Desarrollo de un modelo reducido de un reactor nuclear para el análisis de transitorios de inyección de reactividad

Abstract

[ES] En el Trabajo de Fin de Grado, se ha desarrollado un modelo reducido de un reactor nuclear de agua a presión para la simulación de transitorios de inserción de reactividad, tanto positiva como negativa, que es uno de los tipos de accidentes incluidos en las bases de diseño de esta tecnología. El análisis del comportamiento de la planta utilizando modelos reducidos permite conocer, de manera general, la evolución de la planta de manera rápida. Se ha construido el modelo matemático considerando los fenómenos físicos que dominan la neutrónica, haciendo uso de las ecuaciones de la cinética puntual, y termohidráulica del reactor. El modelo obtenido es un sistema de ecuaciones diferenciales, que dan cuenta de la evolución de las variables más representativas en términos de seguridad de operación de la planta nuclear. Destaca la importancia del seguimiento de la potencia térmica y la temperatura de combustible, como variables más críticas desde el punto de vista de la seguridad de la planta. El modelo ha sido implementado en Matlab, dados su extendido uso científico y su conveniencia para la resolución del sistema de ecuaciones diferenciales planteado. Tras la ejecución del código en estado estacionario y su verificación, se ha procedido a la simulación de los transitorios. Los resultados de las evoluciones de las variables más importantes obtenidos con el modelo reducido han sido comparados con datos de referencia, extraídos mediante el código detallado RELAP5, avalado por organismos reguladores en el ámbito nuclear, para comprobar su adecuación. De esta comparación se concluye que el modelo reducido desarrollado es apropiado, puesto que proporciona unos buenos resultados comparados con la referencia.

[CA] En el Treball de Fi de Grau, s’ha desenvolupat un model reduït d’un reactor nuclear d’aigua a pressió per a la simulació de transitoris d’inserció de reactivitat, tan positiva com negativa, que és un dels tipus d’accidents inclosos en les bases de disseny d’aquesta tecnologia. L’anàlisi del comportament de la planta utilitzant models reduïts permet conèixer, de manera general, l’evolució de la planta de manera ràpida. S’ha construït el model matemàtic considerant els fenòmens físics que dominen la neutrònica, fent ús de les equacions de la cinètica puntual, i termo-hidràulica del reactor. El model obtingut és un sistema d’equacions diferencials, que donen compte de l’evolució de les variables més representatives en termes de seguritat d’operació de la planta nuclear. Destaca la importància del seguiment de la potència tèrmica i la temperatura de combustible, com variables més crítiques des del punt de vista de la seguritat de la planta. El model ha sigut implementat en Matlab, donat el seu estès ús científic i la seua conveniència per a la resolució del sistema d’equacions diferencials plantejat. Després de l’execució del codi en estat estacionari i la seua verificació, es va procedir a la simulació dels transitoris. Els resultats de les evolucions de les variables més importants obtinguts amb el model reduït han sigut comparats amb dates de referència, extrets mitjançant el codi detallat RELAP5, avalat per organismes reguladors en l’àmbit nuclear, per comprovar la seua adequació. D’aquesta comparació es conclou que el model reduït desenvolupat és adequat ja que proporciona uns bons resultats comparats amb la referència.

[EN] In this Bachelor Thesis, a reduced model of a nuclear pressurized water reactor for simulation of reactivity insertion transients, both positive and negative, has been developed. This type of transient is included in the accident design basis of the given technology. The analysis of plant’s performance using reduced models allows to evaluate the general evolution of the plant in a quick manner. A mathematical model which considers point kinetic equations for power calculation and thermo-hydraulics processes in different parts of the reactor has been constructed. The model consists of a differential equations system, which account for the evolution of the most representative variables in terms of nuclear safety. It is remarkably important the monitoring of thermal power output and fuel temperature as most critical variables regarding nuclear safety in these transients. The model has been implemented in Matlab, given its widespread scientific use and suitability for solving the raised differential equations system. After the steady state code execution and verification, transients’ simulations have been carried out. The results of the evolution of the most important variables obtained with the reduced model have been compared with reference data extracted from RELAP5 detailed code, which is a code supported by regulatory bodies in the nuclear field. From this comparison it is concluded that the reduced model developed is appropriate to analyze reactivity insertion transients as the obtained results agree with the ones provided by the reference code.