cadena de fisión constante. Esta parte del curso incluye algunas actividades fuera del aula, que consistirá en la resolución de ejercicios utilizando los conocimientos adquiridos. Objetivos específicos: Al final de este tema los alumnos tienen que ser capaces de: * Explicar las diferencias entre flujo de neutrones y el corriente de neutrones * Explicar los diferentes términos en las ecuaciones de balance de neutrones (incluyendo la ecuación del transporte) * Explicar las características particulares de la teoría de la difusión de neutrones * Explicar el proceso seguido de un neutrón desde su nacimiento a partir de la fisión hasta que desaparece del sistema * Describir el espectro de energía de los neutrones en un reactor nuclear * Explicar el efecto de la temperatura sobre la probabilidad de escape a la resonancia * Calcular los parámetros de grupo para los neutrones térmicos * Explicar los fenómenos que provocan que el espectro de neutrones térmicos se aparte de todo el espectro de Maxwell-Boltzmann. * Resolver la ecuación de difusión con dos grupos de energía en casos prácticos * Explicar la fórmula de cuatro factores * Explicar el significado físico de los términos que aparecen en la condición de criticidad tanto en un reactor descubierto como en un reactor reflejado * Explicar cuáles son los efectos de la heterogeneidad (en comparación con homogeneidad) en la criticidad de un reactor nuclear * Analizar el efecto de la composición sobre el factor de multiplicación * Analizar como los cambios en el combustible, refrigerante y moderador de un reactor comercial afectan a la reactividad. * Explicar el resultado de algunas operaciones básicas en el reactividad del reactor. 3 / 7

4 2. Reactores Físicos. Dinámica Dedicación: 34h Grupo grande/teoría: 6h Grupo mediano/prácticas: 2h Grupo pequeño/laboratorio: 6h Aprendizaje autónomo: 20h Esta parte del curso incluye la cinética de neutrones y la dinámica de reactores nucleares; el primero cuenta con temas de variación temporal de la densidad del neutrón después de los cambios en las condiciones del reactor; el segundo trata con cambios en los mismos. Además de las sesiones expositivas, algunos ejercicios y sesiones prácticas (utilizando un simulador conceptual NPP) son programadas. Los estudiantes también deberán hacer algunas actividades fuera del aula, incluyendo la resolución de algunos ejercicios utilizando los conocimientos adquiridos, y preparando informes de las sesiones prácticas. Objetivos específicos: Al final de este tema los estudiantes deberán ser capaces de: * Explicar la importancia de los netrones retardados en un reactor de fisión nuclear * Explicar los términos que aparecen en la ecuación de reactividad * Describir el significado de las soluciones de la ecuación de reactividad * Describir y calcular la evolución del flujo del neutrón cuando la reactividad es perturbada * Explicar los diferentes fenómenos que puedan modificar la reactividad del núcleo de un reactor nuclear y los diferentes efectos de feedback que puedan dar lugar en el mismo. * Analizar diferentes casos de cambios de reactividad con feedback de reactividad * Describir el efecto que la evolución de la composición isotópica del fuel tiene en los análisis. * Analizar el libro de datos técnicos (informe de diseño nuclear) de un reactor nuclear y utilizarlo en una aplicación práctica. 3. Termo- hidráulico. Introducción Dedicación: 26h Grupo grande/teoría: 10h Grupo mediano/prácticas: 2h Aprendizaje autónomo: 14h Esta parte del curso incluye un resumen del papel que ejerce el analista TH, y algunas sesiones básicas donde los conceptos principales de TH son introducidos juntamente con cálculos básicos de balance de energía. También incluye un primer enfoque en el balance de energía en un reactor nuclear, complementándolo con una sesión práctica de cálculos en estado estacionario. Los deberes para esta parte del curso incluyen un ejercicio de los balances generales de la central y acabar los cálculos del estado estacionario empezados en clase. 4 / 7

5 4. Termo-hidráulico. Ecuación y códigos Dedicación: 45h Grupo grande/teoría: 6h Grupo mediano/prácticas: 4h Aprendizaje autónomo: 35h En esta parte del curso, sub-canales y sistemas de códigos son introducidos y descritos, juntamente con las ecuaciones del fujo de balance discretizado bifásico utilizados. Los estudiantes tendrán una sesión práctica con un sistema de códigos para así poder llevar a cabo cálculos utilizando este código. Una de las actividades más grandes de este curso consiste en llevar a cabo un análisis transitorio TH utilizando el código. 5. Experimentos termo-hidráulicos Dedicación: 16h Grupo grande/teoría: 4h Grupo mediano/prácticas: 2h Aprendizaje autónomo: 10h En esta parte, el concepto de "Test de validación de matrices" es introducido. Hay sesiones específicas para tests de efecto separado y una sesión práctica sobre bases de datos de instalaciones experimentales Los estudiantes tendrán una actividad relacionada con el uso de una base de datos experimental 6. Central de energía nuclear modelos TH Dedicación: 8h Grupo grande/teoría: 4h Aprendizaje autónomo: 4h Esta parte del curso está dedicada a la modelización y tratamiento con calificaiones de modelos de planta integral y cálculos de escala Como deberes, los estudiantes deberán leer y entender un artículo en una revista especializada 5 / 7

6 7. Otros aspectos relevantes de TH Dedicación: 12h Grupo grande/teoría: 8h Aprendizaje autónomo: 4h Finalmente, hay una serie de sesiones dedicadas a diferentes cuestiones de TH, incluyendo modelización CFD, fenómenos de contención, acoplamiento de neutrón-cinética y termo-hidráulica, y fenómeno de degradación Como deberes, los estudiantes deberán leer y entender un artículo de una revista especializada Sistema de calificación La calificación final se calculará como TH 0,6 + 0,4 RP, siendo TH y RP la calificación obtenida en las partes de termohidráulica y Física de Reactores, respectivamente TH = 0,6*THA + 0,4*THE RP = 0,6*RPA + =,4* RPE Donde THA y RPA son las calificaciones de las asignaciones correspondientes, mientras que el THE y RPE son las calificaiones del examen final. La calificación de las asignaciones se calculará teniendo en cuenta el peso relativo de cada uno de ellos. Se necesita una calificación mínima de 5/10 para cada una de las partes (TH y RP) por separado. 6 / 7

7 Bibliografía Básica: Duderstadt, James J; Hamilton, Louis J. Nuclear reactor analysis. New York: Wiley & Sons, cop ISBN Lamarsh, John R; Baratta, Anthony J. Introduction to nuclear engineering. 3rd ed. Upper Saddle River: Prentice Hall, cop ISBN Todreas, Neil E; Kazimi, Mujid S. Nuclear systems. New York: Hemisphere, ISBN Tong, L. S. Boiling crisis and critical heat flux. New York: University of Cornell, Complementaria: Reventos, F.; Pretel, C.; Batet, L.; Izquierdo, J.; Arànega, M. "Teaching Basic Pressurized Water Reactor Core Thermal Hydraulics Following Worksheet Based Exercises". International Journal of Engineering Education [en línea]. Gener 2009, vol. 25, núm. 6, p [Consulta: 21/01/2015]. Disponible a: < Reventósa, F. ; Batet, L.; Llopis, C. ; Pretela, C. ; Salvat, M. ; Solc, I. "Advanced Qualification Process for ANAV Integral Plant Models". Nuclear engineering and design [en línea]. Volume 237, Issue 1, January 2007, Pages [Consulta: 09/12/2013]. Disponible a: < Manual. Volume I: Code Description, System Models and Solution Methods [en línea]. Washington, DC: U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2001 [Consulta: 09/12/2013]. Disponible a: < Otros recursos: 7 / 7