Responsable: JAVIER ORTIZ VILLAFUERTE

Objetivos:

Desarrollar una metodología y las herramientas necesarias, para diseñar nuevos tipos de ensambles de combustible para reactores tipo BWR con técnicas de optimización y para evaluar el desempeño termomecánico de los elementos combustibles, durante estado estacionario y transitorios.

Antecedentes:

El presente proyecto Diseño, Optimización y Evaluación Termomecánica para Reactores Nucleares de Agua en Ebullición, con clave CA-610, registrado originalmente con el título Análisis Termomecánico de Diseños Avanzados, ha generado herramientas que permiten avanzar en la independencia tecnológica de nuestro país, en el área de administración de combustible nuclear y evaluación de la seguridad del mismo combustible, alcanzando el objetivo fundamental planteado al inicio del proyecto. Los programas de cómputo desarrollados, permiten hacer una evaluación de las recargas de combustible presentadas a la Comisión Federal de Electricidad (CFE) por diversos proveedores, o de los análisis que presenten otras Instituciones nacionales o extranjeras. Los resultados del proyecto, permiten que se pueda solicitar a proveedores de combustible o prestadores de servicios de análisis de recargas, que se muestre se ha empleado algún criterio de optimización en los diseños de recargas y que los aspectos termomecánicos relacionados a los diseños de las barras y ensambles han sido considerados con cierto detalle, y no únicamente se restrinjan a satisfacer requisitos mínimos de seguridad y energía solicitados. Con las herramientas desarrolladas durante el proyecto, se puede apoyar a CFE además, en el estudio de ciclos futuros para la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (CNLV). Finalmente, el objetivo a mediano plazo es tener la capacidad de licenciar recargas de combustible nuclear para la CFE.

Beneficios:

Se aborda un tema relacionado con la seguridad de reactores nucleares de agua en ebullición (BWRs), como los de la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde (CNLV), por lo que se ahondará en el conocimiento de los fenómenos físicos que repercuten en la operación y seguridad de los BWRs.

Se genera una metodología para el diseño de ensambles combustibles con técnicas de optimización. Se aborda también el tema de la administración de combustible nuclear, lo que podría incidir en mejores estrategias de operación, para un mejor aprovechamiento del combustible nuclear y el consecuente beneficio económico. Se continúa con el análisis termomecánico de elementos combustibles, y consecuentemente, se podrán realizar análisis más detallados de barras combustibles de diseños avanzados de ensambles combustibles.

Se desarrolla un proceso de cálculo que reducirá considerablemente el tiempo de simulación del desempeño del núcleo de los BWRs de la CNLV, para servicios de Administración de Combustible que se han ofrecido a  CFE.

Se está consolidando el grupo de trabajo establecido en el Departamento de Sistemas Nucleares, con la especialización en las áreas de administración y diseño de combustible, termomecánica, termohidráulica y de seguridad de BWRs, lo cual podría repercutir en más y mejores servicios a la CNLV.

Se fortalece la relación entre el Departamento de Sistemas Nucleares y diversas Instituciones nacionales e internacionales de reconocido prestigio que han estado desarrollando programas de investigación y desarrollo similares, como Texas A&M University y la Universidad de Granada. 

Se continúa con la difusión de la investigación y desarrollo tecnológico que se lleva a cabo en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, a través de la publicación de artículos científicos y técnicos en revistas de arbitraje estricto y reconocimiento internacional, así como la presentación de los resultados en los congresos relevantes más importantes a nivel nacional e internacional.

Se genera una metodología para el diseño de ensambles combustibles con técnicas de optimización. Se aborda también el tema de la administración de combustible nuclear, lo que podría incidir en mejores estrategias de operación, para un mejor aprovechamiento del combustible nuclear, y el consecuente beneficio económico. Se continúa con la actualización del código FETMA para el análisis termomecánico de elementos combustibles, y consecuentemente se podrán realizar análisis más detallados de barras combustibles de diseños avanzados de ensambles combustibles.

Se desarrolla un proceso de cálculo que reducirá considerablemente el tiempo de simulación del desempeño del núcleo de los BWRs de la CNLV, para servicios de Administración de Combustible que se han ofrecido a  CFE.

Logros Obtenidos:

Durante el desarrollo del proyecto se logró optimizar: el diseño de celdas de combustible nuclear; el diseño axial del combustible; el diseño de recargas de núcleos; y la generación de patrones de barras de control para la obtención de ciclos de combustible nuclear para reactores BWR como con los que se cuenta en nuestro país en la CNLV.  Al haberse acoplado todos los módulos desarrollados, se ha obtenido una optimización integral al problema planteado originalmente, lo que se traduce en una mejora notoria en la administración de combustible. Los métodos de optimización empleados son avanzados y están dentro del desarrollo de algoritmos aplicado al área de administración de combustible a nivel mundial.

Por el lado de la evaluación de la seguridad de nuevos diseños de barras y ensambles de combustible, el código que se ha desarrollado, permite hacer un análisis más detallado del desempeño termomecánico, comparado con la información obtenida de códigos comerciales que están dedicados a la evaluación de recargas de combustible.

Productos

En cuanto  a la producción generada, durante el periodo del proyecto se lograron publicar 10 artículos en revistas internacionales, 25 artículos en congresos internacionales y nacionales. Además, se incluyó un capítulo en un libro. En el área de la formación de recursos humanos, se logró una Tesis de Maestría y dos Tesis de Licenciatura.

Publicaciones en Journals de Arbitraje Estricto

1. Castillo-Durán, Rogelio; Ortiz-Villafuerte, Javier & Palacios, Javier C. 2008 On the Use of the Multivariate Autoregressive and Relative Power Contribution Models for the Determination of the Transient Root Cause. Nuclear Engineering and Design 238 3413-3417.
2. Choi, Je-Eun; Takei, Masahiro; Doh, Deog-Hee; Jo, Hyo-Jae; Hassan, Yassin A. & Ortiz-Villafuerte, Javier 2008 Decomposition of Bubbly Flow PIV Velocity Fields Using Discrete Wavelets Multi-Resolution and Multi-Section Image Method. Nuclear Engineering and Design 238 2055-2063.
3. José Luis Montes, Juan Luis Francois, Juan José Ortiz, Cecilia Martín-del-Campo, Raúl Perusquía 2008 Local Power Peaking Factor Estimation in Nuclear Fuel by Artificial Neural Networks. Annals of Nuclear Energy. Accepted. Available online.
4. Juan José Ortiz, Alejandro Castillo, José Luis Montes, Raúl Perusquía, José Luis Hernández. Nuclear Fuel Lattices Optimization Using Neural Networks and a Fuzzy Logic System. Nuclear Science and Engineering. (aceptado) 2008. 
5. Alejandro Castillo, Juan José Ortiz, José Luis Montes and Raúl Perusquía 2007 Fuel Loading and Control Rod Patterns Optimization in a BWR Using Tabu Search. Annals of Nuclear Energy 34 (3), 207-212.
6. J. J. Ortiz, A. Castillo, J. L. Montes & R. Perusquía 2007 A New System to Fuel Loading and Control Rod Pattern Optimization in Boiling Water Reactors. Nucl. Sci. & Eng. 157 (2), 236-244.
7. Ramírez, J. Ramón; Alonso, Gustavo; Perry, Robert T. & Ortiz-Villafuerte, Javier 2006 Assessment of a MOX Fuel Assembly Design for a BWR Mixed Reload. Nuclear Technology 156 (3), 247-255.
8. Ortiz-Villafuerte, Javier; Castillo-Durán, Rogelio; Alonso, Gustavo & Calleros-Micheland, Gabriel 2006 BWR Online Monitoring System Based on Noise Analysis. Nuclear Engineering and Design 236 (22), 2394-2404.
9. Dominguez-Ontiveros, Elvis Efrén; Estrada-Pérez, Carlos; Ortiz-Villafuerte, Javier & Hassan, Yassin A. 2006 Development of a Wall Shear Stress Integral Measurement and Analysis System for Two-Phase Flow Boundary Layers. Review of Scientific Instruments, 77 (10), Art. No. 105103.
10. Ortiz-Villafuerte, Javier & Hassan, Yassin A. 2006 Investigation of Microbubble Boundary Layer Using Particle Image Velocimetry. Journal of Fluids Engineering 128 (3), 507-519.

 Congresos

1. Chávez-Chávez, Gustavo I.; Amador-García, Rodolfo; Castillo-Durán, Rogelio & Ortiz-Villafuerte, Javier 2008 Ciclo Límite y Amplitud Máxima de Series de Tiempo con Funciones Wavelets. XVIII Congreso Técnico Científico ININ-SUTIN, Centro Nuclear de México, Ocoyoacac, Estado de México, MÉXICO, Diciembre 3-5.
2. Juan José Ortiz,  José Alejandro Castillo, David Alejandro Pelta. Búsqueda Greedy para Optimización Radial de Combustible. XIX Congreso Anual de la SNM. Mérida, Yucatán, México, del 6 al 9 de Julio 2008.
3. Alejandro Castillo, Martín Torres, Juan José Ortiz, Raúl Perusquía, José Luis Hernández, José Luis Montes. Diseño Axial de Combustible Nuclear Utilizando Path Relinking. XIX Congreso Anual de la SNM. Mérida, Yucatán, México, del 6 al 9 de Julio 2008.
4. José Luis Montes, Juan José Ortiz, Raúl Perusquía del Cueto, Juan Luis François, Cecilia Martín-del-Campo M. Distribución radial de UO2 y Gd2O3 en Celdas de Combustible de un Reactor BWR. XIX Congreso Anual de la SNM. Mérida, Yucatán, México, del 6 al 9 de Julio 2008.
5. Castillo-Durán, Rogelio; Ortiz-Villafuerte, Javier & Ruiz-Enciso Jorge A. 2008 Método de Ajuste de la Respuesta al Impulso de un Modelo Autorregresivo para el Análisis de Estabilidad. XIX Congreso Anual de la SNM, Mérida, Yucatán, México, Julio 6-9.
6. Alva-Neria, Juan; Ortiz-Villafuerte, Javier & Amador-García, Rodolfo  2008 Aplicación de la Metodología de Superficies de Respuesta en la Determinación del PCT en la Simulación de un LOFT. XIX Congreso Anual de la SNM, Mérida, Yucatán, México, Julio 6-9.
7. Castillo-Durán, Rogelio; Ortiz-Villafuerte, Javier, Gómez-Herrera, Raymundo & Calleros-Micheland, Gabriel 2008 Autoregressive Multivariate Analysis of BWR Bistable Flow. 16^th International Conference On Nuclear Engineering (ICONE 16), Orlando, FL, U.S.A., May 11-15, ICONE16-48730.
8. Dominguez-Ontiveros, Elvis Efren; Estrada-Perez, Carlos; Hassan, Yassin A.; Ortiz-Villafuerte, Javier & Takei, Masahiro 2007 Time and Spatial Pressure and Velocity Correlation in a Microbubble Laden Boundary Layer. JSMF Annual Meeting 2007, Sapporo, Japan, June 22-24, 228-229, D 132.
9. Ortiz-Villafuerte, Javier; Castillo-Durán, Rogelio; Amador-García, Rodolfo; Dominguez-Ontiveros, Elvis Efren; Estrada-Perez, Carlos; Hassan, Yassin A. & Takei, Masahiro 2007 Wavelet Analysis of an Instability Event in a Nuclear Power Plant. 12^th National Symposium on Power and Energy Systems (SPES 2007), Tokyo, Japan, June 14-15, JSME 110 07-9, 111-112, OS9-6.
10. 10.  Hernández-López, Héctor; Lucatero, Marco A. & Ortiz-Villafuerte, Javier 2007 Inert Matrix Fuel Assembly as an Option for the Laguna Verde NPP Fuel Reloads. 15^th International Conference On Nuclear Engineering (ICONE 15), Nagoya, Japan, April 22-26, ICONE15-10105.
11. 11.  Alejandro Castillo; Juan José Ortiz; Raúl Perusquía; José Luis Montes & José Luis
    Hernández 2007 Control Rod Pattern Design Using Scatter Search. ICAPP2007, Nice, France, May 13-18, ICAPP2007-7403.
12. Castillo-Durán, Rogelio; Ortiz-Villafuerte, Javier; Ruiz-Enciso Jorge A. & Calleros-Micheland,  Gabriel 2007 Análisis Multivariable de Flujo Biestable. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 181-193.
13. Amador-García, Rodolfo; Castillo-Durán, Rogelio & Ortiz-Villafuerte, Javier 2007 Selección de Wavelets Madres Para la Detección de las Frecuencias de Oscilación en Señales de Potencia de Reactores Nucleares. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 194-208.
14. Alva-Neria, Juan; Ortiz-Villafuerte, Javier;  Amador-García, Rodolfo & Delfín-Loya, Arturo 2007 Nociones y Metodologías Para Análisis de Incertidumbre en Simulaciones de Eventos Transitorios de una Central Nuclear. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 811-823.
15. Juan José Ortiz, Alejandro Castillo, José Luis Montes, Raúl Perusquía 2007 Diseño axial de combustible para BWRs. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 93-102.
16. Juan José Ortiz, Alejandro Castillo, José Luis Montes, Raúl Perusquía 2007 Comparación de técnicas de optimización aplicadas al diseño de la recarga de combustible nuclear. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 114-127.
17. José Luis Montes, Juan José Ortiz, Raúl Perusquía del Cueto, Juan L. François, Cecilia Martín del Campo Márquez 2007 Predicción del factor local de potencia en celdas de combustible BWR mediante una red neuronal multicapas. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 128-138.
18. José Alejandro Castillo Méndez, Juan José Ortiz Servín, Raúl Perusquía del Cueto, José L. Montes Tadeo, José L. Hernández Martínez, Dulce María Mejía Sánchez 2007 Comparación de diferentes técnicas heurísticas para la optimización del diseño de patrones de barras de control. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 302-313.
19. R. Perusquia, J. L. Montes, J.L. Hernández, J. J. Ortiz, H. Hernández, A. Castillo 2007 Ciclo de equilibrio de 18 meses a 120% de la potencia nominal original con quemado de descarga de combustible optimizado para la CLV. International Joint Meeting Cancun 2007, Cancun, Q.R., Mexico, July 1-5, 322-334.
20. Amador-García, Rodolfo; Castillo-Durán, Rogelio;  Ortiz-Villafuerte, Javier; Rivera-Soto, Francisco J. & Chávez-Chávez, Gustavo I. 2007 Estimación de las Frecuencias en Señales con Ruido Empleando los Métodos de Burg y Wavelets. Cuarto Congreso Internacional de Ingeniería Física, México, D.F., Mexico, Octubre 15-19.
21. Castillo-Durán, Rogelio; Ortiz-Villafuerte, Javier & Calleros-Micheland,  Gabriel 2006 Análisis Multivariable en el Dominio de la Frecuencia Aplicado a la Central Laguna Verde. International Joint Meeting Acapulco 2006, Acapulco, GRO, MÉXICO, Septiembre 3-8.
22. Hernández-López, Héctor; Lucatero, Marco A. & Ortiz-Villafuerte, Javier 2006 Evaluación Termomecánica de Elementos Combustibles BWR para Preacondicionamiento con FEMAXI-V. International Joint Meeting Acapulco 2006, Acapulco, GRO, MÉXICO, Septiembre 3-8.
23. Hernández-López, Héctor; Lucatero, Marco A. & Ortiz-Villafuerte, Javier 2006 BWR Fuel Thermomechanical Evaluation for Preconditioning Procedures with FEMAXI-V. 14th International Conference On Nuclear Engineering (ICONE 14), Miami, FL, U.S.A., July 17-20, ICONE14-89506.
24. Castillo-Durán, Rogelio; Calleros-Micheland, Gabriel & Ortiz-Villafuerte, Javier 2006 BWR Signals Interdependence Analysis for Transient Events.  14th International Conference On Nuclear Engineering (ICONE 14), Miami, FL, U.S.A., July 17-20, ICONE14-89542.
25. Takei, Masahiro; Hassan, Yassin A.; Ortiz-Villafuerte, Javier & Uemura, Tomomasa 2006 Modal Wavelets Analysis to Gas-Liquid Two Phase Flow PIV Images.  14th International Conference On Nuclear Engineering (ICONE 14), Miami, FL, U.S.A., July 17-20, ICONE14-89637.

Capítulos en Libros

1. Ortiz-Villafuerte, Javier; Castillo-Durán, Rogelio; Hernández-López, Héctor & Araiza-Martínez, Enrique 2007 Fundamentals of Boiling Water Reactor Safety Design and Operation. In Towards a Cleaner Planet. Energy of the Future. Editors: Jaime Klapp, Jorge L. Cervantes-Cota & José Federico Chávez Alcalá. Springer, New York, pp. 123-146.

Aplicaciones:

Con las herramientas desarrolladas durante el proyecto se puede apoyar a CFE además en el estudio de ciclos futuros para la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (CNLV). Finalmente, el objetivo a mediano plazo es tener la capacidad de licenciar recargas de combustible nuclear para la CFE.

Vinculación:

Proyecto financiado por CONACYT, bajo el convenio SEP-2004- C01-46694, Diseño, Optimización y Evaluación Termomecánica para Reactores Nucleares de Agua en Ebullición.

Otras Instituciones Participantes

Universidad de Granada.

Departamento de Ingeniería Nuclear de Texas A&M University.