Optimización de librerías tabuladas de secciones eficaces mediante el empleo de coeficientes de sensibilidad

Los códigos de difusión en multigrupos para an álisis tridimensional de núcleos PWR emplean como datos de entrada librerías de parámetros equivalentes homogeneizados y condensados (secciones eficaces y factores de discontinuidad), que dependen de las variables de estado como temperaturas o densidades. Típicamente, esos pará metros se pre-generan para cada tipo de celda o elemento combustible con un código de transporte determinista, dependiendo en gran medida la precisión de los cálculos neutrónicos acoplados con la termohidráulica de la calidad de la librería generada. Las librerías tabuladas son la forma más extendida de compilar las secciones eficaces pre-generadas. Durante el cálculo de núcleo, el código de difusión simplemente obtiene las secciones eficaces por interpolación de los valores en los puntos de la malla. Como los errores de interpolación dependen de la distancia entre esos puntos, se requiere un considerable refinamiento de la malla –con todas las posibles combinaciones de las variables de estado– para conseguir una precisión adecuada, lo que conduce a requisitos elevados de almacenamiento y un gran número de cálculos de transporte para su generación. Para evitar este inconveniente, se ha desarrollado un procedimiento de optimización de librerías tabuladas que permite seleccionar el menor número de puntos de malla para cada variable de estado independiente, manteniendo un error objetivo en la constante de multiplicación k-efectiva. El procedimiento consiste en determinar, aplicando teoría de perturbaciones, los coeficientes de sensibilidad de la k-efectiva con las secciones eficaces. Ello permite evaluar la influencia de los errores de interpolación de cada sección eficaz en la constante de multiplicación para cualquier combinación de las variables de estado. La medida de esta influencia o sensibilidad permite establecer una distancia óptima entre puntos de interpolación dado un error objetivo sobre la constante de multiplicación. Distintos números de grupos de energía, composiciones del elemento combustible y escalas de homogeneización, han sido estudia dos para conocer su efecto sobre la optimización. Asimismo se ha comprobado la influencia de variar el error objetivo o el grado del polinomio de interpolación entre puntos. Finalmente, se realiza un cálculo con la librería optimizada, y se verifica que el error en la k-efectiva está limitado. Se reduce así el tamaño de la librería sin comprometer su grado de precisión en todo el rango de interés.

Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project

Within the subproject 3 of the NURISP project three neutron kinetic codes have been implemented into the NURESIM platform. For all three codes (CRONOS2, COBAYA3 and DYN3D) the coupling with the thermal hydraulic code FLICA4 was accomplished using the features of the NURESIM platform. This paper contains the results obtained with COBAYA3/FLICA4 coupled codes for the PWR boron dilution benchmark defined within the sub project 3 of the NURISP project. Results are provided for all the scenarios.

Descontaminación y recuperación de áreas contaminadas

Tras el accidente de Fukushima, se han puesto en marcha una serie de actividades de caracterización y descontaminación de las zonas contaminadas alrededor de la central, destinadas a facilitar su habitabilidad. A partir de la experiencia de Japón, que el ponente conoce de cerca como miembro de la red europea NERIS-TP y tras participar en una reciente misión a Fukushima, en este curso se abordaron las técnicas más actuales que se utilizan para diseñar y proponer estrategias de cara a la recuperación de grades superficies contaminadas.

Diagnóstico de las vibraciones del barrilete y de los elementos combustibles en los PWRs de Ringhals, Suecia

El diagnóstico de las estructuras internas de los PWR, en particular del barrilete del núcleo y su soporte se pueden realizar por medio del análisis de las señales de los detectores de neutrones extra-nucleares. Se han elaborado varios procedimientos que se han usado en diversas plantas en todo el mundo [1], [2]. El objetivo es la vigilancia de la integridad de la estructura del núcleo y la detección temprana y la cuantificación de signos de fatiga, desgaste, etc en las diferentes estructuras tales como el muelle, la placa de sujeción del barrilete del núcleo, etc. Esta vigilancia se ha venido realizando en las tres unidades PWR 2, 3 y 4 de la central sueca de Ringhals desde 1970. Durante las últimas dos décadas el trabajo se ha llevado a cabo en el contexto de un contrato de colaboración entre la Universidad de Chalmers y Ringhals. Esta actividad de colaboración ha consistido tanto en el desarrollo de nuevos métodos, la mejora de éstos así como su aplicación continuada para diagnóstico, vigilancia, incluyendo un análisis de tendencia a lo largo del tiempo. Este trabajo describe el desarrollo realizado en los últimos años con un énfasis especial en los tres últimos.

Métodos avanzados de análisis de varianza en escenarios de prospectiva nuclear

La fisión nuclear, como fuente de energía, está basada en cuatro pilares característicos: la Economía, la Seguridad, la Sostenibilidad y la No-Proliferación. Es claro que estos pilares no son independientes. La Seguridad afecta al precio de costo del kWh, y éste, a la cantidad de reservas de uranio. Por otro lado, la proliferación fue una de las causas del escaso desarrollo de los reactores reproductores, lo que afectó considerablemente a las reservas de uranio.

Análisis de un accidente de rotura de tubos de GV mediante la utilización del SGI de Zorita

En el año 2008 la Universidad Politécnica de Madrid y la empresa Gas Natural Fenosa firmaron un acuerdo por el que se creaba el Aula José Cabrera en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la UPM. Dicho aula cuenta con el simulador gráfico interactivo de la central nuclear José Cabrera, que es un simulador de alcance total de una central nuclear PWR de un lazo. El objetivo de la ponencia es demostrar la gran aplicación didáctica que tiene dicho aula. El simulador es una herramienta de uso interactivo para trabajo individual o en grupo con los alumnos. Dentro de la asignatura de “Fiabilidad y Análisis del Riesgo” del Máster Ciencia y Tecnología Nuclear de la ETSII-UPM, se propuso la realización de un árbol de eventos para un accidente propuesto por los alumnos. El trabajo que se presenta en esta ponencia ha consistido en el análisis del accidente de rotura de tubos en el generador de vapor usando el simulador gráfico interactivo.

Atmospheric modelling of tritium forms transport: review of capabilities and R&D needs for the assessment of fusion facilities environmental impact

One of the key scrutiny issues of new coming energy era would be the environmental impact of fusion facilities managing one kg of tritium. The potential change of committed dose regulatory limits together with the implementation of nuclear design principles (As Low as Reasonably achievable - ALARA -, Defense in Depth -D-i-D-) for fusion facilities could strongly impact on the cost of deployment of coming fusion technology. Accurate modeling of environmental tritium transport forms (HT, HTO) for the assessment of fusion facility dosimetric impact in Accidental case appears as of major interest. This paper considers different short-term releases of tritium forms (HT and HTO) to the atmosphere from a potential fusion reactor located in the Mediterranean Basin. This work models in detail the dispersion of tritium forms and dosimetric impact of selected environmental patterns both inland and in-sea using real topography and forecast meteorological data-fields (ECMWF/FLEXPART). We explore specific values of this ratio in different levels and we examine the influence of meteorological conditions in the HTO behavior for 24 hours. For this purpose we have used a tool which consists on a coupled Lagrangian ECMWF/FLEXPART model useful to follow real time releases of tritium at 10, 30 and 60 meters together with hourly observations of wind (and in some cases precipitations) to provide a short-range approximation of tritium cloud behavior. We have assessed inhalation doses. And also HTO/HT ratios in a representative set of cases during winter 2010 and spring 2011 for the 3 air levels.

Simulación del accidente de SGTR en un PWR-W con TRACE para distintas metodologías de análisis determinista de seguridad

A Steam Generator Tube Rupture (SGTR) in a Pressurized Water Reactor (PWR) can lead to an atmospheric release bypassing the containment via the secondary system and exiting though the Pressurized Operating Relief Valves of the affected Steam Generator. That is why SGTR historically have been treated in a special way in the different Deterministic Safety Analysis (DSA), focusing on the radioactive release more than the possibility of core damage, as it is done in the other Loss of Coolant Accidents(LOCAs).

Building the qualification and a skill development program within the ENEN-III European Project

The ENEN III project covers the structuring, organization, coordination and implementation of training schemes in cooperation with local, national and international training organizations, to provide training to professionals active in nuclear organizations or their contractors and sub-contractors. The training schemes provide a portfolio of courses, training sessions, seminars, and workshops for continuous learning for upgrading knowledge and developing skills. The training schemes allow individuals to acquire qualifications and skills, as required by the specific positions in the nuclear sector which will be documented in a training passport. The essence of such passport is to be recognized within the EU by the whole nuclear sector which provides mobility to the individual looking for employment and an EU wide recruitment field for the nuclear employers.

Revisión de las teorías modernas de plasticidad

Las nuevas teorías de plasticidad incorporan refinamientos que permiten simular comportamientos reales muy complejos. Su uso con los métodos numéricos en boga y la mejora en rapidez de cálculo de los actuales ordenadores, hace que sean abordables en la actualidad problemas irresolubles hasta hace pocos años. El tema está en ebullición y conviene estar atentos a su desarrollo que ya está produciendo resultados espectaculares.

Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks

The Nuclear Safety research requires a wide international collaboration of several involved groups. In this sense this paper pretends to show several examples of the Nuclear Safety research under international frameworks that is being performed in different Universities and Research Institutions like CIEMAT, Universitat Politècnica de Catalunya (UPC), Universidad Politécnica de Madrid (UPM) and Universitat Politècnica de València (UPV).

Overview of the Spanish Fuel Cycle: Technical Tours Organized by Spanish young Generation in Nuclear.

Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN) is a non-profrt organization that depends on the Spanish Nuclear Society (Sociedad Nuclear Española, SNE).Since one of rts main goals is to spread the knowledge about nuclear power,severa! technical tours to facilities wrth an importan!role in the nuclear fuel cycle have been organized for the purpose ofleaming about the different stages of the Spanish tuel cycle. Spanish Young Generation in Nuclear had the opportunity to visit ENUSA Fuel Assembly Factory in Juzbado (Salamanca, Spain), Where it could be understood the front-end cycle which involves the uranium supply and storage, design and manufacturing of fuel bundles for European nuclear power plants. Alterwards, due to the tour of Almaraz NPP (PWR) and Santa María de Garoña NPP (BWR), rt could be comprehended how to obtain energy from this fuel in two different types of reactors.Furthermore,in these two plants, the facilities related to the back-end cycle could be toured. lt was possible to watch the Spent FuelPools, where the fuel bundles are stored under water until their activity is reduced enough to transport them to an Individual Temporary Storage Facility orto the Centralized Temporary Storage. Finally, a technical tour to ENSA Heavy Components Factory (ENSA) was accomplished, Where it could be experienced at first hand how different Nuclear Steam Supply System (NSSS) components and other nuclear elements, such as racks or shipping and storage casks for spent nuclear fuel, are manulactured. All these perlonned technical tours were a complete success thanks to a generous care and know-how of the wor1

Integrated deterministic-probabilistic safety assessment methodologies

(ENG) IDPSA (Integrated Deterministic-Probabilistic Safety Assessment) is a family of methods which use tightly coupled probabilistic and deterministic approaches to address respective sources of uncertainties, enabling Risk informed decision making in a consistent manner. The starting point of the IDPSA framework is that safety justification must be based on the coupling of deterministic (consequences) and probabilistic (frequency) considerations to address the mutual interactions between stochastic disturbances (e.g. failures of the equipment, human actions, stochastic physical phenomena) and deterministic response of the plant (i.e. transients). This paper gives a general overview of some IDPSA methods as well as some possible applications to PWR safety analyses (SPA)DPSA (Metodologías Integradas de Análisis Determinista-Probabilista de Seguridad) es un conjunto de métodos que utilizan métodos probabilistas y deterministas estrechamente acoplados para abordar las respectivas fuentes de incertidumbre, permitiendo la toma de decisiones Informada por el Riesgo de forma consistente. El punto de inicio del marco IDPSA es que la justificación de seguridad debe estar basada en el acoplamiento entre consideraciones deterministas (consecuencias) y probabilistas (frecuencia) para abordar la interacción mutua entre perturbaciones estocásticas (como por ejemplo fallos de los equipos, acciones humanas, fenómenos físicos estocásticos) y la respuesta determinista de la planta (como por ejemplo los transitorios). Este artículo da una visión general de algunos métodos IDSPA así como posibles aplicaciones al análisis de seguridad de los PWR.

Desarrollo de una herramienta de verificación para cálculos de difusión mediante COBAYA

El código COBAYA4 es un simulador de núcleo multi-escala que resuelve la ecuación de difusión 3D en multigrupos en geometría cartesiana y hexagonal[3]. Este código ha sido desarrollado en el Departamento de Ingeniería Nuclear desde los años 80[2] ampliando su alcance y funcionalidades de forma continua. Como parte de estos desarrollos es necesaria la verificación continua de que el código sigue teniendo al menos las mismas capacidades que tenía anteriormente. Además es necesario establecer casos de referencia que nos permitan confirmar que los resultados son comparables a los obtenidos con otros códigos con modelos de mayor precisión. El desarrollo de una herramienta informática que automatice la comparación de resultados con versiones anteriores del código y con resultados obtenidos mediante modelos de mayor precisión es crucial para implementar en el código nuevas funcionalidades. El trabajo aquí presentado ha consistido en la generación de la mencionada herramienta y del conjunto de casos de referencia que han constituido la matriz mencionada.

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.