Desarrollan un simulador 3D aplicado al diagnóstico y seguridad de las centrales nucleares

egún apunta Gumersindo Verdú, director de la investigación, los resultados de la simulación 3D junto con la aplicación de técnicas avanzadas de la señal permiten llevar a cabo un seguimiento de la planta nuclear, a partir de los valores de diferentes variables, como la temperatura, la presión o el flujo neutrónico. Y es que, con este simulador, se puede representar cualquier tipo de situación en los reactores nucleares, desde un correcto funcionamiento, hasta incidentes -por ejemplo, que se expulse una barra de control de dentro del núcleo del reactor- o accidentes más graves.

"Con el simulador, tenemos la capacidad de simular cualquier transitorio, ya sea simétrico o asimétrico. Podemos conocer el comportamiento de la planta en determinadas situaciones y ayudar a establecer posibles alternativas de actuación ante cualquier incidente que pueda producirse en la misma, contribuyendo así a la seguridad en las instalaciones", añade Gumersindo Verdú.

El simulador está siendo validado actualmente, dentro de un proyecto de investigación, en diversas centrales nucleares de España, como la de Cofrentes (Valencia), Trillo (Guadalajara) y Almaraz (Cáceres).

Asimismo, los investigadores del Instituto de Seguridad Industrial, Radiofísica y Medioambiental están trabajando también para que la neutrónica pueda aplicarse también a los reactores de tipo VVER (reactores nucleares de agua a presión), desarrollados en Rusia.

El simulador incorpora dos softwares (SIMTAB 5 y VALKIN) desarrollados desde el propio Instituto, que permiten realizar los cálculos de simulación de comportamiento (estacionarios y transitorios) en cualquier tipo de reactor nuclear.

El código VALKIN ha sido acoplado con éxito a los tres códigos termohidráulicos más importantes: TRACE, RELAP5 y TRAC-BF1. Se ha aplicado ya con éxito en varios tipos de incidentes, como por ejemplo, accidentes iniciados por reactividad (Reactivity Initiated Accidents, RIA), así como en incidentes de estabilidad en reactores de agua en ebullición (BWR). En estos últimos, el software desarrollado por los investigadores del ISIRYM es capaz de suministrar información que ningún otro código del mercado aporta actualmente, como son los armónicos del flujo neutrónico y su evolución temporal. "De este modo, contribuimos a mejorar la seguridad de las plantas", añade Gumersindo Verdú.

Cabe destacar además que el programa VALKIN se ha implementado en un software de código abierto programado en lenguaje FORTRAN.

Referente internacional

El Instituto ISIRYM de la Universidad Politécnica de Valencia posee un gran prestigio internacional dentro del área de la Seguridad nuclear. Muestra de ello es su participación en un proyecto coordinado por la OCDE, cuya parte experimental se está llevando en Japón.

En este proyecto, los investigadores están trabajando en la simulación de transitorios termohidráulicos en una planta nuclear estándar de agua a presión a escala. Según explica Gumersindo Verdú, se están simulando posibles accidentes, como por ejemplo, una pequeña rotura en base o en cabeza de vasija, con consecuencia de pérdida de refrigerante. En concreto, se han realizado simulaciones de transitorios en la planta LSTF "Large Scale Test Facility" en Tokai-Mura (Japón), con un doble objetivo: por un lado reproducir los fenómenos que tienen lugar en estas plantas nucleares durante determinados transitorios y por otro lado estudiar la capacidad real de algunos códigos termohidráulicos actualmente en desarrollo, como TRACE, de reproducir estos escenarios. La mejora y optimización de estos códigos representa una potente herramienta para caracterizar fenómenos complejos que pueden darse bajo ciertas condiciones, como por ejemplo, golpes de ariete.

"Se trata de un proyecto de gran importancia para afrontar posibles situaciones de riesgo en este tipo de instalaciones nucleares de agua a presión", concluye Gumersindo Verdú.

En este proyecto participan también, a nivel nacional, el Grupo de Medioambiente y Seguridad Industrial y el Instituto de Ingeniería Energética por parte de la UPV, así como investigadores de la Universidad Politécnica de Cataluña y la Universidad Politécnica de Madrid, coordinados todos ellos por el Consejo de Seguridad Nuclear.