Monte Carlo limit cycle characterization

The fixed point implementation of IIR digital filters usually leads to the appearance of zero-input limit cycles, which degrade the performance of the system. In this paper, we develop an efficient Monte Carlo algorithm to detect and characterize limit cycles in fixed-point IIR digital filters. The proposed approach considers filters formulated in the state space and is valid for any fixed point representation and quantization function. Numerical simulations on several high-order filters, where an exhaustive search is unfeasible, show the effectiveness of the proposed approach.

Monte Carlo simulations of densely-packed athermal polymers in the bulk and under confinement

We review the main results from extensive Monte Carlo (MC) simulations on athermal polymer packings in the bulk and under confinement. By employing the simplest possible model of excluded volume, macromolecules are represented as freely-jointed chains of hard spheres of uniform size. Simulations are carried out in a wide concentration range: from very dilute up to very high volume fractions, reaching the maximally random jammed (MRJ) state. We study how factors like chain length, volume fraction and flexibility of bond lengths affect the structure, shape and size of polymers, their packing efficiency and their phase behaviour (disorder–order transition). In addition, we observe how these properties are affected by confinement realized by flat, impenetrable walls in one dimension. Finally, by mapping the parent polymer chains to primitive paths through direct geometrical algorithms, we analyse the characteristics of the entanglement network as a function of packing density.

Atomistic modeling of Ge damage accumulation, amorphization and solid phase epitaxial regrowth

En los últimos años, el Ge ha ganado de nuevo atención con la finalidad de ser integrado en el seno de las existentes tecnologías de microelectrónica. Aunque no se le considera como un canddato capaz de reemplazar completamente al Si en el futuro próximo, probalemente servirá como un excelente complemento para aumentar las propiedades eléctricas en dispositivos futuros, especialmente debido a su alta movilidad de portadores. Esta integración requiere de un avance significativo del estado del arte en los procesos de fabricado. Técnicas de simulación, como los algoritmos de Monte Carlo cinético (KMC), proporcionan un ambiente atractivo para llevar a cabo investigación y desarrollo en este campo, especialmente en términos de costes en tiempo y financiación. En este estudio se han usado, por primera vez, técnicas de KMC con el fin entender el procesado “front-end” de Ge en su fabricación, específicamente la acumulación de dañado y amorfización producidas por implantación iónica y el crecimiento epitaxial en fase sólida (SPER) de las capas amorfizadas. Primero, simulaciones de aproximación de clisiones binarias (BCA) son usadas para calcular el dañado causado por cada ión. La evolución de este dañado en el tiempo se simula usando KMC sin red, o de objetos (OKMC) en el que sólamente se consideran los defectos. El SPER se simula a través de una aproximación KMC de red (LKMC), siendo capaz de seguir la evolución de los átomos de la red que forman la intercara amorfo/cristalina. Con el modelo de amorfización desarrollado a lo largo de este trabajo, implementado en un simulador multi-material, se pueden simular todos estos procesos. Ha sido posible entender la acumulación de dañado, desde la generación de defectos puntuales hasta la formación completa de capas amorfas. Esta acumulación ocurre en tres regímenes bien diferenciados, empezando con un ritmo lento de formación de regiones de dañado, seguido por una rápida relajación local de ciertas áreas en la fase amorfa donde ambas fases, amorfa y cristalina, coexisten, para terminar en la amorfización completa de capas extensas, donde satura el ritmo de acumulación. Dicha transición ocurre cuando la concentración de dañado supera cierto valor límite, el cual es independiente de las condiciones de implantación. Cuando se implantan los iones a temperaturas relativamente altas, el recocido dinámico cura el dañado previamente introducido y se establece una competición entre la generación de dañado y su disolución. Estos efectos se vuelven especialmente importantes para iones ligeros, como el B, el cual crea dañado más diluido, pequeño y distribuido de manera diferente que el causado por la implantación de iones más pesados, como el Ge. Esta descripción reproduce satisfactoriamente la cantidad de dañado y la extensión de las capas amorfas causadas por implantación iónica reportadas en la bibliografía. La velocidad de recristalización de la muestra previamente amorfizada depende fuertemente de la orientación del sustrato. El modelo LKMC presentado ha sido capaz de explicar estas diferencias entre orientaciones a través de un simple modelo, dominado por una única energía de activación y diferentes prefactores en las frecuencias de SPER dependiendo de las configuraciones de vecinos de los átomos que recristalizan. La formación de maclas aparece como una consecuencia de esta descripción, y es predominante en sustratos crecidos en la orientación (111)Ge. Este modelo es capaz de reproducir resultados experimentales para diferentes orientaciones, temperaturas y tiempos de evolución de la intercara amorfo/cristalina reportados por diferentes autores. Las parametrizaciones preliminares realizadas de los tensores de activación de tensiones son también capaces de proveer una buena correlación entre las simulaciones y los resultados experimentales de velocidad de SPER a diferentes temperaturas bajo una presión hidrostática aplicada. Los estudios presentados en esta tesis han ayudado a alcanzar un mejor entendimiento de los mecanismos de producción de dañado, su evolución, amorfización y SPER para Ge, además de servir como una útil herramienta para continuar el trabajo en este campo. In the recent years, Ge has regained attention to be integrated into existing microelectronic technologies. Even though it is not thought to be a feasible full replacement to Si in the near future, it will likely serve as an excellent complement to enhance electrical properties in future devices, specially due to its high carrier mobilities. This integration requires a significant upgrade of the state-of-the-art of regular manufacturing processes. Simulation techniques, such as kinetic Monte Carlo (KMC) algorithms, provide an appealing environment to research and innovation in the field, specially in terms of time and funding costs. In the present study, KMC techniques are used, for the first time, to understand Ge front-end processing, specifically damage accumulation and amorphization produced by ion implantation and Solid Phase Epitaxial Regrowth (SPER) of the amorphized layers. First, Binary Collision Approximation (BCA) simulations are used to calculate the damage caused by every ion. The evolution of this damage over time is simulated using non-lattice, or Object, KMC (OKMC) in which only defects are considered. SPER is simulated through a Lattice KMC (LKMC) approach, being able to follow the evolution of the lattice atoms forming the amorphous/crystalline interface. With the amorphization model developed in this work, implemented into a multi-material process simulator, all these processes can be simulated. It has been possible to understand damage accumulation, from point defect generation up to full amorphous layers formation. This accumulation occurs in three differentiated regimes, starting at a slow formation rate of the damage regions, followed by a fast local relaxation of areas into the amorphous phase where both crystalline and amorphous phases coexist, ending in full amorphization of extended layers, where the accumulation rate saturates. This transition occurs when the damage concentration overcomes a certain threshold value, which is independent of the implantation conditions. When implanting ions at relatively high temperatures, dynamic annealing takes place, healing the previously induced damage and establishing a competition between damage generation and its dissolution. These effects become specially important for light ions, as B, for which the created damage is more diluted, smaller and differently distributed than that caused by implanting heavier ions, as Ge. This description successfully reproduces damage quantity and extension of amorphous layers caused by means of ion implantation reported in the literature. Recrystallization velocity of the previously amorphized sample strongly depends on the substrate orientation. The presented LKMC model has been able to explain these differences between orientations through a simple model, dominated by one only activation energy and different prefactors for the SPER rates depending on the neighboring configuration of the recrystallizing atoms. Twin defects formation appears as a consequence of this description, and are predominant for (111)Ge oriented grown substrates. This model is able to reproduce experimental results for different orientations, temperatures and times of evolution of the amorphous/crystalline interface reported by different authors. Preliminary parameterizations for the activation strain tensors are able to also provide a good match between simulations and reported experimental results for SPER velocities at different temperatures under the appliance of hydrostatic pressure. The studies presented in this thesis have helped to achieve a greater understanding of damage generation, evolution, amorphization and SPER mechanisms in Ge, and also provide a useful tool to continue research in this field.

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

Multiscale modeling of the plastic behaviour in single crystal tungsten: from atomistic to crystal plasticity simulations

En una planta de fusión, los materiales en contacto con el plasma así como los materiales de primera pared experimentan condiciones particularmente hostiles al estar expuestos a altos flujos de partículas, neutrones y grandes cargas térmicas. Como consecuencia de estas diferentes y complejas condiciones de trabajo, el estudio, desarrollo y diseño de estos materiales es uno de los más importantes retos que ha surgido en los últimos años para la comunidad científica en el campo de los materiales y la energía. Debido a su baja tasa de erosión, alta resistencia al sputtering, alta conductividad térmica, muy alto punto de fusión y baja retención de tritio, el tungsteno (wolframio) es un importante candidato como material de primera pared y como posible material estructural avanzado en fusión por confinamiento magnético e inercial. Sin embargo, el tiempo de vida del tungsteno viene controlado por diversos factores como son su respuesta termo-mecánica en la superficie, la posibilidad de fusión y el fallo por acumulación de helio. Es por ello que el tiempo de vida limitado por la respuesta mecánica del tungsteno (W), y en particular su fragilidad, sean dos importantes aspectos que tienes que ser investigados. El comportamiento plástico en materiales refractarios con estructura cristalina cúbica centrada en las caras (bcc) como el tungsteno está gobernado por las dislocaciones de tipo tornillo a escala atómica y por conjuntos e interacciones de dislocaciones a escalas más grandes. El modelado de este complejo comportamiento requiere la aplicación de métodos capaces de resolver de forma rigurosa cada una de las escalas. El trabajo que se presenta en esta tesis propone un modelado multiescala que es capaz de dar respuestas ingenieriles a las solicitudes técnicas del tungsteno, y que a su vez está apoyado por la rigurosa física subyacente a extensas simulaciones atomísticas. En primer lugar, las propiedades estáticas y dinámicas de las dislocaciones de tipo tornillo en cinco potenciales interatómicos de tungsteno son comparadas, determinando cuáles de ellos garantizan una mayor fidelidad física y eficiencia computacional. Las grandes tasas de deformación asociadas a las técnicas de dinámica molecular hacen que las funciones de movilidad de las dislocaciones obtenidas no puedan ser utilizadas en los siguientes pasos del modelado multiescala. En este trabajo, proponemos dos métodos alternativos para obtener las funciones de movilidad de las dislocaciones: un modelo Monte Cario cinético y expresiones analíticas. El conjunto de parámetros necesarios para formular el modelo de Monte Cario cinético y la ley de movilidad analítica son calculados atomísticamente. Estos parámetros incluyen, pero no se limitan a: la determinación de las entalpias y energías de formación de las parejas de escalones que forman las dislocaciones, la parametrización de los efectos de no Schmid característicos en materiales bcc,etc. Conociendo la ley de movilidad de las dislocaciones en función del esfuerzo aplicado y la temperatura, se introduce esta relación como ecuación de flujo dentro de un modelo de plasticidad cristalina. La predicción del modelo sobre la dependencia del límite de fluencia con la temperatura es validada experimentalmente con ensayos uniaxiales en tungsteno monocristalino. A continuación, se calcula el límite de fluencia al aplicar ensayos uniaxiales de tensión para un conjunto de orientaciones cristalográticas dentro del triángulo estándar variando la tasa de deformación y la temperatura de los ensayos. Finalmente, y con el objetivo de ser capaces de predecir una respuesta más dúctil del tungsteno para una variedad de estados de carga, se realizan ensayos biaxiales de tensión sobre algunas de las orientaciones cristalográficas ya estudiadas en función de la temperatura.-------------------------------------------------------------------------ABSTRACT ----------------------------------------------------------Tungsten and tungsten alloys are being considered as leading candidates for structural and functional materials in future fusion energy devices. The most attractive properties of tungsten for the design of magnetic and inertial fusion energy reactors are its high melting point, high thermal conductivity, low sputtering yield and low longterm disposal radioactive footprint. However, tungsten also presents a very low fracture toughness, mostly associated with inter-granular failure and bulk plasticity, that limits its applications. As a result of these various and complex conditions of work, the study, development and design of these materials is one of the most important challenges that have emerged in recent years to the scientific community in the field of materials for energy applications. The plastic behavior of body-centered cubic (bcc) refractory metals like tungsten is governed by the kink-pair mediated thermally activated motion of h¿ (\1 11)i screw dislocations on the atomistic scale and by ensembles and interactions of dislocations at larger scales. Modeling this complex behavior requires the application of methods capable of resolving rigorously each relevant scale. The work presented in this thesis proposes a multiscale model approach that gives engineering-level responses to the technical specifications required for the use of tungsten in fusion energy reactors, and it is also supported by the rigorous underlying physics of extensive atomistic simulations. First, the static and dynamic properties of screw dislocations in five interatomic potentials for tungsten are compared, determining which of these ensure greater physical fidelity and computational efficiency. The large strain rates associated with molecular dynamics techniques make the dislocation mobility functions obtained not suitable to be used in the next steps of the multiscale model. Therefore, it is necessary to employ mobility laws obtained from a different method. In this work, we suggest two alternative methods to get the dislocation mobility functions: a kinetic Monte Carlo model and analytical expressions. The set of parameters needed to formulate the kinetic Monte Carlo model and the analytical mobility law are calculated atomistically. These parameters include, but are not limited to: enthalpy and energy barriers of kink-pairs as a function of the stress, width of the kink-pairs, non-Schmid effects ( both twinning-antitwinning asymmetry and non-glide stresses), etc. The function relating dislocation velocity with applied stress and temperature is used as the main source of constitutive information into a dislocation-based crystal plasticity framework. We validate the dependence of the yield strength with the temperature predicted by the model against existing experimental data of tensile tests in singlecrystal tungsten, with excellent agreement between the simulations and the measured data. We then extend the model to a number of crystallographic orientations uniformly distributed in the standard triangle and study the effects of temperature and strain rate. Finally, we perform biaxial tensile tests and provide the yield surface as a function of the temperature for some of the crystallographic orientations explored in the uniaxial tensile tests.

Propagation of Nuclear Data Uncertainties in Transmutation Calculations Using ACAB Code

The assessment of the accuracy of parameters related to the reactor core performance (e.g., ke) and f el cycle (e.g., isotopic evolution/transmutation) due to the uncertainties in the basic nuclear data (ND) is a critical issue. Different error propagation techniques (adjoint/forward sensitivity analysis procedures and/or Monte Carlo technique) can be used to address by computational simulation the systematic propagation of uncertainties on the final parameters. To perform this uncertainty assessment, the ENDF covariance les (variance/correlation in energy and cross- reactions-isotopes correlations) are required. In this paper, we assess the impact of ND uncertainties on the isotopic prediction for a conceptual design of a modular European Facility for Industrial Transmutation (EFIT) for a discharge burnup of 150 GWd/tHM. The complete set of uncertainty data for cross sections (EAF2007/UN, SCALE6.0/COVA-44G), radioactive decay and fission yield data (JEFF-3.1.1) are processed and used in ACAB code.

Uncertainty Analysis in New Seismic Hazard Study of Spain Aimed at the Revision of the Spanish Building Code.

In this paper we present a global overview of the recent study carried out in Spain for the new hazard map, which final goal is the revision of the Building Code in our country (NCSE-02). The study was carried our for a working group joining experts from The Instituto Geografico Nacional (IGN) and the Technical University of Madrid (UPM) , being the different phases of the work supervised by an expert Committee integrated by national experts from public institutions involved in subject of seismic hazard. The PSHA method (Probabilistic Seismic Hazard Assessment) has been followed, quantifying the epistemic uncertainties through a logic tree and the aleatory ones linked to variability of parameters by means of probability density functions and Monte Carlo simulations. In a first phase, the inputs have been prepared, which essentially are: 1) a project catalogue update and homogenization at Mw 2) proposal of zoning models and source characterization 3) calibration of Ground Motion Prediction Equations (GMPE’s) with actual data and development of a local model with data collected in Spain for Mw < 5.5. In a second phase, a sensitivity analysis of the different input options on hazard results has been carried out in order to have criteria for defining the branches of the logic tree and their weights. Finally, the hazard estimation was done with the logic tree shown in figure 1, including nodes for quantifying uncertainties corresponding to: 1) method for estimation of hazard (zoning and zoneless); 2) zoning models, 3) GMPE combinations used and 4) regression method for estimation of source parameters. In addition, the aleatory uncertainties corresponding to the magnitude of the events, recurrence parameters and maximum magnitude for each zone have been also considered including probability density functions and Monte Carlo simulations The main conclusions of the study are presented here, together with the obtained results in terms of PGA and other spectral accelerations SA (T) for return periods of 475, 975 and 2475 years. The map of the coefficient of variation (COV) are also represented to give an idea of the zones where the dispersion among results are the highest and the zones where the results are robust.

Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors

The advantages of fast-spectrum reactors consist not only of an efficient use of fuel through the breeding of fissile material and the use of natural or depleted uranium, but also of the potential reduction of the amount of actinides such as americium and neptunium contained in the irradiated fuel. The first aspect means a guaranteed future nuclear fuel supply. The second fact is key for high-level radioactive waste management, because these elements are the main responsible for the radioactivity of the irradiated fuel in the long term. The present study aims to analyze the hypothetical deployment of a Gen-IV Sodium Fast Reactor (SFR) fleet in Spain. A nuclear fleet of fast reactors would enable a fuel cycle strategy different than the open cycle, currently adopted by most of the countries with nuclear power. A transition from the current Gen-II to Gen-IV fleet is envisaged through an intermediate deployment of Gen-III reactors. Fuel reprocessing from the Gen-II and Gen-III Light Water Reactors (LWR) has been considered. In the so-called advanced fuel cycle, the reprocessed fuel used to produce energy will breed new fissile fuel and transmute minor actinides at the same time. A reference case scenario has been postulated and further sensitivity studies have been performed to analyze the impact of the different parameters on the required reactor fleet. The potential capability of Spain to supply the required fleet for the reference scenario using national resources has been verified. Finally, some consequences on irradiated final fuel inventory are assessed. Calculations are performed with the Monte Carlo transport-coupled depletion code SERPENT together with post-processing tools.

Numerical methods for option pricing.

This thesis aims to introduce some fundamental concepts underlying option valuation theory including implementation of computational tools. In many cases analytical solution for option pricing does not exist, thus the following numerical methods are used: binomial trees, Monte Carlo simulations and finite difference methods. First, an algorithm based on Hull and Wilmott is written for every method. Then these algorithms are improved in different ways. For the binomial tree both speed and memory usage is significantly improved by using only one vector instead of a whole price storing matrix. Computational time in Monte Carlo simulations is reduced by implementing a parallel algorithm (in C) which is capable of improving speed by a factor which equals the number of processors used. Furthermore, MatLab code for Monte Carlo was made faster by vectorizing simulation process. Finally, obtained option values are compared to those obtained with popular finite difference methods, and it is discussed which of the algorithms is more appropriate for which purpose.

Impact of Nuclear Data Uncertainties on Advanced Fuel Cycles and Their Irradiated Fuel - A comparison between Libraries

The uncertainties on the isotopic composition throughout the burnup due to the nuclear data uncertainties are analysed. The different sources of uncertainties: decay data, fission yield and cross sections; are propagated individually, and their effect assessed. Two applications are studied: EFIT (an ADS-like reactor) and ESFR (Sodium Fast Reactor). The impact of the uncertainties on cross sections provided by the EAF-2010, SCALE6.1 and COMMARA-2.0 libraries are compared. These Uncertainty Quantification (UQ) studies have been carried out with a Monte Carlo sampling approach implemented in the depletion/activation code ACAB. Such implementation has been improved to overcome depletion/activation problems with variations of the neutron spectrum.

Development of a methodology for nuclear data uncertainty propagation on isotopic evolution calculations for advanced nuclear systems

Una apropiada evaluación de los márgenes de seguridad de una instalación nuclear, por ejemplo, una central nuclear, tiene en cuenta todas las incertidumbres que afectan a los cálculos de diseño, funcionanmiento y respuesta ante accidentes de dicha instalación. Una fuente de incertidumbre son los datos nucleares, que afectan a los cálculos neutrónicos, de quemado de combustible o activación de materiales. Estos cálculos permiten la evaluación de las funciones respuesta esenciales para el funcionamiento correcto durante operación, y también durante accidente. Ejemplos de esas respuestas son el factor de multiplicación neutrónica o el calor residual después del disparo del reactor. Por tanto, es necesario evaluar el impacto de dichas incertidumbres en estos cálculos. Para poder realizar los cálculos de propagación de incertidumbres, es necesario implementar metodologías que sean capaces de evaluar el impacto de las incertidumbres de estos datos nucleares. Pero también es necesario conocer los datos de incertidumbres disponibles para ser capaces de manejarlos. Actualmente, se están invirtiendo grandes esfuerzos en mejorar la capacidad de analizar, manejar y producir datos de incertidumbres, en especial para isótopos importantes en reactores avanzados. A su vez, nuevos programas/códigos están siendo desarrollados e implementados para poder usar dichos datos y analizar su impacto. Todos estos puntos son parte de los objetivos del proyecto europeo ANDES, el cual ha dado el marco de trabajo para el desarrollo de esta tesis doctoral. Por tanto, primero se ha llevado a cabo una revisión del estado del arte de los datos nucleares y sus incertidumbres, centrándose en los tres tipos de datos: de decaimiento, de rendimientos de fisión y de secciones eficaces. A su vez, se ha realizado una revisión del estado del arte de las metodologías para la propagación de incertidumbre de estos datos nucleares. Dentro del Departamento de Ingeniería Nuclear (DIN) se propuso una metodología para la propagación de incertidumbres en cálculos de evolución isotópica, el Método Híbrido. Esta metodología se ha tomado como punto de partida para esta tesis, implementando y desarrollando dicha metodología, así como extendiendo sus capacidades. Se han analizado sus ventajas, inconvenientes y limitaciones. El Método Híbrido se utiliza en conjunto con el código de evolución isotópica ACAB, y se basa en el muestreo por Monte Carlo de los datos nucleares con incertidumbre. En esta metodología, se presentan diferentes aproximaciones según la estructura de grupos de energía de las secciones eficaces: en un grupo, en un grupo con muestreo correlacionado y en multigrupos. Se han desarrollado diferentes secuencias para usar distintas librerías de datos nucleares almacenadas en diferentes formatos: ENDF-6 (para las librerías evaluadas), COVERX (para las librerías en multigrupos de SCALE) y EAF (para las librerías de activación). Gracias a la revisión del estado del arte de los datos nucleares de los rendimientos de fisión se ha identificado la falta de una información sobre sus incertidumbres, en concreto, de matrices de covarianza completas. Además, visto el renovado interés por parte de la comunidad internacional, a través del grupo de trabajo internacional de cooperación para evaluación de datos nucleares (WPEC) dedicado a la evaluación de las necesidades de mejora de datos nucleares mediante el subgrupo 37 (SG37), se ha llevado a cabo una revisión de las metodologías para generar datos de covarianza. Se ha seleccionando la actualización Bayesiana/GLS para su implementación, y de esta forma, dar una respuesta a dicha falta de matrices completas para rendimientos de fisión. Una vez que el Método Híbrido ha sido implementado, desarrollado y extendido, junto con la capacidad de generar matrices de covarianza completas para los rendimientos de fisión, se han estudiado diferentes aplicaciones nucleares. Primero, se estudia el calor residual tras un pulso de fisión, debido a su importancia para cualquier evento después de la parada/disparo del reactor. Además, se trata de un ejercicio claro para ver la importancia de las incertidumbres de datos de decaimiento y de rendimientos de fisión junto con las nuevas matrices completas de covarianza. Se han estudiado dos ciclos de combustible de reactores avanzados: el de la instalación europea para transmutación industrial (EFIT) y el del reactor rápido de sodio europeo (ESFR), en los cuales se han analizado el impacto de las incertidumbres de los datos nucleares en la composición isotópica, calor residual y radiotoxicidad. Se han utilizado diferentes librerías de datos nucleares en los estudios antreriores, comparando de esta forma el impacto de sus incertidumbres. A su vez, mediante dichos estudios, se han comparando las distintas aproximaciones del Método Híbrido y otras metodologías para la porpagación de incertidumbres de datos nucleares: Total Monte Carlo (TMC), desarrollada en NRG por A.J. Koning y D. Rochman, y NUDUNA, desarrollada en AREVA GmbH por O. Buss y A. Hoefer. Estas comparaciones demostrarán las ventajas del Método Híbrido, además de revelar sus limitaciones y su rango de aplicación. ABSTRACT For an adequate assessment of safety margins of nuclear facilities, e.g. nuclear power plants, it is necessary to consider all possible uncertainties that affect their design, performance and possible accidents. Nuclear data are a source of uncertainty that are involved in neutronics, fuel depletion and activation calculations. These calculations can predict critical response functions during operation and in the event of accident, such as decay heat and neutron multiplication factor. Thus, the impact of nuclear data uncertainties on these response functions needs to be addressed for a proper evaluation of the safety margins. Methodologies for performing uncertainty propagation calculations need to be implemented in order to analyse the impact of nuclear data uncertainties. Nevertheless, it is necessary to understand the current status of nuclear data and their uncertainties, in order to be able to handle this type of data. Great eórts are underway to enhance the European capability to analyse/process/produce covariance data, especially for isotopes which are of importance for advanced reactors. At the same time, new methodologies/codes are being developed and implemented for using and evaluating the impact of uncertainty data. These were the objectives of the European ANDES (Accurate Nuclear Data for nuclear Energy Sustainability) project, which provided a framework for the development of this PhD Thesis. Accordingly, first a review of the state-of-the-art of nuclear data and their uncertainties is conducted, focusing on the three kinds of data: decay, fission yields and cross sections. A review of the current methodologies for propagating nuclear data uncertainties is also performed. The Nuclear Engineering Department of UPM has proposed a methodology for propagating uncertainties in depletion calculations, the Hybrid Method, which has been taken as the starting point of this thesis. This methodology has been implemented, developed and extended, and its advantages, drawbacks and limitations have been analysed. It is used in conjunction with the ACAB depletion code, and is based on Monte Carlo sampling of variables with uncertainties. Different approaches are presented depending on cross section energy-structure: one-group, one-group with correlated sampling and multi-group. Differences and applicability criteria are presented. Sequences have been developed for using different nuclear data libraries in different storing-formats: ENDF-6 (for evaluated libraries) and COVERX (for multi-group libraries of SCALE), as well as EAF format (for activation libraries). A revision of the state-of-the-art of fission yield data shows inconsistencies in uncertainty data, specifically with regard to complete covariance matrices. Furthermore, the international community has expressed a renewed interest in the issue through the Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC) with the Subgroup (SG37), which is dedicated to assessing the need to have complete nuclear data. This gives rise to this review of the state-of-the-art of methodologies for generating covariance data for fission yields. Bayesian/generalised least square (GLS) updating sequence has been selected and implemented to answer to this need. Once the Hybrid Method has been implemented, developed and extended, along with fission yield covariance generation capability, different applications are studied. The Fission Pulse Decay Heat problem is tackled first because of its importance during events after shutdown and because it is a clean exercise for showing the impact and importance of decay and fission yield data uncertainties in conjunction with the new covariance data. Two fuel cycles of advanced reactors are studied: the European Facility for Industrial Transmutation (EFIT) and the European Sodium Fast Reactor (ESFR), and response function uncertainties such as isotopic composition, decay heat and radiotoxicity are addressed. Different nuclear data libraries are used and compared. These applications serve as frameworks for comparing the different approaches of the Hybrid Method, and also for comparing with other methodologies: Total Monte Carlo (TMC), developed at NRG by A.J. Koning and D. Rochman, and NUDUNA, developed at AREVA GmbH by O. Buss and A. Hoefer. These comparisons reveal the advantages, limitations and the range of application of the Hybrid Method.

Towards cost reduction in concentrating solar power: innovative design for an efficient fresnel based solar field

Energía termosolar (de concentración) es uno de los nombres que hacen referencia en español al término inglés “concentrating solar power”. Se trata de una tecnología basada en la captura de la potencia térmica de la radiación solar, de forma que permita alcanzar temperaturas capaces de alimentar un ciclo termodinámico convencional (o avanzado); el futuro de esta tecnología depende principalmente de su capacidad para concentrar la radiación solar de manera eficiente y económica. La presente tesis está orientada hacia la resolución de ciertos problemas importantes relacionados con este objetivo. La mencionada necesidad de reducir costes en la concentración de radiación solar directa, asegurando el objetivo termodinámico de calentar un fluido hasta una determinada temperatura, es de vital importancia. Los colectores lineales Fresnel han sido identificados en la literatura científica como una tecnología con gran potencial para alcanzar esta reducción de costes. Dicha tecnología ha sido seleccionada por numerosas razones, entre las que destacan su gran libertad de diseño y su actual estado inmaduro. Con el objetivo de responder a este desafío se desarrollado un detallado estudio de las propiedades ópticas de los colectores lineales Fresnel, para lo cual se han utilizado métodos analíticos y numéricos de manera combinada. En primer lugar, se han usado unos modelos para la predicción de la localización y la irradiación normal directa del sol junto a unas relaciones analíticas desarrolladas para estudiar el efecto de múltiples variables de diseño en la energía incidente sobre los espejos. Del mismo modo, se han obtenido analíticamente los errores debidos al llamado “off-axis aberration”, a la apertura de los rayos reflejados en los espejos y a las sombras y bloqueos entre espejos. Esto ha permitido la comparación de diferentes formas de espejo –planos, circulares o parabólicos–, así como el diseño preliminar de la localización y anchura de los espejos y receptor sin necesidad de costosos métodos numéricos. En segundo lugar, se ha desarrollado un modelo de trazado de rayos de Monte Carlo con el objetivo de comprobar la validez del estudio analítico, pero sobre todo porque este no es preciso en el estudio de la reflexión en espejos. El código desarrollado está específicamente ideado para colectores lineales Fresnel, lo que ha permitido la reducción del tiempo de cálculo en varios órdenes de magnitud en comparación con un programa comercial más general. Esto justifica el desarrollo de un nuevo código en lugar de la compra de una licencia de otro programa. El modelo ha sido usado primeramente para comparar la intensidad de flujo térmico y rendimiento de colectores Fresnel, con y sin reflector secundario, con los colectores cilíndrico parabólicos. Finalmente, la conjunción de los resultados obtenidos en el estudio analítico con el programa numérico ha sido usada para optimizar el campo solar para diferentes orientaciones –Norte-Sur y Este-Oeste–, diferentes localizaciones –Almería y Aswan–, diferentes inclinaciones hacia el Trópico –desde 0 deg hasta 32 deg– y diferentes mínimos de intensidad del flujo en el centro del receptor –10 kW/m2 y 25 kW/m2–. La presente tesis ha conducido a importantes descubrimientos que deben ser considerados a la hora de diseñar un campo solar Fresnel. En primer lugar, los espejos utilizados no deben ser plano, sino cilíndricos o parabólicos, ya que los espejos curvos implican mayores concentraciones y rendimiento. Por otro lado, se ha llegado a la conclusión de que la orientación Este-Oeste es más propicia para localizaciones con altas latitudes, como Almería, mientras que en zonas más cercanas a los trópicos como Aswan los campos Norte-Sur conducen a mayores rendimientos. Es de destacar que la orientación Este-Oeste requiere aproximadamente la mitad de espejos que los campos Norte-Sur, puediendo estar inclinados hacia los Trópicos para mejorar el rendimiento, y que alcanzan parecidos valores de intensidad térmica en el receptor todos los días a mediodía. Sin embargo, los campos con orientación Norte-Sur permiten un flujo más constante a lo largo de un día. Por último, ha sido demostrado que el uso de diseños pre-optimizados analíticamente, con anchura de espejos y espaciado entre espejos variables a lo ancho del campo, pueden implicar aumentos de la energía generada por metro cuadrado de espejos de hasta el 6%. El rendimiento óptico anual de los colectores cilíndrico parabólicos es 23 % mayor que el rendimiento de los campos Fresnel en Almería, mientras que la diferencia es de solo 9 % en Aswan. Ello implica que, para alcanzar el mismo precio de electricidad que la tecnología de referencia, la reducción de costes de instalación por metro cuadrado de espejo debe estar entre el 10 % y el 25 %, y que los colectores lineales Fresnel tienen más posibilidades de ser desarrollados en zonas de bajas latitudes. Como consecuencia de los estudios desarrollados en esta tesis se ha patentado un sistema de almacenamiento que tiene en cuenta la variación del flujo térmico en el receptor a lo largo del día, especialmente para campos con orientación Este-Oeste. Este invento permitiría el aprovechamiento de la energía incidente durante más parte del año, aumentando de manera apreciable los rendimientos óptico y térmico. Abstract Concentrating solar power is the common name of a technology based on capturing the thermal power of solar radiation, in a suitable way to reach temperatures able to activate a conventional (or advanced) thermodynamic cycle to generate electricity; this quest mainly depends on our ability to concentrate solar radiation in a cheap and efficient way. The present thesis is focused to highlight and help solving some of the important issues related to this problem. The need of reducing costs in concentrating the direct solar radiation, but without jeopardizing the thermodynamic objective of heating a fluid up to the required temperature, is of prime importance. Linear Fresnel collectors have been identified in the scientific literature as a technology with high potential to reach this cost reduction. This technology has been selected because of a number of reasons, particularly the degrees of freedom of this type of concentrating configuration and its current immature state. In order to respond to this challenge, a very detailed exercise has been carried out on the optical properties of linear Fresnel collectors. This has been done combining analytic and numerical methods. First, the effect of the design variables on the ratio of energy impinging onto the reflecting surface has been studied using analytically developed equations, together with models that predict the location and direct normal irradiance of the sun at any moment. Similarly, errors due to off-axis aberration, to the aperture of the reflected energy beam and to shading and blocking effects have been obtained analytically. This has allowed the comparison of different shapes of mirrors –flat, cylindrical or parabolic–, as well as a preliminary optimization of the location and width of mirrors and receiver with no need of time-consuming numerical models. Second, in order to prove the validity of the analytic results, but also due to the fact that the study of the reflection process is not precise enough when using analytic equations, a Monte Carlo Ray Trace model has been developed. The developed code is designed specifically for linear Fresnel collectors, which has reduced the computing time by several orders of magnitude compared to a wider commercial software. This justifies the development of the new code. The model has been first used to compare radiation flux intensities and efficiencies of linear Fresnel collectors, both multitube receiver and secondary reflector receiver technologies, with parabolic trough collectors. Finally, the results obtained in the analytic study together with the numeric model have used in order to optimize the solar field for different orientations –North-South and East-West–, different locations –Almería and Aswan–, different tilts of the field towards the Tropic –from 0 deg to 32 deg– and different flux intensity minimum requirements –10 kW/m2 and 25 kW/m2. This thesis work has led to several important findings that should be considered in the design of Fresnel solar fields. First, flat mirrors should not be used in any case, as cylindrical and parabolic mirrors lead to higher flux intensities and efficiencies. Second, it has been concluded that, in locations relatively far from the Tropics such as Almería, East-West embodiments are more efficient, while in Aswan North- South orientation leads to a higher annual efficiency. It must be noted that East-West oriented solar fields require approximately half the number of mirrors than NS oriented fields, can be tilted towards the Equator in order to increase the efficiency and attain similar values of flux intensity at the receiver every day at midday. On the other hand, in NS embodiments the flux intensity is more even during each single day. Finally, it has been proved that the use of analytic designs with variable shift between mirrors and variable width of mirrors across the field can lead to improvements in the electricity generated per reflecting surface square meter up to 6%. The annual optical efficiency of parabolic troughs has been found to be 23% higher than the efficiency of Fresnel fields in Almería, but it is only around 9% higher in Aswan. This implies that, in order to attain the same levelized cost of electricity than parabolic troughs, the required reduction of installation costs per mirror square meter is in the range of 10-25%. Also, it is concluded that linear Fresnel collectors are more suitable for low latitude areas. As a consequence of the studies carried out in this thesis, an innovative storage system has been patented. This system takes into account the variation of the flux intensity along the day, especially for East-West oriented solar fields. As a result, the invention would allow to exploit the impinging radiation along longer time every day, increasing appreciably the optical and thermal efficiencies.

Time-multiscale methods for the simulation of slow transport problems in atomistic systems

En esta tesis presentamos una teoría adaptada a la simulación de fenómenos lentos de transporte en sistemas atomísticos. En primer lugar, desarrollamos el marco teórico para modelizar colectividades estadísticas de equilibrio. A continuación, lo adaptamos para construir modelos de colectividades estadísticas fuera de equilibrio. Esta teoría reposa sobre los principios de la mecánica estadística, en particular el principio de máxima entropía de Jaynes, utilizado tanto para sistemas en equilibrio como fuera de equilibrio, y la teoría de las aproximaciones del campo medio. Expresamos matemáticamente el problema como un principio variacional en el que maximizamos una entropía libre, en lugar de una energía libre. La formulación propuesta permite definir equivalentes atomísticos de variables macroscópicas como la temperatura y la fracción molar. De esta forma podemos considerar campos macroscópicos no uniformes. Completamos el marco teórico con reglas de cuadratura de Monte Carlo, gracias a las cuales obtenemos modelos computables. A continuación, desarrollamos el conjunto completo de ecuaciones que gobiernan procesos de transporte. Deducimos la desigualdad de disipación entrópica a partir de fuerzas y flujos termodinámicos discretos. Esta desigualdad nos permite identificar la estructura que deben cumplir los potenciales cinéticos discretos. Dichos potenciales acoplan las tasas de variación en el tiempo de las variables microscópicas con las fuerzas correspondientes. Estos potenciales cinéticos deben ser completados con una relación fenomenológica, del tipo definido por la teoría de Onsanger. Por último, aportamos validaciones numéricas. Con ellas ilustramos la capacidad de la teoría presentada para simular propiedades de equilibrio y segregación superficial en aleaciones metálicas. Primero, simulamos propiedades termodinámicas de equilibrio en el sistema atomístico. A continuación evaluamos la habilidad del modelo para reproducir procesos de transporte en sistemas complejos que duran tiempos largos con respecto a los tiempos característicos a escala atómica. ABSTRACT In this work, we formulate a theory to address simulations of slow time transport effects in atomic systems. We first develop this theoretical framework in the context of equilibrium of atomic ensembles, based on statistical mechanics. We then adapt it to model ensembles away from equilibrium. The theory stands on Jaynes' maximum entropy principle, valid for the treatment of both, systems in equilibrium and away from equilibrium and on meanfield approximation theory. It is expressed in the entropy formulation as a variational principle. We interpret atomistic equivalents of macroscopic variables such as the temperature and the molar fractions, wich are not required to be uniform, but can vary from particle to particle. We complement this theory with Monte Carlo summation rules for further approximation. In addition, we provide a framework for studying transport processes with the full set of equations driving the evolution of the system. We first derive a dissipation inequality for the entropic production involving discrete thermodynamic forces and fluxes. This discrete dissipation inequality identifies the adequate structure for discrete kinetic potentials which couple the microscopic field rates to the corresponding driving forces. Those kinetic potentials must finally be expressed as a phenomenological rule of the Onsanger Type. We present several validation cases, illustrating equilibrium properties and surface segregation of metallic alloys. We first assess the ability of a simple meanfield model to reproduce thermodynamic equilibrium properties in systems with atomic resolution. Then, we evaluate the ability of the model to reproduce a long-term transport process in complex systems.

Evaluación de la seguridad al deslizamiento de una presa de fábrica en un cimiento con una familia de discontinuidades y con un criterio de rotura con ley de fluencia no asociada

En España existen del orden de 1,300 grandes presas, de las cuales un 20% fueron construidas antes de los años 60. El hecho de que existan actualmente una gran cantidad de presas antiguas aún en operación, ha producido un creciente interés en reevaluar su seguridad empleando herramientas nuevas o modificadas que incorporan modelos de fallo teóricos más completos, conceptos geotécnicos más complejos y nuevas técnicas de evaluación de la seguridad. Una manera muy común de abordar el análisis de estabilidad de presas de gravedad es, por ejemplo, considerar el deslizamiento a través de la interfase presa-cimiento empleando el criterio de rotura lineal de Mohr-Coulomb, en donde la cohesión y el ángulo de rozamiento son los parámetros que definen la resistencia al corte de la superficie de contacto. Sin embargo la influencia de aspectos como la presencia de planos de debilidad en el macizo rocoso de cimentación; la influencia de otros criterios de rotura para la junta y para el macizo rocoso (ej. el criterio de rotura de Hoek-Brown); las deformaciones volumétricas que ocurren durante la deformación plástica en el fallo del macizo rocoso (i.e., influencia de la dilatancia) no son usualmente consideradas durante el diseño original de la presa. En este contexto, en la presente tesis doctoral se propone una metodología analítica para el análisis de la estabilidad al deslizamiento de presas de hormigón, considerando un mecanismo de fallo en la cimentación caracterizado por la presencia de una familia de discontinuidades. En particular, se considera la posibilidad de que exista una junta sub-horizontal, preexistente y persistente en el macizo rocoso de la cimentación, con una superficie potencial de fallo que se extiende a través del macizo rocoso. El coeficiente de seguridad es entonces estimado usando una combinación de las resistencias a lo largo de los planos de rotura, cuyas resistencias son evaluadas empleando los criterios de rotura no lineales de Barton y Choubey (1977) y Barton y Bandis (1990), a lo largo del plano de deslizamiento de la junta; y el criterio de rotura de Hoek y Brown (1980) en su versión generalizada (Hoek et al. 2002), a lo largo del macizo rocoso. La metodología propuesta también considera la influencia del comportamiento del macizo rocoso cuando este sigue una ley de flujo no asociada con ángulo de dilatancia constante (Hoek y Brown 1997). La nueva metodología analítica propuesta es usada para evaluar las condiciones de estabilidad empleando dos modelos: un modelo determinista y un modelo probabilista, cuyos resultados son el valor del coeficiente de seguridad y la probabilidad de fallo al deslizamiento, respectivamente. El modelo determinista, implementado en MATLAB, es validado usando soluciones numéricas calculadas mediante el método de las diferencias finitas, empleando el código FLAC 6.0. El modelo propuesto proporciona resultados que son bastante similares a aquellos calculados con FLAC; sin embargo, los costos computacionales de la formulación propuesta son significativamente menores, facilitando el análisis de sensibilidad de la influencia de los diferentes parámetros de entrada sobre la seguridad de la presa, de cuyos resultados se obtienen los parámetros que más peso tienen en la estabilidad al deslizamiento de la estructura, manifestándose además la influencia de la ley de flujo en la rotura del macizo rocoso. La probabilidad de fallo es obtenida empleando el método de fiabilidad de primer orden (First Order Reliability Method; FORM), y los resultados de FORM son posteriormente validados mediante simulaciones de Monte Carlo. Los resultados obtenidos mediante ambas metodologías demuestran que, para el caso no asociado, los valores de probabilidad de fallo se ajustan de manera satisfactoria a los obtenidos mediante las simulaciones de Monte Carlo. Los resultados del caso asociado no son tan buenos, ya que producen resultados con errores del 0.7% al 66%, en los que no obstante se obtiene una buena concordancia cuando los casos se encuentran en, o cerca de, la situación de equilibrio límite. La eficiencia computacional es la principal ventaja que ofrece el método FORM para el análisis de la estabilidad de presas de hormigón, a diferencia de las simulaciones de Monte Carlo (que requiere de al menos 4 horas por cada ejecución) FORM requiere tan solo de 1 a 3 minutos en cada ejecución. There are 1,300 large dams in Spain, 20% of which were built before 1960. The fact that there are still many old dams in operation has produced an interest of reevaluate their safety using new or updated tools that incorporate state-of-the-art failure modes, geotechnical concepts and new safety assessment techniques. For instance, for gravity dams one common design approach considers the sliding through the dam-foundation interface, using a simple linear Mohr-Coulomb failure criterion with constant friction angle and cohesion parameters. But the influence of aspects such as the persistence of joint sets in the rock mass below the dam foundation; of the influence of others failure criteria proposed for rock joint and rock masses (e.g. the Hoek-Brown criterion); or the volumetric strains that occur during plastic failure of rock masses (i.e., the influence of dilatancy) are often no considered during the original dam design. In this context, an analytical methodology is proposed herein to assess the sliding stability of concrete dams, considering an extended failure mechanism in its rock foundation, which is characterized by the presence of an inclined, and impersistent joint set. In particular, the possibility of a preexisting sub-horizontal and impersistent joint set is considered, with a potential failure surface that could extend through the rock mass; the safety factor is therefore computed using a combination of strength along the rock joint (using the nonlinear Barton and Choubey (1977) and Barton and Bandis (1990) failure criteria) and along the rock mass (using the nonlinear failure criterion of Hoek and Brown (1980) in its generalized expression from Hoek et al. (2002)). The proposed methodology also considers the influence of a non-associative flow rule that has been incorporated using a (constant) dilation angle (Hoek and Brown 1997). The newly proposed analytical methodology is used to assess the dam stability conditions, employing for this purpose the deterministic and probabilistic models, resulting in the sliding safety factor and the probability of failure respectively. The deterministic model, implemented in MATLAB, is validated using numerical solution computed with the finite difference code FLAC 6.0. The proposed deterministic model provides results that are very similar to those computed with FLAC; however, since the new formulation can be implemented in a spreadsheet, the computational cost of the proposed model is significantly smaller, hence allowing to more easily conduct parametric analyses of the influence of the different input parameters on the dam’s safety. Once the model is validated, parametric analyses are conducting using the main parameters that describe the dam’s foundation. From this study, the impact of the more influential parameters on the sliding stability analysis is obtained and the error of considering the flow rule is assessed. The probability of failure is obtained employing the First Order Reliability Method (FORM). The probabilistic model is then validated using the Monte Carlo simulation method. Results obtained using both methodologies show good agreement for cases in which the rock mass has a nonassociate flow rule. For cases with an associated flow rule errors between 0.70% and 66% are obtained, so that the better adjustments are obtained for cases with, or close to, limit equilibrium conditions. The main advantage of FORM on sliding stability analyses of gravity dams is its computational efficiency, so that Monte Carlo simulations require at least 4 hours on each execution, whereas FORM requires only 1 to 3 minutes on each execution.

Contribución al estudio de las metodologías de cálculo realista con incertidumbre (BEPU), dentro del análisis determinista de seguridad de plantas nucleares

El análisis determinista de seguridad (DSA) es el procedimiento que sirve para diseñar sistemas, estructuras y componentes relacionados con la seguridad en las plantas nucleares. El DSA se basa en simulaciones computacionales de una serie de hipotéticos accidentes representativos de la instalación, llamados escenarios base de diseño (DBS). Los organismos reguladores señalan una serie de magnitudes de seguridad que deben calcularse en las simulaciones, y establecen unos criterios reguladores de aceptación (CRA), que son restricciones que deben cumplir los valores de esas magnitudes. Las metodologías para realizar los DSA pueden ser de 2 tipos: conservadoras o realistas. Las metodologías conservadoras utilizan modelos predictivos e hipótesis marcadamente pesimistas, y, por ello, relativamente simples. No necesitan incluir un análisis de incertidumbre de sus resultados. Las metodologías realistas se basan en hipótesis y modelos predictivos realistas, generalmente mecanicistas, y se suplementan con un análisis de incertidumbre de sus principales resultados. Se les denomina también metodologías BEPU (“Best Estimate Plus Uncertainty”). En ellas, la incertidumbre se representa, básicamente, de manera probabilista. Para metodologías conservadores, los CRA son, simplemente, restricciones sobre valores calculados de las magnitudes de seguridad, que deben quedar confinados en una “región de aceptación” de su recorrido. Para metodologías BEPU, el CRA no puede ser tan sencillo, porque las magnitudes de seguridad son ahora variables inciertas. En la tesis se desarrolla la manera de introducción de la incertidumbre en los CRA. Básicamente, se mantiene el confinamiento a la misma región de aceptación, establecida por el regulador. Pero no se exige el cumplimiento estricto sino un alto nivel de certidumbre. En el formalismo adoptado, se entiende por ello un “alto nivel de probabilidad”, y ésta corresponde a la incertidumbre de cálculo de las magnitudes de seguridad. Tal incertidumbre puede considerarse como originada en los inputs al modelo de cálculo, y propagada a través de dicho modelo. Los inputs inciertos incluyen las condiciones iniciales y de frontera al cálculo, y los parámetros empíricos de modelo, que se utilizan para incorporar la incertidumbre debida a la imperfección del modelo. Se exige, por tanto, el cumplimiento del CRA con una probabilidad no menor a un valor P0 cercano a 1 y definido por el regulador (nivel de probabilidad o cobertura). Sin embargo, la de cálculo de la magnitud no es la única incertidumbre existente. Aunque un modelo (sus ecuaciones básicas) se conozca a la perfección, la aplicación input-output que produce se conoce de manera imperfecta (salvo que el modelo sea muy simple). La incertidumbre debida la ignorancia sobre la acción del modelo se denomina epistémica; también se puede decir que es incertidumbre respecto a la propagación. La consecuencia es que la probabilidad de cumplimiento del CRA no se puede conocer a la perfección; es una magnitud incierta. Y así se justifica otro término usado aquí para esta incertidumbre epistémica: metaincertidumbre. Los CRA deben incorporar los dos tipos de incertidumbre: la de cálculo de la magnitud de seguridad (aquí llamada aleatoria) y la de cálculo de la probabilidad (llamada epistémica o metaincertidumbre). Ambas incertidumbres pueden introducirse de dos maneras: separadas o combinadas. En ambos casos, el CRA se convierte en un criterio probabilista. Si se separan incertidumbres, se utiliza una probabilidad de segundo orden; si se combinan, se utiliza una probabilidad única. Si se emplea la probabilidad de segundo orden, es necesario que el regulador imponga un segundo nivel de cumplimiento, referido a la incertidumbre epistémica. Se denomina nivel regulador de confianza, y debe ser un número cercano a 1. Al par formado por los dos niveles reguladores (de probabilidad y de confianza) se le llama nivel regulador de tolerancia. En la Tesis se razona que la mejor manera de construir el CRA BEPU es separando las incertidumbres, por dos motivos. Primero, los expertos defienden el tratamiento por separado de incertidumbre aleatoria y epistémica. Segundo, el CRA separado es (salvo en casos excepcionales) más conservador que el CRA combinado. El CRA BEPU no es otra cosa que una hipótesis sobre una distribución de probabilidad, y su comprobación se realiza de forma estadística. En la tesis, los métodos estadísticos para comprobar el CRA BEPU en 3 categorías, según estén basados en construcción de regiones de tolerancia, en estimaciones de cuantiles o en estimaciones de probabilidades (ya sea de cumplimiento, ya sea de excedencia de límites reguladores). Según denominación propuesta recientemente, las dos primeras categorías corresponden a los métodos Q, y la tercera, a los métodos P. El propósito de la clasificación no es hacer un inventario de los distintos métodos en cada categoría, que son muy numerosos y variados, sino de relacionar las distintas categorías y citar los métodos más utilizados y los mejor considerados desde el punto de vista regulador. Se hace mención especial del método más utilizado hasta el momento: el método no paramétrico de Wilks, junto con su extensión, hecha por Wald, al caso multidimensional. Se decribe su método P homólogo, el intervalo de Clopper-Pearson, típicamente ignorado en el ámbito BEPU. En este contexto, se menciona el problema del coste computacional del análisis de incertidumbre. Los métodos de Wilks, Wald y Clopper-Pearson requieren que la muestra aleatortia utilizada tenga un tamaño mínimo, tanto mayor cuanto mayor el nivel de tolerancia exigido. El tamaño de muestra es un indicador del coste computacional, porque cada elemento muestral es un valor de la magnitud de seguridad, que requiere un cálculo con modelos predictivos. Se hace especial énfasis en el coste computacional cuando la magnitud de seguridad es multidimensional; es decir, cuando el CRA es un criterio múltiple. Se demuestra que, cuando las distintas componentes de la magnitud se obtienen de un mismo cálculo, el carácter multidimensional no introduce ningún coste computacional adicional. Se prueba así la falsedad de una creencia habitual en el ámbito BEPU: que el problema multidimensional sólo es atacable desde la extensión de Wald, que tiene un coste de computación creciente con la dimensión del problema. En el caso (que se da a veces) en que cada componente de la magnitud se calcula independientemente de los demás, la influencia de la dimensión en el coste no se puede evitar. Las primeras metodologías BEPU hacían la propagación de incertidumbres a través de un modelo sustitutivo (metamodelo o emulador) del modelo predictivo o código. El objetivo del metamodelo no es su capacidad predictiva, muy inferior a la del modelo original, sino reemplazar a éste exclusivamente en la propagación de incertidumbres. Para ello, el metamodelo se debe construir con los parámetros de input que más contribuyan a la incertidumbre del resultado, y eso requiere un análisis de importancia o de sensibilidad previo. Por su simplicidad, el modelo sustitutivo apenas supone coste computacional, y puede estudiarse exhaustivamente, por ejemplo mediante muestras aleatorias. En consecuencia, la incertidumbre epistémica o metaincertidumbre desaparece, y el criterio BEPU para metamodelos se convierte en una probabilidad simple. En un resumen rápido, el regulador aceptará con más facilidad los métodos estadísticos que menos hipótesis necesiten; los exactos más que los aproximados; los no paramétricos más que los paramétricos, y los frecuentistas más que los bayesianos. El criterio BEPU se basa en una probabilidad de segundo orden. La probabilidad de que las magnitudes de seguridad estén en la región de aceptación no sólo puede asimilarse a una probabilidad de éxito o un grado de cumplimiento del CRA. También tiene una interpretación métrica: representa una distancia (dentro del recorrido de las magnitudes) desde la magnitud calculada hasta los límites reguladores de aceptación. Esta interpretación da pie a una definición que propone esta tesis: la de margen de seguridad probabilista. Dada una magnitud de seguridad escalar con un límite superior de aceptación, se define el margen de seguridad (MS) entre dos valores A y B de la misma como la probabilidad de que A sea menor que B, obtenida a partir de las incertidumbres de A y B. La definición probabilista de MS tiene varias ventajas: es adimensional, puede combinarse de acuerdo con las leyes de la probabilidad y es fácilmente generalizable a varias dimensiones. Además, no cumple la propiedad simétrica. El término margen de seguridad puede aplicarse a distintas situaciones: distancia de una magnitud calculada a un límite regulador (margen de licencia); distancia del valor real de la magnitud a su valor calculado (margen analítico); distancia desde un límite regulador hasta el valor umbral de daño a una barrera (margen de barrera). Esta idea de representar distancias (en el recorrido de magnitudes de seguridad) mediante probabilidades puede aplicarse al estudio del conservadurismo. El margen analítico puede interpretarse como el grado de conservadurismo (GC) de la metodología de cálculo. Utilizando la probabilidad, se puede cuantificar el conservadurismo de límites de tolerancia de una magnitud, y se pueden establecer indicadores de conservadurismo que sirvan para comparar diferentes métodos de construcción de límites y regiones de tolerancia. Un tópico que nunca se abordado de manera rigurosa es el de la validación de metodologías BEPU. Como cualquier otro instrumento de cálculo, una metodología, antes de poder aplicarse a análisis de licencia, tiene que validarse, mediante la comparación entre sus predicciones y valores reales de las magnitudes de seguridad. Tal comparación sólo puede hacerse en escenarios de accidente para los que existan valores medidos de las magnitudes de seguridad, y eso ocurre, básicamente en instalaciones experimentales. El objetivo último del establecimiento de los CRA consiste en verificar que se cumplen para los valores reales de las magnitudes de seguridad, y no sólo para sus valores calculados. En la tesis se demuestra que una condición suficiente para este objetivo último es la conjunción del cumplimiento de 2 criterios: el CRA BEPU de licencia y un criterio análogo, pero aplicado a validación. Y el criterio de validación debe demostrarse en escenarios experimentales y extrapolarse a plantas nucleares. El criterio de licencia exige un valor mínimo (P0) del margen probabilista de licencia; el criterio de validación exige un valor mínimo del margen analítico (el GC). Esos niveles mínimos son básicamente complementarios; cuanto mayor uno, menor el otro. La práctica reguladora actual impone un valor alto al margen de licencia, y eso supone que el GC exigido es pequeño. Adoptar valores menores para P0 supone menor exigencia sobre el cumplimiento del CRA, y, en cambio, más exigencia sobre el GC de la metodología. Y es importante destacar que cuanto mayor sea el valor mínimo del margen (de licencia o analítico) mayor es el coste computacional para demostrarlo. Así que los esfuerzos computacionales también son complementarios: si uno de los niveles es alto (lo que aumenta la exigencia en el cumplimiento del criterio) aumenta el coste computacional. Si se adopta un valor medio de P0, el GC exigido también es medio, con lo que la metodología no tiene que ser muy conservadora, y el coste computacional total (licencia más validación) puede optimizarse. ABSTRACT Deterministic Safety Analysis (DSA) is the procedure used in the design of safety-related systems, structures and components of nuclear power plants (NPPs). DSA is based on computational simulations of a set of hypothetical accidents of the plant, named Design Basis Scenarios (DBS). Nuclear regulatory authorities require the calculation of a set of safety magnitudes, and define the regulatory acceptance criteria (RAC) that must be fulfilled by them. Methodologies for performing DSA van be categorized as conservative or realistic. Conservative methodologies make use of pessimistic model and assumptions, and are relatively simple. They do not need an uncertainty analysis of their results. Realistic methodologies are based on realistic (usually mechanistic) predictive models and assumptions, and need to be supplemented with uncertainty analyses of their results. They are also termed BEPU (“Best Estimate Plus Uncertainty”) methodologies, and are typically based on a probabilistic representation of the uncertainty. For conservative methodologies, the RAC are simply the restriction of calculated values of safety magnitudes to “acceptance regions” defined on their range. For BEPU methodologies, the RAC cannot be so simple, because the safety magnitudes are now uncertain. In the present Thesis, the inclusion of uncertainty in RAC is studied. Basically, the restriction to the acceptance region must be fulfilled “with a high certainty level”. Specifically, a high probability of fulfillment is required. The calculation uncertainty of the magnitudes is considered as propagated from inputs through the predictive model. Uncertain inputs include model empirical parameters, which store the uncertainty due to the model imperfection. The fulfillment of the RAC is required with a probability not less than a value P0 close to 1 and defined by the regulator (probability or coverage level). Calculation uncertainty is not the only one involved. Even if a model (i.e. the basic equations) is perfectly known, the input-output mapping produced by the model is imperfectly known (unless the model is very simple). This ignorance is called epistemic uncertainty, and it is associated to the process of propagation). In fact, it is propagated to the probability of fulfilling the RAC. Another term used on the Thesis for this epistemic uncertainty is metauncertainty. The RAC must include the two types of uncertainty: one for the calculation of the magnitude (aleatory uncertainty); the other one, for the calculation of the probability (epistemic uncertainty). The two uncertainties can be taken into account in a separate fashion, or can be combined. In any case the RAC becomes a probabilistic criterion. If uncertainties are separated, a second-order probability is used; of both are combined, a single probability is used. On the first case, the regulator must define a level of fulfillment for the epistemic uncertainty, termed regulatory confidence level, as a value close to 1. The pair of regulatory levels (probability and confidence) is termed the regulatory tolerance level. The Thesis concludes that the adequate way of setting the BEPU RAC is by separating the uncertainties. There are two reasons to do so: experts recommend the separation of aleatory and epistemic uncertainty; and the separated RAC is in general more conservative than the joint RAC. The BEPU RAC is a hypothesis on a probability distribution, and must be statistically tested. The Thesis classifies the statistical methods to verify the RAC fulfillment in 3 categories: methods based on tolerance regions, in quantile estimators and on probability (of success or failure) estimators. The former two have been termed Q-methods, whereas those in the third category are termed P-methods. The purpose of our categorization is not to make an exhaustive survey of the very numerous existing methods. Rather, the goal is to relate the three categories and examine the most used methods from a regulatory standpoint. Special mention deserves the most used method, due to Wilks, and its extension to multidimensional variables (due to Wald). The counterpart P-method of Wilks’ is Clopper-Pearson interval, typically ignored in the BEPU realm. The problem of the computational cost of an uncertainty analysis is tackled. Wilks’, Wald’s and Clopper-Pearson methods require a minimum sample size, which is a growing function of the tolerance level. The sample size is an indicator of the computational cost, because each element of the sample must be calculated with the predictive models (codes). When the RAC is a multiple criteria, the safety magnitude becomes multidimensional. When all its components are output of the same calculation, the multidimensional character does not introduce additional computational cost. In this way, an extended idea in the BEPU realm, stating that the multi-D problem can only be tackled with the Wald extension, is proven to be false. When the components of the magnitude are independently calculated, the influence of the problem dimension on the cost cannot be avoided. The former BEPU methodologies performed the uncertainty propagation through a surrogate model of the code, also termed emulator or metamodel. The goal of a metamodel is not the predictive capability, clearly worse to the original code, but the capacity to propagate uncertainties with a lower computational cost. The emulator must contain the input parameters contributing the most to the output uncertainty, and this requires a previous importance analysis. The surrogate model is practically inexpensive to run, so that it can be exhaustively analyzed through Monte Carlo. Therefore, the epistemic uncertainty due to sampling will be reduced to almost zero, and the BEPU RAC for metamodels includes a simple probability. The regulatory authority will tend to accept the use of statistical methods which need a minimum of assumptions: exact, nonparametric and frequentist methods rather than approximate, parametric and bayesian methods, respectively. The BEPU RAC is based on a second-order probability. The probability of the safety magnitudes being inside the acceptance region is a success probability and can be interpreted as a fulfillment degree if the RAC. Furthermore, it has a metric interpretation, as a distance (in the range of magnitudes) from calculated values of the magnitudes to acceptance regulatory limits. A probabilistic definition of safety margin (SM) is proposed in the thesis. The same from a value A to other value B of a safety magnitude is defined as the probability that A is less severe than B, obtained from the uncertainties if A and B. The probabilistic definition of SM has several advantages: it is nondimensional, ranges in the interval (0,1) and can be easily generalized to multiple dimensions. Furthermore, probabilistic SM are combined according to the probability laws. And a basic property: probabilistic SM are not symmetric. There are several types of SM: distance from a calculated value to a regulatory limit (licensing margin); or from the real value to the calculated value of a magnitude (analytical margin); or from the regulatory limit to the damage threshold (barrier margin). These representations of distances (in the magnitudes’ range) as probabilities can be applied to the quantification of conservativeness. Analytical margins can be interpreted as the degree of conservativeness (DG) of the computational methodology. Conservativeness indicators are established in the Thesis, useful in the comparison of different methods of constructing tolerance limits and regions. There is a topic which has not been rigorously tackled to the date: the validation of BEPU methodologies. Before being applied in licensing, methodologies must be validated, on the basis of comparisons of their predictions ad real values of the safety magnitudes. Real data are obtained, basically, in experimental facilities. The ultimate goal of establishing RAC is to verify that real values (aside from calculated values) fulfill them. In the Thesis it is proved that a sufficient condition for this goal is the conjunction of 2 criteria: the BEPU RAC and an analogous criterion for validation. And this las criterion must be proved in experimental scenarios and extrapolated to NPPs. The licensing RAC requires a minimum value (P0) of the probabilistic licensing margin; the validation criterion requires a minimum value of the analytical margin (i.e., of the DG). These minimum values are basically complementary; the higher one of them, the lower the other one. The regulatory practice sets a high value on the licensing margin, so that the required DG is low. The possible adoption of lower values for P0 would imply weaker exigence on the RCA fulfillment and, on the other hand, higher exigence on the conservativeness of the methodology. It is important to highlight that a higher minimum value of the licensing or analytical margin requires a higher computational cost. Therefore, the computational efforts are also complementary. If medium levels are adopted, the required DG is also medium, and the methodology does not need to be very conservative. The total computational effort (licensing plus validation) could be optimized.