Modelo reducido de un reactor nuclear y su utilización en las asignaturas del ámbito de la Ingeniería Nuclear

Abstract

[ES] En el grado de Ingenier´ıa de la Energ´ıa, los alumnos pueden cursar las asignaturas de Tecnolog´ıa Nuclear y Seguridad Nuclear. En ambas asignaturas se estudia el dise˜no de un reactor nuclear para que la central funcione en condiciones seguras. Para conseguir que los alumnos entiendan el funcionamiento de un reactor nuclear es interesante el uso de modelos matem´aticos que reproduzcan tanto la potencia generada como la evoluci´on de otras variables que afectan a la seguridad de la planta. En este trabajo, se presenta un modelo sencillo de reactor de agua a presi´on que permite observar la evoluci´on temporal de la potencia del reactor y las temperaturas de los componentes m´as importantes de la planta. Para obtener la potencia generada se hace uso del modelo de cin´etica puntual, mientras que para el c´alculo de las temperaturas del combustible y del refrigerante se utiliza un modelo sencillo de transmisi´on de calor. De este modo, el problema se formula mediante un sistema de ecuaciones diferenciales ordinarias que se resuelve utilizando m´etodos num´ericos. El desarrollo del modelo permite a los alumnos de Tecnolog´ıa Nuclear y Seguridad Nuclear comprender la evoluci´on temporal de alguna de las variables de un reactor y darse cuenta de los efectos estabilizantes que los par´ametros de la termohidr´aulica tienen sobre la potencia generada.

[EN] In the Bachelor’s degree of Energy Engineering, students can attend to Nuclear Technology and Nuclear Safety courses. Both subjects are focused on the reactor design to assure the nuclear power plant operates in safe conditions. The use of mathematical models to reproduce the power generated and other plant safety variables helps the students to understand the nuclear power reactor operation. In this work, a simple model of a Pressurized Water Reactor that allows to represent the temporal evolution of the reactor power and the temperatures of the most important plant components is presented. The point kinetics model is used to obtain the power generated inside the core, while a simple heat transfer model is used to calculate the fuel and coolant temperatures. In this way, the problem is formulated as a system of ordinary differential equations that is solved using numerical methods. The development of the model allows the students of Nuclear Technology and Nuclear Safety to understand the temporal evolution of some of the reactor variables and to become aware of the stabilization effect of the thermohydraulic parameters over the generated power.