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: Otros: Lluís Batet Jordi Freixa Francesc Reventós 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 resolución 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 factible 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, cualitativa y cuantitativamente, los fenómenos dinámicos que afectan a la multiplicación de neutrones dentro de un núcleo de reactor, vinculándolos con los contenidos de la Termohidráulica Proporcionar las herramientas analíticas necesarias para calcular los balances de energía, los flujos térmicos y el estado del refrigerante y del combustible en un reactor de fisión Proporcionar las pautas necesarias para construir un modelo de reactor nuclear, simular este sistema mediante un código de sistema termohidráulico y analizar los resultados obtenidos. Después de seguir el curso, los estudiantes serán capaces de: Utilizar bases de datos nucleares y describir las propiedades, en lo que respecta a las reacciones nucleares con neutrones, de los nucleidos más comunes en la tecnología nuclear. 1 / 8

2 Determinar la reactividad de un medio multiplicador sabiendo su composición y geometría. Comprender, explicar y aplicar los fenómenos que pueden modificar la reactividad de un reactor nuclear de potencia y los diversos efectos de realimentación que pueden tener lugar en él. Determinar la evolución temporal del nivel de potencia del reactor conociendo la reactividad insertada y la magnitud de los factores de realimentación. Calcular la distribución de la densidad de potencia térmica en el núcleo de un reactor crítico. Analizar el libro de curvas (un extracto del Informe de Diseño Nuclear) de un reactor y utilizarlo en una aplicación práctica. Utilizar herramientas de cálculo termohidráulico para determinar la temperatura del combustible y el estado del refrigerante en una situación operativa o accidental dada. Razonar cómo los códigos termohidráulico de sistema modelan los complejos fenómenos termohidráulicos mediante el análisis de escala y la 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 / 8

3 Contenidos 1. Física de Reactores. Estática Dedicación: 44h Grupo grande/teoría: 14h 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, en qué condiciones es posible mantener estable una reacción de fisión en cadena. Esta parte del curso incluye algunas actividades fuera del aula, que consistirán en la resolución de ejercicios utilizando los conocimientos adquiridos. 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 / 8

4 2. Física de Reactores. Dinámica. Dedicación: 37h Grupo grande/teoría: 12h Aprendizaje autónomo: 25h Esta parte del curso incluye la cinètica de nutrones y la dinámica de reactores nucleares; el primer tema trata de la variación temporal de la densidad de neutrones cuando hay cambios en las condiciones del reactor; el segundo tema trata del estudio de estos cambios. Además de las sesiones expositivas, se programarán algunas sesiones de ejercicios y sesiones prácticas. Los estudiantes también deberán hacer algunas actividades fuera del aula, incluyendo la resolución de algunos ejercicios utilizando los conocimientos adquiridos, y preparar los informes de las sesiones prácticas. Al final de este tema los estudiantes deberán ser capaces de: Explicar la importancia de los netrones retardados en un reactor nuclear de fisión 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 de neutrones cuando hay un cambio de reactividad Explicar los diferentes fenómenos que puedan modificar la reactividad del núcleo de un reactor nuclear y los diferentes efectos de realimentación que pueden ocurrir Analizar diferentes casos de cambios de reactividad con realimentación Describir el efecto de la evolución de la composición isotópica del combustible en el análisis Analizar el libro de curvas (informe de diseño nuclear) de un reactor nuclear y utilizarlo en una aplicación práctica 4 / 8

5 3. Termohidráulica. Introducción y fenomenología Dedicación: 26h Grupo grande/teoría: 16h Aprendizaje autónomo: 10h En esta parte del curso se introduce a los estudiantes en el amplio campo de la termo hidrá ulica. En primer lugar, se da una visión completa de la asignatura. Posteriormente se expone el balance térmico de una planta de agua ligera en condiciones de operación normales. Para poder submergirse completamente en el mundo de la termohidráulica se explicarán las condiciones durante una situación accidental para un reactor de agua a presión. Estas condiciones nos permiten introducir los conceptos básicos de la termohidrá ulica. Esta parte incluye también una sesión práctica donde se realiza una primera aproximación al balance térmico de un reactor nuclear. Los deberes para esta parte del curso incluyen un ejercicio corto sobre los balances generales de la central y acabar los cálculos del estado estacionario empezados en clase. Al final de este tema los estudiantes deben ser capaces de: Explicar el proceso térmico que tiene lugar en el funcionamiento normal en un LWR. Explicar los conceptos básicos de la hidráulica térmica tales como fracción de vacío, subenfriamiento, sobrecalentamiento, título, diámetro hidráulico, patrones de flujo y relación de deslizamiento. Detallar los diferentes patrones de flujo y modos de transferencia de calor en el flujo bifásico. Explicar cómo las transiciones de flujo pueden tener lugar en el núcleo de un reactor nuclear. Explicar los diferentes procesos de transferencia de calor que pueden tener lugar en el núcleo de un reactor. Explicar la importancia de la termohidráulica durante un LOCA grande Explicar algunos de los fenómenos locales que pueden ocurrir en una situación accidental en un LWR. 5 / 8

6 4. Termohidráulica. Ecuaciones y códigos. Dedicación: 32h Grupo grande/teoría: 12h Aprendizaje autónomo: 20h En esta parte del curso, se introducirá la formulación de las ecuaciones de equilibrio de masa, energía y momento que gobiernan el flujo de dos fases. Se describirán los diferentes tipos de códigos utilizados en el campo de la termohidráulica (códigos de sistema, subcanal y dinámica de fluidos computacional) junto con sus aplicaciones relacionadas. Esta parte incluye también una conferencia sobre el acoplamiento entre los códigos termohidráulicos y neutrónicos. Los estudiantes tendrán una sesión práctica con un código de sistema para que puedan realizar cálculos usando este código. Una de las mayores actividades de este curso consiste en realizar un análisis de TH transitorio usando el código. Al final de este tema los estudiantes deben ser capaces de: Explicar la representación de los flujos bifásicos a través de la formulación de un conjunto de ecuaciones de equilibrio. Explicar el uso de mapas de régimen de flujo, correlaciones, diámetro hidráulico y otros conceptos utilizados en códigos de sistema y códigos de subcanal. Explicar la diferencia entre los diferentes tipos de códigos y sus aplicaciones. Realice cálculos sencillos con un código de sistema. 6 / 8

7 5. Termohidráulica. Verificación y validación. Dedicación: 47h Grupo grande/teoría: 12h Aprendizaje autónomo: 35h En esta parte del curso, se proporcionará una visión general de la verificación y validación de los códigos termohidráulicos. Se darán ejemplos de diferentes instalaciones experimentales de diferentes tamaños y los fenómenos relacionados para los cuales se describirán las plataformas donde fueron diseñadas. Los estudiantes serán introducidos a los principios de escala que permiten experimentar ciertos fenómenos termohidráulicos a escala reducida y permiten formular correlaciones que son utilizables a diferentes escalas. En esta parte, se introduce el concepto de "matrices de validación experimental". Existen sesiones específicas para pruebas de efectos independientes e integrales y una sesión práctica sobre bases de datos de instalaciones experimentales. Los estudiantes tendrán tres actividades relacionadas con esta parte: Una actividad relacionada con el uso de una base de datos experimental. Una actividad en la experimentación de un fenómeno particular a escalas reducidas. Una actividad de seguimiento con el uso de códigos de sistema Otras actividades relacionadas con los códigos de sistema: Un artículo de revista relacionado con la termohidráulica será distribuido a cada estudiante. Los estudiantes tendrán que leer y demostrar que lo han entendido. Al final de este tema los estudiantes deben ser capaces de: Explicar el proceso de verificación y validación de herramientas computacionales. Explicar el uso de técnicas de escalamiento en la configuración de instalaciones experimentales. Explicar los diferentes tipos y propósitos de las instalaciones experimentales. Trabajar con una base de datos experimental específica. Explicar los fenómenos particulares que ocurren durante las situaciones accidentales de LWR. 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 = 0,5*THA + 0,5*THE RP = 0,5*RPA + =0,5* RPE Donde THA y RPA son las calificaciones de los diferentes trabajos encargados, mientras que el THE y RPE son las calificaiones del examen final. El peso relativo de cada trabajo en la nota final dependerá de su duración relativa. Se necesita una calificación mínima de 5/10 para cada una de las partes (TH y RP) por separado. 7 / 8

8 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: 8 / 8