Aplicación de un tratamiento biológico a las aguas residuales provenientes de una destilería de alcohol de caña, utilizando un reactor UASB

En este trabajo se llevó a cabo el tratamiento de vinazas mediante dos tecnologías anaerobias. Se dividió en cuatro estudios técnicos. El primero fue el arranque y estabilización del reactor UASB (Upflow Anaerobic Sludge Blanket), en dónde se evaluó la estabilización mediante la eficiencia de remoción de DQO y la granulación del lodo. El segundo estudio evaluó el rendimiento del reactor UASB frente a diferentes Cva. El tercer estudio evaluó el efecto del TRH sobre la eficiencia del reactor UASB, y el cuarto de ellos fue evaluar el rendimiento del RABF (Reactor Anaerobio de Biomasa Fija). El reactor UASB de 2,6 L de capacidad, fue arrancado por lotes, con seis ensayos utilizando vinaza como sustrato. Se obtuvieron eficiencias de remoción en DQO en un rango de 79-91%, en los seis lotes. Se obtuvo formación de gránulos con diámetro (Ø) de 0,85-1,15 mm y un coeficiente de esfericidad (Є) de 0,7-0,77. Se logró la granulación de lodos tras 2 meses de operación. Alcanzada la estabilización del reactor UASB, se siguió una operación en flujo continuo. Las Cva probadas de 1, 2, 4 y 6 gDQO/L.d para el reactor UASB dan una respuesta bastante favorable con respecto al rendimiento del reactor, ya que presento eficiencias de remoción de DQOs del 51 hasta el 76%, eficiencias similares a los reportados por la literatura. En el estudio de TRH se operó con Cva de 6 gDQO/L.d y los TRH fueron de 24, 12 ,5 ,3 y 1 día. El % de eliminación de DQO fue de 51, 60, 57, 60 y 63 % remoción en DQOsoluble, respectivamente. Se alcanzó una producción de biogás máximo de 5.283 ml/d, pero al reducir el TRH se observó una reducción proporcional del volumen total de biogás. El %CH4 contenido en el biogás aumento al disminuir el TRH, reflejando valores de 80 al 92 % de CH4. El RABF con un volumen de 8,2 L, utilizo tubos de plástico corrugado como medio de soporte para las bacterias. Se aplicaron las siguientes Cva; 0,5, 1, 3 y 6 gDQO/L.d. El reactor RABF presento una excelente remoción de la materia orgánica (80% DQOs), una producción de biogás estable, y un contenido en CH4 del biogás muy interesante. Sin embargo, para una Cva superior a 3 gDQO/L.d empezó un comportamiento inesperado de reducción de capacidad. Las condiciones hidrodinámicas del reactor UASB son decisivas para la formación de los gránulos, condición previa para iniciar el flujo continuo. Al operar el reactor UASB en modo continuo, se pudo evaluar las mejores condiciones de operación para este tipo de residuo (vinaza). La Cva de 6 gDQO/L.d para el reactor UASB alimentado con vinaza bruta representa el límite de su capacidad. Sin embargo, al aumentar la Cva se genera una mayor producción de biogás y metano. La eficiencia de remoción de la DQO soluble es independiente del TRH, para una Cva de 6 g DQO/L•d y las condiciones de TRH probadas (24, 12, 5, 3 y 1 días). Los valores de remoción de DQO alcanzados son un poco superior a los valores de biodegradabilidad anaerobia de la vinaza observados de 50 %. De manera general, la reducción del TRH o bien la dilución de la vinaza no presenta un efecto significativo sobre la remoción de la materia orgánica soluble, pero si lo presenta en la remoción de sulfatos reduciendo indirectamente su toxicidad. El soporte termoplástico inoculado en el RABF y alimentado con vinaza bruta, actuó como un filtro, además de obtener buenos resultados en eliminación de DQO, pero dada las dimensiones y la altura del relleno se frena la evacuación del metano. This work was carried out by treatment vinasses with two anaerobic technologies. It was divided into four technical studies. The first was the start up and stabilization Upflow Anaerobic Sludge Blanket (UASB) reactor, where the stability was evaluated by the removal efficiency of COD and sludge granulation. The second study evaluated the performance of the UASB reactor against different OLR. The third study evaluated the effect of HRT on the efficiency of the UASB reactor, and the fourth of which was evaluate the performance Fixed Biomass Anaerobic (FBA) reactor. The UASB reactor of 2,6 L capacity, was started in batch, with six assays using vinasse as substrate. Were obtained removal efficiencies of COD in the range of 79- 91% in the six batches. Forming granules were obtained with a diameter (Ø) of 0,85- 1,15 mm and sphericity coefficient (Є) of 0,7 to 0,77. Sludge granulation was achieved after 2 months of operation. Once stabilization is achieved of the UASB reactor, it was followed by a continuous flow operation. The OLR tested 1, 2, 4 and 6 gCOD/L.d for UASB reactor gives a very favorable response regarding the performance of the reactor, as presented COD5 removal efficiencies of 51 to 76%, similar efficiencies those reported in the literature The HRT study was operated with an OLR of 6 gCOD/L.d and HRT were 24, 12, 5, 3 and 1 day. The removal efficiency was 51, 60, 57, 60 and 63% in soluble COD, respectively. It reached a maximum biogas production of 5.283 ml / d, but by reducing the HRT showed a proportional reduction in the total volume of biogas. The %CH4 content in the biogas increased with decreasing TRH, reflecting values of 80 to 92% of CH4. The FBA reactor with a volume of 8,2 L, used corrugated plastic tubes as carrier for bacteria transportation. The following OLR was applied, 0,5, 1, 3 and 6 gCOD/L.d. The FBA reactor showed an excellent removal of organic matter (80% CODS), a stable biogas production, and CH4 content very interesting. However, for more than 3 gCOD/L.d OLR began with unexpected behavior of capacity reduction. The UASB reactor hydrodynamic conditions are decisive for the formation of the granules, precondition to start the continuous flow. By operating the UASB reactor in continuous mode, it was possible to evaluate the best operating conditions for this type of waste (vinasse). The OLR of 6 gCOD/L.d for the UASB reactor fed with raw vinasse represents the limit of its capacity. However, with increasing OLR creates increased biogas production and methane. The removal efficiency of soluble COD is independent of HRT for OLR of 6 gCOD/L.d and HRT conditions tested (24, 12, 5, 3 and 1 day). COD Removal values achieved are slightly higher than the values of the vinasse anaerobic biodegradability of observed at 50%. Generally, reduction of HRT or vinasse dilution does not present a significant effect on the removal of the soluble organic matter; however if it occurs in the removal of sulfate reducing indirectly its toxicity. The thermoplastic support inoculated in FBA reactor and fed with raw vinasse, acted as a filter, in addition to obtaining good results in COD removal, but given the size and height of the filling slows evacuation of methane.

Plasma–wall interaction in laser inertial fusion reactors: novel proposals for radiation tests of first wall materials

Dry-wall laser inertial fusion (LIF) chambers will have to withstand strong bursts of fast charged particles which will deposit tens of kJ m−2 and implant more than 1018 particles m−2 in a few microseconds at a repetition rate of some Hz. Large chamber dimensions and resistant plasma-facing materials must be combined to guarantee the chamber performance as long as possible under the expected threats: heating, fatigue, cracking, formation of defects, retention of light species, swelling and erosion. Current and novel radiation resistant materials for the first wall need to be validated under realistic conditions. However, at present there is a lack of facilities which can reproduce such ion environments. This contribution proposes the use of ultra-intense lasers and high-intense pulsed ion beams (HIPIB) to recreate the plasma conditions in LIF reactors. By target normal sheath acceleration, ultra-intense lasers can generate very short and energetic ion pulses with a spectral distribution similar to that of the inertial fusion ion bursts, suitable to validate fusion materials and to investigate the barely known propagation of those bursts through background plasmas/gases present in the reactor chamber. HIPIB technologies, initially developed for inertial fusion driver systems, provide huge intensity pulses which meet the irradiation conditions expected in the first wall of LIF chambers and thus can be used for the validation of materials too.

Plasma–wall interaction in laser inertial fusion reactors: novel proposals for radiation tests of first wall materials

Dry-wall laser inertial fusion (LIF) chambers will have to withstand strong bursts of fast charged particles which will deposit tens of kJ m−2 and implant more than 1018 particles m−2 in a few microseconds at a repetition rate of some Hz. Large chamber dimensions and resistant plasma-facing materials must be combined to guarantee the chamber performance as long as possible under the expected threats: heating, fatigue, cracking, formation of defects, retention of light species, swelling and erosion. Current and novel radiation resistant materials for the first wall need to be validated under realistic conditions. However, at present there is a lack of facilities which can reproduce such ion environments. This contribution proposes the use of ultra-intense lasers and high-intense pulsed ion beams (HIPIB) to recreate the plasma conditions in LIF reactors. By target normal sheath acceleration, ultra-intense lasers can generate very short and energetic ion pulses with a spectral distribution similar to that of the inertial fusion ion bursts, suitable to validate fusion materials and to investigate the barely known propagation of those bursts through background plasmas/gases present in the reactor chamber. HIPIB technologies, initially developed for inertial fusion driver systems, provide huge intensity pulses which meet the irradiation conditions expected in the first wall of LIF chambers and thus can be used for the validation of materials too.

Estudio de la digestión anaerobia en dos fases para el tratamiento de las aguas residuales de despulpe del beneficiado húmedo del café

Debido al aumento de los estándares de calidad exigidos internacionalmente, así como por una mayor presión sobre la industria mediante legislaciones ambientales más rigurosas, el sector cafetalero está obligado a buscar, a través de la investigación, un sistema adecuado de tratamiento para las aguas residuales generadas en el beneficiado húmedo del café. En este trabajo se evaluó el funcionamiento de la digestión anaerobia para el tratamiento de las aguas residuales de despulpe. Para ello, se utilizaron dos sistemas anaerobios, uno en una etapa (UASB), y otro con separación de fases (2PUASB). Se investigó el efecto en la digestión anaerobia de tres cargas orgánicas volumétricas (OLR) y de las dos configuraciones de reactor usadas. Los valores de OLR de operación en el sistema UASB variaron en un intervalo de 3.6-4.1 kgCOD m-3 d-1, con una tasa de recirculación del efluente de 1.0. El sistema 2PUASB fue alimentado con OLR similares a las que se emplearon en el sistema en una etapa. El reactor de acidificación fue cargado a 11.0 kgCOD m-3 d-1, mientras que en el reactor metanogénico varió en el intervalo de 2.6-4.67 kgCOD m-3 d-1. El uso de reactores UASB en una etapa y en dos fases, bajo las mismas condiciones de operación ya descritas, propiciaron el logro de una eficiencia de degradación de COD total superior al 75% y al 85% para la COD soluble, respectivamente. Sin embargo, el sistema en dos fases mostró mejores resultados en el tratamiento de este tipo de agua residual, no solo en cuanto a eficiencia de eliminación de la carga orgánica contaminante así como una menor concentración de ácidos grasos volátiles (VFA) en el efluente. Obtenidas las mejores condiciones de trabajo, fue evaluada la separación de fases bajo el efecto de la recirculación. Los grupos de fermentaciones producidos fueron similares a los obtenidos en el experimento sin recirculación, indicando que está última no afectó la composición relativa de los VFA del reactor anaerobio, por lo que no cambió el patrón de degradación del residuo. Una tasa de recirculación de 1.0 del efluente del reactor metanogénico al reactor acidogénico mejoró significativamente el proceso, ya que se incrementó la conversión de los VFA (31%), la eliminación de la fracción total y soluble del residuo tratado (6.5%) y la reducción del consumo de alcalinizante (39%); manteniendo similares producciones de metano. El uso de la digestión anaerobia en dos fases demostró una mejora en la estabilidad del proceso y un incremento de la eficiencia de operación y de la producción de metano, respectivamente.Tesis Doctoral Yans Guardia Puebla Abstract ix ABSTRACT Due to the increase of quality standards internationally demanded, as well as for a greater pressure on the industry by means of more rigorous environmental legislations, the coffee sector is forced to search, through the research, an appropriated treatment system for coffee wet wastewaters generated. In this work the performance of the anaerobic digestion for the coffee wet wastewater treatment was evaluated. For it, two anaerobic systems, one in single-stage (UASB), and another with two-phase (2PUASB) were used. The effect in the anaerobic digestion of three organic loading rates (OLR) and of two reactor configurations used was investigated. OLR operation values in UASB system varied in an interval of 3.6-4.1 kgCOD m-3 d-1, with a recycle rate of the effluent of 1.0. 2PUASB system was fed with OLR similar to those that were used in the reactor in a stage. The acidification reactor was loaded to 11.0 kgCOD m-3 d-1, whereas in the methanogenic reactor varied in the interval of 2.6-4.67 kgCOD m-3 d-1. The use of single-stage and two-phase UASB reactors, under the same operation conditions already before described, a total COD removal efficiency of 75% and 85% for the soluble COD removal efficiency, respectively, was achieved. However, two-phase system showed better results in the treatment of this wastewater type, not only as for removal efficiency of loading organic polluting as well as a smaller volatile fatty acid (VFA) concentration in the effluent. Obtained the best work conditions, the two-phase system under the effect of the recycle was evaluated. Fermentations groups produced were similar to those obtained in the experiment without recycle, indicating that it last one do not affect the relative composition of VFA of the anaerobic reactor, for that reason the degradation pattern of the residue does not change. A recycle rate of 1.0 of the effluent of the methanogenic reactor to the acidogenic reactor improved the process significantly, since it was increased the VFA conversion (31%), the removal of total and soluble fraction of the residue treated (6.5%) and the decrease of the alkalinity consumption (39%); maintaining similar methane productions. The use of the two-phase anaerobic digestion demonstrated to an improvement in the stability of the process and an increase of the operation efficiency and methane production, respectively.

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.

Sistemas de salvaguardia en reactores EPR

En este documento se describe brevemente el funcionamiento de los diversos sistemas de una planta nuclear operada con un reactor de tipo PWR. Más concretamente, el proyecto se centra en una descripción exhaustiva de los sistemas de salvaguardia y seguridad que regulan el funcionamiento de un reactor de tipo EPR, así como la central nuclear que contiene a dicho reactor. El proceso ha consistido en clasificar y resumir los distintos sistemas que operan en dicha planta, estudiando sus características y parámetros de funcionamiento. También se han estudiado los accidentes más comunes que pueden tener lugar en este tipo de centrales nucleares. Tras el análisis y estudio realizado acerca del reactor EPR, se puede concluir que las centrales nucleares que operan con este tipo de reactor experimentan una serie de mejoras en cuanto a la prevención de accidentes, así como una serie de mejoras de diseño en una gran variedad de sistemas y elementos del reactor, como pueden ser la vasija, los SG, etc. ABSTRACT This document gives a brief description of the operation of several systems of a nuclear power plant operating with a PWR reactor. More specifically, the project focuses on a thorough description of the safety and security systems that govern the operation of an EPR reactor and its plant. The process consisted on classify and summarize the different operating systems of this nuclear plant, studying its characteristics and operating parameters. We have also studied the most common accidents that can occur in this type of nuclear power plants. After the analysis and study on the EPR reactor, it can be concluded that nuclear power plants operating with this type of reactor undergo a series of improvements in the prevention of accidents, as well as a number of design improvements in several reactor systems and components, such as the vessel, the SG, etc.

A model for turbulent combustion simulation of large scale hydrogen explosions

El agotamiento, la ausencia o, simplemente, la incertidumbre sobre la cantidad de las reservas de combustibles fósiles se añaden a la variabilidad de los precios y a la creciente inestabilidad en la cadena de aprovisionamiento para crear fuertes incentivos para el desarrollo de fuentes y vectores energéticos alternativos. El atractivo de hidrógeno como vector energético es muy alto en un contexto que abarca, además, fuertes inquietudes por parte de la población sobre la contaminación y las emisiones de gases de efecto invernadero. Debido a su excelente impacto ambiental, la aceptación pública del nuevo vector energético dependería, a priori, del control de los riesgos asociados su manipulación y almacenamiento. Entre estos, la existencia de un innegable riesgo de explosión aparece como el principal inconveniente de este combustible alternativo. Esta tesis investiga la modelización numérica de explosiones en grandes volúmenes, centrándose en la simulación de la combustión turbulenta en grandes dominios de cálculo en los que la resolución que es alcanzable está fuertemente limitada. En la introducción, se aborda una descripción general de los procesos de explosión. Se concluye que las restricciones en la resolución de los cálculos hacen necesario el modelado de los procesos de turbulencia y de combustión. Posteriormente, se realiza una revisión crítica de las metodologías disponibles tanto para turbulencia como para combustión, que se lleva a cabo señalando las fortalezas, deficiencias e idoneidad de cada una de las metodologías. Como conclusión de esta investigación, se obtiene que la única estrategia viable para el modelado de la combustión, teniendo en cuenta las limitaciones existentes, es la utilización de una expresión que describa la velocidad de combustión turbulenta en función de distintos parámetros. Este tipo de modelos se denominan Modelos de velocidad de llama turbulenta y permiten cerrar una ecuación de balance para la variable de progreso de combustión. Como conclusión también se ha obtenido, que la solución más adecuada para la simulación de la turbulencia es la utilización de diferentes metodologías para la simulación de la turbulencia, LES o RANS, en función de la geometría y de las restricciones en la resolución de cada problema particular. Sobre la base de estos hallazgos, el crea de un modelo de combustión en el marco de los modelos de velocidad de la llama turbulenta. La metodología propuesta es capaz de superar las deficiencias existentes en los modelos disponibles para aquellos problemas en los que se precisa realizar cálculos con una resolución moderada o baja. Particularmente, el modelo utiliza un algoritmo heurístico para impedir el crecimiento del espesor de la llama, una deficiencia que lastraba el célebre modelo de Zimont. Bajo este enfoque, el énfasis del análisis se centra en la determinación de la velocidad de combustión, tanto laminar como turbulenta. La velocidad de combustión laminar se determina a través de una nueva formulación capaz de tener en cuenta la influencia simultánea en la velocidad de combustión laminar de la relación de equivalencia, la temperatura, la presión y la dilución con vapor de agua. La formulación obtenida es válida para un dominio de temperaturas, presiones y dilución con vapor de agua más extenso de cualquiera de las formulaciones previamente disponibles. Por otra parte, el cálculo de la velocidad de combustión turbulenta puede ser abordado mediante el uso de correlaciones que permiten el la determinación de esta magnitud en función de distintos parámetros. Con el objetivo de seleccionar la formulación más adecuada, se ha realizado una comparación entre los resultados obtenidos con diversas expresiones y los resultados obtenidos en los experimentos. Se concluye que la ecuación debida a Schmidt es la más adecuada teniendo en cuenta las condiciones del estudio. A continuación, se analiza la importancia de las inestabilidades de la llama en la propagación de los frentes de combustión. Su relevancia resulta significativa para mezclas pobres en combustible en las que la intensidad de la turbulencia permanece moderada. Estas condiciones son importantes dado que son habituales en los accidentes que ocurren en las centrales nucleares. Por ello, se lleva a cabo la creación de un modelo que permita estimar el efecto de las inestabilidades, y en concreto de la inestabilidad acústica-paramétrica, en la velocidad de propagación de llama. El modelado incluye la derivación matemática de la formulación heurística de Bauwebs et al. para el cálculo de la incremento de la velocidad de combustión debido a las inestabilidades de la llama, así como el análisis de la estabilidad de las llamas con respecto a una perturbación cíclica. Por último, los resultados se combinan para concluir el modelado de la inestabilidad acústica-paramétrica. Tras finalizar esta fase, la investigación se centro en la aplicación del modelo desarrollado en varios problemas de importancia para la seguridad industrial y el posterior análisis de los resultados y la comparación de los mismos con los datos experimentales correspondientes. Concretamente, se abordo la simulación de explosiones en túneles y en contenedores, con y sin gradiente de concentración y ventilación. Como resultados generales, se logra validar el modelo confirmando su idoneidad para estos problemas. Como última tarea, se ha realizado un analisis en profundidad de la catástrofe de Fukushima-Daiichi. El objetivo del análisis es determinar la cantidad de hidrógeno que explotó en el reactor número uno, en contraste con los otros estudios sobre el tema que se han centrado en la determinación de la cantidad de hidrógeno generado durante el accidente. Como resultado de la investigación, se determinó que la cantidad más probable de hidrogeno que fue consumida durante la explosión fue de 130 kg. Es un hecho notable el que la combustión de una relativamente pequeña cantidad de hidrogeno pueda causar un daño tan significativo. Esta es una muestra de la importancia de este tipo de investigaciones. Las ramas de la industria para las que el modelo desarrollado será de interés abarca la totalidad de la futura economía de hidrógeno (pilas de combustible, vehículos, almacenamiento energético, etc) con un impacto especial en los sectores del transporte y la energía nuclear, tanto para las tecnologías de fisión y fusión. ABSTRACT The exhaustion, absolute absence or simply the uncertainty on the amount of the reserves of fossil fuels sources added to the variability of their prices and the increasing instability and difficulties on the supply chain are strong incentives for the development of alternative energy sources and carriers. The attractiveness of hydrogen in a context that additionally comprehends concerns on pollution and emissions is very high. Due to its excellent environmental impact, the public acceptance of the new energetic vector will depend on the risk associated to its handling and storage. Fromthese, the danger of a severe explosion appears as the major drawback of this alternative fuel. This thesis investigates the numerical modeling of large scale explosions, focusing on the simulation of turbulent combustion in large domains where the resolution achievable is forcefully limited. In the introduction, a general description of explosion process is undertaken. It is concluded that the restrictions of resolution makes necessary the modeling of the turbulence and combustion processes. Subsequently, a critical review of the available methodologies for both turbulence and combustion is carried out pointing out their strengths and deficiencies. As a conclusion of this investigation, it appears clear that the only viable methodology for combustion modeling is the utilization of an expression for the turbulent burning velocity to close a balance equation for the combustion progress variable, a model of the Turbulent flame velocity kind. Also, that depending on the particular resolution restriction of each problem and on its geometry the utilization of different simulation methodologies, LES or RANS, is the most adequate solution for modeling the turbulence. Based on these findings, the candidate undertakes the creation of a combustion model in the framework of turbulent flame speed methodology which is able to overcome the deficiencies of the available ones for low resolution problems. Particularly, the model utilizes a heuristic algorithm to maintain the thickness of the flame brush under control, a serious deficiency of the Zimont model. Under the approach utilized by the candidate, the emphasis of the analysis lays on the accurate determination of the burning velocity, both laminar and turbulent. On one side, the laminar burning velocity is determined through a newly developed correlation which is able to describe the simultaneous influence of the equivalence ratio, temperature, steam dilution and pressure on the laminar burning velocity. The formulation obtained is valid for a larger domain of temperature, steam dilution and pressure than any of the previously available formulations. On the other side, a certain number of turbulent burning velocity correlations are available in the literature. For the selection of the most suitable, they have been compared with experiments and ranked, with the outcome that the formulation due to Schmidt was the most adequate for the conditions studied. Subsequently, the role of the flame instabilities on the development of explosions is assessed. Their significance appears to be of importance for lean mixtures in which the turbulence intensity remains moderate. These are important conditions which are typical for accidents on Nuclear Power Plants. Therefore, the creation of a model to account for the instabilities, and concretely, the acoustic parametric instability is undertaken. This encloses the mathematical derivation of the heuristic formulation of Bauwebs et al. for the calculation of the burning velocity enhancement due to flame instabilities as well as the analysis of the stability of flames with respect to a cyclic velocity perturbation. The results are combined to build a model of the acoustic-parametric instability. The following task in this research has been to apply the model developed to several problems significant for the industrial safety and the subsequent analysis of the results and comparison with the corresponding experimental data was performed. As a part of such task simulations of explosions in a tunnel and explosions in large containers, with and without gradient of concentration and venting have been carried out. As a general outcome, the validation of the model is achieved, confirming its suitability for the problems addressed. As a last and final undertaking, a thorough study of the Fukushima-Daiichi catastrophe has been carried out. The analysis performed aims at the determination of the amount of hydrogen participating on the explosion that happened in the reactor one, in contrast with other analysis centered on the amount of hydrogen generated during the accident. As an outcome of the research, it was determined that the most probable amount of hydrogen exploding during the catastrophe was 130 kg. It is remarkable that the combustion of such a small quantity of material can cause tremendous damage. This is an indication of the importance of these types of investigations. The industrial branches that can benefit from the applications of the model developed in this thesis include the whole future hydrogen economy, as well as nuclear safety both in fusion and fission technology.

Numerical simulation of the upward propagation of a flame in a vertical tube filled with a very lean mixture.

Upwardpropagation of a premixed flame in averticaltubefilled with a very leanmixture is simulated numerically using a single irreversible Arrhenius reaction model with infinitely high activation energy. In the absence of heat losses and preferential diffusion effects, a curved flame with stationary shape and velocity close to those of an open bubble ascending in the same tube is found for values of the fuel mass fraction above a certain minimum that increases with the radius of the tube, while the numerical computations cease to converge to a stationary solution below this minimum mass fraction. The vortical flow of the gas behind the flame and in its transport region is described for tubes of different radii. It is argued that this flow may become unstable when the fuel mass fraction is decreased, and that this instability, together with the flame stretch due to the strong curvature of the flame tip in narrow tubes, may be responsible for the minimum fuel mass fraction. Radiation losses and a Lewis number of the fuel slightly above unity decrease the final combustion temperature at the flame tip and increase the minimum fuel mass fraction, while a Lewis number slightly below unity has the opposite effect.

Laminar flow of a gas in a tube with large temperature differences.

The laminar low Mach number flow of a gas in a tube is analyzed for very small and very large values of the inlet-to-wall temperature ratio. When this ratio tends to zero, pressure forces confine the cold gas to a thin core around the axis of the tube. This core is neatly bounded by an ablation front that consumes it at a finite distance from the tube inlet. When the temperature ratio tends to infinity, the temperature of the gas increases smoothly from the wall to the axis of the tube and the shear stress and heat flux are positive at the wall despite the fact that the viscosity and thermal conductivity of the gas scaled with their inlet values tend to zero at the wall

Conformance monitoring, contract of objectives, tube in the sky

Ponencia invitada sobre asignacion y gestion de losts en el curso de verano de la UPM Research in Decisión Support Systems for future Air Traffic Management

Effects of radiation losses on very lean methane/air flames propagating upward in a vertical tube

The stationary upward propagation of a very lean methane/air flame in a long vertical tube open at the bottom and closed at the top is simulated numerically using a single overall chemical reaction to model combustion and assuming an optically thin gas and a transparent or non-reflecting tube wall to approximately account for radiation losses from CO2CO2 and H2OH2O. Buoyancy plays a dominant role in the propagation of these flames and causes a large region of low velocity of the burnt gas relative to the flame to appear below the flame front when the equivalence ratio is decreased. The size of this region scales with the radius of the tube, and its presence enhances the effect of radiation losses, which would be otherwise negligible for a standard flammability tube, given the small concentration of radiating species. Heat conduction is found to be important in the low velocity region and to lead to a conduction flux from the flame to the burnt gas that causes extinction at the flame tip for a value of the equivalence ratio near the flammability limit experimentally measured in the standard tube. The effect of radiation losses decreases with the radius of the tube. Numerical results and order-of-magnitude estimates show that, in the absence of radiation, a very lean flame front fails to propagate only after recirculation of the burnt gas extends to its reaction region and drastically changes its structure. This condition is not realized for the standard flammability tube, but it seems to account for the flammability limit measured in a tube of about half the radius of the standard tube.

Engineering analysis of ITER In-Vessel Viewing System guide tube

The In Vessel Viewing System (IVVS) will be one of the essential machine diagnostic systems at ITER to provide information about the status of in-vessel and plasma facing components and to evaluate the dust inside the Vacuum Vessel. The current design consists of six scanning probes and their deployment systems, which are placed in dedicated ports at the divertor level. These units are located in resident guiding tubes 10 m long, which allow the IVVS probes to go from their storage location to the scanning position by means of a simple straight translation. Moreover, each resident tube is supported inside the corresponding Vacuum Vessel and Cryostat port extensions, which are part of the primary confinement barrier. As the Vacuum Vessel and the Cryostat will move with respect to each other during operation (especially during baking) and during incidents and accidents (disruptions, vertical displacement events, seismic events), the structural integrity of the resident tube and the surrounding vacuum boundaries would be compromised if the required flexibility and supports are not appropriately assured. This paper focuses on the integration of the present design of the IVVS into the Vacuum Vessel and Cryostat environment. It presents the adopted strategy to withstand all the main interfacing loads without damaging the confinement barriers and the corresponding analysis supporting it.

Electric current of an electrified jet issuing from a long metallic tube.

This paper presents an analysis of the transport of electric current in a jet of an electrically conducting liquid discharging from a metallic tube into a gas or a vacuum, and subject to an electric field due to a high voltage applied between the tube and a far electrode. The flow, the surface charge and the electric field are computed in the current transfer region of the jet, where conduction current in the liquid becomes surface current due to the convection of electric charge accumulated at its surface. The electric current computed as a function of the flow rate of the liquid injected through the tube increases first as the square root of this flow rate, levels to a nearly constant value when the flow rate is increased and finally sets to a linear increase when the flow rate is further increased. The current increases linearly with the applied voltage at small and moderate values of this variable, and faster than linearly at high voltages. The characteristic length and structure of the current transfer region are determined. Order-of-magnitude estimates for jets which are only weakly stretched by the electric stresses are worked out that qualitatively account for some of the numerical results.

Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.

Analysis of the operator action and the single failure criteria in a SGTR sequence using best estimate assumptions with TRACE 5.0

Steam Generator Tube Rupture (SGTR) sequences in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are a special kind of transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path from the reactor coolant system to the environment. The first methodology used to perform the Deterministic Safety Analysis (DSA) of a SGTR did not credit the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that period of time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that the operators usually take more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised to overcome that fact, considering operator actions from the beginning of the transient, as it is done in Probabilistic Safety Analysis. This paper presents the results of comparing different assumptions regarding the single failure criteria and the operator action taken from the most common methodologies included in the different Deterministic Safety Analysis. One single failure criteria that has not been analysed previously in the literature is proposed and analysed in this paper too. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP) with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The behaviour of the reactor is quite diverse depending on the different assumptions made regarding the operator actions. On the other hand, although there are high conservatisms included in the hypothesis, as the single failure criteria, all the results are quite far from the regulatory limits. In addition, some improvements to the Emergency Operating Procedures to minimize the offsite release from the damaged SG in case of a SGTR are outlined taking into account the offsite dose sensitivity results.