Mostra el registre d'ítem simple
Estudio de transitorios mediante un modelo acoplado neutrónico-termohidráulico
dc.contributor | Reventós Puigjaner, Francesc Josep |
dc.contributor.author | Morales López, Estela |
dc.contributor.other | Universitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear |
dc.date.accessioned | 2009-04-17T11:40:34Z |
dc.date.available | 2009-04-17T11:40:34Z |
dc.date.issued | 2008-11 |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/2099.1/6318 |
dc.description.abstract | El principal objetivo de este proyecto es desarrollar una mejora en el modelo neutrónicocinético de la Central Nuclear de Ascó y la realización de un estudio neutrónicotermohidráulico acoplado mediante el código de cálculo RELAP5/ 3D. Para poder alcanzar dicho objetivo será necesario, en primer lugar, y partiendo de una biblioteca de secciones eficaces en código PARCS, hacer las transformaciones necesarias para obtener esta biblioteca de secciones eficaces en código RELAP5/ 3D y así poder implementar un modelo cinético nodal más detallado. En este proyecto se presenta por una parte una biblioteca de secciones eficaces para RELAP5/ 3D, además del método de transformación utilizado para pasar de un código a otro. Por otra parte y una vez implementada la mejora de la cinética se ha de conseguir un modelo estacionario válido para la C.N. de Ascó. Alcanzado este punto, se analizará un rechazo de carga de turbina del 100% al 50% con la finalidad de verificar la validez de este modelo. A continuación, se comprobará la evolución del nuevo modelo ante un escenario muy conocido como es la rotura de la línea de vapor principal. El modelo base utilizado en este estudio es la planta de la CN de Ascó en su ciclo 13, en el cual, la planta presentaba una potencia de 2900MW. En este modelo se utilizará el código RELAP-5 3D -NESTLE, donde la tridimensionalidad y la cinética están acopladas. Este proyecto supone un primer paso dentro de las mejoras, tanto a nivel cinético como termohidráulico, a realizar en modelos futuros usando el código de cálculo RELAP5/ 3D y poderlos validar en diferentes escenarios, y de este modo, poder conocer mejor el comportamiento de la planta frente a escenarios tanto de tipo operativo como de tipo accidentales. |
dc.language.iso | spa |
dc.publisher | Universitat Politècnica de Catalunya |
dc.subject | Àrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Centrals nuclears |
dc.subject.lcsh | Nuclear power plants--Simulation methods |
dc.subject.lcsh | Nuclear reactors --Fluid dynamics |
dc.subject.lcsh | Thermal neutrons |
dc.title | Estudio de transitorios mediante un modelo acoplado neutrónico-termohidráulico |
dc.type | Master thesis (pre-Bologna period) |
dc.subject.lemac | Centrals nuclears -- Simuladors |
dc.subject.lemac | Reactors nuclears -- Mecànica de fluids |
dc.subject.lemac | Ascó, Central Nuclear d' |
dc.subject.lemac | Neutrons tèrmics |
dc.rights.access | Open Access |
dc.audience.educationlevel | Estudis de primer/segon cicle |
dc.audience.mediator | Escola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona |
dc.provenance | Aquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web |
dc.audience.degree | ENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994) |
Fitxers d'aquest items
Aquest ítem apareix a les col·leccions següents
-
Enginyeria Industrial (Pla 1994) [3.410]