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Materia = Energía Nuclear

Mostrando recursos 1 - 20 de 116

  1. Neutron-induced nuclear data for the MYRRHA fast spectrum facility

    Romojaro Otero, Pablo; Zerovnik, Gasper; Álvarez-Velarde, Francisco; Stankovskiy, Alexey; Kodeli, I.; Fiorito, Luca; Díez, Carlos Javier; Cabellos de Francisco, Oscar Luis; García Herranz, Nuria; Heyse, Jan; Paradela, Carlos; Schillebeeckx, Peter; Van den Eynde, Gert
    The MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) concept is a flexible experimental lead-bismuth cooled and mixed-oxide (MOX) fueled fast spectrum facility designed to operate both in sub-critical (accelerator driven) and critical modes. One of the key issues for the safe operation of the reactor is the uncertainty assessment during the design works. The main objective of the European project CHANDA (solving CHAllenges in Nuclear DAta) Work Package 10 is to improve MYRRHA relevant nuclear data in order to reduce the reactor parameter uncertainties derived from them. In order to achieve this goal, several tasks have been undertaken. First,...

  2. Mass Media Communication of Emergency Issues and Countermeasures in a Nuclear Accident: Fukushima Reporting in European Newspapers

    Gallego Díaz, Eduardo Florentino; Cantone, Marie Claire; Oughton, Deborah H.; Perko, Tanja; Prezelj, Iztok; Tomkiv, Yevgeniya
    This paper presents the results of a large study of 1340 articles published by two major newspapers in six European countries (Belgium, Italy, Norway, Slovenia, Spain and Russia) in the first 2 months after the Fukushima Daiichi nuclear disaster. The focus of the analysis is on the application and overall impact of protective actions, both during the emergency phase and later, how the newspapers describe those actions, which differences were apparent between countries and what recommendations can be extracted in order to improve general communication about these issues. A clear lesson is that, even under uncertainty and recognising limitations, responsible...

  3. Performance of B-10 + ZnS(Ag) neutron detectors in RPM for the detection of special nuclear materials

    Guzmán-García, Karen Arlete; Vega Carrillo, Héctor René; Gallego Díaz, Eduardo F.; González, Juan A.; Méndez Villafañe, Roberto; Lorente Fillol, Alfredo; Ibáñez-Fernández, Sviatoslav
    In homeland security, neutron detection is used to prevent the smuggling of Special Nuclear Materials in the fight against nuclear terrorism. Thermal neutrons are normally detected with 3 He proportional counters surrounded by a polyethylene box. However, due to the 3 He shortage in the radiation portal monitors reported in 2009, new procedures are being studied. In this work, Monte Carlo methods (using the MCNP6 code) have been used to study the neutron detection features of a 10B + ZnS(Ag) under real conditions inside a radiation portal monitor. The performance of neutron detection was carried out for 252Cf, HEU 235U...

  4. La belleza de descubrir: un viaje desde Mileto hasta el mundo post-Fukushima

    Jiménez Varas, Gonzalo
    Ponencia invitada en el Industriales Research Meeting de 2017 (ETSII, UPM)

  5. La energía nuclear en China: pasado, presente y futuro (2ª parte). Nuclear energy in China: past, present and future (2nd part)

    Jiménez Varas, Gonzalo; Queral Salazar, José Cesar
    Hasta comienzos de siglo, China no era un país con un peso específico en la industria nuclear mundial. Sin embargo, desde que el Gobierno chino apostó en 2005 por el desarrollo de la energía nuclear, se ha convertido en el país con más reactores en construcción y con mayor abanico de tecnologías, propias e importadas. En este artículo se expone una perspectiva del desarrollo de la tecnología nuclear de China desde sus comienzos hasta nuestros días, incluyendo la participación de la industria nuclear española en los proyectos chinos.

  6. Study of hydrogen risk in a PWR-W containment during a SBO scenario; Tau parameter definition and application on venting strategy analysis

    Fernández-Cosials, Kevin; Jiménez Varas, Gonzalo; Bocanegra Melián, Rafael; Queral Salazar, José Cesar
    Hydrogen management is still one of the main nuclear safety topics because of its violent reaction with oxygen. During a severe accident, hydrogen can be generated and it can be released into the containment atmosphere. To deal with this threat, the severe accident management guidelines must be used. These guidelines include several actions to coup with the hydrogen challenge, including the venting strategy. However, these guidelines do not normally help the operators in deciding when the optimal moment to vent is. In this study, a PWR-W GOTHIC 3D containment model is used to simulate a station blackout scenario. The venting...

  7. Análisis BEPU de secuencia LBLOCA con el código TRACE incluyendo análisis termomecánico

    Zugazagoitia Hernando, Eneko; Queral Salazar, José Cesar; Rivas Lewicky, Julio; Posada, José María
    A lo largo de este trabajo se presentan los principales resultados obtenidos al aplicar la metodología BEPU a una secuencia de LBLOCA en el modelo TRACE acoplado con DAKOTA de la CN de Almaraz (CNAL), para lo cual se ha implementado un núcleo Best-Estimate (BE) con el detalle requerido por las nuevas capacidades de análisis termomecánico de TRACE 5 Patch 4. Junto a la evaluación de la secuencia LBLOCA y el análisis BEPU asociado, se ha realizado una medida de la sensibilidad e importancia de los parámetros inciertos aplicando para ello varias metodologías. Los resultados muestran el cumplimiento de los...

  8. La energía nuclear en China: pasado, presente y futuro (1ª parte). Nuclear energy in China: past, present and future (1st Part)

    Jiménez Varas, Gonzalo; Queral Salazar, José Cesar
    Hasta comienzos de siglo, China no era un país con un peso específico en la industria nuclear mundial. Sin embargo, desde que el Gobierno chino apostó en 2005 por el desarrollo de la energía nuclear, se ha convertido en el país con más reactores en construcción y con mayor abanico de tecnologías, propias e importadas. En este artículo se expone una perspectiva del desarrollo de la tecnología nuclear de China desde sus comienzos hasta nuestros días, incluyendo la participación de la industria nuclear española en los proyectos chinos.

  9. Nuclear data sensitivity and uncertainty analysis of effective neutron multiplication factor in various MYRRHA core configurations

    Romojaro Otero, Pablo; Álvarez-Velarde, Francisco; Kodeli, I.; Stankovskiy, Alexey; Díez, C. J.; Cabellos, O.; García Herranz, Nuria; Heyse, Jan; Schillebeeckx, Peter; Van den Eynde, Gert; Zerovnik, Gasper
    A sensitivity and uncertainty analysis was carried out to estimate the uncertainty in the neutron multiplication factor keff and to identify the most important nuclear data for neutron induced reactions for criticality calculations of the latest MYRRHA designs. Sensitivity profiles, i.e. sensitivity to the nuclear data as a function of incoming neutron energy, were derived for both a critical and sub-critical core. They were calculated using codes that are based on different methodologies including stochastic and deterministic calculations (i.e. SCALE, MCNP and XSUN). The neutron induced nuclear data sensitivity analysis outlined the following quantities to be of special importance for...

  10. A new response matrix for a 6 LiI scintillator BSS system

    Lacerda, M. A. S.; Méndez-Villafañe, Roberto; Lorente Fillol, Alfredo; Ibáñez, S.; Gallego Díaz, Eduardo Florentino; Vega-Carrillo, Héctor René
    A new response matrix was calculated for a Bonner Sphere Spectrometer (BSS) with a 6LiI(Eu) scintillator, using the Monte Carlo N-Particle radiation transport code MCNPX. Responses were calculated for 6 spheres and the bare detector, for energies varying from 1.059E(−9) MeV to 105.9 MeV, with 20 equal-log(E)-width bins per energy decade, totalizing 221 energy groups. A comparison was done among the responses obtained in this work and other published elsewhere, for the same detector model. The calculated response functions were inserted in the response input file of the MAXED code and used to unfold the total and direct neutron spectra...

  11. Análisis de estrategias FLEX en secuencias de LOCA en PWR-Westinghouse con el código MELCOR

    Ruiz Zapatero, Marta; Bocanegra Melián, Rafael; Queral Salazar, José Cesar; Jiménez Varas, Gonzalo
    Como resultado del accidente de Fukushima Dai-ichi, el sector nuclear comenzó una labor de revisión que resultó en la implantación de diversas mejoras en las plantas capacitándolas para hacer frente a posibles accidentes más allá de la base de diseño. Entre las modificaciones que aluden a este estudio se puede destacar el desarrollo de estrategias FLEX, con la incorporación de equipos portátiles tanto en las propias instalaciones nucleares como fuera de ellas (CAE) y la modificación de guías de gestión de accidente severo. El propósito de esta ponencia es analizar, mediante la aplicación del código MELCOR 2.1, las nuevas estrategias...

  12. Verification of AP1000 (R) low-margin PRA sequences based on best-estimate calculations

    Queral Salazar, José Cesar; Rivas Lewicky, Julio; Rebollo Mena, María José; Montero-mayorga, J.
    The Westinghouse AP1000 reactor is an advanced design whose safety systems are mainly passive safety systems. Due to the passive nature of the safety related systems and its dependency on small changes on certain variables (e.g. pressure, friction coefficients) together with the use of a simplified code like MAAP in Probabilistic Risk Assessment (PRA) analyses, it makes necessary to confirm that when core cooling is achieved, thermal-hydraulic (T/H) uncertainties are bounded. The T/H uncertainty evaluation process performed by Westinghouse Electric Company (WEC) identified the low-margin sequences (core uncovery) by expanding PRA Event Trees (ETs). The expanded ETs allowed finding the...

  13. Nuclear Data Uncertainties for Typical LWR Fuel Assemblies and a Simple Reactor Core

    Rochman, Dimitri; Leray, O.; Hursin, M.; Ferroukhi, H.; Vasiliev, A.; Aures, A.; Bostelmann, F.; Zwermann, W.; Cabellos, O.; Díez, C. J.; Dyrda, J.; García Herranz, Nuria; Castro González, Emilio; Van der Marck, S.; Sjostrand, H.; Hernández, A.; Fleming, M.; Sublet, J. Ch.; Fiorito, Luca
    The impact of the current nuclear data library covariances such as in ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0, SCALE and TENDL, for relevant current reactors is presented in this work. The uncertainties due to nuclear data are calculated for existing PWR and BWR fuel assemblies (with burn-up up to 40 GWd/tHM, followed by 10 years of cooling time) and for a simplified PWR full core model (without burn-up) for quantities such as k∞ , macroscopic cross sections, pin power or isotope inventory. In this work, the method of propagation of uncertainties is based on random sampling of nuclear data, either from covariance files or...

  14. Current status and applications of integrated safety assessment and simulation code system for isa

    Queral Salazar, José Cesar; Rivas Lewicky, Julio; Izquierdo, J. M.; Hortal, J.; Sánchez Perea, M.; Melendez, E.
    This paper reviews current status of the unified approach known as integrated safety assessment (ISA), as well as the associated SCAIS (simulation codes system for ISA) computer platform. These constitute a proposal, which is the result of collaborative action among the Nuclear Safety Council (CSN), University of Madrid (UPM), and NFQ Solutions S.L, aiming to allow independent regulatory verification of industry quantitative risk assessments. The content elaborates on discussions of the classical treatment of time in conventional probabilistic safety assessment (PSA) sequences and states important conclusions that can be used to avoid systematic and unacceptable underestimation of the failure exceedance...

  15. Analysis of primary bleed and feed strategies for selected SBLOCA sequences in a German Konvoi PWR using ASTEC V2.0

    Queral Salazar, José Cesar; Gómez-García-Torano, Ignacio; Sánchez-Espinoza, Víctor Hugo; Stieglitz, Robert
    The severe accidents at Fukushima have shown that a further development of Severe Accident Management Guidelines (SAMGs) is necessary. Within this work, the severe accident code ASTEC V2.0 is used to assess the impact of selected SAM measures on the in-vessel progression of Small Break (SBLOCA) scenarios in a generic German Konvoi PWR. The progression of reference SBLOCA sequences with and without Station Blackout (SBO) is firstly analyzed. Calculations show that melting and vessel failure can be delayed if the secondary side is filled before the plant is struck by the SBO. Based on these results, a systematic evaluation of...

  16. Análisis estadístico del impacto de la energía renovable y la energía nuclear en la economía de los países miembros de la OCDE

    Victorero González, Isabel
    El presente Trabajo Fin de Grado se enmarca en un contexto actual en el cual el sector energético es estratégico en la economía de los países. Esto se debe a que la energía es considerada un bien de primera necesidad y que, por tanto, contribuye al bienestar social y a la competitividad de un país. El objetivo fundamental de este proyecto es lograr desarrollar un modelo para medir el impacto de la energía renovable y la energía nuclear en la economía de los países miembros de la OCDE. La principal causa por la que se ha escogido estudiar la energía...

  17. Estudio de la influencia de la función de distribución de energía de los electrones en láseres de nitrógeno sin cavidad

    Luque Robles, Antonio
    La detección de contaminantes y sustancias patógenas presentes en la atmósfera es de gran importancia en cuanto a términos de nivel medioambiental y en lo que a seguridad nacional se refiere. En particular, las técnicas de análisis en medios gaseosos mediante el uso del láser proporciona medidas de alta calidad. Por ello, se consideran como las principales herramientas para el análisis atmosférico. Uno de los conceptos más prometedores en este ámbito es la detección de emisión estimulada mediante receptores colocados en la superficie terrestre. Este método de análisis consta del siguiente proceso. En primer lugar, se emite un primer pulso...

  18. Simulación de malfunciones del sistema de condensado y agua de alimentación principal: BOL, MOL, EOL

    Berrios Torres, Marta
    En el presente Trabajo de Fin de Grado se determina la influencia de la condición de vida del combustible en la evolución de una central nuclear de tipo PWR1 tras producirse malfunciones relacionadas con el sistema de condensado y agua de alimentación principal. Para ello se emplea el Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ), que fue desarrollado por Tecnatom S.A. y donado por Unión Fenosa al Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid en el 2006. Esta herramienta es particularmente útil tanto a nivel didáctico como de investigación, ya que la facilidad de repetición y graficación permite al usuario el análisis detallado de transitorios, focalizando su...

  19. Simulación de operación de una central nuclear con el simulador gráfico interactivo: malfunciones relacionadas con el sistema eléctrico

    Ruiz Medina, Ana
    En este proyecto, motivado por el accidente de Fukushima, se procede a la simulación y análisis de tres posibles fallos que podrían ocurrir en el sistema eléctrico de una central nuclear durante su operación normal. Dichas simulaciones se llevan a cabo en el Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ), diseñado por Tecnatom S.A. Este simulador perteneció a la central nuclear José Cabrera, actualmente en desmantelamiento. Fue donado por Unión Fenosa al Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid, ubicado en la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (ETSII), cuando la central cerró en el año 2006. Los simuladores...

  20. Estudio de nuevos detectores para espectrometría de radiación gamma

    Rangel Sanz, Jorge
    El objetivo del proyecto va a versar sobre el estudio de varios tipos de detectores de radiación gamma que existen en el mercado y poder, gracias a la explicación teórica que se expondrá a lo largo del trabajo, decidir cuál o cuáles serán los posibles usos que se le darán a los detectores estudiados y, finalmente, decidir cuál o cuáles serán los mejores según con el objetivo final del proyecto, la elección de un detector más pequeño y compacto que los detectores tradicionales que permita su uso en trabajo de campo al ser más pequeño y compacto sin perder en demasía...

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