Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Loose Coupling Based Reference Scheme for Shop Floor-Control-System/Production-Equipment Integration.

Acoplamiento del sistema informático de control de piso de producción (SFS) con el conjunto de equipos de fabricación (SPE) es una tarea compleja. Tal acoplamiento involucra estándares abiertos y propietarios, tecnologías de información y comunicación, entre otras herramientas y técnicas. Debido a la turbulencia de mercados, ya sea soluciones personalizadas o soluciones basadas en estándares eventualmente requieren un esfuerzo considerable de adaptación. El concepto de acoplamiento débil ha sido identificado en la comunidad de diseño organizacional como soporte para la sobrevivencia de la organización. Su presencia reduce la resistencia de la organización a cambios en el ambiente. En este artículo los resultados obtenidos por la comunidad de diseño organizacional son identificados, traducidos y organizados para apoyar en la solución del problema de integración SFS-SPE. Un modelo clásico de acoplamiento débil, desarrollado por la comunidad de estudios de diseño organizacional, es resumido y trasladado al área de interés. Los aspectos claves son identificados para utilizarse como promotores del acoplamiento débil entre SFS-SPE, y presentados en forma de esquema de referencia. Así mismo, este esquema de referencia es presentado como base para el diseño e implementación de una solución genérica de acoplamiento o marco de trabajo (framework) de acoplamiento, a incluir como etapa de acoplamiento débil entre SFS y SPE. Un ejemplo de validación con varios conjuntos de equipos de fabricación, usando diferentes medios físicos de comunicación, comandos de controlador, lenguajes de programación de equipos y protocolos de comunicación es presentado, mostrando un nivel aceptable de autonomía del SFS. = Coupling shop floor software system (SFS) with the set of production equipment (SPE) becomes a complex task. It involves open and proprietary standards, information and communication technologies among other tools and techniques. Due to market turbulence, either custom solutions or standards based solutions eventually require a considerable effort of adaptation. Loose coupling concept has been identified in the organizational design community as a compensator for organization survival. Its presence reduces organization reaction to environment changes. In this paper the results obtained by the organizational de sign community are identified, translated and organized to support the SFS-SPE integration problem solution. A classical loose coupling model developed by organizational studies community is abstracted and translated to the area of interest. Key aspects are identified to be used as promoters of SFS-SPE loose coupling and presented in a form of a reference scheme. Furthermore, this reference scheme is proposed here as a basis for the design and implementation of a generic coupling solution or coupling framework, that is included as a loose coupling stage between SFS and SPE. A validation example with various sets of manufacturing equipment, using different physical communication media, controller commands, programming languages and wire protocols is presented, showing an acceptable level of autonomy gained by the SFS.

Coupling light into graphene plasmons with the help of surface acoustic waves

We propose a scheme for coupling laser light into graphene plasmons with the help of electrically generated surface acoustic waves. The surface acoustic wave forms a diffraction grating which allows us to excite the long lived phononlike branch of the hybridized graphene plasmon-phonon dispersion with infrared laser light. Our approach avoids patterning the graphene sheet, does not rely on complicated optical near-field techniques, and allows us to electrically switch the coupling between far-field radiation and propagating graphene plasmons.

ISA S88 / Loose Coupling Based Solution for Production Control Software Reusability

A solution for the problem of reusability of software system for batch production systems is proposed. It is based on ISA S88 standard that prescribes the abstraction of elements in the manufacturing system that is equipment, processes and procedures abstraction, required to make a product batch. An easy to apply data scheme, compatible with the standard, is developed for management of production information. In addition to flexibility provided by the S88 standard, software system reusability requires a solution supporting manufacturing equipment reconfigurability. Toward this end a coupling mechanism is developed. A software tool, including these solutions, was developed and validated at laboratory level, using product manufacturing information of an actual plant.

Multiple solutions and numerical analysis to the dynamic and stationary models coupling a delayed energy balance model involving latent heat and discontinuous albedo with a deep ocean

We study a climatologically important interaction of two of the main components of the geophysical system by adding an energy balance model for the averaged atmospheric temperature as dynamic boundary condition to a diagnostic ocean model having an additional spatial dimension. In this work, we give deeper insight than previous papers in the literature, mainly with respect to the 1990 pioneering model by Watts and Morantine. We are taking into consideration the latent heat for the two phase ocean as well as a possible delayed term. Non-uniqueness for the initial boundary value problem, uniqueness under a non-degeneracy condition and the existence of multiple stationary solutions are proved here. These multiplicity results suggest that an S-shaped bifurcation diagram should be expected to occur in this class of models generalizing previous energy balance models. The numerical method applied to the model is based on a finite volume scheme with nonlinear weighted essentially non-oscillatory reconstruction and Runge–Kutta total variation diminishing for time integration.