Hispanopedia Wiki
Articulo de referencia

RELAP5-3D

{{cite web|url=http://www.inl.gov/relap5/newsletters.htm |title= RELAP5-3D Newsletters |publisher=Inl.gov |date= |accessdate=2014-10-16}} ({{Age in years, months and days| year=...

Hispanopedia WikiContenido en espanolLectura gratuita

RELAP5-3D es una herramienta de simulación que permite a los usuarios modelar el comportamiento acoplado del sistema de refrigeración y el núcleo de un reactor nuclear ante diversos transitorios operacionales y accidentes hipotéticos que podrían ocurrir en un reactor nuclear . RELAP5-3D ( Programa de Análisis de Fugas y Excursiones del Reactor ) puede utilizarse para el análisis de seguridad del reactor , el diseño del reactor, la formación de operadores en simuladores y como herramienta educativa por parte de las universidades. RELAP5-3D se desarrolló en el Laboratorio Nacional de Idaho para abordar la necesidad urgente de análisis de seguridad del reactor y continúa desarrollándose a través del Departamento de Energía de los Estados Unidos y el Grupo Internacional de Usuarios de RELAP5 (IRUG), con una inversión anual superior a los 3 millones de dólares. El código se distribuye a través de la Oficina de Implementación Tecnológica del INL y se licencia a numerosas universidades , gobiernos y corporaciones de todo el mundo. [ 2 ] [ 3 ]

Fondo

RELAP5-3D es una evolución del código unidimensional RELAP5/MOD3 desarrollado en el Laboratorio Nacional de Idaho (INL) para la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU . (NRC). El Departamento de Energía de EE. UU. (DOE) comenzó a patrocinar el desarrollo adicional de RELAP5 a principios de la década de 1980 para satisfacer sus propias necesidades de evaluación de la seguridad de los reactores. Tras el desastre de Chernóbil , el DOE emprendió una reevaluación de la seguridad de todos sus reactores de prueba y producción en todo Estados Unidos . El código RELAP5 fue elegido como herramienta de análisis termohidráulico debido a su amplia aceptación.

La aplicación de RELAP5 a diversos diseños de reactores generó la necesidad de nuevas capacidades de modelado . En particular, el análisis de los reactores del río Savannah requirió un modelo de flujo tridimensional. Posteriormente, con financiación discrecional del laboratorio, se añadieron modelos cinéticos multidimensionales para el reactor.

Hasta finales de 1995, el INL mantuvo versiones del código para la NRC y el DOE en un único código fuente que podía dividirse antes de la compilación . Sin embargo, para entonces quedó claro que las ventajas de mantener un único código fuente se veían contrarrestadas por el esfuerzo adicional necesario para adaptarse a requisitos a veces contradictorios. Por lo tanto, el código se dividió en dos versiones : una para la NRC y otra para el DOE. La versión del DOE conservó todas las funcionalidades y el historial de validación del código anterior, además de las funcionalidades adicionales que el DOE había patrocinado antes y después de la división.

El atributo más destacado que distingue el código del DOE del código del NRC es la capacidad de modelado termohidráulico y cinético multidimensional totalmente integrado en el código del DOE. [ 4 ] [ 5 ] [ 6 ] [ 7 ] [ 8 ] [ 9 ] Esto elimina cualquier restricción en la aplicabilidad del código a toda la gama de accidentes de reactor postulados . Otras mejoras incluyen un nuevo solucionador de matrices , propiedades adicionales del agua y un avance temporal mejorado para una mayor robustez . [ 5 ]

Características

Capacidad de modelado

Captura de pantalla de un modelo RELAP5-3D tridimensionalmente giratorio de la central nuclear Westinghouse Zion que muestra la fracción de vacío (mezcla de agua líquida y gaseosa en volumen) como un número entre 0 y 1. Las zonas violetas representan el 100 % de agua , mientras que las zonas rojas indican el 100 % de vapor . Otros tonos indican la composición de la mezcla bifásica . Los usuarios pueden superponer texto en la imagen y añadir widgets auxiliares (como gráficos y tablas que se actualizan) al escritorio .

RELAP5-3D cuenta con capacidades de modelado termohidráulico multidimensional y cinético de neutrones . El componente multidimensional de RELAP5-3D se desarrolló para permitir al usuario modelar con precisión el comportamiento del flujo multidimensional que puede presentarse en cualquier componente o región del sistema de refrigeración de un reactor nuclear. También ofrece capacidades de transferencia de calor conductiva y radiativa bidimensional, así como modelado de paradas de planta y sistemas de control. [ 10 ] RELAP5-3D permite la simulación de toda la gama de transitorios del reactor y accidentes hipotéticos, incluyendo:

Modelo hidrodinámico

RELAP5-3D es un modelo transitorio de dos fluidos para el flujo de una mezcla bifásica de vapor / gas - líquido que puede contener componentes no condensables en la fase de vapor/gas y/o un componente soluble en la fase líquida . El componente multidimensional de RELAP5-3D se desarrolló para permitir al usuario modelar con mayor precisión el comportamiento del flujo multidimensional que puede presentarse en cualquier componente o región de un sistema LWR . Típicamente, esto incluirá el plenum inferior , el núcleo , el plenum superior y las regiones de bajada de un LWR. Sin embargo, el modelo es general y no se restringe a su uso en la vasija del reactor . El componente define una matriz unidimensional, bidimensional o tridimensional de volúmenes y las uniones internas que los conectan. La geometría puede ser cartesiana (x, y, z) o cilíndrica ( r, q, z ). Una malla tridimensional ortogonal se define mediante datos de entrada de intervalos de malla en cada una de las tres direcciones de coordenadas. [ 11 ]

La funcionalidad del componente multidimensional ha estado en fase de prueba y perfeccionamiento desde su primera aplicación al estudio del reactor K en Savannah River a principios de la década de 1990. Se utiliza un conjunto de diez casos de prueba de verificación con soluciones analíticas para demostrar la corrección de la formulación numérica de las ecuaciones de conservación. [ 3 ]

Los avances recientes han actualizado el lenguaje de programación a FORTRAN 95 y han incorporado efectos viscosos en modelos hidrodinámicos multidimensionales . Actualmente, RELAP5-3D contiene 27 fluidos de trabajo diferentes, entre los que se incluyen:

Los fluidos de trabajo permiten aplicaciones monofásicas, bifásicas y supercríticas.

Modelo térmico

Las estructuras térmicas proporcionadas en RELAP5-3D permiten calcular el calor transferido a través de los límites sólidos de los volúmenes hidrodinámicos. Las capacidades de modelado de las estructuras térmicas son generales e incluyen barras o placas de combustible con calentamiento nuclear o eléctrico, transferencia de calor a través de los tubos del generador de vapor y transferencia de calor desde las paredes de tuberías y recipientes. Las conductividades térmicas y las capacidades caloríficas volumétricas , que dependen de la temperatura y del espacio, se proporcionan en forma tabular o funcional, ya sea a partir de datos integrados o proporcionados por el usuario. También existe un modelo de recinto radiactivo/conductivo, para el cual el usuario puede proporcionar/visualizar factores de conductancia. [ 13 ]

Sistema de control

RELAP5-3D permite al usuario modelar un sistema de control típico de sistemas hidrodinámicos, incluyendo otros fenómenos descritos por ecuaciones diferenciales algebraicas y ordinarias . Cada componente del sistema de control define una variable como una función específica de cantidades adelantadas en el tiempo; esto permite desarrollar variables de control a partir de componentes que realizan operaciones simples y básicas.

Cinética de reactores

Existen dos opciones que incluyen un modelo cinético de reactor puntual y un modelo cinético de neutrones multidimensional. Se han implementado un modelo de sección transversal de neutrones flexible y un modelo de barra de control para permitir el modelado completo del núcleo del reactor . El modelo de calor de desintegración desarrollado como parte del modelo cinético de reactor puntual se ha modificado para calcular la potencia de desintegración para los modelos cinéticos de reactor puntual y cinético de neutrones multidimensional. [ 14 ]

Actualizaciones importantes recientes

Capacidad de verificación precisa

La verificación garantiza que el programa esté correctamente construido mediante: (1) la demostración de que cumple con sus especificaciones de diseño, (2) la comparación de sus cálculos con soluciones analíticas y métodos de soluciones de fabricación . La verificación secuencial RELAP5-3D genera un archivo con representaciones extremadamente precisas de las variables principales para comparar los cálculos entre versiones del código y detectar cualquier cambio. El conjunto de pruebas de modelos de entrada pone a prueba las capacidades del código importantes para el modelado de centrales nucleares. Esta capacidad de verificación también permite comprobar que funciones importantes del código, como el reinicio y la copia de seguridad, funcionan correctamente.

Capacidad de modelado de sistemas móviles

La capacidad de simular movimientos, como los que se podrían experimentar en barcos, aviones o un reactor terrestre durante un terremoto, está disponible en la versión 2013 de RELAP5-3D. Esta capacidad permite al usuario simular el movimiento mediante la introducción de datos, incluyendo el desplazamiento traslacional y la rotación alrededor del origen, determinado por la posición del volumen de referencia. La rotación transitoria se puede introducir utilizando ángulos de Euler o de cabeceo, guiñada y balanceo. El movimiento se simula mediante una combinación de funciones sinusoidales y tablas de ángulos de rotación y desplazamiento traslacional. Dado que la constante gravitacional también es una magnitud de entrada, esta capacidad no se limita a la superficie de la Tierra. Permite a RELAP5-3D modelar sistemas de reactores en naves espaciales, estaciones espaciales, la Luna u otros cuerpos extraterrestres.

Grupo Internacional de Usuarios de RELAP5

Existen cinco niveles diferentes de membresía disponibles en el Grupo Internacional de Usuarios de RELAP5 (IRUG). Cada uno ofrece un nivel distinto de beneficios, servicios y cuota de membresía. [ 15 ]

Miembros

Ser miembro de pleno derecho es el nivel más alto de participación posible en el IRUG. Los miembros reciben el software RELAP5-3D en código fuente . Se permite el uso de múltiples copias. Hay dos niveles de membresía disponibles: Regular y "Superusuario". Las organizaciones miembros regulares reciben hasta 40 horas de asistencia telefónica en áreas como la nominación del modelo, recomendaciones de uso del código, depuración e interpretación de resultados por parte de expertos técnicos de INL RELAP5. Los Superusuarios reciben hasta 100 horas de asistencia del personal. [ 16 ]

Participantes de uso múltiple

Los participantes de uso múltiple son organizaciones que requieren el uso del código pero no necesitan ni desean todos los beneficios de un miembro completo. Los participantes reciben el software RELAP5-3D únicamente en formato ejecutable . Se permite el uso de múltiples copias. Los participantes reciben hasta 20 horas de asistencia del personal. [ 16 ]

Participantes de un solo uso

Los participantes que utilizan el programa una sola vez están restringidos a usar RELAP5-3D en una sola computadora, un usuario a la vez. Reciben el código ejecutable de RELAP5-3D y pueden recibir hasta 5 horas de asistencia del personal. [ 16 ]

Participantes universitarios

Los participantes universitarios pueden adquirir una licencia para RELAP5-3D con fines educativos. [ 16 ]

Participantes en la capacitación

Los participantes en la capacitación tienen dos opciones principales: pueden recibir una licencia de un solo uso de 3 meses para el código RELAP5-3D y hasta 10 horas de asistencia del personal, o una licencia de usos múltiples de 3 meses y hasta 40 horas de asistencia técnica telefónica. Se pueden establecer acuerdos alternativos según las necesidades de los clientes. Estos niveles de participación están diseñados para quienes estén interesados ​​en participar en cursos de capacitación. Se incluye un conjunto de videos de capacitación de RELAP5-3D. [ 16 ]

Principales lanzamientos de RELAP5-3D

Véase también

Notas

  1. 1 2 "Boletines informativos RELAP5-3D" . Inl.gov . Consultado el 16 de octubre de 2014 .
  2. ↑ "??" (PDF) . Inl.gov . Consultado el 26-11-2012 .
  3. 1 2 "rv1.book" (PDF) . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  4. ↑ "RELAP5-3D" . Inlportal.inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  5. 1 2 "ARCHIVO DE LA PÁGINA PRINCIPAL DE RELAP5-3D" . Inl.gov. 17 de mayo de 2011. Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  6. ↑ "SAN - Red de Evaluación de la Seguridad" . San.iaea.org . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  7. ↑ "Soporte informático NE/RHP" . Engineering.oregonstate.edu . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  8. ↑ Uspuras, E.; Kaliatka, A.; Bubelis, E. (2004). "Anales de Energía Nuclear - Validación del código acoplado neutrónico/termohidráulico RELAP5-3D para la aplicación de análisis del reactor RBMK-1500". Anales de Energía Nuclear . 31 (15): 1667– 1708. doi : 10.1016/j.anucene.2004.06.002 .
  9. ↑ "Laboratorio Nacional de Idaho - Transferencia de Tecnología - Tecnologías Disponibles para Licencia" . Inl.gov. Archivado del original el 19 de febrero de 2013. Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  10. ↑ "Relap5-3D" (PDF) . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  11. ↑ "Mejoras recientes en hidrodinámica del código REFLAP5-3D" (PDF) . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  12. ↑ "2002con1435.pdf" (PDF) . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  13. ↑ "rv1.book" (PDF) . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  14. ↑ "Rv2.book" (PDF) . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  15. ↑ "Grupo Internacional de Usuarios de RELAP5-3D" . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  16. 1 2 3 4 5 "Solicitudes de licencia RELAP5-3D" . relap53d.inl.gov . Consultado el 21 de febrero de 2018 .
  17. 1 2 3 4 "Versiones de RELAP5-3D" . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  18. ↑ "Notas de la versión 1.3.5 de RELAP5-3D" (PDF) . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  19. ↑ "Notas de la versión de RELAP5-3D? Versión 2" (PDF) . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  20. ↑ "Notas de la versión 2.2 de RELAP5-3D" (PDF) . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  21. ↑ "Notas de la versión de RELAP5-3D versión 2" (PDF) . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .
  22. ↑ "Notas de la versión 3.0 de RELAP5-3D" (PDF) . Inl.gov . Consultado el 26 de noviembre de 2012 .

Referencias

  • JA Findley y GL Sozzi, "Programa de recarga y reinundación de BWR: Plan de tareas de calificación del modelo", EPRI NP-1527, NUREG/CR-1899, GEAP-24898, octubre de 1981.
  • TM Anklam, RJ Miller, MD White, "Investigación experimental de la transferencia de calor en haces descubiertos y la hinchazón del nivel de la mezcla bifásica bajo condiciones de alta presión y bajo flujo de calor", NUREG/CR-2456, ORNL-5848, Laboratorio Nacional de Oak Ridge, marzo de 1982.
  • K. Carlson, R. Riemke, R. Wagner, J. Trapp, "Adición de modelado tridimensional", Seminario internacional de usuarios de RELAP5/TRAC-B, Baton Rouge, LA, 4-8 de noviembre de 1991.
  • R. Riemke, "Modelos constitutivos multidimensionales de RELAP5", Seminario internacional de usuarios de RELAP5/TRAC-B, Baton Rouge, Luisiana, del 4 al 8 de noviembre de 1991.
  • H. Finnemann y A. Galati, "NEACRP 3-D LWR Core Transient Benchmark – Final Specifications," NEACRP-L-335 (Revisión 1), enero de 1992.
  • K. Carlson, R. Riemke, R. Wagner, "Teoría y requisitos de entrada para el componente multidimensional en RELAP5 para el análisis termohidráulico del sitio de Savannah River", EGG-EAST-9878, Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho, julio de 1992.
  • K. Carlson, C. Chou, C. Davis, R. Martin, R. Riemke, R. Wagner, "Evaluación del desarrollo del componente multidimensional en RELAP5 para el análisis termohidráulico del sitio de Savannah River", EGG-EAST-9803, Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho, julio de 1992.
  • K. Carlson, C. Chou, C. Davis, R. Martin, R. Riemke, R. Wagner, R. Dimenna, G. Taylor, V. Ransom, J. Trapp, "Evaluación del componente multidimensional en RELAP5/MOD2.5", Actas de la 5ª Reunión Internacional sobre Termohidráulica de Reactores Nucleares, Salt Lake City, Utah, EE. UU., 21-24 de septiembre de 1992.
  • P. Murray, R. Dimenna, C. Davis, "Un estudio numérico del componente hidrodinámico tridimensional en RELAP5/MOD3", Seminario Internacional de Usuarios de RELAP5, Boston, MA, EE. UU., julio de 1993.
  • G. Johnsen, "Estado y detalles del modelado de fluidos 3D de RELAP5", Reunión del programa de aplicación y mantenimiento de códigos, Santa Fe, NM, octubre de 1993.
  • H. Finnemann, et al., "Resultados de las pruebas de referencia transitorias del núcleo de reactores de agua ligera", Actas de la Conferencia Internacional Conjunta sobre Métodos Matemáticos y Supercomputación en Aplicaciones Nucleares, Vol. 2, pág. 243, Kernforschungszentrum, Karlsruhe, Alemania, abril de 1993.
  • AS Shieh, VH Ransom, R Krishnamurthy, Manual del código RELAP5/MOD3 Volumen 6: Validación de técnicas numéricas en RELAP5/MOD3, NUREG/CR-5535, EGG-2596, octubre de 1994.
  • C. Davis, "Evaluación del modelo de componentes multidimensionales RELAP5 utilizando datos de la prueba LOFT L2-5", INEEL-EXT-97-01325, Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho, enero de 1998.
  • RM Al-Chalabi, et al., "NESTLE: Un código de cinética nodal", Transactions of the American Nuclear Society, Volumen 68, junio de 1993.
  • JL Judd, WL Weaver, T. Downar, JG Joo, "Una capacidad tridimensional de cinética de neutrones nodales para RELAP5", Actas de la Reunión Temática de 1994 sobre Avances en Física de Reactores, Knoxville, TN, 11-15 de abril de 1994, Vol. II, págs. 269-280.
  • E. Tomlinson, T. Rens, R. Coffield, "Evaluación del modelo de componentes multidimensionales RELAP5/MOD3", Seminario internacional de usuarios de RELAP5, Baltimore, MD, del 29 de agosto al 1 de septiembre de 1994.
  • K. Carlson, "Conexión de 1D a 3D para el esquema semiimplícito", R5M3BET-001, Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho, junio de 1997.
  • A. Shieh, "Conexión de 1D a 3D para el esquema casi implícito", R5M3BET-002, Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho, junio de 1997.
  • JA Galbraith, GL Mesina, "RELAP5/RGUI Architectural Framework", Actas de la 8ª Conferencia Internacional sobre Energía Nuclear (ICONE-8), Baltimore, MD, EE. UU., 2-6 de abril de 2000.
  • GL Mesina y PP Cebull, "Vectorización extrema en RELAP5-3D", Actas del Grupo de Usuarios de Cray 2004, Knoxville, TN, EE. UU., 16-21 de mayo de 2004.
  • DP Guillen, GL Mesina, JM Hykes, "Reestructuración de RELAP5-3D para el análisis de plantas nucleares de próxima generación", 2006 Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 94, junio de 2006.
  • GL Mesina, "Reformulación de RELAP5-3D en FORTRAN 95 y resultados", Actas de la Reunión Conjunta de Verano de Ingeniería de Fluidos EE. UU.-Europa de la ASME 2010 y la 8.ª Conferencia Internacional sobre Nanocanales, Microcanales y Minicanales, FEDSM2010-ICNMM2010, Montreal, Quebec, Canadá, 1-5 de agosto de 2010.
  • Equipo de desarrollo del código RELAP5-3D, Manual del código RELAP5-3D Volumen I: Estructura del código, modelos del sistema y métodos de solución, INL-EXT-98-00834-V1, Revisión 4.2, Laboratorio Nacional de Idaho, junio de 2014.
  • Equipo de desarrollo del código RELAP5-3D, Manual del código RELAP5-3D Volumen II: Guía del usuario y requisitos de entrada, INEEL-EXT-98-00834, Revisión 4.2, Sección 8.7, Laboratorio Nacional de Idaho, PO Box 1625, Idaho Falls, Idaho 83415, junio de 2014.
  • Equipo de desarrollo del código RELAP5-3D, Manual del código RELAP5-3D Volumen II: Guía del usuario y requisitos de entrada, Apéndice A, INEEL-EXT-98-00834, Revisión 4.2, Laboratorio Nacional de Idaho, PO Box 1625, Idaho Falls, Idaho 83415, junio de 2014.
  • Equipo de desarrollo del código RELAP5-3D, Manual del código RELAP5-3D, Volumen III: Evaluación del desarrollo, INL-EXT-98-00834, Revisión 4.2, junio de 2014.
  • Equipo de desarrollo del código RELAP5-3D, Manual del código RELAP5-3D Volumen IV: Modelos y correlaciones, INL-EXT-98-00834, Revisión 4.2, junio de 2014.
  • Equipo de desarrollo del código RELAP5-3D, Manual del código RELAP5-3D, Volumen V: Guía del usuario, INL-EXT-98-00834, Revisión 4.2, junio de 2014.
  • GL Mesina, DL Aumiller, FX Buschman, "Verificación automatizada y de alta precisión de RELAP5-3D", ICONE22-31153, Actas de la 22.ª Conferencia Internacional sobre Ingeniería Nuclear, Praga, República Checa, 7-11 de julio de 2014.

Véase también

  • Página principal de RELAP5-3D
  • Grupo Internacional de Usuarios de RELAP5
Obtenido de " https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=RELAP5-3D&oldid=1352904075 "
Lecturas relacionadas
6 articulos
A laptop computer next to archival materialsSimulaciónUna simulación es una representación imitativa de un proceso o sistema que podría existir en el mundo real. [1] [2] [3] En este sentido amplio, sim...Simulación por computadoraSimulación por computadoraSimulación por computadora de 48 horas del tifón Mawar utilizando el modelo de investigación y pronóstico del tiempo Proceso de construcción de un ...Coupling (physics)Coupling (physics)In physics, two objects are said to be coupled when they are interacting with each other. In classical mechanics, coupling is a connection between ...Reactor nuclearReactor nuclearUn reactor nuclear es un dispositivo utilizado para iniciar y controlar una reacción nuclear en cadena de fisión . Los reactores nucleares se utili...Núcleo del reactor nuclearNúcleo del reactor nuclearEjemplo del núcleo de una central nuclear, diseño VVER . El núcleo de un reactor nuclear es la parte de un reactor nuclear que contiene los compone...Accidentes e incidentes nucleares y radiológicosAccidentes e incidentes nucleares y radiológicosTras el desastre nuclear de Fukushima en Japón en 2011 , las autoridades cerraron las 54 centrales nucleares del país. El sitio de Fukushima sigue ...