Progress on spent fuel data compilations for PWRs

A “Collaborative Agreement” involving the collective participation of our students in their last year of our “Nuclear Engineering Master Degree Programme” for: “the review and capturing of selected spent fuel isotopic assay data sets to be included in the new SFCOMPO database"

Generation of Fission Yield covariance data and application to Fission Pulse Decay Heat calculations

Generation of Fission Yield covariance data and application to Fission Pulse Decay Heat calculations

Propagation of U235-238, Pu239 and STL Nuclear Data Uncertainties for PWR core analysis

An uncertainty propagation methodology based on Monte Carlo method is applied to PWR nuclear design analysis to assess the impact of nuclear data uncertainties in 235,238 U, 239 Pu and Scattering Thermal Library for Hydrogen in water. This uncertainty analysis is compared with the design and acceptance criteria to assure the adequacy of bounding estimates in safety margins.

Application of a Bayesian/Generalised Least-Squares method to generate correlations between independent neutron fission yield data

Fission product yields are fundamental parameters for several nuclear engineering calculations and in particular for burn-up/activation problems. The impact of their uncertainties was widely studied in the past and valuations were released, although still incomplete. Recently, the nuclear community expressed the need for full fission yield covariance matrices to produce inventory calculation results that take into account the complete uncertainty data. In this work, we studied and applied a Bayesian/generalised least-squares method for covariance generation, and compared the generated uncertainties to the original data stored in the JEFF-3.1.2 library. Then, we focused on the effect of fission yield covariance information on fission pulse decay heat results for thermal fission of 235U. Calculations were carried out using different codes (ACAB and ALEPH-2) after introducing the new covariance values. Results were compared with those obtained with the uncertainty data currently provided by the library. The uncertainty quantification was performed with the Monte Carlo sampling technique. Indeed, correlations between fission yields strongly affect the statistics of decay heat. Introduction Nowadays, any engineering calculation performed in the nuclear field should be accompanied by an uncertainty analysis. In such an analysis, different sources of uncertainties are taken into account. Works such as those performed under the UAM project (Ivanov, et al., 2013) treat nuclear data as a source of uncertainty, in particular cross-section data for which uncertainties given in the form of covariance matrices are already provided in the major nuclear data libraries. Meanwhile, fission yield uncertainties were often neglected or treated shallowly, because their effects were considered of second order compared to cross-sections (Garcia-Herranz, et al., 2010). However, the Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC)

Assessment of CTF boiling transition and critical heat flux modeling capabilities using the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmark databases

Over the last few years, the Pennsylvania State University (PSU) under the sponsorship of the US Nuclear Regulatory Commission (NRC) has prepared, organized, conducted, and summarized two international benchmarks based on the NUPEC data—the OECD/NRC Full-Size Fine-Mesh Bundle Test (BFBT) Benchmark and the OECD/NRC PWR Sub-Channel and Bundle Test (PSBT) Benchmark. The benchmarks’ activities have been conducted in cooperation with the Nuclear Energy Agency/Organization for Economic Co-operation and Development (NEA/OECD) and the Japan Nuclear Energy Safety (JNES) Organization. This paper presents an application of the joint Penn State University/Technical University of Madrid (UPM) version of the well-known sub-channel code COBRA-TF (Coolant Boiling in Rod Array-Two Fluid), namely, CTF, to the steady state critical power and departure from nucleate boiling (DNB) exercises of the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmarks. The goal is two-fold: firstly, to assess these models and to examine their strengths and weaknesses; and secondly, to identify the areas for improvement.

Thermal Scattering Libraries Processing (F4E, Task 6.2)

Presentación del trabajo realizado en el marco del proyecto F4E, sobre el procesamiento de librerías de dispersión térmica de neutrones en formato ACE para su uso con el código MCNP. Se presentan tanto los métodos y procedimientos empleados, como los resultados y diferencias entre las distintas fuentes de datos.

Effects of cross sections tables generation and optimization on rod ejection transient analyses

Best estimate analysis of rod ejection transients requires 3D kinetics core simulators. If they use cross sections libraries compiled in multidimensional tables,interpolation errors – originated when the core simulator computes the cross sections from the table values – are a source of uncertainty in k-effective calculations that should be accounted for. Those errors depend on the grid covering the domain of state variables and can be easily reduced, in contrast with other sources of uncertainties such as the ones due to nuclear data, by choosing an optimized grid distribution. The present paper assesses the impact of the grid structure on a PWR rod ejection transient analysis using the coupled neutron-kinetics/thermal-hydraulicsCOBAYA3/COBRA-TF system. Forthispurpose, the OECD/NEA PWR MOX/UO2 core transient benchmark has been chosen, as material compositions and geometries are available, allowing the use of lattice codes to generate libraries with different grid structures. Since a complete nodal cross-section library is also provided as part of the benchmark specifications, the effects of the library generation on transient behavior are also analyzed.Results showed large discrepancies when using the benchmark library and own-generated libraries when compared with benchmark participants’ solutions. The origin of the discrepancies was found to lie in the nodal cross sections provided in the benchmark.

José Antonio Corrales. Iglesia de la Resurrección en Elviña. Las constantes de una arquitectura transparente

La iglesia parroquial de la Resurrección del Señor fue la última intervención de José Antonio Corrales en el polígono Elviña de A Coruña. En este templo puede reconocerse una manera de enfrentarse al proyecto propia de Corrales, alejada de toda relación con la tradición, y trazada desde el reconocimiento de la arquitectura como una disciplina que puede afrontar con sus herramientas la realización de cualquier edificio sin necesidad de recurrir a la historia. De este modo, el punto de partida del arquitecto deben ser las condiciones del lugar y las determinaciones que exige el programa. Se entienden los principios desde los que ha sido proyectada y se puede leer la lógica interna que ha guiado las decisiones del arquitecto. En la iglesia de Elviña puede apreciarse una línea común que une varios proyectos de Corrales y Molezún. Un gesto radical y potente define un sistema arquitectónico. Una cubierta ligera, metálica, bajo la que se desarrolla el edificio y que unifica los espacios. La estructura portante se ordena en una trama geométrica lo suficientemente genérica y adaptable para no interferir en la distribución de los espacios interiores. La cubierta está concebida no sólo para resolver los requisitos funcionales de cubrimiento y evacuación de agua, sino que integra los elementos que permiten la iluminación y el paso de las instalaciones. El plano del suelo se acomoda a los desniveles del terreno. Unos muros de hormigón definen los espacios y acotan el edificio. Una atenta lectura desvela la compleja y adecuada resolución del programa, así como la profundidad litúrgica del espacio creado.

Efectos de generación y optimización de librerías de secciones eficaces en el análisis de transitorios en reactores PWR

Los análisis de los transitorios y situaciones accidentales de los reactores de agua ligera requieren el uso de simuladores y códigos a nivel de núcleo completo con modelos de cinética 3D. Normalmente estos códigos utilizan como datos de entrada librerías de secciones eficaces compiladas en tablas multidimensionales. En este caso, los errores de interpolación, originados a la hora de computar los valores de las secciones eficaces a partir de los puntos de la tabla, son una fuente de incertidumbre en el cálculo del parámetro k-efectiva y deben de tenerse en cuenta. Estos errores dependen de la estructura de la malla de puntos que cubre el dominio de variación de cada una de las variables termo-hidráulicas en las que se tabula la librería de secciones eficaces, y pueden ser minimizados con la elección de una malla adecuada, a diferencia de los errores debidos a los datos nucleares. En esta ponencia se evalúa el impacto que tiene una determinada malla sobre un transitorio en un reactor PWR consistente en la expulsión de una barra de control. Para ello se han usado los códigos neutrónico y termo-hidráulico acoplados COBAYA3/COBRA-TF. Con este objetivo se ha escogido el OECD/NEA PWR MOX/UO2 rod ejection transient benchmark ya que proporciona unas composiciones isotópicas y unas configuraciones geométricas definidas que permiten el empleo de códigos lattice para generar librerías propias. El código de transporte utilizado para ello ha sido el código APOLLO2.8. Así mismo, ya que se proporcionaba también una librería como parte de las especificaciones, los efectos debidos a la generación de éstas sobre la respuesta del transitorio son analizados. Los resultados muestran grandes discrepancias al emplear la librería del benchmark o las librerías propias comparándolas con las soluciones de otros participantes. El origen de estas discrepancias se halla en las secciones eficaces nodales proporcionadas en el benchmark.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).