Isotopic prediction simulations applied to high burnup samples irradiated in VANDELLÓS-II Reactor core

Isotopic content assessment has a paramount importance for safety and storage reasons. During the latest years, a great variety of codes have been developed to perform transport and decay calculations, but only those that couple both in an iterative manner achieve an accurate prediction of the final isotopic content of irradiated fuels. Needless to say, them all are supposed to pass the test of the comparison of their predictions against the corresponding experimental measures.

Temperature Evolution and Light Species Diffusion in Armor and Structural Material for Inertial Fusion Reactor Chambers: a Case for HiPER 4a

One of the most advance designs for HiPER fusion reactor is a spherical chamber 10 m in diameter based on dry wall concept. In this system, the first wall will have to withstand short energy pulses of 5 to 20 MJ at a repetition rate of 0.5-10 Hz mostly in form of X-rays and charged particles. To avoid melting of the inner surface, the first wall consists on a thin armor attached to the structural material. Thickness (th) and material of each layer have to be chosen to assure the proper functioning of the facility during its planned lifetime.

Air-steam gasification of sewage sludge in a bubbling bed reactor: Effect of alumina as a primary catalyst

Numerous references can be found in scientific literature regarding biomass gasification. However, there are few works related to sludge gasification. A study of sewage sludge gasification process in a bubbling fluidised bed gasifier on a laboratory scale is here reported. The aim was to find the optimum conditions for reducing the production of tars and gain more information on the influx of different operating variables in the products resulting from the gasification of this waste. The variables studied were the equivalence ratio (ER), the steam-biomass ratio (SB) and temperature. Specifically, the ER was varied from 0.2 to 0.4, the SB from 0 to 1 and the temperature from 750 °C (1023 K) to 850 °C (1123 K). Although it was observed that tar production could be considerably reduced (up to 72%) by optimising the gasification conditions, the effect of using alumina (aluminium oxide, of proven efficacy in destroying the tar produced in biomass gasification) as primary catalyst in air and air-steam mixture tests was also verified. The results show that by adding small quantities of alumina to the bed (10% by weight of fed sludge) considerable reductions in tar production can be obtained (up to 42%) improving, at the same time, the lower heating value (LHV) of the gas and carbon conversion.

Silica final lenses under HiPER laser fusion reactor operation conditions

We have studied the thermo-mechanical response and atomistic degradation of final lenses in HiPER project. Final silica lenses are squares of 75 × 75 cm2 with a thickness of 5 cm. There are two scenarios where lenses are located at 8 m from the centre: •HiPER 4a, bunches of 100 shots (maximum 5 DT shots <48 MJ at ≈0.1 Hz). No blanket in chamber geometry. •HiPER 4b, continuous mode with shots ≈50 MJ at 10 Hz to generate 0.5 GW. Liquid metal blanket in chamber design.

Gasto energético aeróbico y anaeróbico en un circuito con cargas a seis intensidades diferentes. (Aerobic and anaerobic energy expenditure during at circuit weight training through six different intensities).

El entrenamiento con cargas es una actividad anaeróbica glucolítica intensa y se ha comprobado que el error en las estimaciones del gasto energético en esta actividad varía entre un 13 y un 30%. El principal objetivo de este trabajo es describir la contribución anaeróbica de energía en un circuito con cargas. Doce hombres (20-26 años) y diecisiete mujeres (18-29 años) estudiantes de Ciencias de la Actividad Física y del Deporte realizaron un entrenamiento en circuito de cargas a 6 intensidades diferentes (entre el 30% y 80% de su 15RM). Durante la totalidad de los circuitos se registró el gasto energético aeróbico por calorimetría indirecta, la frecuencia cardiaca con pulsómetro Polar® y la concentración de lactato en sangre capilar para medir la contribución anaeróbica. El incremento que produjo la energía anaeróbica se situó entre el 5,1% y un máximo del 13,5%, lo que hace evidente que medir o no la contribución anaeróbica en el entrenamiento en circuito puede provocar un error medio del 9,65%. Existen diferencias significativas (Pmenor que 0,05) entre el gasto energético aeróbico y total (aeróbico+anaeróbico) en todas las intensidades, en un circuito de entrenamiento con cargas a intensidades progresivas.

Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Análisis de acciones del operador en un SBLOCA de 1”en el fondo de la Vasija en un Reactor tipo PWR

La simulación de accidentes de rotura pequeña en el fondo de la vasija se aparta del convencional análisis de LOCA de rama fría, el más limitante en los análisis deterministas La rotura de una de las penetraciones de instrumentación de la vasija ha sido desestimada históricamente en los análisis de licencia y en los Análisis Probabilistas de Seguridad y por ello, hay una falta evidente de literatura para dicho análisis. En el año 2003 durante una inspección, se detectó una considerable corrosión en el fondo de la vasija de South Texas Project Unit I NPP. La evolución en el tiempo de dicha corrosión habría derivado en una pequeña rotura en el fondo de la vasija si su detección no se hubiera producido a tiempo. La OECD/NEA consideró la importancia de simular dicha secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Tanto en el experimento como en la simulación se observaron las dificultades de reinundar la vasija al tener la rotura en el fondo de la misma, haciendo clave la gestión del accidente por parte del operador. Dadas las condiciones excesivamente conservadoras del test experimental, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Studies of a Self Cooled Lead Lithium blanket for HiPER Reactor

Within the frame of the HiPER reactor, we propose and study a Self Cooled Lead Lithium blanket with two different cooling arrangements of the system First Wall – Blanket for the HiPER reactor: Integrated First Wall Blanket and Separated First Wall Blanket. We compare the two arrangements in terms of power cycle efficiency, operation flexibility in out-off-normal situations and proper cooling and acceptable corrosion. The Separated First Wall Blanket arrangement is superior in all of them, and it is selected as the advantageous proposal for the HiPER reactor blanket. However, it still has to be improved from the standpoint of proper cooling and corrosion rates

A simplified Probabilistic Safety Assesment of a Steam-Methane Reforming Hydrogen Production Plant coupled to a High-Temperature Gas Cooled Nuclear Reactor

A Probabilistic Safety Assessment (PSA) is being developed for a steam-methane reforming hydrogen production plant linked to a High-Temperature Gas Cooled Nuclear Reactor (HTGR). This work is based on the Japan Atomic Energy Research Institute’s (JAERI) High Temperature Test Reactor (HTTR) prototype in Japan. This study has two major objectives: calculate the risk to onsite and offsite individuals, and calculate the frequency of different types of damage to the complex. A simplified HAZOP study was performed to identify initiating events, based on existing studies. The initiating events presented here are methane pipe break, helium pipe break, and PPWC heat exchanger pipe break. Generic data was used for the fault tree analysis and the initiating event frequency. Saphire was used for the PSA analysis. The results show that the average frequency of an accident at this complex is 2.5E-06, which is divided into the various end states. The dominant sequences result in graphite oxidation which does not pose a health risk to the population. The dominant sequences that could affect the population are those that result in a methane explosion and occur 6.6E-8/year, while the other sequences are much less frequent. The health risk presents itself if there are people in the vicinity who could be affected by the explosion. This analysis also demonstrates that an accident in one of the plants has little effect on the other. This is true given the design base distance between the plants, the fact that the reactor is underground, as well as other safety characteristics of the HTGR. Sensitivity studies are being performed in order to determine where additional and improved data is needed.

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.

Self Cooled Lead Lithium blanket and reactor for HiPER

Within the frame of the HiPER reactor, we propose and study a Self Cooled Lead Lithium blanket with two different cooling arrangements of the system First Wall – Blanket for the HiPER reactor: Integrated First Wall Blanket and Separated First Wall Blanket. We compare the two arrangements in terms of power cycle efficiency, operation flexibility in out-off-normal situations and proper cooling and acceptable corrosion. The Separated First Wall Blanket arrangement is superior in all of them, and it is selected as the advantageous proposal for the HiPER reactor blanket. However, it still has to be improved from the standpoint of proper cooling and corrosion rates

Neutronics and activation of the preliminary reacion chamber of HiPER reactor based in a SCLL blanket

Neutronics and activation of the preliminary reacion chamber of HiPER reactor based in a SCLL blanket

Plasma facing materials for fusion reactor applications

The lack of plasma facing materials (PFM) able to withstand the severe magnetiicffusiion radiation conditions expected in fusion reactors is the actual bottle In both fusions approaches energy is released in the form of kinetic energy of neck for fusion to becomes a reality.

On track for solar grade silicon through a siemens process-type laboratory reactor: operating conditions and energy savings

Polysilicon cost impacts significantly on the photovoltaics (PV) cost and on the energy payback time. Nowadays, the besetting production process is the so called Siemens process, polysilicon deposition by chemical vapor deposition (CVD) from Trichlorosilane. Polysilicon purification level for PV is to a certain extent less demanding that for microelectronics. At the Instituto de Energía Solar (IES) research on this subject is performed through a Siemens process-type laboratory reactor. Through the laboratory CVD prototype at the IES laboratories, valuable information about the phenomena involved in the polysilicon deposition process and the operating conditions is obtained. Polysilicon deposition by CVD is a complex process due to the big number of parameters involved. A study on the influence of temperature and inlet gas mixture composition on the polysilicon deposition growth rate, based on experimental experience, is shown. Moreover, CVD process accounts for the largest contribution to the energy consumption of the polysilicon production. In addition, radiation phenomenon is the major responsible for low energetic efficiency of the whole process. This work presents a model of radiation heat loss, and the theoretical calculations are confirmed experimentally through a prototype reactor at our disposal, yielding a valuable know-how for energy consumption reduction at industrial Siemens reactors.

A comparative study of Monte Carlo-coupled depletion codes applied to a Sodium Fast Reactor design loaded with minor actinides

inor actinides (MAs) transmutation is a main design objective of advanced nuclear systems such as generation IV Sodium Fast Reactors (SFRs). In advanced fuel cycles, MA contents in final high level waste packages are main contributors to short term heat production as well as to long-term radiotoxicity. Therefore, MA transmutation would have an impact on repository designs and would reduce the environment burden of nuclear energy. In order to predict such consequences Monte Carlo (MC) transport codes are used in reactor design tasks and they are important complements and references for routinely used deterministic computational tools. In this paper two promising Monte Carlo transport-coupled depletion codes, EVOLCODE and SERPENT, are used to examine the impact of MA burning strategies in a SFR core, 3600 MWth. The core concept proposal for MA loading in two configurations is the result of an optimization effort upon a preliminary reference design to reduce the reactivity insertion as a consequence of sodium voiding, one of the main concerns of this technology. The objective of this paper is double. Firstly, efficiencies of the two core configurations for MA transmutation are addressed and evaluated in terms of actinides mass changes and reactivity coefficients. Results are compared with those without MA loading. Secondly, a comparison of the two codes is provided. The discrepancies in the results are quantified and discussed.