Evaluación de la fluencia neutrónica en vasija en reactores de fisión
TÍTULO DEL PROYECTO: Mejora de la evaluación de la fluencia neutrónica en vasija en reactores de fisión (FLEXCORE).
TIPO DE PROYECTO: Proyecto de Generación de Conocimiento en el marco del Programa Estatal para Impulsar la Investigación Científico-Técnica y su Transferencia, del Plan Estatal de Investigación Científica, Técnica y de Innovación 2021-2023. Código del proyecto: PID2022-140809OB-I00
FINANCIACIÓN CONCEDIDA: 118.750€ y 111.758 € de ayuda predoctoral FPI
PARTICIPANTES:
- España: UPM, Departamento de Ingeniería Energética, División Nuclear (Profesores Nuria García-Herranz, Oscar Cabellos, Emilio Castro, Diana Cuervo, Eduardo Gallego, Gonzalo García, César Queral y doctorandos Iñigo Gayo y Alejandro Marro)
- Estados Unidos: North Carolina State University, Department of Nuclear Engineering (Kostadin Ivanov)
El proyecto persigue desarrollar una metodología BEPU (best-estimate plus uncertainties) para una evaluación realista de la fluencia en la vasija e internos de reactores PWR, aspectos clave para la operación a largo plazo.
La metodología está basada en modelización y simulación (M&S), haciendo uso tanto de códigos propios (para los cálculos de núcleo o in-core) como de códigos de transporte neutrónico de Monte Carlo (para los cálculos de transporte ex-core). Y está acompañada de actividades de VVUQ (Verificación, Validación con programas experimentales y Análisis de sensibilidad e incertidumbre).
La metodología será capaz de tener en cuenta la historia real de operación de un reactor a lo largo de su vida útil y permitirá identificar qué fenómenos son relevantes (incluyendo impacto de datos nucleares) para una estimación realista de la fluencia en vasija, tanto en la zona conocida como beltline, como fuera de ella. El proyecto evaluará el impacto de las distintas aproximaciones adoptadas hoy en día en las metodologías aceptadas internacionalmente para los análisis de seguridad en escenarios de extensión de vida, aportando beneficios tecnológicos, científicos y formativos.
| Figura: Número de reactores con autorización de explotación a largo plazo. Fuente: Elaborada a partir de datos del Foro Nuclear, y A. González Jiménez, G. Jiménez Varas, A. de la Torre Fernández del Pozo, Panorama energético y energía nuclear a octubre de 2024, Nuclear España, Noviembre 2024 |
La prolongación de la vida útil de una central más allá de su vida diseño es una opción viable dado que los reactores pasan por revisiones periódicas y, desde el inicio de su operación, han sido objeto de significativas mejoras y modernizaciones, que permiten continuar operando bajo los más altos estándares de seguridad y eficiencia exigidos. Pero para que una central pueda operar más allá de su vida de diseño, es necesario evaluar el estado real de las estructuras, sistemas y componentes de la planta y adoptar las medidas necesarias para garantizar que los efectos de envejecimiento no afectan a su operación segura. Una de las estructuras más críticas es la vasija del reactor, cuya sustitución no es factible. Para la licencia de Operación a Largo Plazo es por tanto necesario demostrar, mediante análisis de envejecimiento basados en metodologías validadas internacionalmente, que su integridad estructural no se ve comprometida. Uno de los aspectos clave es la evaluación de la fluencia de neutrones rápidos en la vasija, al ser determinante en su fragilización.
Fecha: 14 de enero de 2025
El cálculo in-core tiene como objetivo proporcionar la distribución realista de la fuente de neutrones. Los simuladores de núcleo, herramientas multifisica basadas en el acoplamiento de un código de transporte determinista (o su aproximación de difusión) con un código termohidráulico (con termomecánica simplificada), son herramientas únicas para caracterizar la fuente teniendo en cuenta la historia real de operación.
En la UPM se ha desarrollado, gracias a la participación en distintos proyectos europeos (Figura 2) el código neutrónico COBAYA4, que resuelve la ecuación de difusión neutrónica corregida por transporte a nivel multiescala: elemento y barrita de combustible. Está acoplado con el código termohidráulico COBRA-TF a través de la plataforma open-source SALOME para tratar los aspectos multifísica. El sistema de códigos SCALE se utiliza para generar las librerías de secciones eficaces necesarias para COBAYA.
