Simposio Internacional sobre Educación, Capacitación y Gestión del Conocimiento en Energía Nuclear y sus Aplicaciones Cusco, Perú, 22 al 26 de noviembre de 2015 HERRAMIENTAS VIRTUALES PARA PRESERVAR Y MEJORAR EL CONOCIMIENTO DE LA TECNOLOGÍA NUCLEAR Morales-Sandoval J. B., J.A. 1, Salazar-Salazar E.1 y Valle-Hernández J.2 1 2 Universidad Nacional Autónoma de México, México Universidad Politécnica Metropolitana de Hidalgo, México RESUMEN Introducción: Los libros, apuntes, vídeos y artículos en revistas científicas y/o de divulgación han probado ser medios excelentes para preservar y mejorar la capacitación de profesionales en materia nuclear. Los cursos tradicionales en licenciaturas y posgrados en áreas específicas de energía nuclear, hacen uso intensivo de ellos. Sin embargo, los simuladores de entrenamiento para operación de equipos y sistemas, así como las prácticas de laboratorio, son indispensables para la capacitación integral de los profesionales y especialistas. Material y métodos: En este trabajo se presenta el desarrollo de herramientas virtuales para la mejora del conocimiento de la tecnología nuclear. Simuladores de aula como los provistos por la Organización Internacional de Energía Atómica, así como algunos modelos propios principalmente de orden reducido, han permitido la implementación de aulas virtuales para la práctica en laboratorio; de análisis de reactores nucleares, manejo de materiales radiactivos y diseño de sistemas de protección radiológica, promoviendo una formación objetiva y especializada de los estudiantes graduados. Resultados: Entre las aulas virtuales que se presentan, tenemos la de un reactor nuclear TRIGA en el que se pueden tener registros de la operación normal del reactor incluyendo la operación pulsada y la producción de radiación Cherenkov. Otra de las aulas virtuales desarrolladas es la del Simulador del reactor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) que permite al alumno estudiar balances energéticos y transitorios esperados. El simulador incluye módulos para aprovechar el calor residual del ciclo Brayton, en el cual se basa la operación del PBMR, para operar un proceso de desalinización de agua de mar. Conclusiones: En este trabajo se comparte la experiencia que se ha tenido en el posgrado de ingeniería, con perfil en ingeniería de reactores nucleares, que ofrece la Universidad Nacional Autónoma de México, sobre el desarrollo y uso de simuladores que permiten una formación de calidad mundial. ABSTRACT Books, notes, videos, and articles in scientific journals available online have proven to be excellent means to preserve and improve the education and training of professionals in the nuclear field. Traditional undergraduate and graduate courses in specific areas of nuclear energy make use of them intensively. However, training simulators for operators of nuclear equipment and systems, as well as laboratory practices are essential for objective training of professionals and specialists. UNAM offers an engineering graduate program with a nuclear reactors engineering profile, which makes use of simulators for analysis of power plants for electricity generation, as well as those classroom simulators provided by the IAEA, in order to achieve a world-class specialists program. Own developments, mainly reduced order models, have been other means that have helped to objectively train specialists at graduate and postgraduate level. Students have developed virtual classrooms "to experience" both labs handling radioactive materials and design of radiation protection systems. The normal operation of a nuclear reactor TRIGA can be performed in another virtual classroom, which includes a simulated console that keeps track and records usual operations, including pulsed operation and production of Cherenkov radiation. Another developed virtual classroom is the PBMR reactor simulator (for its acronym in English) which allows students to study energy and exergy balances and anticipated transients. The simulator includes modules representing systems that may benefit from the energy rejected by the Bryton cycle, in which the operation of the PBMR is based, in order to operate a seawater desalination plant using the method of multistage evaporation. 1 E-mail del primer autor: jaimebmoraless@gmail.com 1. INTRODUCCIÓN El Grupo de Ingeniería Nuclear (GRIN) de la Facultad de Ingeniería de la UNAM tiene como misión priomordial la formación de recursos humanos de la más alta calidad mediante la docencia, la investigación y el desarrollo tecnológico en el campo de la ingeniería nuclear y ciencias afines, para fomentar el uso de la energía nuclear en beneficio de la sociedad. Su visión es la de ser un grupo líder en el campo de la ingeniería nuclear, fortaleciendo la formación de recursos humanos y creando una capacidad tecnológica de reconocimiento internacional. Para ello ha establecido colaboraciones con instituciones nacionales e internacionales que permiten encauzar diferentes proyectos principalmente relacionados con la física de los reactores y la operación de centrales nucleares de potencia. Se cuenta con acceso a programas de computadora y acceso a laboratorios. Sin embargo, el manejo de fuentes radiactivas y la obtención de recursos y permisos para manejar laboratorios nucleares requiere de esfuerzos y de una inversión considerables por lo que se consideró la opción del desarrollo de un "Laboratorio Virtual con Reactores Nucleares, Pilas Sub criticas, instrumentación y materiales radiactivos", pensando que resultaría de un gran valor para la mejora educativa en la Facultad de Ingeniería. El avance realizado con el uso de los simuladores del OIEA y otros propios desarrollados en la FI se describen en detalle en otro trabajo, aquí se presenta principalmente el de las aulas virtuales. A continuación se presentan los desarrollos correspondientes a cuatro aulas virtuales que constituyeron esta fase inicial. Para ellos se contemplaron como elementos principales un entorno para realizar visitas virtuales que finalmente lleven a un cuarto de control donde el usuario finalmente acceda y opere una consola que representa a la consola de cuarto de control. En cada uno de los desarrollos se incluye una descripción de los modelos y simulaciones posibles. 2. ENTORNO DE DESARROLLO El recurso digital se diseñó para un desarrollado basado principalmente en software de distribución libre que permitiese fomentar su uso y pudiese reproducirse fácilmente. Debido a su naturaleza, resultó en un recurso necesitando una gran cantidad de soporte tanto para modelado 2D, modelado 3D, edición de audio, edición de vídeo, generador de entorno interactivo, generador de CD autoejecutables, etc. La edición de imágenes se realizó con GIMP, que es un programa de distribución libre el cual permite composición de imagen a retoque fotográfico, soportable en diversos sistemas operativos y que demanda pocos recursos de maquina. Permite la generación de texturas de personajes y objetos previamente diseñados tomando en cuenta que los motores de desarrollo 3D permiten integrar texturas y aplicación de color. Respecto a la parte dinámica del diseño 2D, se utiliza el software Flash en su versión 8 con licencia Trial, programa de apoyo que rompe el concepto de software libre, pero que se considera óptimo debido a su eficacia no solo en la animación, compatibilidad con otros programas para importación y exportación de archivos, sino también al mayor grado estético que proporciona respecto al motor de desarrollo del juego (entidad 3D) y a la baja demanda de recursos en su formato de salida .swf. Su principal función es la respuesta de los sistemas de control en donde el usuario puede interactuar con el panel de controles por medio de visualización de lecturas, movimiento de Red Latinoamericana para la Educación y la Capacitación en Tecnología Nuclear - LANENT botones y configuración de parámetros, teniendo como soporte un sistema modelado y una base de datos. La generación, edición y modelado 3D, es la parte atractiva de este recurso que permite explorar con lujo de detalle los componentes de un sistema o escenario, por lo cual podemos inspeccionar, manipular y enfocar un elemento desde diversas perspectivas al tener un entorno de proximidad real. La edición se basa en el programa principal Blender [1], un excelente software de uso libre que posee un potencial de desarrollo muy avanzado en los rubros de generación de imágenes tridimensionales, generación de animación 3D a partir de volúmenes, vídeo, paseos virtuales, entre otros. Permite agregar plugins y scripts que nos ayudan a generar y manipular efectos propios de vídeo o ajustado la profundidad. El motor de desarrollo para interacción con el usuario final, se utiliza el software Entidad 3D, un motor de juegos de distribución libre muy útil para optimizar la creación de un juego, en donde su característica principal es el poco manejo de programación al integrar instrucciones predefinidas de movimiento de cámaras, luces e interacción del personaje con bloques o volúmenes. Las pruebas de la dinámica de los sistemas invariablemente se probaron en MatLab o en Scilab. En algunos casos también se modelaron en una hoja de cálculo para permitir el uso con el mínimo de recursos computacionales. Se planteó la posibilidad de migrar algunos de estos a dispositivos móviles, pero aun no se tiene esta versión. 3. EL TRIGA EN REALIDAD VIRTUAL El modelado del reactor nuclear de investigación TRIGA se inicia con las ecuaciones de la cinética puntual con reactividades dependientes de la potencia del reactor, la posición de las barras de control, las concentraciones de venenos así como las condiciones del refrigerante. La transferencia de calor nuclear a la piscina del reactor se realiza con modelos de orden reducido y considera como refrigerante al agua que puede estar estancada o con circulación por medio de bombas o por convección natural, en cualquiera de los casos se considera el cálculo del flujo volumétrico y la temperaturas del fluido y del combustible. La rapidez de cambio de la temperatura del refrigerante esta dada por la relación que tiene con el núcleo y la energía que este entrega en forma de calor. La dinámica de los instrumentos de medición del reactor modelan: la cámara de fisión, la de ionización compensada y la de ionización gamma para cuatro diferentes canales cada uno. Adicionalmente se cuentan con sensores de la temperatura en la piscina del reactor, estratégicamente colocados para obtener una temperatura representativa de la actividad en el núcleo. En la instrumentación virtual la adquisición esta dada directamente de los modelos de potencia, neutrones, inverso del periodo y la relación de estas con la temperatura. Los consolas de los reactores TRIGA están diseñados para capacitar a estudiantes sin experiencia [3] o para que personal no calificado pueda operar el reactor con un mínimo de entrenamiento. El movimiento de las barras de control están definidas en el modelo por la relación de su inserción o posición espacial definiendo la reactividad negativa agregada al reactor, mientras que los efectos de temperatura son agrupados en: barras absorbentes de Red Latinoamericana para la Educación y la Capacitación en Tecnología Nuclear - LANENT neutrones con seguidor de aire, barras absorbentes de neutrones que permiten regular la potencia en los modos de manual y automático. Figura 1. Panel de Control de Reactor TRIGA Los cuatro modos de operación disponibles están modelados, cada uno con necesidades diferentes de control y visualización: Manual, que permite al operador mover las cuatro barras de control para llegar a la potencia deseada; Automática. donde el operador define una potencia y el control lleva a cabo los ajustes necesarios para lograrla por medio de dos barras de control; La Pulsada, que permite al operador demandar una potencia y por medio de la barra transitoria ésta puede ser alcanzarla súbitamente para después estabilizarse en un valor más bajo. Finalmente, la Escalonada, que permite al operador establecer el modo de escalón para obtener la máxima potencia por un lapso muy pequeño de tiempo, antes de que el combustible del reactor se apague por efecto de su coeficiente negativo de temperatura [4]. La interfaz gráfica inicialmente se implementó por medio de librerías de “Linear Gauges” en ActiveX, debido a las posibilidades que ofrece el manejo de estos elementos y por su versatilidad y amplia gama de desarrollos de apoyo. La base de Visual Basic en la programación de los instrumentos virtuales es la que actualmente estamos usando ya que nos ha permitido manejarlos desde programas como Excel, aplicaciones de Windows e incluso en otros de nivel avanzado como Matlab, y LabView, todo esto dentro del sistema operativo Windows XP. Finalmente la hemos implementado en software libre, con Linux y el programa matemático de Scilab con la desventaja que no fue posible implementar una interfaz de visualización. La interfaz remota, permite el manejo de las instalaciones a distancia y proporciona grandes beneficios, el reactor nuclear TRIGA cuenta con los permisos para su operación sin supervisión por lo que un monitoreo a distancia es una buena opción, lo mismo que para el proceso de enseñanza esto se ha aumentado a la realidad. En cuanto al control y evaluación se sabe que también es posible a distancia, pero aún no se trabaja de lleno en estas dos opciones y se han dejado para realizarse por medios tradicionales. Red Latinoamericana para la Educación y la Capacitación en Tecnología Nuclear - LANENT 4. PBMR EN REALIDAD VIRTUAL Esta sección describe el desarrollo del Simulador Universitario de Núcleo-eléctrica con reactor tipo PBMR (Pebble Bed Modular Reactor), a ser integrado al Laboratorio Nuclear Virtual. El simulador reproduce la dinámica de la planta que va desde el proceso de generación de energía térmica en el combustible nuclear, pasando por el proceso de transporte de energía hacia el refrigerante y la conversión de ésta en las turbinas de helio como gas refrigerante a energía mecánica, así como a eléctrica en el generador, también se modelan los intercambiadores de calor que son indispensables para el proceso y los compresores del circuito primario del fluido de trabajo [5]. La dinámica de recarga de los elementos combustibles no es modelado en detalle pero sus efectos se representan en los parámetros del modelo. El control de la potencia del reactor nuclear es modelado por medio de funciones de reactividad especificadas en la plataforma de simulación. Los modelos matemáticos de cada una de las etapas propuestas para el simulador PBMR se instalaran en la plataforma de simulación de MatLab-Simulink. Los paneles de monitoreo y control para el simulador se diseñaron e implementaron utilizando la caja de herramientas de Simulink que facilita su implementación. El resultado es una interfase gráfica que muestra algunos equipos de monitoreo de la planta los cuales registran el comportamiento de ésta. Además se cuenta con controles para variar algunos parámetros físicos, permitiendo así observar después en el simulador su repercusión en el funcionamiento de la planta PBMR. La integración de este simulador al laboratorio virtual se realiza a partir de mudar la plataforma de simulación MATLAB a un software libre. El simulador PBMR en el LaNuVi cuyo panel básiico de control se muestra en la Figura 2, tiene un manual de prácticas, el cual muestra las tablas de datos de diseño, gráficos, y ejemplos de operación. Cinco transitorios de fallos así como las condiciones nominales de operación, son analizadas en detalle. Figura 2. Panel de Control de Reactor PBMR Red Latinoamericana para la Educación y la Capacitación en Tecnología Nuclear - LANENT Se ha comprobado satisfactoriamente los modelos matemáticos en Scilab y obteniendo la misma respuesta para Simulink en Matlab agregando una interfaz gráfica, correspondiente a los niveles de potencia, abarcando el modelo de cinética puntual con potencia absoluta y potencia normalizada, interactuando con los modelos de temperatura y obtención del inverso del periodo por medio de una inserción de reactividad manual que incluye subsistemas por la extensión del arreglo [6]. 5. LA PILA SUBCRITICA Y EL LAB DE RADIACONES La finalidad de ésta aula ha sido permitir al usuario experiementar con una instalación donde los conceptos fundamentales de física de reactores nucleares puedan planterse para su medición. El factor de multiplicación, la reactividad, la intensidad de la fuente de neutrones, la multiplicación subcrítica, criticidad estimada, los venenos, las distribuciones deladeadas, el margen de apagado, el periodo, el SUR y el tiempo de doblamiento han sido algunos de los conceptos que se establecieron para “medición experimental” en una pila subcrítica virtual de forma cilíndrica con elementos combustibles en forma de barra y moderado con barras de grafito. La distribución espacial del flujo neutrónico se estima con un modelo que resuelve la ecuación de difusión en dos grupos de energía con la teoría de envejecimiento de Fermi como propusieron Feinberg y Galanin. El problema es bidimensional ya que supone una distribución cosenoidal en la dirección axial modificada y calcula los flujos considerando barras de fuentes de neutrones rápidos y sumideros de neutrones térmicos. El número de neutrones térmicos absorbidos es proporcional al flujo en su superficie y solo requiere especificarse el contenido de la barra y el material moderador. Figura 3. Implementación de Modelos del Laboratorio de Radiaciones Red Latinoamericana para la Educación y la Capacitación en Tecnología Nuclear - LANENT 6. CONCLUSIONES Varias de las aulas virtuales de este desarrollado requieren actualizaciones para permitir utilizaciones frecuentes, sin embargo, puede concluirse que han sido un excelente vehiculo por medio del cual varios estudiantes han dominado aspectos fundamentales de la tecnología de reactores nucleares. En particular los modelos de los reactores de investigación TRIGA y el de cama de esferas enfriado por gas, PBMR, han madurado considerablemente y presentan respuestas genericas bastante aceptables. Las aulas virtuales del Lab de radiación y la pila subcrítica son desarrollos que deben verificarse contra datos más precisos de códigos de transporte. 7. REFERENCIAS 1. “Web oficial de Blender Fundation”, http://www.blender.org (2009). 2. Neri-Oliva J. C., Morales-Sandoval J. B. y Valle-Hernández J. , “Instruccón por Realidad Virtual a la Operación y Seguridad de una Central Nuclear de Generacón IV,” Memorias del XX Congreso Anual de la SNM, Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de julio 2009 3. Fouquet D. M., Razvi J., Whittemore W. L., “TRIGA research reactors: A pathway to the peaceful applications of nuclear energy”, Nuclear News, Volumen 46, p. 46-56, 2003. 4. Plata-Miranda A. C. Morales-Sandoval J. B., Salazar-Salazar E., “El TRIGA en Aula Virtual para Entrenamiento”, Memorias del XIX Congreso Anual de la SNM, Mérida, Yucatán, México, del 6 al 9 de julio 2008 5. Valle-Hernandez, J., Morales-Sandoval J. B., “Diseño conceptual del simulador universitario para núcleo-eléctrica PBMR”, Memorias del Congreso SNM, Acapulco 2006. 6. Valle-Hernandez, J., Morales-Sandoval J. B., “Implementación del simulador para núcleo-eléctrica PBMR con módulos de desalinización de agua de mar y generación de hidrogeno.”, Memorias del Congreso SNM, Mérida, México 2008 Red Latinoamericana para la Educación y la Capacitación en Tecnología Nuclear - LANENT