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Articulo de referencia

CATHARE (software)

{{Cite web |last=CEA |title=\nCATHARE Code - Latest Release |url=https://cathare.cea.fr/Pages/News/Last_Release.aspx |access-date=2024-10-26 |website=CEA/CATHARE |date=\n5 Janua...

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CATHARE (Código para el análisis de la termohidráulica durante un accidente de reactor y evaluación de la seguridad) es un software de simulación termohidráulica bifásica a escala de sistema desarrollado por CEA desde 1979. Fruto de una colaboración con EDF , Framatome e IRSN , [ 2 ] se ha utilizado históricamente para estudios de seguridad nuclear en reactores de agua a presión , así como en simuladores de entrenamiento para la flota nuclear francesa. [ 3 ] [ 4 ]

Su ámbito de uso se ha extendido gradualmente a otras industrias nucleares, así como a otros sectores como el transporte y la propulsión espacial . [ 5 ] El código está involucrado en la mayoría de los proyectos de diseño de reactores en el sector nuclear francés, ya sea para reactores de potencia de Generación III ( EPR , NUWARD), reactores de Generación IV ( reactores rápidos refrigerados por sodio , [ 6 ] de plomo , [ 7 ] de gas , reactores de sales fundidas ), reactores de investigación ( Reactor Jules Horowitz ) o propulsión naval . [ 8 ]

Por defecto, CATHARE resuelve un sistema de seis ecuaciones (conservación de masa, momento y energía para las fases líquida y de vapor), permitiendo explícitamente diferencias de velocidad y temperatura entre fases. Presenta una estructura modular multiescala (0D, 1D, 3D), para adaptar la discretización según los componentes y el tipo de estudio. El código también incluye numerosos submódulos, tanto hidráulicos ( bombas , válvulas , válvulas de retención , etc.) como térmicos ( barras de combustible , intercambiadores de calor , etc.). Como resultado, puede modelar escenarios transitorios de sistemas complejos con tiempos de cálculo cercanos o incluso menores que el tiempo físico. Esto es particularmente útil para modelar los circuitos primarios de reactores nucleares en situaciones de accidente, como un accidente por pérdida de refrigerante , que puede durar varias horas o incluso días. [ 9 ] Su última versión principal, CATHARE-3, disponible para socios desde finales de 2019, presenta varias funcionalidades nuevas. [ 10 ] En 2020, ganó el Gran Premio anual de la Sociedad Francesa de Energía Nuclear [ 11 ]

Se realizaron simulaciones utilizando el código CATHARE-3 como parte de un grupo de trabajo internacional creado por el Programa de las Naciones Unidas para el Medio Ambiente para evaluar las emisiones de metano de los gasoductos Nord Stream con fugas tras su sabotaje en septiembre de 2022. Los resultados del estudio se publicaron en la revista Nature en enero de 2025 [ 12 ].

Véase también

Referencias

  1. ↑ CEA (5 de enero de 2024). "Código CATHARE - Última versión" . CEA/CATHARE . Consultado el 26 de octubre de 2024 .
  2. ↑ "Le code CATHARE" . Sitio web del IRSN (en francés) . Consultado el 26 de octubre de 2024 .
  3. ↑ Barre, F.; Bernard, M. (1990-12-01). "La estrategia y evaluación del código CATHARE" . Ingeniería y diseño nuclear . 124 (3): 257– 284. Bibcode : 1990NuEnD.124..257B . doi : 10.1016/0029-5493(90)90296-A . ISSN 0029-5493 . 
  4. ↑ CEA (10 de febrero de 2023). "Código CATHARE - Página principal" . CEA/CATHARE . Consultado el 26 de octubre de 2024 .
  5. ↑ Moreau, G.-M.; Thanh, Kc Le; Bachelet, C.-H.; Duri, D. (2015). "Hacia el modelado de enfriamiento de motores criogénicos de etapa superior en condiciones de microgravedad utilizando el código termohidráulico COMETE" . EUCASS 2015 - 6.ª Conferencia Europea de Ciencias Aeronáuticas y Espaciales .
  6. ^ Tenchine, D.; Bavière, R.; Bazin, P.; Ducros, F.; Geffraye, G.; Kadri, D.; Perdú, F.; Pialla, D.; Rameau, B.; Tauveron, N. (1 de abril de 2012). «Estado del código CATHARE para reactores rápidos refrigerados por sodio» . Ingeniería y Diseño Nuclear . 245 : 140– 152. Código bibliográfico : 2012NuEnD.245..140T . doi : 10.1016/j.nucengdes.2012.01.019 . ISSN 0029-5493 . 
  7. ↑ Grasso, G.; Petrovich, C.; Mattioli, D.; Artioli, C.; Sciora, P.; Gugiu, D.; Bandini, G.; Bubelis, E.; Mikityuk, K. (2014-10-15). "El diseño del núcleo de ALFRED, un demostrador para los reactores europeos refrigerados por plomo" . Ingeniería y diseño nuclear . 278 : 287–301 . Bibcode : 2014NuEnD.278..287G . doi : 10.1016/j.nucengdes.2014.07.032 . ISSN 0029-5493 . 
  8. ↑ Geffraye, G.; Antoni, O.; Farvacque, M.; Kadri, D.; Lavialle, G.; Rameau, B.; Ruby, A. (2011-11-01). "CATHARE 2 V2.5_2: Una única versión para diversas aplicaciones" . Ingeniería y diseño nuclear . 13.ª Reunión Internacional sobre Termohidráulica de Reactores Nucleares (NURETH-13). 241 (11): 4456– 4463. Bibcode : 2011NuEnD.241.4456G . doi : 10.1016/j.nucengdes.2010.09.019 . ISSN 0029-5493 . 
  9. ↑ D'Auria, Francesco (2017). Termohidráulica en reactores nucleares refrigerados por agua . Editorial Woodhead. ISBN 978-0-08-100662-7.
  10. ↑ Emonot, P.; Souyri, A.; Gandrille, JL; Barré, F. (2011-11-01). "CATHARE-3: Un nuevo código de sistema para termohidráulica en el contexto del proyecto NEPTUNE" . Ingeniería y diseño nuclear . 13.ª Reunión Internacional sobre Termohidráulica de Reactores Nucleares (NURETH-13). 241 (11): 4476– 4481. Bibcode : 2011NuEnD.241.4476E . doi : 10.1016/j.nucengdes.2011.04.049 . ISSN 0029-5493 . 
  11. ↑ «Los Lauréats 2020» . Sfen (en francés) . Consultado el 26 de octubre de 2024 .
  12. ^ Harris, Stephen J.; Schwietzke, Stefan; Francia, James L.; Velandia Salinas, Nataly; Meixus Fernández, Tania; Randles, Cynthia; Guanter, Luis; Irakulis-Loitxate, Itziar; Calcán, Andreea; Aben, Ilse; Abrahamsson, Katarina; Balcombe, Pablo; Berchet, Antoine; Biddle, Luisa C.; Bittig, Henry C. (15 de enero de 2025). "Emisiones de metano por fugas del oleoducto submarino Nord Stream" . Naturaleza . 637 (8048): 1124– 1130. Bibcode : 2025Natur.637.1124H . doi : 10.1038/s41586-024-08396-8 . ISSN 1476-4687 . PMC 11779632 . PMID 39814894 .