Fluorinated surfactants in solution: Diffusion coefficients of fluorinated alcohols in water

Intra-diffusion coefficients of three fluorinated alcohols, 2,2,3,3,3-pentafluoropropan-1-ol (PFP), 2,2,3,3,4,4,4-heptafluorobutan-1-ol (HFB) and 2,2,3,3,4,4,5,5,5-nonafluoropentan-1-ol (NFP) in water have been measured by the PFG–NMR spin-echo technique as a function of temperature and composition, focusing on the alcohol dilute region. For comparison, intra-diffusion coefficients of 2,2,2- trifluoroethanol (TFE) and HFB have also been measured in heavy water using the same method and conditions. As far as we know, these are the first experimental measurements of this property for these binary systems. Intra-diffusion coefficients for NFP in water and for TFE and HFB in heavy water have also been obtained by molecular dynamics simulation, complementing those for TFE, PFP and HFB reported in a previous work. The agreement between experimental and simulated results for PFP, HFB and NFP in water is reasonable, although presenting higher deviations than for the TFE/water system. From the dependence of the intra-diffusion coefficients on temperature, diffusion activation energies were estimated for all the solutes in water and heavy water.

Experimental thermal hydraulic studies on the enhancement of safety of LWRs

The safe use of nuclear power plants (NPPs) requires a deep understanding of the functioning of physical processes and systems involved. Studies on thermal hydraulics have been carried out in various separate effects and integral test facilities at Lappeenranta University of Technology (LUT) either to ensure the functioning of safety systems of light water reactors (LWR) or to produce validation data for the computer codes used in safety analyses of NPPs. Several examples of safety studies on thermal hydraulics of the nuclear power plants are discussed. Studies are related to the physical phenomena existing in different processes in NPPs, such as rewetting of the fuel rods, emergency core cooling (ECC), natural circulation, small break loss-of-coolant accidents (SBLOCA), non-condensable gas release and transport, and passive safety systems. Studies on both VVER and advanced light water reactor (ALWR) systems are included. The set of cases include separate effects tests for understanding and modeling a single physical phenomenon, separate effects tests to study the behavior of a NPP component or a single system, and integral tests to study the behavior of the whole system. In the studies following steps can be found, not necessarily in the same study. Experimental studies as such have provided solutions to existing design problems. Experimental data have been created to validate a single model in a computer code. Validated models are used in various transient analyses of scaled facilities or NPPs. Integral test data are used to validate the computer codes as whole, to see how the implemented models work together in a code. In the final stage test results from the facilities are transferred to the NPP scale using computer codes. Some of the experiments have confirmed the expected behavior of the system or procedure to be studied; in some experiments there have been certain unexpected phenomena that have caused changes to the original design to avoid the recognized problems. This is the main motivation for experimental studies on thermal hydraulics of the NPP safety systems. Naturally the behavior of the new system designs have to be checked with experiments, but also the existing designs, if they are applied in the conditions that differ from what they were originally designed for. New procedures for existing reactors and new safety related systems have been developed for new nuclear power plant concepts. New experiments have been continuously needed.

Modelling of a Hydrogen Catalytic Recombiner for Nuclear Power Plant Containment Studies; Case: Siemens FR90/1-150 Recombiner in TONUS OD Code

Ydinvoimalaitokset on suunniteltu ja rakennettu niin, että niillä on kyky selviytyä erilaisista käyttöhäiriöistä ja onnettomuuksista ilman laitoksen vahingoittumista sekä väestön ja ympäristön vaarantumista. On erittäin epätodennäköistä, että ydinvoimalaitosonnettomuus etenee reaktorisydämen vaurioitumiseen asti, minkä seurauksena sydänmateriaalien hapettuminen voi tuottaa vetyä. Jäädytyspiirin rikkoutumisen myötä vety saattaa kulkeutua ydinvoimalaitoksen suojarakennukseen, jossa se voi muodostaa palavan seoksen ilman hapen kanssa ja palaa tai jopa räjähtää. Vetypalosta aiheutuvat lämpötila- ja painekuormitukset vaarantavat suojarakennuksen eheyden ja suojarakennuksen sisällä olevien turvajärjestelmien toimivuuden, joten tehokas ja luotettava vedynhallintajärjestelmä on tarpeellinen. Passiivisia autokatalyyttisiä vetyrekombinaattoreita käytetäänyhä useammissa Euroopan ydinvoimaitoksissa vedynhallintaan. Nämä rekombinaattorit poistavat vetyä katalyyttisellä reaktiolla vedyn reagoidessa katalyytin pinnalla hapen kanssa muodostaen vesihöyryä. Rekombinaattorit ovat täysin passiivisiaeivätkä tarvitse ulkoista energiaa tai operaattoritoimintaa käynnistyäkseen taitoimiakseen. Rekombinaattoreiden käyttäytymisen tutkimisellatähdätään niiden toimivuuden selvittämiseen kaikissa mahdollisissa onnettomuustilanteissa, niiden suunnittelun optimoimiseen sekä niiden optimaalisen lukumäärän ja sijainnin määrittämiseen suojarakennuksessa. Suojarakennuksen mallintamiseen käytetään joko keskiarvoistavia ohjelmia (Lumped parameter (LP) code), moniulotteisia virtausmalliohjelmia (Computational Fluid Dynamics, CFD) tai näiden yhdistelmiä. Rekombinaattoreiden mallintaminen on toteutettu näissä ohjelmissa joko kokeellisella, teoreettisella tai yleisellä (eng. Global Approach) mallilla. Tämä diplomityö sisältää tulokset TONUS OD-ohjelman sisältämän Siemens FR90/1-150 rekombinaattorin mallin vedynkulutuksen tarkistuslaskuista ja TONUS OD-ohjelmalla suoritettujen laskujen tulokset Siemens rekombinaattoreiden vuorovaikutuksista. TONUS on CEA:n (Commissariat à 1'En¬ergie Atomique) kehittämä LP (OD) ja CFD -vetyanalyysiohjelma, jota käytetään vedyn jakautumisen, palamisenja detonaation mallintamiseen. TONUS:sta käytetään myös vedynpoiston mallintamiseen passiivisilla autokatalyyttisillä rekombinaattoreilla. Vedynkulutukseen vaikuttavat tekijät eroteltiin ja tutkittiin yksi kerrallaan. Rekombinaattoreiden vuorovaikutuksia tutkittaessa samaan tilavuuteen sijoitettiin eri kokoisia ja eri lukumäärä rekombinaattoreita. Siemens rekombinaattorimalli TONUS OD-ohjelmassa laskee vedynkulutuksen kuten oletettiin ja tulokset vahvistavat TONUS OD-ohjelman fysikaalisen laskennan luotettavuuden. Mahdollisia paikallisia jakautumia tutkitussa tilavuudessa ei voitu havaita LP-ohjelmalla, koska se käyttäälaskennassa suureiden tilavuuskeskiarvoja. Paikallisten jakautumien tutkintaan tarvitaan CFD -laskentaohjelma.

Turvallisuustoimintojen käyttö ydinvoimalaitoksilla

Tässä diplomityössä tarkastellaan turvallisuustoiminto-käsitteen määrittelyä ja käyttöä osana ydinvoimalaitosten turvallisuuden varmistamista. Työssä kuvataan paine- ja kiehutusvesilaitosten toiminnan yleispiirteet, sekä Teollisuuden Voima Oy:n (TVO) laitosten Olkiluoto 1 & 2 sekä Olkiluoto 3 tarkempi turvallisuustoiminta turvallisuusjärjestelmien ja -automaation osalta. Työssä esitellään eräs tapa määrittää turvallisuustoimintoja. Malli perustuu hierarkkiseen rakenteeseen, jossa ylimpänä ovat laitostason turvallisuustoiminnot ja alimpana turvallisuustoimintoihin osallistuvien laitteiden ja niiden osien toiminnot. Turvallisuustoimintoja on mahdollista käyttää ydinvoimalaitoksen turvallisuusluokituksen tekemiseen ja perustelemiseen. Turvallisuustoiminto kertoo suoraan luokiteltavan kohteen turvallisuusmerkityksen. Kohteen turvallisuusmerkityksen selvittäminen, eli liittäminen turvallisuustoimintoon, voi olla vaikeaa. Turvallisuustoimintoja on myös mahdollista käyttää laitoksen turvallisuusautomaation riittävän varmistamisen (mm. redundanttisuus, diversiteetti ja erotus) osoittamiseen erityisesti ohjelmoitavan automaation yhteydessä. Turvallisuustoimintoja voidaan hyödyntää laitoksen hätätilanneohjeiden kehittämisessä ja myös laitoksenmuun turvallisuusdokumentaation selkeyttämisessä. Työn tuloksena kehitettiin käyville laitoksille (OL1 & 2) aikaisempaa kattavammat turvallisuustoiminnot. Lisäksi tarkasteltiin rakenteilla olevalle laitokselle (OL3) määriteltyjä turvallisuustoimintoja.

Reaktoreiden termisen tehon laskennan epävarmuuksien kartoitus

Diplomityössä selvitettiin Fortum Power and Heat Oy:n Loviisan VVER-440 painevesireaktorilaitosten termisen tehon laskentaan liittyviä epävarmuuksia. Laitoksen turvallisuusteknisissä käyttöehdoissa (TTKE) määrätään reaktorin suurimmaksi sallituksi lämpötehoksi 1500 MW. Tähän perustuen haluttiin selvittää nykyiseen RT1 laskentaan liittyvät epävarmuudet tarkastamalla nykyinen laskenta ja siinä käytetyt termohydrauliset laskentasovitteet. Työn alussa selostetaan lyhyesti Loviisan voimalaitoksen toimintaperiaate, jonka jälkeen esitellään laskentaan osallistuvat prosessimittaukset ja niihin liittyvät epävarmuustekijät. Mittauksille määritettiin epävarmuudet käyttäen hyödyksi komponenttivalmistajien tietoja sekä laitoksen kalibrointitodistuksia ja näiden lisäksi laskettiin standardin mukainen virhe virtauslaipoille. Edellä mainittujen virheiden perusteella voitiin laskea tehon epävarmuudet yksittäiselle höyrystimelle, josta edelleen varianssien summamenetelmällä saatiin reaktorin termiselle teholle 0,78 %:n epävarmuus 95 % luottamustasolla. Laskettua tehon epävarmuutta verrattiin Monte Carlo -menetelmällä suoritettuun tarkistuslaskentaan, jolla termisen tehon epävarmuudeksi saatiin 0,53 %, luottamustason ollessa 95 %. Työssä tarkasteltiin keskiarvotuksen vaikutusta mittausdataan. Näissä tarkasteluissa havaittiin pinnansäädöstä aiheutuva reaktoritehon huojunta, joka oli työn merkittävin havainto.

Painevesilaitosten höyrystinkonstruktioiden vertailu

Tässä kirjallisuustyössä tutustutaan kolmeen kaupallisissa painevesilaitoksissa käytettyyn höyrystinkonstruktioon: U-putkipystyhöyrystimeen, U-putkivaakahöyrystimeen ja läpivirtaushöyrystimeen. Työssä tutustutaan näiden ratkaisujen erityispiirteisiin ja vertaillaan niitä keskenään.

Passiiviset turvallisuusjärjestelmät kolmannen sukupolven painevesireaktorilaitoksissa

Kandidaatintutkielmassa esitellään kolmannen sukupolven painevesireaktorilaitosten passiivisia turvallisuusjärjestelmiä.

Kiehutusvesireaktorien polttoaineen kehityskaari

Tässä kirjallisuustyössä tutustutaan kiehutusvesireaktorien polttoainenipun kehitykseen. Työssä esitellään kolmen suurimman polttoainenippuvalmistajan polttoainemalleja ja muutoksia polttoainenippumallien välillä.

Kiehutusvesireaktorien polttoaineen kehityskaari

Tässä kirjallisuustyössä tutustutaan kiehutusvesireaktorien polttoainenipun kehitykseen. Työssä esitellään kolmen suurimman polttoainenippuvalmistajan polttoainemalleja ja muutoksia polttoainenippumallien välillä.

CFD Modelling of Direct Contact Condensation in Suppression Pools by Applying Condensation Models of Separated Flow

The condensation rate has to be high in the safety pressure suppression pool systems of Boiling Water Reactors (BWR) in order to fulfill their safety function. The phenomena due to such a high direct contact condensation (DCC) rate turn out to be very challenging to be analysed either with experiments or numerical simulations. In this thesis, the suppression pool experiments carried out in the POOLEX facility of Lappeenranta University of Technology were simulated. Two different condensation modes were modelled by using the 2-phase CFD codes NEPTUNE CFD and TransAT. The DCC models applied were the typical ones to be used for separated flows in channels, and their applicability to the rapidly condensing flow in the condensation pool context had not been tested earlier. A low Reynolds number case was the first to be simulated. The POOLEX experiment STB-31 was operated near the conditions between the ’quasi-steady oscillatory interface condensation’ mode and the ’condensation within the blowdown pipe’ mode. The condensation models of Lakehal et al. and Coste & Lavi´eville predicted the condensation rate quite accurately, while the other tested ones overestimated it. It was possible to get the direct phase change solution to settle near to the measured values, but a very high resolution of calculation grid was needed. Secondly, a high Reynolds number case corresponding to the ’chugging’ mode was simulated. The POOLEX experiment STB-28 was chosen, because various standard and highspeed video samples of bubbles were recorded during it. In order to extract numerical information from the video material, a pattern recognition procedure was programmed. The bubble size distributions and the frequencies of chugging were calculated with this procedure. With the statistical data of the bubble sizes and temporal data of the bubble/jet appearance, it was possible to compare the condensation rates between the experiment and the CFD simulations. In the chugging simulations, a spherically curvilinear calculation grid at the blowdown pipe exit improved the convergence and decreased the required cell count. The compressible flow solver with complete steam-tables was beneficial for the numerical success of the simulations. The Hughes-Duffey model and, to some extent, the Coste & Lavi´eville model produced realistic chugging behavior. The initial level of the steam/water interface was an important factor to determine the initiation of the chugging. If the interface was initialized with a water level high enough inside the blowdown pipe, the vigorous penetration of a water plug into the pool created a turbulent wake which invoked the chugging that was self-sustaining. A 3D simulation with a suitable DCC model produced qualitatively very realistic shapes of the chugging bubbles and jets. The comparative FFT analysis of the bubble size data and the pool bottom pressure data gave useful information to distinguish the eigenmodes of chugging, bubbling, and pool structure oscillations.

Development of laboratory exercises for basic nuclear thermal hydraulics measurements

The thesis focuses on light water reactors (pressurized water reactors, boiling water reactors) and measurement techniques for basic thermal hydraulics parameters that are used in a nuclear power plant. The goal of this work is a development of laboratory exercises for basic nuclear thermal hydraulics measurements.

Calculation of the eigenfunctions of the two-group neutron diffusion equation and application to modal decomposition of BWR instabilities

In this thesis, numerical methods aiming at determining the eigenfunctions, their adjoint and the corresponding eigenvalues of the two-group neutron diffusion equations representing any heterogeneous system are investigated. First, the classical power iteration method is modified so that the calculation of modes higher than the fundamental mode is possible. Thereafter, the Explicitly-Restarted Arnoldi method, belonging to the class of Krylov subspace methods, is touched upon. Although the modified power iteration method is a computationally-expensive algorithm, its main advantage is its robustness, i.e. the method always converges to the desired eigenfunctions without any need from the user to set up any parameter in the algorithm. On the other hand, the Arnoldi method, which requires some parameters to be defined by the user, is a very efficient method for calculating eigenfunctions of large sparse system of equations with a minimum computational effort. These methods are thereafter used for off-line analysis of the stability of Boiling Water Reactors. Since several oscillation modes are usually excited (global and regional oscillations) when unstable conditions are encountered, the characterization of the stability of the reactor using for instance the Decay Ratio as a stability indicator might be difficult if the contribution from each of the modes are not separated from each other. Such a modal decomposition is applied to a stability test performed at the Swedish Ringhals-1 unit in September 2002, after the use of the Arnoldi method for pre-calculating the different eigenmodes of the neutron flux throughout the reactor. The modal decomposition clearly demonstrates the excitation of both the global and regional oscillations. Furthermore, such oscillations are found to be intermittent with a time-varying phase shift between the first and second azimuthal modes.

Stable oxygen isotope ratios of pore waters from ODP Leg 166 sites

This study investigates the d18O of pore waters from Sites 1003 through 1007, drilled along the western margin of the Great Bahama Bank during Leg 166 of the Ocean Drilling Program. These pore waters generally show a positive correlation between d18O and the concentration of chloride. The exception to this trend is Site 1006, where the pore waters exhibit nonlinear behavior with respect to chloride. The correlation between the concentration of Cl- and d18O at most of the sites appears to be a coincidence because although the increase in Cl- is a result of diffusion from an underlying source, the increases in d18O result from the recrystallization of metastable carbonates in the presence of a geothermal gradient. The difference in behavior in the d18O of the pore water at Site 1006 is probably a result of the relative reduced rate of carbonate recrystallization at this site. The d18O of the pore waters in the upper portion of the cores shows a pattern similar to the concentration of chloride in that there is an interval of 30-50 m in which neither the d18O nor the concentration of Cl- changes. This interval is consistent with either an interval of very rapid deposition of sediment or the advection of fluid through the platform. Both the d18O and the concentration of Cl- increase toward the platform, suggesting an input of saline and isotopically heavy water from the platform surface.

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.

Neighborhood-corrected interface discontinuity factors for multi-group pin-by-pin diffusion calculations for LWR

Performing three-dimensional pin-by-pin full core calculations based on an improved solution of the multi-group diffusion equation is an affordable option nowadays to compute accurate local safety parameters for light water reactors. Since a transport approximation is solved, appropriate correction factors, such as interface discontinuity factors, are required to nearly reproduce the fully heterogeneous transport solution. Calculating exact pin-by-pin discontinuity factors requires the knowledge of the heterogeneous neutron flux distribution, which depends on the boundary conditions of the pin-cell as well as the local variables along the nuclear reactor operation. As a consequence, it is impractical to compute them for each possible configuration; however, inaccurate correction factors are one major source of error in core analysis when using multi-group diffusion theory. An alternative to generate accurate pin-by-pin interface discontinuity factors is to build a functional-fitting that allows incorporating the environment dependence in the computed values. This paper suggests a methodology to consider the neighborhood effect based on the Analytic Coarse-Mesh Finite Difference method for the multi-group diffusion equation. It has been applied to both definitions of interface discontinuity factors, the one based on the Generalized Equivalence Theory and the one based on Black-Box Homogenization, and for different few energy groups structures. Conclusions are drawn over the optimal functional-fitting and demonstrative results are obtained with the multi-group pin-by-pin diffusion code COBAYA3 for representative PWR configurations.