Desmantelamiento del experimento EB

Este proyecto consiste en la fase de desmantelamiento de un experimento que se ha ido desarrollando por la empresa AITEMIN en colaboración con multitud de empresas internacionales del ámbito de la eliminación de residuos radioactivos de alta actividad y se desarrolla en el laboratorio subterráneo de Mont Terri en Suiza. En el proyecto se describirán todas las partes del experimento y se procederá a establecer el procedimiento a utilizar para su desmantelamiento, explicando exhaustivamente los pasos a realizar por las personas responsables de la desmantelamiento. ABSTRACT This project involves the dismantling phase of an experiment that has been developed by the company AITEMIN in collaboration with many international companies in the field of radioactive waste disposal and develops high activity in the Mont Terri underground laboratory in Switzerland. The project will describe all parts of the experiment and proceed to establish the procedure to be used for dismantling, thoroughly explaining the steps to be performed by the persons responsible for the dismantling

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.

Efficient adaptive methods based on adjoint equations and truncation error estimation for unstructured grids

El propósito de esta tesis es la implementación de métodos eficientes de adaptación de mallas basados en ecuaciones adjuntas en el marco de discretizaciones de volúmenes finitos para mallas no estructuradas. La metodología basada en ecuaciones adjuntas optimiza la malla refinándola adecuadamente con el objetivo de mejorar la precisión de cálculo de un funcional de salida dado. El funcional suele ser una magnitud escalar de interés ingenieril obtenida por post-proceso de la solución, como por ejemplo, la resistencia o la sustentación aerodinámica. Usualmente, el método de adaptación adjunta está basado en una estimación a posteriori del error del funcional de salida mediante un promediado del residuo numérico con las variables adjuntas, “Dual Weighted Residual method” (DWR). Estas variables se obtienen de la solución del problema adjunto para el funcional seleccionado. El procedimiento habitual para introducir este método en códigos basados en discretizaciones de volúmenes finitos involucra la utilización de una malla auxiliar embebida obtenida por refinamiento uniforme de la malla inicial. El uso de esta malla implica un aumento significativo de los recursos computacionales (por ejemplo, en casos 3D el aumento de memoria requerida respecto a la que necesita el problema fluido inicial puede llegar a ser de un orden de magnitud). En esta tesis se propone un método alternativo basado en reformular la estimación del error del funcional en una malla auxiliar más basta y utilizar una técnica de estimación del error de truncación, denominada _ -estimation, para estimar los residuos que intervienen en el método DWR. Utilizando esta estimación del error se diseña un algoritmo de adaptación de mallas que conserva los ingredientes básicos de la adaptación adjunta estándar pero con un coste computacional asociado sensiblemente menor. La metodología de adaptación adjunta estándar y la propuesta en la tesis han sido introducidas en un código de volúmenes finitos utilizado habitualmente en la industria aeronáutica Europea. Se ha investigado la influencia de distintos parámetros numéricos que intervienen en el algoritmo. Finalmente, el método propuesto se compara con otras metodologías de adaptación de mallas y su eficiencia computacional se demuestra en una serie de casos representativos de interés aeronáutico. ABSTRACT The purpose of this thesis is the implementation of efficient grid adaptation methods based on the adjoint equations within the framework of finite volume methods (FVM) for unstructured grid solvers. The adjoint-based methodology aims at adapting grids to improve the accuracy of a functional output of interest, as for example, the aerodynamic drag or lift. The adjoint methodology is based on the a posteriori functional error estimation using the adjoint/dual-weighted residual method (DWR). In this method the error in a functional output can be directly related to local residual errors of the primal solution through the adjoint variables. These variables are obtained by solving the corresponding adjoint problem for the chosen functional. The common approach to introduce the DWR method within the FVM framework involves the use of an auxiliary embedded grid. The storage of this mesh demands high computational resources, i.e. over one order of magnitude increase in memory relative to the initial problem for 3D cases. In this thesis, an alternative methodology for adapting the grid is proposed. Specifically, the DWR approach for error estimation is re-formulated on a coarser mesh level using the _ -estimation method to approximate the truncation error. Then, an output-based adaptive algorithm is designed in such way that the basic ingredients of the standard adjoint method are retained but the computational cost is significantly reduced. The standard and the new proposed adjoint-based adaptive methodologies have been incorporated into a flow solver commonly used in the EU aeronautical industry. The influence of different numerical settings has been investigated. The proposed method has been compared against different grid adaptation approaches and the computational efficiency of the new method has been demonstrated on some representative aeronautical test cases.