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.

Stark Broadening of Sn III Spectral Lines of Astrophysical Interest: Predictions and Regularities

The determination of the Stark broadening parameters of Sn ions is useful for astrophysicists interested in the determination of the density of electrons in stellar atmospheres. In this paper, we report on the calculated values of the Stark broadening parameters for 171 lines of Sn iii arising from 4d105sns (n= 6–9), 4d105snp (n= 5, 6), 4d105p2, 4d105snd (n= 5–7), 4d105s4f and 4d105s5g. Stark linewidths and line shifts are presented for an electron density of 1023 m−3 and temperatures T= 11 000–75 000 K. These have been calculated using a semi-empirical approach, with a set of wavefunctions obtained from Hartree–Fock relativistic calculations, including core polarization effects. The results obtained have been compared with available experimental data. These can be used to consider the influence of Stark broadening effects in A-type stellar atmospheres

Theoretical Stark broadening parameters of Pb V spectral lines

In this paper, we report calculated values of the Stark widths and shifts for 72 spectral lines of Pb v. They were calculated using the Griem semi-empirical approach. A set of wavefunctions obtained from Hartree–Fock relativistic calculations including core polarization effects was used. Stark widths and shifts corresponding to lines arising from 5d9ns (n = 7, 8), 5d9 6p, 5d9 6d and 5d9 5f configurations of Pb v. Stark widths and shifts are presented for an electron density of 1017 cm−3 and temperatures T = 1.6–5.0 (104 K). The 2142.5, 2167.9 and 2278.6 Å lines of Pb v recently measured are included in our calculations. In this case, we have included for comparison calculations without core polarization effects. There is good agreement between our calculations and the above-cited experimental values.

Ab initio calculations of Ca III Stark broadening parameters,transition probabilities and radiative lifetimes

We have determined matrix elements for all experimental configurations of Ca III, including the 3s3p63d configuration. These values have been obtained using intermediate coupling (IC). For these IC calculations, we have used the standard method of least-squares fitting from the experimental energy levels, using the computer code developed by Robert Cowan. In this paper, using these matrix elements, we report the calculated values of the Ca III Stark widths and shifts for 148 spectral lines, of 56 Ca III spectral line transition probabilities and of eight radiative lifetimes of Ca III levels. The Stark widths and shifts, calculated using the Griem semi-empirical approach, correspond to the spectral lines of Ca III and are presented for an electron density of 1017 cm?3 and temperatures T = 1.0?10.0 (×104 K). The theoretical trends of the Stark broadening parameter versus the temperature are presented for transitions that are of astrophysical interest. There is good agreement between our calculations, for transition probabilities and radiative lifetimes, and the experimental values presented in the literature. We have not been able to find any values for the Stark parameters in the references.

Theoretical Stark broadening parameters for spectral lines arising from the 2p5ns, 2p5np and 2p5nd electronic configurations of MgIII

In the present work we report theoretical Stark widths and shifts calculated using the Griem semi-empirical approach, corresponding to 237 spectral lines of MgIII. Data are presented for an electron density of 1017 cm?3 and temperatures T = 0.5?10.0 (104 K). The matrix elements used in these calculations have been determined from 23 configurations of MgIII: 2s22p6, 2s22p53p, 2s22p54p, 2s22p54f and 2s22p55f for even parity and 2s22p5ns (n = 3?6), 2s22p5nd (n = 3?9), 2s22p55g and 2s2p6np (n = 3?8) for odd parity. For the intermediate coupling (IC) calculations, we use the standard method of least-squares fitting from experimental energy levels by means of the Cowan computer code. Also, in order to test the matrix elements used in our calculations, we present calculated values of 70 transition probabilities of MgIII spectral lines and 14 calculated values of radiative lifetimes of MgIII levels. There is good agreement between our calculations and experimental radiative lifetimes. Spectral lines of MgIII are relevant in astrophysics and also play an important role in the spectral analysis of laboratory plasma. Theoretical trends of the Stark broadening parameter versus the temperature for relevant lines are presented. No values of Stark parameters can be found in the bibliography.

Aplicación práctica transceptor BGT24MTR11 : radar Doppler

En los últimos tiempos, los radares han dejado de ser instrumentos utilizados únicamente en aviación, defensa y detección de velocidad. El avance de la tecnología de radiofrecuencia ha permitido la reducción de coste, tamaño y consumo de los componentes radar. Esto ha permitido que cada sea más frecuente el uso del radar en elementos de nuestra vida cotidiana tales como la automoción, la seguridad, la medida de líquidos… Este proyecto se basa en uno de estos nuevos componentes de bajo coste y pequeño tamaño, el transceptor BGT24MTR11. El BGTR24MTR11 integra transmisor, VCO y receptor, los elementos principales para la creación de un radar Doppler en la banda de frecuencia ISM 24-24,25 GHz. A partir de la placa de evaluación de ese transceptor, se aborda el diseño de un prototipo/demostrador de radar Doppler CW en la banda de 24 GHz. Para la generación de frecuencia se utiliza la placa de evaluación del PLL HMC702 y se ha diseñado un PCB a medida cuyas funciones son las de alimentación, programación y amplificación de las señales recibidas por el prototipo. Por último, se comprueba el correcto funcionamiento del prototipo y se verifica su funcionamiento mediante la simulación de dos escenarios de prueba. ABSTRACT. In the recent times, radar systems have changed of being tools used only in aviation, defence and speed detection. Radiofrequency technology improvements have allowed a cost, size and power consumption of the radar components. This is the reason because each time is more frequent the use of radar in elements of our daily life such as automotive, security, liquid measurements… This Project is base don one of this low power and size components, the MMIC transceptor BGT24MTR11. This transceptor integrates the main components needed to make a Doppler radar in the ISM Band (24-24 GHz), the transmitter, the receiver with the low noise amplifier and the VCO. Using the evaluation board of this transceptor, this Project approach the design of a CW Doppler radar prototype/demonstrator in the frequency band of 24 GHz. The frequency generation is based on the use of the HMC702 PLL evaluation board. Moreover, it has been designed a custom PCB whose funcionts are the power supply, programation and amplification of the signals received by the prototype. At the end, the correct operation of the prototype is verified and it is tested simulating two different test scenarios.