Sistema SEANAP (Sistema Español de Análisis de Núcleos de Agua a Presión) para análisis de núcleos de reactores PWR

Sistema integrado de códigos y procedimientos desarrollado en la Universidad Politécnica de Madrid para el análisis de PWR

Los códigos integrados en el sistema SEANAP son:

• MARIA y MARPIJ: códigos para la generación de librerías de secciones eficaces de celda y elemento combustible.
• COBAYA y DELFOS: códigos para el cálculo de núcleo 2D en malla fina (pin-by-pin).
• SIMULA: código para el cálculo nodal 3D del núcleo.
• SIMTRAN: código para el cálculo acoplado neutrónico-termohidráulico del núcleo en 3D.
• COBRA: código termohidráulico para análisis 3D de canales y subcanales.
• RELAP-5: código termohidráulico de planta.

Las aplicaciones que esta capacidad de cálculo permite realizar son:

• Cálculos de recargas optimizadas del combustible de centrales PWR.
• Análisis del diseño nuclear de los ciclos.
• Seguimiento en línea para vigilancia operacional.
• Optimización de maniobras operacionales cambios de nivel de potencia, arranque y parada del reactor.
• Cálculos de transitorios neutrónicos-termohidráulicos del núcleo.
• Cálculos de transitorios de planta, como por ejem­plo la rotura de la línea de vapor.
• Cuantificación de incertidumbres

Este sistema se ha desarrollado en colaboración con: ENDESA, Unión Eléctrica Fenosa Ingeniería, Centrales Nucleares Asco y Vandellós II y CSN.

El sistema SEANAP se ha utilizado los últimos 25 años en las Centrales Nucleares Españolas Ascó I, Ascó II y Vandellós. 

Proyecto europeo Euratom de simulación de reactores nucleares: FP6-NURESIM, FP7-NURISP y FP7-NURESAFE 

Este proyecto constituye el primer paso hacia el desarrollo de una plataforma europea común de simulación avanzada de la presente y próximas generaciones de reactores nucleares. En este proyecto participan diversas instituciones de distintos países que incluyen laboratorios, institutos y universidades de alto prestigio en desarrollo de métodos de simulación en reactores nucleares.

La participación española se centra en el desarrollo de nuevos códigos integrados para la simulación fiel y detallada del núcleo del reactor, incluyendo la cinética neutrónica y la termohidráulica 3D acopladas (multifísica) en las multiescalas relevantes. Estas son: la escala del combustible -celda o pastilla combustible -, la escala del núcleo completo -nodo o parte de elemento combustible -, incluyendo los reflectores y los componentes relevantes de la vasija del reactor, y la escala de la termohidráulica de la planta.

Se utilizan los siguientes códigos con características Multi-Escala y Multi-Física:

• COBAYA4 Simulador de núcleo con resoluciones NK nodales y pin-by-pin
• COBRA-TF Código térmico-hidráulico bifásico con resoluciones de canal y subcanal
• Acoplamiento eficiente que permite flexibilidad en los esquemas de mapeo NK y TH

CHANDA-EURATOM (2013-2018): Resolviendo los desafíos en los datos nucleares para la seguridad de las instalaciones nucleares europeas

Mejora de todos los elementos involucrados en los datos nucleares para superar los desafíos permanentes:

• Proporcionar los datos nucleares necesarios para la operación y el desarrollo seguro y sostenible tanto de los reactores existentes como los nuevos y las instalaciones del ciclo del combustible nuclear.

• Preparar soluciones para los desafíos surgidos por las mediciones de datos nucleares que necesitan los sistemas nucleares, como los datos para materiales altamente radiactivos, de vida corta o raros.

• Preparar herramientas que resuelvan los desafíos de cuantificar y certificar la precisión de los resultados de las simulaciones en función de los datos y modelos nucleares disponibles (incertidumbres).

Esto permite a la UE actualizar los datos nucleares hasta el nivel requerido por los códigos de simulación para cumplir con los requisitos actuales.

Seguridad de la criticidad en el crédito al quemado (OECD/NEA-CSN)

Metodologías para manejar el historial de irradiación de las muestras dentro del núcleo del reactor:

• Metodologías para una predicción mejorada del contenido isotópico en muestras de alto quemado
• Impacto de las incertidumbres de los datos nucleares en el quemado
• Participando en Benchmarks
• OECD / NEA WPNCS ("Grupo de trabajo sobre la importancia de la seguridad nuclear")

• Grupo de expertos sobre la seguridad de la criticidad en el crédito al quemado (BUC)
• Grupo de expertos en datos de ensayos de combustible nuclear gastado

• SFCOMPO 2.0 - Base de datos de composición de isótopos de combustible gastado (https://www.oecd-nea.org/sfcompo/)

Análisis de incertidumbres en el Modelado de LWR (OECD/NEA-CSN)

• Predicciones Best Estimates que se proporcionarán con sus límites de confianza: Métodos Best Estimate Plus Uncertainties (BEPU) 

• Metodología de Cuantificación de Incertidumbres en cálculos de COBAYA/COBRA-TF:

• SCALE6.2 para cálculo de incertidumbres de secciones eficaces de pocos grupos
• Capacidad de cálculo de incertidumbres en COBAYA: Teoría de perturbación de 1º Orden y Muestreo
• Capacidad de cálculo de incertidumbres en COBRA-TF: Muestreo

• Objetivo: aplicaciones multi-fisica

Iniciativa Industrial Sustentable Europea - ESNII (Euratom)

Los proyectos ESNII + y ESFR-SMART apuntan a mejorar aún más la seguridad de los reactores Gen-IV

Análisis de física de núcleos de reactores rápidos utilizando códigos de transporte de neutrones Monte Carlo

Análisis de Incertidumbre y Sensibilidad a datos nucleares de:

• parámetros del núcleo del reactor (criticidad, coeficientes de reactividad de retroalimentación, ...)
• parámetros del ciclo de combustible y de almacenamiento (isotópicos, calor de decaimiento, ...)

Simulación del combustible con códigos CFD de Reactores de Agua en Ebullición (BWR) - Acuerdo Iberdrola-UPM

Simulación de combustible BWR bajo flujo burbujeante para uno y cuatro subcanales utilizando los códigos  STAR-CCM + y ANSYS Fluent y optimizando la malla para las condiciones BWR.

Aplicaciones:

• Diseño de combustible
• Transitorios BWR.