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Modelado y resolución del problema del encapsulamiento de combustible nuclear gastado
dc.contributor.author | Bautista Valhondo, Joaquín |
dc.contributor.author | Batet Miracle, Lluís |
dc.contributor.author | Mateo Doll, Manuel |
dc.contributor.other | Universitat Politècnica de Catalunya. Departament d'Organització d'Empreses |
dc.contributor.other | Universitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física |
dc.date.accessioned | 2020-07-30T07:50:22Z |
dc.date.available | 2020-07-30T07:50:22Z |
dc.date.issued | 2020-07-16 |
dc.identifier.citation | Bautista, J.; Batet, L.; Mateo, M. Modelado y resolución del problema del encapsulamiento de combustible nuclear gastado. "Dirección y organización", 16 Juliol 2020, vol. 71, núm. Julio, p. 44-70. |
dc.identifier.issn | 1132-175X |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/2117/328032 |
dc.description.abstract | En la gestión de residuos de combustible de las centrales nucleares españolas, está previsto activar los almacenes temporales individualizados (ATI) cuando se alcanza la saturación de la piscina destinada a albergar elementos de combustible nuclear gastado durante el periodo de explotación de la instalación; al finalizar dicho periodo, un ATI puede utilizarse como almacén transitorio a corto o largo plazo hasta que el almacén temporal central (ATC) esté disponible. Los elementos combustibles (EC), gastados y ubicados en la piscina de la central nuclear (CN), se seleccionan para su almacenado en seco en contenedores (cápsulas) atendiendo a una serie de restricciones impuestas a cada ATI por el órgano regulador competente en función de los requerimientos que afectan específicamente a los contenedores utilizados (v.gr. la limitación de la carga térmica o el número de posiciones para elementos combustibles). Las características de estas cápsulas condicionan el tiempo mínimo de enfriamiento del combustible en la piscina de la central nuclear y, por consiguiente, el tiempo necesario para completar el vaciado completo de dicha piscina. En este contexto, presentamos el problema del encapsulamiento en una etapa del combustible nuclear gastado, ofreciendo una formulación y un método de resolución en dos fases. En la primera fase, se utiliza un modelo de Programación lineal entera mixta (MILP-1), cuyo objetivo es minimizar el coste de los contenedores (de diverso tipo) que se requieren para reubicar los elementos disponibles en la piscina de una central nuclear. Para la segunda fase se ha implementado un algoritmo exacto (Algoritmo A1) que, partiendo de una solución de MILP-1, determina asignaciones óptimas de elementos a contenedores regionalizados por limitaciones sobre la carga térmica permitida en cada región. El procedimiento conjunto (MILP-1 más A1) es capaz de resolver óptimamente instancias con 1500 elementos combustibles, 6 tipos de regiones térmicas y 4 tipos de contenedores en tiempos de CPU inferiores a 0.75 segundos, repartidos así: 0.5 segundos para MILP-1 más 0.25 segundos para A1. |
dc.format.extent | 27 p. |
dc.language.iso | spa |
dc.rights | Attribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Spain |
dc.rights.uri | http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/ |
dc.subject | Àrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear |
dc.subject.lcsh | Nuclear fuels |
dc.subject.lcsh | Radioactive waste sites |
dc.subject.other | Programación lineal entera mixta (PLEM) |
dc.subject.other | Central nuclear (CN) |
dc.subject.other | Elemento combustible nuclear |
dc.subject.other | Gestión de residuos nucleares |
dc.subject.other | Calor de decaimiento |
dc.subject.other | Cápsula multipropósito MPC-32 |
dc.subject.other | CN Ascó |
dc.subject.other | Almacén Temporal Individualizado (ATI) |
dc.subject.other | Mixed Integer Linear Programming (MILP) |
dc.subject.other | Nuclear Power Plant (NPP) |
dc.subject.other | Nuclear fuel element |
dc.subject.other | Nuclear waste management |
dc.subject.other | Decay heat |
dc.subject.other | Multi-Purpose Canister MPC-32 |
dc.subject.other | NPP Ascó |
dc.subject.other | Independent Spent Fuel Storage Installation (ISFSI) |
dc.title | Modelado y resolución del problema del encapsulamiento de combustible nuclear gastado |
dc.type | Article |
dc.subject.lemac | Combustibles nuclears -- Gestió |
dc.subject.lemac | Abocadors de residus radioactius |
dc.contributor.group | Universitat Politècnica de Catalunya. OPE-PROTHIUS - Organització de la Producció en Tallers Híbrids |
dc.contributor.group | Universitat Politècnica de Catalunya. ANT - Advanced Nuclear Technologies Research Group |
dc.contributor.group | Universitat Politècnica de Catalunya. SCOM - Supply Chain and Operations Management |
dc.identifier.doi | 10.37610/dyo.v0i71.578 |
dc.relation.publisherversion | https://www.revistadyo.es/DyO/index.php/dyo/article/view/578 |
dc.rights.access | Open Access |
local.identifier.drac | 28909657 |
dc.description.version | Postprint (published version) |
dc.relation.projectid | info:eu-repo/grantAgreement/AEI/Plan Estatal de Investigación Científica y Técnica y de Innovación 2017-2020/PGC2018-095080-B-I00/ES/OPTIMIZACION DE LA PRODUCCION EN TALLERES HIBRIDOS ENLAZADOS POR UNIDADES EN SECUENCIA/ |
local.citation.author | Bautista, J.; Batet, L.; Mateo, M. |
local.citation.publicationName | Dirección y organización |
local.citation.volume | 71 |
local.citation.number | Julio |
local.citation.startingPage | 44 |
local.citation.endingPage | 70 |
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