7/24/2019 Diseo de Plataformas Unificadas

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Diseo de Plataformas Unicadas

En los ltimos aos, se ha presentado una gran variedad de trabajos deinvestigacin en el campo de los reactores. Hoy en da, en muchos pases sehan establecido programas e investigaciones encaminadas a desarrollartecnologas nucleares como lo son sper reactores de alta temperatura.Como parte innovadora se desarrollaron tecnologas computacionales(sot!are" con el propsito de resolver num#ricamente, usando m#todos deelementos $nitos cl%sicos y nodales, diversos modelos &ue surgen de la'sica y de la ngeniera de )eactores *ucleares. +os principales modelos dela sica de reactores nucleares surgen de la ecuacin de transporte deneutrones en sus dierentes aproimaciones angulares- a" la aproimacinde ordenadas discretas y b" la aproimacin de armnicos es#ricos.

*o obstante, en orma natural y ante los acontecimientos del orden mundialse ha etendido la lnea de investigacin al desarrollo de modelos yherramientas computacionales para el estudio y an%lisis de accidentes

severos, dado &ue todas las centrales del mundo deben demostrarcapacidad a trav#s de guas y procedimientos &ue son capaces de mitigarlos eectos de estos accidentes. ambi#n se han desarrollado y probado unametodologa para an%lisis de sensibilidad e incertidumbre para simuladoresy modelos num#ricos, &ue se ha aplicado en la simulacin de procesosnucleares. +as herramientas desarrolladas se integrar%n en una plataormaintegrada, desarrollada y mantenida por epertos para bene$cio de lascomunidades.

Qu son las Plataformas Unicadas?

+as plataormas de simulacin consideran un etenso conjunto deenmenos sicos importantes en el diseo y seguridad de reactoresnucleares, siendo los enmenos m%s evidentes y medibles la uente decalor por $sin, mecanismos de transerencia de calor al rerigerante, ascomo el comportamiento t#rmico y mec%nico de los materiales &uecomponen las barras de combustible bajo esuer/os etremos &uedeterminan la integridad de las barreras de seguridad en condicionesnormales y anormales de operacin. +a neutrnica, la termohidr%ulica y elcomportamiento termomec%nico de los combustibles constituyen la basepara reali/ar an%lisis de seguridad de mejor estimacin 0E (0est Estimate"en el diseo y an%lisis de reactores nucleares. odo este car%cter multisicose centra en el ncleo del reactor, &ue es en donde se dan las $sionesnucleares y cuya potencia producida en orma de calor debe ser removidapor el rerigerante.

Neutrnica.El diseo y operacin de un reactor nuclear est% totalmenterelacionado con la capacidad de predecir la distribucin de los neutrones enel sistema en uncin del espacio, la energa y el tiempo. Esto se puedehacer resolviendo la ecuacin de transporte de neutrones de 0olt/mann. Elproblema es, en general, muy complejo debido al gran nmero de posiblestrayectorias e interacciones (reacciones nucleares" &ue un neutrn puedeeperimentar mientras se mueve a trav#s del sistema. 1in embargo, esposible, al menos en teora, resolver el problema insertando en la ecuacin

de transporte, un conjunto completo de secciones e$caces, &ue representanlas probabilidades de interaccin de los neutrones, junto con el arreglo

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geom#trico de los materiales en el sistema. En la pr%ctica, no obstante, lascosas no son tan simples. 2rimeramente, la dependencia en energa de lassecciones e$caces de absorcin, dispersin, $sin, etc., es muy complejapara ciertos intervalos de energa y no del todo conocida. 3dem%s, ensegunda, el arreglo geom#trico de los materiales en el reactor es tan

complicado &ue la ecuacin de 0olt/mann no se podra resolver en untiempo ra/onable aun con el uso de sper computadoras. 3s, variasestrategias se han desarrollado a lo largo de los aos para encontrarsoluciones num#ricas para ormas aproimadas de la ecuacin detransporte, las cuales logran reproducir los enmenos de inter#s con ciertogrado de precisin.

Termohidrulica. 2or otro lado, las evaluaciones de seguridad de lasplantas nucleares est% tambi#n muy relacionada con la capacidad paradeterminar las distribuciones temporales y espaciales de las condicionestermohidr%ulicas del 4uido as como los eectos asociados de las uentes ysumideros de calor a trav#s del sistema de rerigeracin del reactor, yespecialmente en la regin del ncleo. +as mediciones en5lnea endierentes posiciones de los sistemas primario y secundario de las plantasnucleares pueden proporcionar valiosa inormacin en este conteto. 1inembargo, usando estos medios, no es posible revelar varios detallestermohidr%ulicos, por ejemplo al interior de los ensambles de combustible.El m#todo establecido para evaluar esas condiciones m%s complejas esempleando herramientas avan/adas de simulacin num#ricatermohidr%ulica basadas en modelos de solucin sicos y num#ricos bienvalidados para poder predecir el comportamiento de una planta nuclear. 3spues, los enmenos sicos &ue se deben simular son muy numerosos y,

muchas veces, dependientes del problema. +a conduccin de calor, ladin%mica del 4uido, la transerencia de calor para 4ujo en una y dos ases, eltransporte de boro en l&uido, etc. conorman un conjunto de enmenossicos &ue se deben de tomar en cuenta para la mayora de los an%lisis.

Termomecnica.El desarrollo y abricacin de los elementos combustiblesutili/ados en reactores nucleares han sido objeto de innumerables estudiospor parte de las grandes compaas &ue proveen de #stos a las empresasel#ctricas, las cuales deben garanti/ar &ue trabajan de una maneracon$able y segura. +os ensambles combustibles est%n diseados parasoportar un grupo de barras individuales de combustible, para el caso de losreactores 06), estas barras individuales de combustible est%n contenidas

en una caja met%lica &ue acta como separador de 4ujo y estructura desoporte. Cada uno de estos ensambles combustibles puede generar variosmega!atts de calor, por lo &ue es necesario reali/ar un an%lisistermomec%nico en los materiales &ue constituyen un elemento combustiblecon el propsito de evaluar su vida til, sin eponer a la planta de surir unaccidente o incidente, una ve/ &ue el elemento es sometido a lascondiciones de operacin del reactor. 7e esta orma, es indispensablecontar con un cdigo con el cual se pueda evaluar el desempeo de lasbarras combustibles.

Metodologas de Acoplamiento de Cdigos

+as metodologas de acoplamiento multisico son un tema complejo conmuchas posibles combinaciones. En el pasado, los an%lisis termohidr%ulicos

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y neutrnicos del comportamiento del ncleo se eectuaban de ormaseparada, aun&ue ambos deban ajustarse a las mismas condiciones delreactor. 3s por ejemplo, los an%lisis termohidr%ulicos hacan uso de modelosneutrnicos simpli$cados, como es el caso de la cin#tica puntual. Elresultado de dichas simulaciones proporcionaba las condiciones a la rontera

necesarias para el ncleo del reactor, tales como 4ujo m%sico y distribucinde temperaturas del rerigerante a la entrada del ncleo, as como uncionesdependientes del tiempo para la presin, por ejemplo. El ncleo del reactorpuede entonces ser anali/ado con modelos neutrnicos detallados (en tresdimensiones". 1in embargo, en la realidad el problema es mucho m%scomplejo pues estas condiciones a la rontera (provenientes de la partetermohidr%ulica" son uncin de la potencia generada en el reactor. 7e estaorma, la aplicacin de estos modelos de c%lculo est% limitada y dependeuertemente de consideraciones apropiadas en la interace acoplada ypuede llevar a condiciones muy irreales si es &ue todas las incertidumbresse toman en cuenta al demandar condiciones a la rontera conservativas. El

acoplamiento neutrnico8termohidr%ulico (multisico" constituye laevolucin directa de dichos m#todos especialmente en los casos en &ueeiste una retroalimentacin uerte entre el comportamiento neutrnico ytermohidr%ulico del ncleo, as como en situaciones en las &ue el 4ujoneutrnico se vuelve uertemente asim#trico y su distribucin espacialcambia durante el transitorio anali/ado. 2ara el acoplamiento de estas dosdisciplinas se han identi$cado seis componentes b%sicos &ue deben tomarseen cuenta, siendo #stos- el modo de acoplamiento (interno o eterno"9 laaproimacin de acoplamiento (integracin serial o paralela"9 elacoplamiento de mallas espaciales ($jo o 4eible"9 los algoritmos deacoplamiento temporal (sincroni/acin del paso de tiempo"9 los es&uemas

num#ricos de acoplamiento (eplcito, semi implcito, implcito e iteracin depunto $jo" y los es&uemas de convergencia del acoplamiento. +a parteneutrnica est% encargada de calcular los 4ujos neutrnicos y a su ve/poder predecir la distribucin de potencia dentro del ncleo. 7ichadistribucin de potencia se usa a la entrada de la parte termohidr%ulica,pues es directamente proporcional a la uente de calor. +a partetermohidr%ulica estar% encargada de calcular temperaturas (tanto delcombustible como del rerigerante", densidades, concentraciones de boro,entre otros par%metros. Estos par%metros termohidr%ulicos tienen un uerteimpacto en la neutrnica. 2or ejemplo, un aumento en la potencia resultar%en un aumento en la uente de calor, lo &ue a su ve/ derivar% en un

aumento de temperaturas y por consiguiente una disminucin en ladensidad del moderador. +a reduccin en la densidad del moderadorimpactar% en la calidad de moderacin, de tal orma &ue al haber menosmoderador habr% por consiguiente menos neutrones t#rmicos lo &ue setraduce en menos $siones, disminuyendo por consiguiente la potencia delreactor. Este eecto de autocontrol intrnseco en un reactor nuclear sedenomina control de reactividad por coe$ciente de vacos (densidad delmoderador" y es de vital importancia en los reactores nucleares. +osprocedimientos anteriores (sin acoplamiento" permiten considerar este tipode eectos de manera global usando un modelo de cin#tica puntual ycoe$cientes de reactividad basados en el comportamiento global de la

potencia.

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eneracin de !ecciones "caces Macroscpicas

+a manera en &ue la termohidr%ulica retroalimenta a la neutrnica es pormedio de 1ecciones E$caces (:1". +as :1 son unciones multivariable &uedependen de muchos actores, entre ellos los par%metros termohidr%ulicospreviamente de$nidos. +as secciones e$caces usualmente se calculanusando cdigos determinsticos &ue resuelven la ecuacin de transporte enestructuras bien de$nidas, como puede ser un ensamble de combustibletienen la caracterstica de poder modelar con un grado de detalle alto,adem%s, los m#todos num#ricos de solucin son en general robustos, por lo&ue se necesitan tiempos de c%lculo considerables para obtener resultadosaceptables en estado estacionario9 por lo &ue el an%lisis tridimensional ydependiente del tiempo de un ncleo es pr%cticamente imposible deanali/ar con dichos cdigos. 2or lo tanto, dichos cdigos son usadostradicionalmente para calcular 4ujos neutrnicos en estructuras biende$nidas. 7ichos 4ujos neutrnicos dependen de los par%metros deretroalimentacin previamente $jados y se usan para generar tablasmultidimensionales de secciones e$caces &ue representar%n promedios delas interacciones probables dentro de la estructura o geometra anali/ada enuncin de los par%metros de retroalimentacin termohidr%ulicos. 1inembargo, la mayora de estos cdigos son comerciales y sus licencias sonsumamente costosas. Es importante sealar &ue la correcta generacin desecciones e$caces es la base del an%lisis din%mico de un reactor nuclear ypor consiguiente implica un esuer/o considerable.

#ntegracin de Cdigos dentro de una Plataforma de C$lculo

Como parte de los proyectos de la ;nin Europea *;)E1

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denomina ?2?2;, o ?2; de propsito general (?eneral 2urpose ?2;", paralo cual se ha desarrollado la ar&uitectura C;73- Compute ;ni$ed 7evice3rchitecture (3r&uitectura de 7ispositivos de Cmputo ;ni$cado" &ue hacereerencia tanto a un compilador como a un conjunto de herramientas dedesarrollo creadas por *A73 &ue permiten a los programadores usar una

variacin del lenguaje de programacin C para codi$car algoritmos en ?2;de *A73.

An$lisis de !ensi)ilidad e #ncertidum)re &!*U por sus siglas en#ngls(

El concepto de incertidumbre re4eja duda acerca de la veracidad delresultado obtenido una ve/ &ue se han evaluado todas las posibles uentesde error y &ue se han aplicado las correcciones oportunas. 2or tanto, laincertidumbre nos da una idea de la calidad del resultado ya &ue nosmuestra un intervalo alrededor del valor estimado dentro del cual seencuentra el valor considerado verdadero. +a importancia de proporcionar la

incertidumbre de los resultados permite comparar resultados obtenidos porvarios instrumentos u obtenidos con dierentes metodologas analticas. 2orotro lado, el concepto de an%lisis de sensibilidad, tiene &ue ver con lacapacidad de respuesta a muy pe&ueas ecitaciones, estmulos o causas,as como con el grado o medida de la e$cacia o precisin de ciertosaparatos cient$cos, electrnicos, pticos, etc. En todo proyecto se trabajacon algunos actores sobre los &ue se tiene poder de decisin (variablescontrolables", y otros sobre los &ue slo se pueden reali/ar estimaciones(variables no controlables". 7e acuerdo a lo anterior podemos de$nir alan%lisis de sensibilidad como el proceso de medicin de variables &ueaectan el desarrollo del proyecto. 3s, un an%lisis de sensibilidad tiene como

$nalidad evaluar el impacto &ue los datos de entrada o las restriccionesespeci$cadas a un modelo de$nido tienen en el resultado $nal o en lasvariables de salida del modelo, esto es sumamente valioso en el proceso dediseo de productos o servicios. En el campo nuclear, cada ve/ se hace m%suso de metodologas de mejor estimacin (best estimate" y de altade$nicin (high $delity". +os organismos reguladores, poco a poco aceptandichas metodologas para reempla/ar los c%lculos conservadores, peroeigen &ue los resultados obtenidos con dichas metodologas vayanacompaados de bandas de incertidumbre as como de an%lisis desensibilidad, por lo &ue el desarrollo de nuevas herramientas de c%lculodebe considerar dichos an%lisis.