Education and Training of Future Nuclear Engineers Through the use of an Interactive Plant Simulator

The successful experience of the Jose Cabrera Nuclear Power Plant Interactive Graphical Simulator implementation in the Nuclear Engineering Department in the Universidad Polite´cnica de Madrid, for the Education and Training of nuclear engineers is shown in this paper. The paper starts with the objectives and the description of the Simulator Aula, and the methodology of work following the recommendations of the IAEA for the use of nuclear reactor simulators for education. The practices and material prepared for the students, as well as the operational and accident situations simulated are provided.

Interactive Graphic Simulation: An Advanced Methodology to Improve the Teaching-Learning Process in Nuclear Engineering Education and Training

Nowadays, computer simulators are becoming basic tools for education and training in many engineering fields. In the nuclear industry, the role of simulation for training of operators of nuclear power plants is also recognized of the utmost relevance. As an example, the International Atomic Energy Agency sponsors the development of nuclear reactor simulators for education, and arranges the supply of such simulation programs. Aware of this, in 2008 Gas Natural Fenosa, a Spanish gas and electric utility that owns and operate nuclear power plants and promotes university education in the nuclear technology field, provided the Department of Nuclear Engineering of Universidad Politécnica de Madrid with the Interactive Graphic Simulator (IGS) of “José Cabrera” (Zorita) nuclear power plant, an industrial facility whose commercial operation ceased definitively in April 2006. It is a state-of-the-art full-scope real-time simulator that was used for training and qualification of the operators of the plant control room, as well as to understand and analyses the plant dynamics, and to develop, qualify and validate its emergency operating procedures.

Formación y entrenamiento de ingenieros nucleares mediante el máster de Ciencia y Tecnología nuclear de la UPM

El Departamento de Ingeniería Nuclear imparte los Programas oficiales de Máster y Doctorado en Ciencia y Tecnología Nuclear, que cuentan desde el año 2006 con la Mención de Calidad del Ministerio de Educación y desde este curso 2010-2011con la Mención a la Excelencia. El contenido del Máster abarca desde la tecnología nuclear de los reactores de fisión hasta el estudio de los combustibles y materiales para los futuros reactores de fusión tanto inercial como magnética.

Development of an adequate model for verification of design safety-margins of the HTTR nuclear test facility

This work is based on the prototype High Engineering Test Reactor (HTTR) of the Japan Agency of Energy Atomic (JAEA). Its objective is to describe an adequate deterministic model to be used in the assessment of its design safety margins via damage domains. The concept of damage domain is defined and it is shown its relevance in the ongoing effort to apply dynamic risk assessment methods and tools based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD). To illustrate, we present results of an abnormal control rod (CR) withdrawal during subcritical condition and its comparison with results obtained by JAEA. No attempt is made yet to actually assess the detailed scenarios, rather to show how the approach may handle events of its kind

Desarrollo de una metodología de análisis del riesgo para sistemas de generación de hidrógeno mediante reactores nucleares.

La seguridad en el ámbito nuclear juega un papel muy importante debido a las graves consecuencias que pueden tener los posibles accidentes, cuyos efectos se pueden extender por extensos espacios y prolongarse mucho en el tiempo. Es por eso que desde el inicio del desarrollo de la tecnología nuclear siempre se ha vigilado por mantener las instalaciones nucleares en un nivel de riesgo aceptable. En esta tesis se pretende poner de manifiesto algunas carencias del análisis de riesgo clásico que se resumen en una forma de distinguir y separar transitorios de daño y transitorios seguros pertenecientes a una misma secuencia, definiendo el llamado dominio de daño y evaluando la probabilidad de que algún transitorio perteneciente a la secuencia sea de daño, es decir, que esté contenido dentro de la región del dominio de daño, aportando la llamada probabilidad de superación para obtener la frecuencia de superación de estados finales no deseados. En la tesis se realiza en primer lugar un breve resumen de algunos reactores de alta temperatura refrigerados con gas, de los que se ha elegido al reactor de prueba de alta temperatura (HTTR) como ejemplo para mostrar la metodología. Aparte de ver el diseño de los diferentes reactores y su aportación a la investigación y desarrollo de nuevos modelos, se estudiaron algunos incidentes y se tomaron datos de algunos de ellos para ajustar las probabilidades de los sucesos a emplear en los árboles de fallos. Seguidamente se realiza un análisis simple de una secuencia, según la metodología clásica de análisis probabilista del riesgo, usando solo arboles de fallos y de sucesos, evaluando la frecuencia de daño de dicha secuencia. En el núcleo de la Tesis se describe la metodología y la aportación que se propone para obtener la cuantificación de tan solo los transitorios de daño y su aportación al estado final. Una aportación significativa es el modelado del HTTR, plasmado en el programa de simulación HTTR5+, necesario para poder aplicar la metodología, con el que se ha llevado a cabo la simulación de un transitorio de prueba, a fin de realizar la comparación con el obtenido por el fabricante (JAERI), buscando el dominio de daño y su cuantificación. Para este fin, se desarrolló un módulo que gestiona las diferentes simulaciones para delinear el dominio de daño, el cual se integró al simulador HTTR5+ para crear el programa DD-HTTR5+. Los resultados de la frecuencia de superación de la variable de daño se han comparado con los obtenidos por el método tradicional, para finalmente extraer las conclusiones de la Tesis. Uno de los resultados más significativos es que para la secuencia analizada un 40% de los transitorios que pertenecen a la secuencia son de daño y el otro 60% son transitorios seguros. Al emplear el método clásico se estaba realizando una sobreestimación de la probabilidad y frecuencia de daño. La Tesis también contiene en anexos una descripción muy detallada del HTTR, con respecto a su diseño, modos de operación, sistemas y componentes, etc. También se detallan las propiedades termofísicas del HTTR, así como las tasas de fallos y los árboles de fallos utilizados. Toda esta información fue de gran ayuda para realizar el modelo y programa de simulación HTTR5+.

Neutron spectrometry using artificial neural networks for a bonner sphere spectrometer with 3He detector

Neutron spectra unfolding and dose equivalent calculation are complicated tasks in radiation protection, are highly dependent of the neutron energy, and a precise knowledge on neutron spectrometry is essential for all dosimetry-related studies as well as many nuclear physics experiments. In previous works have been reported neutron spectrometry and dosimetry results, by using the ANN technology as alternative solution, starting from the count rates of a Bonner spheres system with a LiI(Eu) thermal neutrons detector, 7 polyethylene spheres and the UTA4 response matrix with 31 energy bins. In this work, an ANN was designed and optimized by using the RDANN methodology for the Bonner spheres system used at CIEMAT Spain, which is composed of a He neutron detector, 12 moderator spheres and a response matrix for 72 energy bins. For the ANN design process a neutrons spectra catalogue compiled by the IAEA was used. From this compilation, the neutrons spectra were converted from lethargy to energy spectra. Then, the resulting energy ?uence spectra were re-binned by using the MCNP code to the corresponding energy bins of the He response matrix before mentioned. With the response matrix and the re-binned spectra the counts rate of the Bonner spheres system were calculated and the resulting re-binned neutrons spectra and calculated counts rate were used as the ANN training data set.

Performance of artificial neural networks and genetical evolved artificial neural networks unfolding techniques

With the Bonner spheres spectrometer neutron spectrum is obtained through an unfolding procedure. Monte Carlo methods, Regularization, Parametrization, Least-squares, and Maximum Entropy are some of the techniques utilized for unfolding. In the last decade methods based on Artificial Intelligence Technology have been used. Approaches based on Genetic Algorithms and Artificial Neural Networks have been developed in order to overcome the drawbacks of previous techniques. Nevertheless the advantages of Artificial Neural Networks still it has some drawbacks mainly in the design process of the network, vg the optimum selection of the architectural and learning ANN parameters. In recent years the use of hybrid technologies, combining Artificial Neural Networks and Genetic Algorithms, has been utilized to. In this work, several ANN topologies were trained and tested using Artificial Neural Networks and Genetically Evolved Artificial Neural Networks in the aim to unfold neutron spectra using the count rates of a Bonner sphere spectrometer. Here, a comparative study of both procedures has been carried out.

Accelerated life test of high luminosity AlGaInP LEDs

Specific tests to assess reliability of high luminosity AlInGaP LED for outdoor applications are needed. In this paper tests to propose a model involving three parameters: temperature, humidity and current have been carried out. Temperature, humidity and current accelerated model has been proposed to evaluate the reliability of this type of LED. Degradation and catastrophic failure mechanisms have been analyzed. Finally we analyze the effect of serial resistance in power luminosity degradation.

Neutron features at the UPM neutronics hall

The neutronics hall of the Nuclear Engineering Department at the Polytechnical University of Madrid has been characterized. The neutron spectra and the ambient dose equivalent produced by an 241AmBe source were measured at various source-to-detector distances on the new bench. Using Monte Carlo methods a detailed model of the neutronics hall was designed, and neutron spectra and the ambient dose equivalent were calculated at the same locations where measurements were carried out. A good agreement between measured and calculated values was found.

Fukushima: el plan de estabilización y control de la central

Se describen de forma panorámica los pasos e hitos principales que comprende el plan de estabilización y recuperación de la central de Fukushima-Daiichi, con los logros alcanzados hasta conseguir una refrigeración estable y llegar a la parada fría de los reactores, mantener la refrigeración de las piscinas, detener prácticamente por completo de las descargas radiactivas, gestionar y reutilizar cantidades enormes de agua contaminada, limpiar el emplazamiento y aislar la unidad 1. También se presentan sucintamente las etapas previstas posteriormente hasta llegar al desmantelamiento de la central, pasando por la extracción del combustible de las piscinas, y en una fase posterior mucho más delicada, del material fundido de los núcleos de los reactores y el resto de materiales y residuos altamente radiactivos.

Estudio de la anisotropía de una fuente de Am-Be de 111 GBq

Se ha estudiado la anisotropía de una fuente de Am-Be de 111 GBq (3Ci) mediante el uso de un pequeño motor que permite girar paso a paso la fuente situada en su posición de irradiación habitual. Las medidas se han realizado con un contador proporcional de 3He alojado en el interior de una esfera moderadora de 8” correspondiente a un sistema de espectrometría de esferas Bonner. Se reportan los resultados obtenidos y el factor de anisotropía determinado para esta fuente.

Caracterización y empleo de "conos de sombra" en un laboratorio para calibración neutrónica

En laboratorios de calibración neutrónica, si las diferencias entre los espectros neutrónicos “en el lugar de trabajo” y los utilizados en la instalación de calibración son muy acusadas, resulta muy complicado obtener factores de normalización adecuados, siendo conveniente tratar de producir campos neutrónicos “realistas”, es decir, cuyo espectro energético sea similar al existente en el lugar de trabajo, lo que permitiría la calibración directa de los instrumentos dosimétricos. Uno de los métodos utilizados, es el método de los “conos de sombra”. En este trabajo se presentan el diseño, caracterización y empleo de los conos de sombra del Laboratorio de medidas neutrónicas del Departamento de Ingeniería Nuclear de la ETSII-UPM LMN-UPM), empleándose una fuente de 241Am-Be.

El sistema JRODOS: una herramienta moderna y eficaz para la gestión y preparación de emergencias nucleares y radiológicas y la rehabilitación. Implementación en España.

En los últimos años se ha producido un significativo avance en el área de la gestión de las emergencias nucleares y radiológicas y la rehabilitación. Proyectos de alcance europeo como EURANOS han contribuido a mejorar los procesos de gobernanza participativa iniciados durante los anteriores Programas Marco Europeos y el desarrollo de técnicas y metodologías en todos los niveles operativos en materia nuclear y radiológica. El sistema de ayuda a la decisión (SAD) RODOS es uno de los productos desarrollados durante este periodo y que ha ido siendo mejorado hasta convertirse en un sistema de uso operacional ampliamente difundido y asumido en todo el ámbito europeo y que empieza a extenderse también a otras zonas del mundo. En España, ha sido implementado y adaptado a las características nacionales en el contexto del Proyecto ISIDRO, patrocinado por el CSN, con la participación del CIEMAT y la UPM. El objetivo de este trabajo es dar a conocer la última versión de este sistema, denominado JRODOS, centrándose en su adaptación al entorno nacional y su aplicación como herramienta operacional en la gestión y preparación de las emergencias y la rehabilitación de zonas contaminadas.

Mejoras en el sistema MOIRA para su aplicación a los emplazamientos nucleares fluviales españoles

Entre las posibles secuelas de un accidente nuclear hay que contar con la contaminación radiactiva a medio y largo plazo de los sistemas acuáticos de agua dulce. Frente a ese problema, es fundamental disponer de una evaluación realista del impacto radiológico, ecológico, social y económico de las posibles estrategias de gestión, para poder adoptar las decisiones más convenientes de forma racional. MOIRA es un sistema de ayuda a la decisión desarrollado en el curso de los Programas Marco Europeos con participación de la UPM, que ha sido mejorado y adaptado a los emplazamientos nucleares españoles en los últimos años en el contexto del Proyecto ISIDRO, patrocinado por el Consejo de Seguridad Nuclear, con la participación del CIEMAT y la UPM. El trabajo se centra en esos avances, principalmente relacionados con los sistemas hidráulicos complejos como los de los ríos Tajo, Ebro y Júcar, en los que se ubican varias centrales nucleares españolas.