Plataforma Multifísica de Altas Prestaciones para Análisis de Seguridad en Ingeniería Nuclear
- Autores: Agustín Abarca Giménez, Rafael Miró Herrero, Gumersindo Verdú Martín, José Melera, Alberto Concejal Bermejo
- Localización: Nuclear España: Revista de la Sociedad Nuclear española, ISSN 1137-2885, Nº. 395, 2018, págs. 30-35
- Idioma: español
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Resumen
Paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando herramientas informáticas mediante las que es posible obtener una descripción detallada de los fenómenos que tienen lugar en las plantas nucleares y en particular en el núcleo. El objeto de estas nuevas herramientas es el de realizar análisis de seguridad en reactores nucleares utilizando técnicas de mejor estimación. Las técnicas de mejor estimación, en contraposición con las conservadoras, permiten la operación del reactor con márgenes de seguridad más estrechos, y por tanto mayor economía del núcleo.
El análisis de seguridad de los LWR requiere un profundo conocimiento de los fenómenos físicos clave que determinan el comportamiento e integridad de todos los sistemas y salvaguardias que los componen.
Entre las áreas de ingeniería cuyo conocimiento es necesario para el estudio del comportamiento de los LWR destacan entre otras la mecánica de fluidos (tanto monofásica como multifásica), la neutrónica, la transmisión de calor y la resistencia de materiales.
El conocimiento alcanzado durante las últimas décadas en estos fenómenos ha resaltado la necesidad de analizar de forma conjunta todos los procesos físicos que se producen en un reactor nuclear debido a la fuerte relación de dependencia existente entre ellos. Gracias al análisis conjunto de toda la física se consiguen alcanzar estándares de precisión suficientes para dar credibilidad a la predicción realizada.
En Estados Unidos (EE.UU.), el consorcio CASL (Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactors) formado por numerosos Laboratorios Nacionales (Oak Ridge, Idaho, Los Alamos, Sandia, MIT), algunas universidades (Michigan, North Carolina) e incluso algunas empresas como Westinghouse, están desarrollando una plataforma multifísica (VERA) que tiene por objetivo proporcionar capacidades vanguardistas de modelado y simulación para mejorar el rendimiento de los LWR que se encuentran en operación. Las metas a cumplir por odos los desarrollos y códigos de la plataforma son crear un reactor virtual moderno, proporcionar más comprensión de los límites de seguridad mientras se abordan los problemas de operación y diseño, involucrar a toda la comunidad nuclear en la importancia del modelado y la simulación y desarrollar nuevos paradigmas de patrocinio y colaboración multidisciplinar.
Igualmente, cabe mencionar aquí los proyectos europeos Nuresim y Nurisp, auspiciados por el Commissariat à l’Énergie Atomique (CEA) francés, que han desarrollado una plataforma informática, Salome (The Open Source Integration Platform for Numerical Simulation).
Salome partió con la premisa de facilitar la integración en un mismo sistema informático de diferentes códigos de simulación: neutrónicos;
termohidrálicos; CAD, CFD, etc. Esta plataforma requiere una gran modificación de los códigos (modularidad) y la generación de API (Application Programming Interfaces) para la integración de los códigos en ella. Estos motivos hacen que no sea factible la integración de códigos de los que no se disponga de las fuentes (códigos open source).
Todos los desarrollos se incluyen en una misma plataforma informática que los engloba y coordina las simulaciones bajo las directrices del usuario. La plataforma debe poseer suficiente flexibilidad para realizar estudios de seguridad en multitud de escenarios operacionales o accidentales, con el fin último de ser utilizada en cálculos de apoyo a licencia. Las herramientas desarrolladas se deben verificar mediante una serie de aplicaciones prácticas en distintos transitorios y escenarios accidentales en reactores de agua ligera. Los resultados obtenidos se han comparado con medidas reales de planta y con los resultados de otros códigos de simulación mostrando una adecuada capacidad predictiva.
El objeto del proyecto NUC-Multphys ha sido el desarrollo una plataforma avanzada e innovadora de herramientas termohidráulicas, neutrónicas y termomecánicas, que puedan interactuar entre sí de forma automática, para conocer el comportamiento de los reactores nucleares, sus límites de actuación y realizar estudios de seguridad en los transitorios más característicos y accidentes de reactividad más comunes. El objetivo final de una plataforma multifísica es el poder tener control sobre el código fuente, de tal forma que sea un proyecto vivo, ampliable, actualizable y mejorable en cualquier momento, sin dependencias externas, que se pueda transferir a las empresas del sector, no sólo a nivel español, sino también a nivel internacional.
En la plataforma informática se incluyen algunos de los códigos de última generación (estado de arte) para el análisis del comportamiento de reactor. En el plano termohidráulico se utiliza el código formado por el acople semiimplícito entre el código de sistema Trace y el de subcanal Cobra-TF (CTF), cuya versión paralela se ha desarrollado e implementado. En transitorios en los que resultan necesarios los cálculos de neutrónica tridimensional, se ha desarrollado el acople explícito entre el simulador tridimensional de núcleos Parcs y el código de subcanal CTF. Para el análisis de la integridad de las varillas de combustible se emplean los códigos Frapcon y Fraptran, acoplando este último de forma temporalmente explícita con CTF.
