Servicios técnicos certificados en ingeniería nuclear e industrial

Los códigos de sistema y sus respectivas nodalizaciones constituyen herramientas fundamentales para los análisis termohidráulicos de seguridad. La verificación y validación de ambos son procesos imprescindibles antes de su aplicación en cualquier estudio de ingeniería de importancia.

ENSO ofrece evaluaciones independientes de garantía de calidad para las nodalizaciones con las que dar soporte a la operación de la planta, a los análisis de accidentes base de diseño (DBA) y a los cálculos de licenciamiento. Las evaluaciones se basan en dos metodologías diferentes: el Proceso de Cualificación Avanzada (AQP) y SCUP (SCaling UP). Ambas metodologías han sido desarrolladas y probadas por nuestro personal en la UPC bajo el auspicio y reconocimiento del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).

El análisis de los DBA y DEC constituye un elemento clave en el diseño y licenciamiento de cualquier sistema nuclear. Estos análisis exigen un gran conocimiento del comportamiento de los sistemas en secuencias altamente dinámicas, así como una comprensión minuciosa de los fenómenos locales. El equipo de ENSO cuenta con una sólida trayectoria en la simulación de estos escenarios, adquirida a través de su participación en programas internacionales de simulación de experimentos integrales y de efectos separados.

Comprender la fenomenología de estos escenarios resulta crucial para garantizar la validez de los análisis para centrales nucleares comerciales. La experiencia del equipo de ENSO en esta área comprende:

• Participación en programas internacionles con instalaciones de experimentos integrales. Los miembros de ENSO han desarrollado o utilizado modelos para simular experimentos en las siguientes instalaciones: PKL (AREVA), LSTF (JAEA), ATLAS (KAERI), LOFT, BETHSY y LOBI.
• Simulación de escenarios DBA y BDBA para nodalizaciones completas de plantas nucleares. En esta área, se han realizado trabajos para las siguientes centrales: Ascó 1&2 (PWR), Vandellós 2 (PWR), Laguna Verde (BWR), Ringhals (BWR), TMI (PWR), Zion (PWR).
• Análisis BEPU.
• Revisión de Procedimientos de Operación de Emergencia.

El cambio regulador de 1989 respecto a los requisitos de los Sistemas de Emergencia de Refrigeración del Núcleo (ECCS), que permitió el uso de códigos Best Estimate para el análisis de accidentes de licenciamiento, exige evaluar la incertidumbre en los resultados de los cálculos. Esta evaluación debe incluir las condiciones iniciales y de contorno, además de las características propias de los códigos, como las aproximaciones numéricas, las correlaciones empíricas y otros factores.  

Hoy en día, los métodos de evaluación de incertidumbre (BEPU), especialmente el enfoque estadístico que propaga la incertidumbre desde los parámetros de entrada hasta los resultados para generar los intervalos de tolerancia, son utilizados en todo el mundo por las ingenierías para estimar las incertidumbres de los cálculos de los códigos.

El accidente de Fukushima Daichii puso de manifiesto la importancia que tienen las estrategias de gestión de accidentes para las secuencias con daño del núcleo. En este contexto, el diseño, revisión y evaluación de las Directrices de Gestión de Accidentes de Daño Severo (SAMG) es crucial, y la capacitación de los operadores bajo condiciones realistas, esencial.

ENSO ofrece una evaluación independiente de las SAMG utilizando códigos de sistema de accidentes de daño severo, así como el diseño e implementación de escenarios personalizados de accidentes de daño severo  para el apoyo y la capacitación de los operadores.

El aumento en la demanda de precisión ha impulsado el uso de códigos acoplados en el área de análisis de seguridad determinista. En este contexto, ENSO ofrece soporte técnico para el acoplamiento de códigos TH/NK proporcionados por el usuario, así como para la integración de códigos informáticos, incluyendo códigos de subcanal, de contención, de química de productos de fisión, CFD, de combustible y de mecánica estructural dentro de RELAP5.

Las herramientas computacionales requieren procedimientos formalizados para su desarrollo, verificación y validación (V&V), así como para su depuración. Los nuevos diseños de reactores pueden demandar el desarrollo de herramientas computacionales existentes, añadiendo componentes específicos del sistema, como los intercambiadores de calor helicoidales, o incorporando nuevos fluidos del sistema, como las sales fundidas. Tras realizar modificaciones significativas en los códigos, resulta imprescindible garantizar la calidad del software mediante un proceso de V&V. La validación del código se realiza evaluando sus resultados frente a datos experimentales relevantes que representen los fenómenos principales previstos. Esta evaluación puede realizarse de manera cualitativa, analizando la evolución paramétrica y temporal de las variables, y de forma cuantitativa, empleando métodos de evaluación de incertidumbre que contemplan las incertidumbres asociadas a los modelos y correlaciones de los códigos computacionales.

En la actualidad, el desarrollo de códigos y la ingeniería de software son fundamentales para el mantenimiento y actualización de las herramientas existentes, así como para la creación nuevas capacidades de ingeniería. Entre los objetivos principales destacan:

• Añadir funcionalidades como software gráfico y herramientas de evaluación de incertidumbre.
• Introducir correlaciones y técnicas numéricas recientemente desarrolladas, con el fin de probarlas y, eventualmente incorporarlas de forma permanente o como una opción alternativa.
• Adaptar códigos existentes a características específicas de diseño de reactores, como por ejemplo múltiples canales (central nuclear Atucha) y reactores horizontales (CANDU), y diseños de reactores de Generación IV, que incorporan nuevos fluidos y sus respectivas correlaciones de transferencia de calor.
• Desarrollar interfaces de acoplamiento para realizar cálculos más detallados.

ENSO cuenta con amplia experiencia en soluciones de ingeniería de software. Los miembros de su equipo han trabajado, entres otros proyectos, en la implementación de nuevos fluidos, correlaciones alternativas, y en la derivación e incorporación de nuevos mapas de régimen de flujo.

Anualmente, ENSO, en colaboración con la UPC y la Universidad Nacional de Incheon, lleva a cabo en Barcelona una capacitación práctica enfocada a códigos Best Estimate. Esta iniciativa está dirigida a la transferencia de conocimientos y a la promoción de mejores prácticas en el ámbito de la modelización de centrales nucleares con códigos de sistema. Han participado organizaciones como: KINS, KHNP, Universidad de Chosun, Universidad de Incheon, Universidad de Ulsan, SENTECH, Universidad de KyungHee (Corea), NNL, Rolls Royce (Reino Unido), Skoda, UJV (República Checa), NCBJ (Polonia), UPM (España), Tractebel (Bélgica), LEI (Lituania), PSI (Suiza), Paks II (Hungría), ENEC (Emiratos), ES Group (Ucrania), Universidad McMaster (Canadá).

El soporte técnico y las capacitaciones personalizadas están diseñadas para satisfacer las necesidades específicas de cada cliente. ENSO ofrece soporte técnico y capacitación tanto de manera presencial como en línea, adaptándose a las preferencias de nuestros clientes.

Respecto al soporte en línea, nuestra metodología combina reuniones semanales para discusiones técnicas y sesiones prácticas, complementadas con tareas programadas para ser realizadas de forma independiente por ambas partes. Los miembros de ENSO cuentan con experiencia pedagógica gracias a su rol como profesores asistentes en la Universidad Politécnica de Cataluña – BarcelonaTech, una institución pública dedicada a la educación superior y la investigación, especializada en los campos de la ingeniería y las ciencias.

Los cursos especializados para empresas abarcan una amplia gama de temáticas. Entre ellas se incluyen:

• Uso de códigos para usuarios principiantes. Iniciación a la modelización con códigos de sistema, a elegir entre RELAP, TRACE, MARS, SPACE, ASYST.
• Modelización avanzada: simulación de condiciones de estado estacionario y accidente en centrales nucleares. Códigos: RELAP, TRACE, MARS, SPACE, ASYST.
• Modelización avanzada: simulación de experimentos de efectos separados (SET). Códigos: RELAP, TRACE, MARS, SPACE, ASYST.
• Modelización avanzada: simulación de experimentos de efectos integrales (IET). Códigos: RELAP, TRACE., MARS, SPACE, ASYST
• Modelización avanzada: simulación de SMRs tipo iPWR. Códigos: RELAP, TRACE, MARS, SPACE, ASYST.
• Uso de códigos para simulación de sistemas con fluidos alternativos (metales líquidos, sales fundidas). Códigos: RELAP, TRACE, ASYST.
• Modelización avanzada: simulación y análisis de Accidentes Graves. Código SCDAP.
• Desarrollo de códigos. Iniciación al desarrollo de códigos para aprender a agregar tus propios modelos, componentes, ... Códigos:  RELAP, MARS
• Análisis de incertidumbre y metodologías BEPU. Códigos: RELAP (con o sin IUA2), MARS, ASYST
• Desarrollo de secciones eficaces con códigos neutrónicos de celda. Códigos: DRAGON, SCALE, HELIOS
• Cinética de neutrones para cálculos acoplados de códigos termohidráulicos y neutrónicos. Códigos: RELAP, TRACE, NESTLE, PARCS, 3DKIN

Estos cursos están diseñados para proporcionar un aprendizaje práctico y eficiente, apoyando a las empresas en el desarrollo de competencias clave en el sector.