Plataforma UPM para la simulación de nuevos diseños de núcleos de reactores y formación

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La Universidad Politécnica de Madrid, con más de 40 años de experiencia en la simulación de reactores nucleares, ha desarrollado una plataforma completamente funcional que permite el análisis Best Estimate Plus Uncertainty de los reactores nucleares de agua ligera. Esta plataforma es multifísica, ya que se basa en el acoplamiento neutrónico – termohidráulico entre COBAYA4 y COBRA-TF, y además permite realizar simulaciones a nivel multiescala, tanto a escala de barrita combustible como de elemento combustible. El uso de esta plataforma está enfocado a la formación cualificada y a la investigación en nuevas metodologías de análisis de seguridad y nuevos tipos de reactores, como el reactor SMR de NuScale.

La formación especializada supone un reto en el sector nuclear, ya que esta formación debe ser intensiva, abarcando los diversos campos de conocimiento que integran el sector y su interrelación. Concretamente, el campo del diseño nuclear es un campo multidisciplinar debido al fuerte acoplamiento que existe entre las físicas elementales del problema: neutrónica, termohidráulica y termomecánica. Por tanto, únicamente comprendiendo cómo interaccionan estos fenómenos entre sí puede entenderse la respuesta dinámica de un reactor ante cambios inducidos o inherentes a su propio comportamiento. El empleo de una plataforma que permita reproducir el comportamiento del reactor es esencial para responder a estos retos, ya que posibilita el aprendizaje por observación directa, fomenta la experimentación y permite a los alumnos trabajar de forma independiente, examinando la complejidad de estos fenómenos físicos y sus interacciones. En este artículo se ha incluido una breve descripción sobre la aplicación de esta plataforma a la formación en la asignatura de “Termohidráulica Nuclear” del Máster en Ciencia y Tecnología Nuclear de la UPM.

La plataforma además es usada en proyectos de investigación, tradicionalmente basados en reactores de agua ligera de gran potencia, y adaptándose en estos momentos a reactores modulares (SMR), que se espera que cobren gran relevancia en el futuro cercano de la energía nuclear. Uno de los SMR con mayor proyección a nivel mundial es el reactor de NuScale debido a que las estimaciones económicas revelan su capacidad de competir con los reactores convencionales reduciendo significativamente el capital de inversión inicial. En este artículo se ha incluido la simulación de un transitorio de eyección de barras de control postulado en el análisis de seguridad durante un hipotético primer núcleo de NuScale, como paso inicial antes de la aplicación de diferentes métodos de análisis de seguridad, con el fin de probar las capacidades de la plataforma en SMRs.

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