Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

Las catástrofes nucleares y el desplazamiento

Las enseñanzas que podemos extraer del accidente nuclear de Fukushima en 2011 parece que son las mismas que en Chernóbil veinticinco años antes, pese a ser entornos políticos diferentes. Por lo visto no hemos aprendido mucho.

Análisis de la reglamentación europea, promulgada a raíz de los accidentes nucleares, y la determinación de la emisión gamma en alimentos importados

Novel scientific and technological progress require to seek new sources of electricity. Such response is, inter alia, nuclear energy. Nuclear power stations currently produce around a third of the electricity and 14% of the energy consumed in the European Union. A thorough aspect in the use and development of nuclear energy as power source is safety. Nuclear facilities are designed so that the probability of an accident that may affect people and environment was very low. Reasonably, preventive emergency plans take place in the own nuclear facilities in order to mitigate and minimize the consequences, and otherwise another emergency nuclear plans take place outside facilities. Monitoring programs are also conducted in the nearby nuclear facilities, according to the Recommendation reached on 8th June 2000 by the European Commission on the application of Article 36 of the Euratom Treaty for the checking of the levels of radioactivity in the environment, in order to assess the exposure to the whole population. The main objectives of these plans are to check the presence and evolution of radioactive elements and the radiation levels in the environment; to determinate the causes of its increase, if succeed; to estimate the radiological risk to the population; to set corrected measures, if necessary; to ensure legal compliance on the premises and; to verify the suitability of effluent monitoring program to detect radionuclides leaks and transfer to the environment...

Utilização de pulsos de radiofrequência fortemente modulados no processamento de informação quântica via ressonância magnética nuclear

Nesta dissertação apresentamos um trabalho de desenvolvimento e utilização de pulsos de radiofreqüência modulados simultaneamente em freqüência, amplitude e fase (pulsos fortemente modulados, SMP, do inglês Strongly Modulated Pulses) para criar estados iniciais e executar operações unitárias que servem como blocos básicos para processamento da informação quântica utilizando Ressonância Magnética Nuclear (RMN). As implementações experimentais foram realizas em um sistema de 3 q-bits constituído por spins nucleares de Césio 133 (spin nuclear 7/2) em uma amostra de cristal líquido em fase nemática. Os pulsos SMP´s foram construídos teoricamente utilizando um programa especialmente desenvolvido para esse fim, sendo o mesmo baseado no processo de otimização numérica Simplex Nelder-Mead. Através deste programa, os pulsos SMP foram otimizados de modo a executarem as operações lógicas desejadas com durações consideravelmente menores que aquelas realizadas usando o procedimento usual de RMN, ou seja, seqüências de pulsos e evoluções livres. Isso tem a vantagem de reduzir os efeitos de descoerência decorrentes da relaxação do sistema. Os conceitos teóricos envolvidos na criação dos SMPs são apresentados e as principais dificuldades (experimentais e teóricas) que podem surgir devido ao uso desses procedimentos são discutidas. Como exemplos de aplicação, foram produzidos os estados pseudo-puros usados como estados iniciais de operações lógicas em RMN, bem como operações lógicas que foram posteriormente aplicadas aos mesmos. Utilizando os SMP\'s também foi possível realizar experimentalmente os algoritmos quânticos de Grover e Deutsch-Jozsa para 3 q-bits. A fidelidade das implementações experimentais foi determinadas utilizando as matrizes densidade experimentais obtidas utilizando um método de tomografia da matriz densidade previamente desenvolvido.

Caracterizacao fisica e estudo das propriedades eletricas magneticas e termicas do supercondutor de alto Tc policristalino Ysub1Basub2Cusub3Osub7-3

Dissertacao (Mestrado)

Análise da disponibilidade da instrumentação nuclear de um reator de pesquisa

The maintenance of systems and equipment is a central question related to Production Engineering. Although systems are not fully reliable, it is often necessary to minimize the failure occurrence likelihood. The failures occurrences can have disastrous consequences during a plane flight or operation of a nuclear power plant. The elaboration of a maintenance plan has as objective the prevention and recovery from system failures, increasing reliability and reducing the cost of unplanned shutdowns. It is also important to consider the issues related to organizations safety, especially those dealing with dangerous technologies. The objective of this thesis is to propose a method for maintenance analysis of a nuclear research reactor, using a socio-technical approach, and focused on existing conditions in Brazil. The research reactor studied belongs to the federal government and it is located in the city of Rio de Janeiro. The specific objective of this thesis is to develop the availability analysis of one of the principal systems of the research reactor, the nuclear instrumentation system. In this analysis, were taken into account not only the technical aspects of the modules related to nuclear instrumentation system, but also the human and organizational factors that could affect the availability of the nuclear instrumentation system. The results showed the influence of these factors on the availability of the nuclear instrumentation system.

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

Efectos de la microestructura sobre la transmisión de neutrones en materiales de interés nuclear.

Cuando un haz policromático de neutrones pasa a través de un material, los neutrones de distintas longitudes de onda son atenuados en formas muy diferentes. Como resultado, el espectro de energía del haz de neutrones cambia cuando una muestra es colocada frente el haz. Un análisis detallado del cociente de intensidad entre los haces de transmitido e incidente puede proporcionar una gran cantidad de información acerca de la estructura cristalina y microestructura de la muestra, definidas a través de la sección eficaz total del material. Para neutrones térmicos y sub-térmicos, el ordenamiento y movimiento de los átomos a escala microscópica define en forma precisa la dependencia de esta magnitud con la energía del neutrón incidente. Así, la variación con la energía de la sección eficaz total de los sólidos debido a la estructura de los átomos para distancias entre 0,1 y 100 Å se encuentra bien establecida, y es explotada en el estudio de estructuras cristalinas y de los movimientos vibracionales y rotacionales. Como contrapartida, el efecto de la estructura mesoscópica de los materiales, esto es para dimensiones entre 0,1 y 100 µm, sobre la sección eficaz total ha sido mucho menos estudiado, a pesar de provocar cambios profundos en esta magnitud. En esta Tesis estudiamos y formalizamos la dependencia de la sección eficaz total con características microestructurales tales como la porosidad, y la distribución de tamaños y orientaciones de los granos que componen los materiales, y desarrollamos modelos teóricos a partir de las características microestructurales de muestras de interés nuclear con diferente microestructura. Estos modelos permiten describir la contribuci ón de la componente elástica coherente de la seción eficaz total sobre los espectros de transmisión de neutrones e introducen parámetros como la cantidad de cristales que conforman el material, su estructura cristalina, parámetros de red, mosaicidad, estructura de poros u orientación preferencial de granos, para describir la sección total de materiales monocristalinos o policristalinos. En todos los casos, los modelos desarrollados fueron implementados en una biblioteca basada en el lenguaje computacional MATLAB y fueron comparados con secciones eficaces totales obtenidas en experimentos de transmisión de neutrones realizados en el Departamento de Física de Neutrones del Centro Atómico Bariloche y en ISIS Facility, Reino Unido. Los novedosos modelos microestructurales propuestos describen fielmente los experimentos desarrollados sobre muestras con distinta microestructura, lo que permite el empleo de los mismos en un código de refinamiento sobre los datos experimentales. Aquí, desarrollamos herramientas computacionales que ajustan por cuadrados mínimos no lineales los modelos paramétricos representativos de cada microestructura, sobre la sección eficaz total o la transmisión experimental, para determinar parámetros microestructurales de la muestra a partir de experimentos de transmisión de neutrones con resolución en longitud de onda. Los resultados son de particular relevancia para la interpretación y el análisis cuantitativo de las imágenes realizadas por la técnica de radiografía neutrónica con resolución en energía, que ha recibido un gran impulso en años recientes.

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

Efectos de la microestructura sobre la transmisión de neutrones en materiales de interés nuclear.

Cuando un haz policromático de neutrones pasa a través de un material, los neutrones de distintas longitudes de onda son atenuados en formas muy diferentes. Como resultado, el espectro de energía del haz de neutrones cambia cuando una muestra es colocada frente el haz. Un análisis detallado del cociente de intensidad entre los haces de transmitido e incidente puede proporcionar una gran cantidad de información acerca de la estructura cristalina y microestructura de la muestra, definidas a través de la sección eficaz total del material. Para neutrones térmicos y sub-térmicos, el ordenamiento y movimiento de los átomos a escala microscópica define en forma precisa la dependencia de esta magnitud con la energía del neutrón incidente. Así, la variación con la energía de la sección eficaz total de los sólidos debido a la estructura de los átomos para distancias entre 0,1 y 100 Å se encuentra bien establecida, y es explotada en el estudio de estructuras cristalinas y de los movimientos vibracionales y rotacionales. Como contrapartida, el efecto de la estructura mesoscópica de los materiales, esto es para dimensiones entre 0,1 y 100 µm, sobre la sección eficaz total ha sido mucho menos estudiado, a pesar de provocar cambios profundos en esta magnitud. En esta Tesis estudiamos y formalizamos la dependencia de la sección eficaz total con características microestructurales tales como la porosidad, y la distribución de tamaños y orientaciones de los granos que componen los materiales, y desarrollamos modelos teóricos a partir de las características microestructurales de muestras de interés nuclear con diferente microestructura. Estos modelos permiten describir la contribuci ón de la componente elástica coherente de la seción eficaz total sobre los espectros de transmisión de neutrones e introducen parámetros como la cantidad de cristales que conforman el material, su estructura cristalina, parámetros de red, mosaicidad, estructura de poros u orientación preferencial de granos, para describir la sección total de materiales monocristalinos o policristalinos. En todos los casos, los modelos desarrollados fueron implementados en una biblioteca basada en el lenguaje computacional MATLAB y fueron comparados con secciones eficaces totales obtenidas en experimentos de transmisión de neutrones realizados en el Departamento de Física de Neutrones del Centro Atómico Bariloche y en ISIS Facility, Reino Unido. Los novedosos modelos microestructurales propuestos describen fielmente los experimentos desarrollados sobre muestras con distinta microestructura, lo que permite el empleo de los mismos en un código de refinamiento sobre los datos experimentales. Aquí, desarrollamos herramientas computacionales que ajustan por cuadrados mínimos no lineales los modelos paramétricos representativos de cada microestructura, sobre la sección eficaz total o la transmisión experimental, para determinar parámetros microestructurales de la muestra a partir de experimentos de transmisión de neutrones con resolución en longitud de onda. Los resultados son de particular relevancia para la interpretación y el análisis cuantitativo de las imágenes realizadas por la técnica de radiografía neutrónica con resolución en energía, que ha recibido un gran impulso en años recientes.

Desenvolvimento de fontes radioativas seladas imobilizadas em resina epóxi para verificação de detectores utilizados em medicina nuclear

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Modelagem de um sistema de planejamento em radioterapia e medicina nuclear com o uso do código MCNP6

Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear)

Desenvolvimento e validação de metodologia analítica para quantificação de urânio em compostos do ciclo do combustível nuclear por espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier (FTIR)

Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear)

Enhancement of non-viral transfection efficiency with nuclear localization signal peptides

Dissertação de Mestrado, Ciências Biomédicas, Departamento de Ciências Biomédicas e Medicina, Universidade do Algarve, 2016