Tesis:
Desarrollo e implementación de la descomposición en subdominios del acoplamiento neutrónico-termohidráulico mediante disecciones alternadas con un sistema de cálculo multiescala.
- Autor: JIMENEZ ESCALANTE, Javier
- Título: Desarrollo e implementación de la descomposición en subdominios del acoplamiento neutrónico-termohidráulico mediante disecciones alternadas con un sistema de cálculo multiescala.
- Fecha: 2010
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA NUCLEAR
- Acceso electrónico: http://oa.upm.es/4295/
- Director/a 1º: ARAGONES BELTRAN, José María
- Director/a 2º: CUERVO GOMEZ, Diana
- Resumen: El desarrollo de la tecnología Nuclear ha permitido una visión cada vez más realista de los fenómenos que se producen en un reactor nuclear, y concretamente en los aspectos neutrónicos y termohidráulicos. Para ello es necesario, por un lado, el aumento del refinamiento de las mallas de cálculo utilizadas, que hasta el momento implicaban la homogeneización de grandes regiones del núcleo del reactor y, por otro, la resolución de forma acoplada de las ecuaciones correspondientes. Como resultado del nivel de desarrollo en los códigos de simulación y en la tecnología disponible, es posible plantear el acoplamiento entre la neutrónica y la termohidráulica en un nivel más profundo y tener en cuenta las heterogeneidades en el elemento combustible tanto radial como axialmente. La Tesis pretende desarrollar un acoplamiento neutrónico-termohidráulico de estas características. Para llevarlo a cabo se ha planteado el esquema local-global utilizado en el Sistema Español de Análisis de Núcleos de Agua a Presión, basado en la descomposición del núcleo en subdominios, donde cada subdominio se corresponde con un elemento combustible. Para obtener una aceleración en la convergencia de las condiciones de contorno en los cálculos detallados, se debe llevar a cabo un cálculo de núcleo completo con una representación de un nodo neutrónico por cuarto de elemento combustible. En el campo neutrónico se utilizan factores de discontinuidad del flujo para la corrección de los valores promedio que se obtienen de un cálculo preliminar de difusión en malla fina bidimensional. Pero esto supone el uso de correlaciones termohidráulicas para el cálculo de las secciones eficaces además de que, al no ser tridimensionales, se deben usar valores medios para toda la longitud axial. En el campo termohidráulico ha sido habitual la discretización del núcleo del reactor en grandes regiones en las que se suponían propiedades homogéneas y se despreciaban, por tanto, los fenómenos debidos a su geometría interior. En la Tesis se ha desarrollado la metodología de la descomposición en subdominios mediante disecciones alternadas aplicada al análisis de núcleos de reactores PWR. Dicha metodología permite abordar el problema del cálculo del núcleo completo en la escala de barras combustibles y subcanales con un sistema de cálculo multiescala. El cálculo del núcleo completo en ese nivel de detalle permite considerar los efectos de la realimentación termohidráulica detallada sobre las secciones eficaces, resultando una mejor estimación de los límites de seguridad locales en las barras de combustible. La metodología citada en el párrafo anterior ha sido aplicada al OECD/NEA MOX Core Transient Benchmark, utilizándose el conjunto de códigos presentes en el sistema COBAYA3 para la realización de estos cálculos multiescala. Los resultados obtenidos en las distintas configuraciones propuestas prueban la bondad de esta metodología para afrontar este tipo de problemas.