核反应堆的简化模型及其在核工程学科中的应用

A. Vidal-Ferràndiz, Sofia Carlos Alberola, Damián Ginestar Peiró, Sergio Gallardo Bermell
{"title":"核反应堆的简化模型及其在核工程学科中的应用","authors":"A. Vidal-Ferràndiz, Sofia Carlos Alberola, Damián Ginestar Peiró, Sergio Gallardo Bermell","doi":"10.4995/MSEL.2019.10806","DOIUrl":null,"url":null,"abstract":"En el grado de Ingeniería de la Energía, los alumnos pueden cursar las asignaturas de Tecnología Nuclear y Seguridad Nuclear. En ambas asignaturas se estudia el diseño de un reactor nuclear para que la central funcione en condiciones seguras. Para conseguir que los alumnos entiendan el funcionamiento de un reactor nuclear es interesante el uso de modelos matemáticos que reproduzcan tanto la potencia generada como la evolución de otras variables que afectan a la seguridad de la planta. En este trabajo, se presenta un modelo sencillo de reactor de agua a presión que permite observar la evolución temporal de la potencia del reactor y las temperaturas de los componentes más importantes de la planta. Para obtener la potencia generada se hace uso del modelo de cinética puntual, mientras que para el cálculo de las temperaturas del combustible y del refrigerante se utiliza un modelo sencillo de transmisión de calor. De este modo, el problema se formula mediante un sistema de  ecuaciones diferenciales ordinarias que se resuelve utilizando métodos numéricos. El desarrollo del modelo permite a los alumnos de Tecnología Nuclear y Seguridad Nuclear comprender la evolución temporal de alguna de las variables de un reactor y darse cuenta de los efectos estabilizantes que los parámetros de la termohidráulica tienen sobre la potencia generada.","PeriodicalId":18645,"journal":{"name":"Modelling in Science Education and Learning","volume":"37 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0000,"publicationDate":"2019-07-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":"0","resultStr":"{\"title\":\"Modelo reducido de un reactor nuclear y su utilización en las asignaturas del ámbito de la Ingeniería Nuclear\",\"authors\":\"A. Vidal-Ferràndiz, Sofia Carlos Alberola, Damián Ginestar Peiró, Sergio Gallardo Bermell\",\"doi\":\"10.4995/MSEL.2019.10806\",\"DOIUrl\":null,\"url\":null,\"abstract\":\"En el grado de Ingeniería de la Energía, los alumnos pueden cursar las asignaturas de Tecnología Nuclear y Seguridad Nuclear. En ambas asignaturas se estudia el diseño de un reactor nuclear para que la central funcione en condiciones seguras. Para conseguir que los alumnos entiendan el funcionamiento de un reactor nuclear es interesante el uso de modelos matemáticos que reproduzcan tanto la potencia generada como la evolución de otras variables que afectan a la seguridad de la planta. En este trabajo, se presenta un modelo sencillo de reactor de agua a presión que permite observar la evolución temporal de la potencia del reactor y las temperaturas de los componentes más importantes de la planta. Para obtener la potencia generada se hace uso del modelo de cinética puntual, mientras que para el cálculo de las temperaturas del combustible y del refrigerante se utiliza un modelo sencillo de transmisión de calor. De este modo, el problema se formula mediante un sistema de  ecuaciones diferenciales ordinarias que se resuelve utilizando métodos numéricos. El desarrollo del modelo permite a los alumnos de Tecnología Nuclear y Seguridad Nuclear comprender la evolución temporal de alguna de las variables de un reactor y darse cuenta de los efectos estabilizantes que los parámetros de la termohidráulica tienen sobre la potencia generada.\",\"PeriodicalId\":18645,\"journal\":{\"name\":\"Modelling in Science Education and Learning\",\"volume\":\"37 1\",\"pages\":\"\"},\"PeriodicalIF\":0.0000,\"publicationDate\":\"2019-07-31\",\"publicationTypes\":\"Journal Article\",\"fieldsOfStudy\":null,\"isOpenAccess\":false,\"openAccessPdf\":\"\",\"citationCount\":\"0\",\"resultStr\":null,\"platform\":\"Semanticscholar\",\"paperid\":null,\"PeriodicalName\":\"Modelling in Science Education and Learning\",\"FirstCategoryId\":\"1085\",\"ListUrlMain\":\"https://doi.org/10.4995/MSEL.2019.10806\",\"RegionNum\":0,\"RegionCategory\":null,\"ArticlePicture\":[],\"TitleCN\":null,\"AbstractTextCN\":null,\"PMCID\":null,\"EPubDate\":\"\",\"PubModel\":\"\",\"JCR\":\"\",\"JCRName\":\"\",\"Score\":null,\"Total\":0}","platform":"Semanticscholar","paperid":null,"PeriodicalName":"Modelling in Science Education and Learning","FirstCategoryId":"1085","ListUrlMain":"https://doi.org/10.4995/MSEL.2019.10806","RegionNum":0,"RegionCategory":null,"ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":null,"EPubDate":"","PubModel":"","JCR":"","JCRName":"","Score":null,"Total":0}
引用次数: 0

摘要

在能源工程学位中,学生可以学习核技术和核安全。这两门学科都研究核反应堆的设计,以使核电站在安全的条件下运行。为了让学生了解核反应堆的操作,使用数学模型来再现产生的功率和影响核电站安全的其他变量的演变是很有趣的。在这项工作中,提出了一个简单的压水堆模型,允许观察反应堆功率的时间演变和工厂最重要部件的温度。为了获得产生的功率,使用了点动力学模型,而燃料和冷却剂温度的计算使用了一个简单的传热模型。因此,该问题由一组常微分方程表示,并用数值方法求解。该模型的开发使核技术和核安全专业的学生能够理解反应堆中一些变量的时间演化,并实现热水力参数对产生的功率的稳定效应。
本文章由计算机程序翻译,如有差异,请以英文原文为准。
Modelo reducido de un reactor nuclear y su utilización en las asignaturas del ámbito de la Ingeniería Nuclear
En el grado de Ingeniería de la Energía, los alumnos pueden cursar las asignaturas de Tecnología Nuclear y Seguridad Nuclear. En ambas asignaturas se estudia el diseño de un reactor nuclear para que la central funcione en condiciones seguras. Para conseguir que los alumnos entiendan el funcionamiento de un reactor nuclear es interesante el uso de modelos matemáticos que reproduzcan tanto la potencia generada como la evolución de otras variables que afectan a la seguridad de la planta. En este trabajo, se presenta un modelo sencillo de reactor de agua a presión que permite observar la evolución temporal de la potencia del reactor y las temperaturas de los componentes más importantes de la planta. Para obtener la potencia generada se hace uso del modelo de cinética puntual, mientras que para el cálculo de las temperaturas del combustible y del refrigerante se utiliza un modelo sencillo de transmisión de calor. De este modo, el problema se formula mediante un sistema de  ecuaciones diferenciales ordinarias que se resuelve utilizando métodos numéricos. El desarrollo del modelo permite a los alumnos de Tecnología Nuclear y Seguridad Nuclear comprender la evolución temporal de alguna de las variables de un reactor y darse cuenta de los efectos estabilizantes que los parámetros de la termohidráulica tienen sobre la potencia generada.
求助全文
通过发布文献求助,成功后即可免费获取论文全文。 去求助
来源期刊
自引率
0.00%
发文量
0
×
引用
GB/T 7714-2015
复制
MLA
复制
APA
复制
导出至
BibTeX EndNote RefMan NoteFirst NoteExpress
×
提示
您的信息不完整,为了账户安全,请先补充。
现在去补充
×
提示
您因"违规操作"
具体请查看互助需知
我知道了
×
提示
确定
请完成安全验证×
copy
已复制链接
快去分享给好友吧!
我知道了
右上角分享
点击右上角分享
0
联系我们:info@booksci.cn Book学术提供免费学术资源搜索服务,方便国内外学者检索中英文文献。致力于提供最便捷和优质的服务体验。 Copyright © 2023 布克学术 All rights reserved.
京ICP备2023020795号-1
ghs 京公网安备 11010802042870号
Book学术文献互助
Book学术文献互助群
群 号:481959085
Book学术官方微信