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dc.contributorTapia Fernández, Carlos
dc.contributorBlas del Hoyo, Alfredo de
dc.contributor.authorGarreta i Costa, Xavier
dc.contributor.otherUniversitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear
dc.date.accessioned2010-12-09T19:18:29Z
dc.date.available2010-12-09T19:18:29Z
dc.date.issued2010-09
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/2099.1/10472
dc.description.abstractEl presente proyecto final de carrera se enmarca en el convenio de colaboración entre el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Universitat Politècnica de Catalunya (UPC) para la realización de proyectos en el ámbito de la seguridad nuclear y la protección radiológica. El proyecto estudia el primer ciclo de quemado del combustible del European Pressurized Reactor (EPR) mediante el código de simulación SCALE. El EPR es un reactor de agua a presión de tercera generación, concebido y desarrollado por AREVA NP. Con una configuración de cuatro lazos ha sido diseñado para generar una potencia térmica de 4590 MWt y operar a una potencia eléctrica neta de aproximadamente 1600 MWe. Actualmente hay cuatro reactores del tipo EPR en construcción, uno en Finlandia (Okiluoto), otro en Francia (Flamanville), y dos más en China (Taishan). El reactor EPR se encuentra también en proceso de licenciamiento por parte de las autoridades reguladoras americanas y británicas. El primer ciclo de quemado es quizás el más complejo de los ciclos des del punto de vista de la composición del combustible, la presencia de varios grados de enriquecimiento del combustible y la notable utilización de venenos consumibles como el gadolinio hacen de especial interés el estudio del quemado de su combustible. La simulación mediante el código SCALE requiere la modelización del núcleo exigiendo una labor importante de identificación de los materiales, las composiciones y las geometrías. En el desarrollo del proyecto se evalúa también la capacidad y limitaciones que presenta el código de simulación SCALE para la modelización del reactor y el posterior estudio del quemado del combustible en un reactor. Para los estudios de criticidad y del quemado del combustible se han utilizado las secuencias de cálculo CSAS y TRITON, respectivamente. En estas se recurre al módulo KENO-V.a para los cálculos de criticidad mediante el método de Monte Carlo y al módulo ORIGEN-S para la simulación del quemado del combustible. Mediante estas secuencias se ha caracterizado el quemado del combustible, obteniendo la curva crítica de boro y estimado el grado de quemado y la duración máxima del primer ciclo. El análisis de los resultados permite afirmar que el código SCALE en su versión 5.1 permite simular y estudiar satisfactoriamente el ciclo de quemado del combustible. A pesar de algunas limitaciones que presenta el código para la modelización precisa del reactor, no suponen un obstáculo para realizar un estudio fiable del primer ciclo de quemado del combustible. La duración del ciclo, grado de quemado y la curva crítica de boro obtenidos mediante el modelo se ajustan a los parámetros de diseño del primer núcleo del reactor.
dc.language.isospa
dc.publisherUniversitat Politècnica de Catalunya
dc.rightsAttribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Spain
dc.rights.urihttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/
dc.subjectÀrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Centrals nuclears
dc.subject.lcshNuclear fuels
dc.titleEstudio del primer ciclo de quemado del combustible del reactor nuclear avanzado EPR
dc.typeMaster thesis (pre-Bologna period)
dc.subject.lemacCombustibles nuclears
dc.rights.accessOpen Access
dc.audience.educationlevelEstudis de primer/segon cicle
dc.audience.mediatorEscola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona
dc.provenanceAquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web


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