Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
El código AZTHECA está compuesto por un modelo numérico dinámico en el dominio del tiempo. El alcance del modelo permite predecir el comportamiento de un reactor tipo agua en ebullición (BWR) en condiciones de estado estacionario y transitorio. El código cuenta con un modelo de cinética puntual, generación de potencia, transferencia de calor, coeficientes convectivos […]
En el grupo de los reactores de Generación IV se encuentran los reactores rápidos enfriados con metales líquidos (LMFR), los cuales están refrigerados con sodio y plomo. Estos metales se han propuesto ya que tienen alta capacidad calorífica, la cual permite extraer gran cantidad de energía con una diferencia pequeña de temperatura. A demás de […]
La Universidad Autónoma Metropolitana UAM se ha enfocado en el desarrollo de modelos matemáticos y numéricos para simular procesos de transferencia de calor por conducción en barras de combustible nuclear y fenómenos de transporte de flujo en dos fases. En fenómenos de flujo en dos fases, la presencia de la interfaz sin contar con una […]
Las metodologías de acoplamiento multifísico son un tema complejo con muchas posibles combinaciones. En general, un sistema bajo estudio en el que se deben de considerar distintos fenómenos físicos todos acoplados entre sí, representa un reto matemático, físico y numérico si es que se desea usar programas de cómputo para encontrar soluciones aproximadas a dicho […]
En un reactor nuclear, la parte neutrónica está encargada de calcular los flujos neutrónicos y a su vez de poder predecir la distribución de potencia dentro del núcleo de un reactor. Dicha distribución de potencia se usa en la parte termohidráulica, pues es directamente proporcional a la fuente de calor. La parte termohidráulica estará encargada […]
El objetivo principal del análisis de seguridad es demostrar que se cumplen todos los requisitos de seguridad en gran medida; es decir que existe un margen suficiente entre los valores reales de los parámetros más importantes, por ejemplo el pico de temperatura del encamisado, y los valores umbrales a los que las barreras contra la […]
El desarrollo de software para el análisis de centrales nucleares, relacionados con la administración del combustible y la seguridad en la operación del reactor nuclear, viene creciendo y evolucionando en los últimos años como un medio para mejorar y asegurar niveles satisfactorios de disponibilidad y seguridad de la planta. La importancia de la seguridad del […]
Un reactor rápido (Fast Reactor) es un tipo de reactor nuclear que opera con neutrones cuyas energías se encuentran en el espectro rápido (alta energía cinética). A diferencia de los reactores térmicos. Los rápidos no requieren de un moderador. Una de las principales ventajas de estos reactores es la capacidad de generar más combustible físil […]
Cuando se analizan reactores nucleares es necesario contar con programas de cómputo con los cuales poder determinar ciertos parámetros de interés dentro del área de la física de reactores o para los ingenieros encargados del reactor dentro de una central nucleoeléctrica. Algunos de los parámetros de interés son: el factor de multiplicación efectiva (directamente relacionado […]
El código “AZtlan KInetics in Neutron Diffusion”, AZKIND, forma parte de los códigos neutrónicos seleccionados para su implementación en la plataforma AZTLAN. AZKIND está compuesto por dos programas de cómputo: NRKin3D y PRTN0, que se desarrollaron en el departamento de Ingeniería Nuclear de la ESFM/IPN. El código AZKIND resuelve las ecuaciones de difusión de neutrones […]