Análisis de la evolución de la potencia debida al movimiento de barras de control en un reactor nuclear para la verificación del código FEMFFUSION

Abstract

[ES] Para el análisis de la seguridad de un reactor nuclear, es necesario simular de manera muy precisa la evolución de la potencia del reactor a lo largo del tiempo. El valor de la potencia del reactor depende de múltiples parámetros, uno de los más importantes es el movimiento de las barras de control, el cual supone una inyección de reactividad positiva, si las barras se extraen del núcleo, y negativa, si se insertan.

En este Trabajo Fin de Grado se obtiene la a evolución de potencia durante un transitorio mediante dos aproximaciones a la ecuación del transporte neutrónico distintas. La primera, a partir de la solución de la ecuación de la difusión neutrónica. La segunda, mediante las ecuaciones de armónicos esféricos simplificados de orden 3, conocidas como las ecuaciones SP3. El primer objetivo del trabajo es la comparación de la solución proporcionada por ambas aproximaciones y la comprobación de que las ecuaciones SP3 mejoran las aproximaciones de la ecuación de la difusión neutrónica.

En segundo lugar, se procede a la verificación del código FEMFFUSION para su uso en cálculos de transitorios definidos a partir de la extracción e introducción de barras de control. Para validar este código, se realizarán los mismos cálculos utilizando el código Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) y se compararán los resultados.

En el presente trabajo se hace el estudio de un transitorio de eyección de la barra de control central en un reactor de agua a presión. Se realiza un análisis de la potencia, del flujo neutrónico rápido y del flujo neutrónico térmico en todo el reactor en diferentes momentos del transitorio mediante los programas Matlab y Paraview, con los que se obtienen esquemas visuales de la evolución de la potencia en todo el reactor.

[EN] In order to analyse the safety of a nuclear reactor, it is necessary to simulate with a high precision the evolution of reactor power over time. The value of the reactor power depends on multiple parameters, one of the most important is the movement of the control rods, which involves an injection of positive reactivity, if the rods are removed from the core, and negative reactivity, if the rods are inserted.

In the Final Degree Project, the power evolution during a transient is obtained by two different approximations to the neutron transport equation. The first approximation is based on finding the solution of the neutron diffusion equation. In the second one, power evolution is obtained through the 3-order simplified spherical harmonic equations, known as the SP3 equations. The first objective of the work is the comparison of the solution provided by both approximations and the verification that the SP3 equations improve the calculations obtained by the neutron diffusion equation.

Secondly, the FEMFFUSION code is verified for using in calculations of transient defined from the extraction and introduction of control bars. To validate this code, the same calculations will be performed using the Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) code and the results will be compared.

In the present project a transient ejection of the central control bar in a pressurized water reactor is studied. An analysis of the power, the fast neutron flux and the thermal neutron flux throughout the reactor at different times of the transient is carried out using Matlab and Paraview programs, which provide visual diagrams of the power evolution throughout the reactor.