Ingeniería de Termo-Hidráulica de Reactores y Transitorios

2.1. Generación volumétrica de calor en el combustible nuclear y distribución radial y axial de temperatura en barras y elementos combustibles
2.2. Conducción térmica en pellets, placas y configuraciones combustibles avanzadas bajo condiciones nominales y transitorias
2.3. Interacción térmica entre combustible, gap gaseoso, vaina y refrigerante como cadena principal de disipación de calor del núcleo
2.4. Propiedades térmicas de combustibles y materiales de revestimiento y su influencia sobre la respuesta del sistema ante cambios de potencia
2.5. Temperatura central del combustible, gradientes térmicos y tensiones internas inducidas por operación prolongada o cambios bruscos de régimen
2.6. Transferencia de calor convectiva desde la vaina al refrigerante y correlaciones aplicables a geometrías y regímenes de flujo en reactores
2.7. Márgenes térmicos de operación y criterios para evitar sobrecalentamiento del combustible y degradación de la integridad de la vaina
2.8. Fenómenos de hinchamiento, interacción combustible-vaina y efectos térmicos asociados al quemado y a la evolución del material irradiado
2.9. Evaluación de puntos calientes, no uniformidades de potencia y factores de pico que condicionan el desempeño térmico del núcleo
2.10. Integración del análisis térmico del combustible dentro de la validación de diseño, la operación segura y el análisis de transitorios del reactor

3.1. Fundamentos de flujo monofásico en canales nucleares y relación entre velocidad, presión, densidad y distribución hidráulica del refrigerante
3.2. Caídas de presión en canales combustibles, cabezales, tuberías, intercambiadores y componentes del circuito primario del reactor
3.3. Régimen laminar, turbulento y de transición en sistemas nucleares y su influencia sobre la transferencia de calor y la estabilidad del flujo
3.4. Distribución de caudal entre ensamblajes, canales y ramas del sistema primario en función de pérdidas, geometría y condiciones operativas
3.5. Comportamiento hidráulico de bombas, válvulas, presurizadores, generadores de vapor y otros equipos relevantes en el equilibrio del sistema
3.6. Efectos de la compresibilidad, variaciones de densidad y expansión térmica del refrigerante en circuitos nucleares cerrados
3.7. Modelado de recirculación, estratificación, mezcla y desviaciones del flujo en zonas de plenum y componentes complejos del reactor
3.8. Fenómenos de inestabilidad hidráulica, oscilaciones de caudal y comportamientos no deseados en circuitos sometidos a cambios rápidos de condiciones
3.9. Relación entre diseño hidráulico, distribución de potencia y márgenes de seguridad del reactor ante perturbaciones locales o globales
3.10. Integración del análisis hidrodinámico en la evaluación del desempeño térmico, del control del reactor y de la respuesta frente a transitorios operacionales

4.1. Fundamentos del flujo bifásico y su relevancia en reactores nucleares donde el refrigerante puede cambiar de fase durante la operación o en transitorios
4.2. Ebullición nucleada, subenfriada y saturada en canales de combustible y mecanismos de transferencia de calor asociados a cada régimen
4.3. Evolución de burbujas, coalescencia, arrastre, fracción de vacío y distribución de fases en geometrías nucleares confinadas
4.4. Modelos de flujo bifásico aplicados a canales de reactor: homogéneos, separados, drift flux y enfoques de dos fluidos
4.5. Crisis de ebullición, departure from nucleate boiling, dryout y transición a regímenes de transferencia de calor degradada
4.6. Correlaciones de flujo crítico de calor y criterios de diseño para preservar integridad térmica de barras y ensamblajes combustibles
4.7. Pérdida de capacidad de enfriamiento y elevación acelerada de temperatura de vaina en condiciones de flujo bifásico adversas
4.8. Efectos de presión, caudal, geometría, potencia lineal y subenfriamiento sobre la ocurrencia de fenómenos críticos de ebullición
4.9. Análisis de inestabilidades de flujo bifásico, oscilaciones de densidad y comportamientos acoplados entre hidráulica y potencia nuclear
4.10. Aplicación del estudio de flujo bifásico a la predicción de márgenes de seguridad, diseño del núcleo y análisis de accidentes y transitorios complejos

5.1. Arquitectura termo-hidráulica del circuito primario y del circuito secundario en reactores de agua a presión, agua en ebullición y otras configuraciones nucleares
5.2. Función térmica e hidráulica de la vasija, presurizador, generadores de vapor, bombas primarias y sistemas de extracción de calor
5.3. Intercambio térmico entre circuito primario y secundario y comportamiento de generadores de vapor bajo carga normal y en condiciones transitorias
5.4. Control de presión, temperatura y volumen del refrigerante en sistemas nucleares de alta potencia y elevada criticidad operativa
5.5. Respuesta termo-hidráulica del balance de planta frente a cambios de demanda, maniobras de carga y variaciones de potencia del reactor
5.6. Integración entre sistema de vapor, turbina, condensador y sistemas auxiliares desde la perspectiva del acoplamiento térmico de la instalación
5.7. Transitorios hidráulicos en líneas de alimentación, vapor, condensado y sistemas de enfriamiento conectados al reactor
5.8. Comportamiento térmico de intercambiadores auxiliares, sistemas de eliminación de calor residual y circuitos de apoyo a la seguridad
5.9. Relación entre configuración del sistema, márgenes térmicos, estabilidad de operación y robustez frente a fallos parciales del circuito
5.10. Evaluación integral del comportamiento termo-hidráulico de planta como base para optimización operativa, licenciamiento y análisis de seguridad nuclear

6.1. Concepto de transitorio operacional y clasificación de perturbaciones térmicas, hidráulicas y neutrónicas en reactores nucleares de fisión
6.2. Aumentos y reducciones de potencia, cambios de caudal, maniobras de carga y variaciones de presión como transitorios de operación normal y anormal
6.3. Respuesta del núcleo y del sistema primario ante inserciones de reactividad y su traducción en cambios de temperatura y comportamiento del refrigerante
6.4. Acoplamiento entre cinética del reactor y termo-hidráulica del núcleo en escenarios con fuerte realimentación combustible-refrigerante
6.5. Transitorios asociados a fallo de bombas, variaciones de alimentación, pérdida parcial de flujo y cambios de configuración del circuito
6.6. Evolución temporal de variables críticas durante transitorios: potencia nuclear, flujo neutrónico, temperatura de combustible, presión y nivel de sistema
6.7. Papel de los sistemas de control y protección en la mitigación de transitorios y preservación de límites de seguridad térmica e hidráulica
6.8. Análisis de estabilidad dinámica y de capacidad de respuesta de la planta ante perturbaciones pequeñas y grandes
6.9. Diferencias de respuesta transitoria entre tecnologías de reactor y entre configuraciones con sistemas pasivos y activos de control térmico
6.10. Integración del análisis de transitorios operacionales en la validación del diseño, en la capacitación de operadores y en la evaluación de la seguridad de la instalación

7.1. Concepto de transitorio accidental y papel de la termo-hidráulica en la evolución física de secuencias que comprometen la extracción de calor del núcleo
7.2. Accidentes de pérdida de refrigerante y clasificación de roturas pequeñas, medianas y grandes en circuitos nucleares de fisión
7.3. Despresurización del sistema primario, vaciamiento parcial y evolución de caudal y fracción de vapor durante secuencias LOCA
7.4. Comportamiento térmico del combustible y de la vaina durante reducción o pérdida de capacidad de enfriamiento del núcleo
7.5. Función de los sistemas de inyección de seguridad, acumuladores, enfriamiento de emergencia y recuperación de inventario de refrigerante
7.6. Transitorios de pérdida de potencia eléctrica, pérdida total de alimentación y fallo de remoción de calor residual
7.7. Circulación natural, estrategias pasivas de enfriamiento y papel de la geometría del sistema en la evolución de secuencias de emergencia
7.8. Análisis termo-hidráulico de accidentes combinados y secuencias complejas con múltiples degradaciones funcionales simultáneas
7.9. Límites termohidráulicos de integridad del núcleo y criterios de aceptación para accidentes de base de diseño y más allá de la base de diseño
7.10. Integración entre análisis de accidentes, diseño de sistemas de seguridad y toma de decisiones operativas para preservar la integridad del reactor

8.1. Fundamentos del modelado matemático de sistemas termo-hidráulicos nucleares y ecuaciones de conservación aplicadas a fluidos y energía en reactores
8.2. Métodos de discretización espacial y temporal para el análisis numérico de canales, circuitos y componentes térmicos nucleares
8.3. Códigos de sistema y códigos de canal empleados en simulación de transitorios, accidentes y operación de reactores de fisión
8.4. Modelado de flujo monofásico, bifásico y multifísico mediante aproximaciones homogéneas, separadas y de dos fluidos
8.5. Acoplamiento entre modelos neutrónicos, termohidráulicos y estructurales para representar de forma integrada la respuesta del reactor
8.6. Definición de condiciones iniciales, condiciones de contorno, nodalización y estrategias de verificación del modelo numérico
8.7. Validación de códigos y modelos mediante benchmarks, instalaciones experimentales y comparación con datos operacionales y de ensayo
8.8. Análisis de sensibilidad e incertidumbre en resultados termo-hidráulicos y su importancia para licenciamiento y toma de decisiones técnicas
8.9. Uso de simulación avanzada para soporte a diseño, optimización de márgenes térmicos, análisis de seguridad y entrenamiento de operación
8.10. Integración de herramientas computacionales como soporte esencial para la ingeniería moderna de reactores y el estudio riguroso de transitorios nucleares

9.1. Fundamentos termo-hidráulicos de reactores avanzados y diferencias con tecnologías convencionales de agua ligera en comportamiento del refrigerante y del núcleo
9.2. Reactores refrigerados por sodio, plomo, gas, helio y sales fundidas y particularidades del transporte de calor en cada configuración
9.3. Termo-hidráulica de reactores modulares pequeños y sistemas compactos con énfasis en seguridad pasiva y simplificación de circuitos
9.4. Desafíos de transferencia de calor y estabilidad hidráulica en reactores de alta temperatura y aplicaciones de cogeneración o calor industrial
9.5. Comportamiento de fluidos no acuosos frente a transitorios rápidos, fallos de flujo y fenómenos de mezcla térmica en núcleos avanzados
9.6. Integración de materiales avanzados y nuevas geometrías de combustible con exigencias termo-hidráulicas más severas y diseños más compactos
9.7. Sistemas pasivos de remoción de calor y estrategias de disipación natural en reactores avanzados orientados a reducción del riesgo
9.8. Modelado y validación experimental de tecnologías emergentes donde existen menos datos históricos de operación a gran escala
9.9. Relación entre innovación en termo-hidráulica, eficiencia térmica, seguridad inherente y viabilidad de despliegue de nuevas generaciones de reactores
9.10. Prospectiva de la termo-hidráulica nuclear como disciplina clave para el desarrollo, licenciamiento y operación de la próxima generación de reactores de fisión

10.1. Definición del caso de estudio: tipo de reactor, alcance del sistema a analizar, escenario operativo o accidental y objetivos técnicos del proyecto
10.2. Desarrollo del modelo conceptual del sistema termo-hidráulico con identificación de circuitos, componentes, variables y fenómenos dominantes
10.3. Caracterización del núcleo, del combustible y del refrigerante desde la perspectiva de la generación y extracción de calor
10.4. Elaboración del esquema de análisis de flujo, transferencia de calor y comportamiento del sistema frente a condiciones nominales y perturbadas
10.5. Selección del transitorio o secuencia accidental a estudiar y formulación de hipótesis de modelado y criterios de aceptación del análisis
10.6. Construcción del modelo numérico o metodológico para simular la respuesta termo-hidráulica del sistema bajo el escenario elegido
10.7. Evaluación de resultados en términos de temperatura, presión, caudal, márgenes térmicos, estabilidad y respuesta de seguridad del reactor
10.8. Desarrollo de propuestas de mejora en diseño, control, operación o sistemas de seguridad a partir de la interpretación del comportamiento analizado
10.9. Elaboración de la memoria técnica integral con justificación de métodos, supuestos, resultados y conclusiones de ingeniería del estudio realizado
10.10. Presentación y defensa del proyecto final con validación global de la solución de ingeniería termo-hidráulica y del análisis de transitorios desarrollado