5 resultados para Modelo atômico nuclear
em Universidad Politécnica de Madrid
Resumo:
El objetivo de este documento es acercar al lector menos familiarizado con la física actual y cuyo conocimiento del modelo atómico se ha quedado en un mero “protón, neutrón y electrón”, al modelo atómico contemplado por la física moderna, un vasto escenario compuesto por una lluvia de partículas elementales con un sinfín de nombres imposibles de recordar y cuyas interacciones nos son aún más desconocidas. La primera sección describe la interacción entre las fuerzas fundamentales de forma mucho más simplificada que la segunda, siendo esta última una versión mucho más fiel a la recogida por la teoría cuántica de campos. De esta manera, el lector es libre de escoger la versión que le resulte de mayor interés.
Resumo:
Durante los últimos años la física atómica ha vuelto a cobrar un papel fundamental en los planes de investigación, entre los que destacan aquellos dedicados al estudio teórico y experimental de la fusión nuclear. Concretamente, en el concepto de fusión por confinamiento inercial se pueden distinguir cuatro grandes áreas donde es básico el conocimiento de las propiedades atómicas de la materia. Estas son: 1. Modelado de la interacción entre haces de partículas o láser con la cápsula combustible 2. Simulación de blancos de irradiación indirecta mediante conversión a rayos X 3. Diagnosis de experimentos 4. Láseres de rayos X La modelación de los plasmas en fusión depende principalmente de la densidad electrónica. En fusión por confinamiento magnético (tokamaks), los plasmas tienen densidades bajas, por lo que, en general, es suficiente considerar un modelo corona, en el que la mayoría de los iones se encuentran en su estado fundamental o con un número pequeño de estados excitados, estableciéndose sus poblaciones mediante un balance entre la ionización colisional/recombinación radiativa y excitación/decaimiento espontáneo. Sin embargo, los plasmas característicos de la fusión por confinamiento inercial tienen densidades más altas, aunque, normalmente, no lo suficientes como para poder establecer condiciones de equilibrio local termodinámico (balance entre procesos colisionales). Estas densidades, que se podrían clasificar como intermedias, se caracterizan por la aparición de un mayor número de estados excitados por ión y por la importancia tanto de los procesos colisionales como radiativos. Además de lo expuesto anteriormente, en ciertos regímenes de plasma, las variables termodinámicas locales, fundamentalmente presión (densidad) y temperatura, varían fuertemente con el tiempo, de manera que cuando los tiempos característicos de esta variación son menores que los propios de relajación de los procesos atómicos, el sistema no puede tratarse en estado estacionario, siendo necesario resolver las ecuaciones de balance con dependencia temporal. Estas ecuaciones de tasa o de balance contienen una serie de términos que representan los distintos procesos mediante una serie de coeficientes cuyas expresiones dependen de las condiciones del plasma, por lo que el problema es fuertemente no lineal. Por otra parte, hay que añadir que si el medio es ópticamente grueso a la radiación, en las ecuaciones de tasa aparecen términos radiativos que incluyen el campo de radiación, por lo que es necesario resolver la ecuación de transferencia en cada línea o bien, utilizar otras aproximaciones, que sin resolver dicha ecuación, permitan tener en cuenta el campo de radiación en la línea. Por todo ello, el objetivo de esta Tesis se centra en el desarrollo de un modelo original para el cálculo de la distribución de los estados de ionización en un plasma de fusión por confinamiento inercial en condiciones de no-equilibrio termodinámico local, caracterizado por: 1. Resolución de las ecuaciones de balance en estado estacionario y con dependencia temporal, considerando a las distintas especies iónicas tanto en su estado fundamental como en posibles estados excitados. 2. Elección de especies iónicas y número de estados excitados en función de las condiciones de densidad y temperatura del plasma. En el caso de una evolución temporal el número de estados excitados y su distribución se adecúan en cada caso a las condiciones del plasma. 3. Tratamiento de medios ópticamente finos y gruesos, utilizándose para estos últimos una evaluación aproximada del campo de radiación en la línea. 4. Capacidad de acoplamiento a un modelo hidrodinámico a través de la temperatura electrónica, densidad y campo de radiación. Entre todas estas características, se debe hacer constar que las principales aportaciones originales se refieren, en primer lugar, a la forma original de resolver las ecuaciones de tasa con dependencia temporal, ya que se tiene en cuenta la evolución de todos los estados: fundamentales y excitados, frente a la hipótesis habitual de resolver las ecuaciones temporales sólo de los estados fundamentales, y suponer los excitados en estado estacionario, es decir, que siguen el comportamiento de su correspondiente fundamental. En segundo lugar, la elección del número de estados excitados por cada funda- X mental, que se realiza mediante un cálculo inicial donde se considera todos los iones del plasma en estado fundamental, para en función de las densidades de población obtenidas, elegir los estados fundamentales y sus correspondientes excitados que se deben considerar. Y por último, señalar que en el tratamiento de medios ópticamente gruesos se ha conseguido obtener una evaluación de la radiación absorbida por el plasma, independientemente de la geometría del mismo, sin necesidad de resolver la ecuación de transferencia en la línea, y sin acudir a otros métodos, que sin resolver dicha ecuación, necesitan la definición de una geometría para el plasma, por ejemplo, factores de escape. El modelo ha sido comparado y contrastado tanto con resultados teóricos como experimentales, observando unos resultados muy aceptables, de lo cual se deduce que el modelo es capaz de suministrar la evaluación de los parámetros atómicos en este tipo de plasmas. A partir de esta Tesis, el modelo se puede potenciar, a través de varias líneas de investigación que se han identificado: 1. Tratamiento de medios ópticamente gruesos con resolución de la ecuación de transferencia en las líneas. 2. Evaluación detallada de las secciones eficaces de los distintos procesos que tienen lugar en plasmas, y que aparecen en las ecuaciones de balance a través de los coeficientes de tasa.
Resumo:
El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.
Resumo:
La presente tesis se centra en el estudio de los fenómenos de transporte de los isótopos de hidrógeno, y más concretamente del tritio, en materiales de interés para los reactores de fusión nuclear. Los futuros reactores de fusión nuclear necesitarán una Planta de Tritio, con una envoltura regeneradora (breeding blanket) y unos sistemas auxiliares claves para su diseño. Por lo tanto su desarrollo y cualificación son cruciales para demostrar que los reactores de fusión son una opción viable como futura fuente de energía. Se han resaltado los diferentes retos de la difusión y retención de estas especies ligeras para cada sistema de la Planta de Tritio, y se han identificado las necesidades experimentales y paramétricas para abordar las simulaciones de difusión, como factores de transporte como la difusividad, absorción/desorción, solubilidad y atrapamiento. Se han estudiado los fenómenos de transporte y parámetros del T en el metal líquido LiPb, componente del breeding blanket tanto para una planta de fusión magnética como inercial. Para ello se han utilizado dos experimentos con características diversas, uno de ellos se ha llevado a cabo en un reactor de alto flujo, y por lo tanto, en condiciones de irradiación, y el otro sin irradiación. Los métodos de simulación numérica aplicados se han adaptado a los experimentos para las mediciones y para estudiar el régimen de transporte. En el estudio de estos experimentos se ha obtenido un valor para algunos de los parámetros claves en el transporte y gestión del tritio en el reactor. Finalmente se realiza un cálculo de la acumulación y difusión de tritio en una primera pared de tungsteno para un reactor de fusión inercial. En concreto para el proyecto de fusión por láser europeo, HiPER (para sus fases 4a y 4b). Se ha estudiado: la implantación de los isótopos de H y He en la pared de W tras una reacción de fusión por iluminación directa con un láser de 48MJ; el efecto en el transporte de T de los picos de temperatura en el W debido a la frecuencia de los eventos de fusión; el régimen de transporte en la primera pared. Se han identificado la naturaleza de las trampas más importantes para el T y se ha propuesto un modelo avanzado para la difusión con trampas. ABSTRACT The present thesis focuses into study the transport phenomenons of hydrogen isotopes, more specifically tritium, in materials of interest for nuclear fusion reactors. The future nuclear reactors will be provided of a Tritium Plant, with its breeding blanket and its auxiliary systems, all of them essential components for the plant. Therefore a reliable development and coalification are key issues to prove the viability of the nuclear fusion reactors as an energy source. The currently challenges for the diffusion and accumulation of these light species for each system of the TP has been studied. Experimental and theoretical needs have been identified and analyzed, specially from the viewpoint of the parameters. To achieve reliable simulations of tritium transport, parameters as diffusivity, absorption/desorption, solubility and trapping must be reliables. Transport phenomenon and parameters of T in liquid metal have been studied. Lead lithium is a key component of the breeding blanket, either in magnetic or inertial fusion confinement. Having this aim in mind, two experiments with different characteristics have been used; one of them has been realized in a high flux reactor, and hence, under irradiation conditions. The other one has been realized without radiation. The mathematical methods for the simulation have been adapted to the experiments, for the measures and also to study the transport behavior. A value for some key parameters for tritium management has been obtained in these studies. Finally, tritium accumulation and diffusion in a W first wall of an inertial nuclear fusion reactor has been assessed. A diffusion model of the implanted H, D, T and He species for the two initial phases of the proposed European laser fusion Project HiPER (namely, phase 4a and phase 4b) has been implemented using Tritium Migration Analysis Program, TMAP7. The effect of the prompt and working temperatures and the operational pulsing modes on the diffusion are studied. The nature of tritium traps in W and their performance has been analyzed and discussed.
Resumo:
El análisis de los accidentes tipo LOCA o MSLB en una contención PWR-W normalmente se simulan con la opción de volúmenes de control con parámetros agrupados en GOTHIC, ya que es lo que hasta ahora se ha considerado adecuado para el análisis de licencia. Sin embargo, para el estudio de detalle del comportamiento termo-hidráulico de cada recinto de la contención, podría ser más adecuado contar con un modelo tridimensional que representase más fielmente la geometría de la contención. El objetivo de la primera fase del proyecto de investigación de CNAT y la UPM es la construcción de varios modelos tridimensionales detallados con el código GOTHIC 8.0 de los edificios de contención de una planta tipo PWR-W y KWU, correspondientes a la Central Nuclear de Almaraz (CNA) y Trillo (CNT) respectivamente.