Estudio de la funcionalización de secciones eficaces de celda en multigrupos para cálculos best-estimate 3D pin-by-pin de núcleos PWR

Uno de los objetivos del Proyecto europeo NURISP (NUclear Reactor Integrated Platform) del 7º Programa Marco es avanzar en la simulación de reactores de agua ligera mediante el acoplamiento de códigos best-estimate que profundicen en la física de núcleo, termohidráulica bifásica y comportamiento del combustible [1]. Uno de estos códigos es COBAYA3, código de difusión 3D en multigrupos pin-by-pin desarrollado en la UPM, que requiere de librerías de secciones eficaces homogeneizadas a nivel de la barrita de combustible.

Estudio de la funcionalización de secciones eficaces nodales en multigrupos para cálculos 3D neutrónicos-termohidráulicos de núcleos PWR

La tendencia más extendida actualmente para el análisis tridimensional de núcleos PWR se basa en la utilización de códigos de difusión en multigrupos. Uno de ellos es el código COBAYA3, desarrollado en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid. Estos códigos emplean como datos de entrada librerías de parámetros equivalentes homogeneizados (secciones eficaces y factores de discontinuidad), que dependen, entre otros, de las variables locales en el reactor (temperatura del combustible, temperatura del moderador, densidad del moderador y concentración de boro). Típicamente, esos parámetros se pre-generan para cada tipo de elemento con un código de transporte determinista..

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”

Ajuste y fiabilidad en la evaluación de modelos en ingeniería estructural

En el campo de la ingeniería estructural como en otras ramas, es necesaria la calibración de modelos mediante soporte experimental debido a la complejidad que encierra el fenómeno que se intenta predecir. Las campañas experimentales llevadas a cabo por la comunidad científica a través de los años proporcionan información valiosa que puede ser empleada para la calibración y selección de modelos así como para la consolidación de modelos existentes. En el último caso, las técnicas empleadas para tal finalidad son fundamentalmente distintas a las de la selección de modelos (modelos ajustados con información experimental en común). Los códigos estructurales incluyen modelos de muy variado tipo que han ido consolidándose con la práctica. Con gran frecuencia sucede que tales modelos son diferentes en los referidos códigos aun cuando aborden el mismo objetivo. Tales diferencias son lógicas pues esos modelos no deben entenderse sino como elementos de un sistema más amplio de fiabilidad estructural que incluye todos los modelos utilizados así como el formato de seguridad establecido en cada uno de ellos. En el presente trabajo se realiza una comparación exhaustiva de modelos, empleando diferentes técnicas que permiten identificar patrones de comportamiento de los mismos. La metodología permite no sólo obtener una medida del ajuste y del poder predictivo de los modelos sino también del grado de conservadurismo. Los modelos analizados están relacionados con el fallo de vigas de hormigón reforzadas a flexión con materiales compuestos. La capacidad portante de estos elementos estructurales está frecuentemente condicionada por el despegue del refuerzo, el cual puede tener origen bien el extremo o en la zona de fisura de flexión o flexión-cortante.

Desarrollo de un datalink con el chip CC1110 de Texas Instruments para UAVs

Se trata de estudiar el comportamiento de un sistema basado en el chip CC1110 de Texas Instruments, para aplicaciones inalámbricas. Los dispositivos basados en este tipo de chips tienen actualmente gran profusión, dada la demanda cada vez mayor de aplicaciones de gestión y control inalámbrico. Por ello, en la primera parte del proyecto se presenta el estado del arte referente a este aspecto, haciendo mención a los sistemas operativos embebidos, FPGAs, etc. También se realiza una introducción sobre la historia de los aviones no tripulados, que son el vehículo elegido para el uso del enlace de datos. En una segunda parte se realiza el estudio del dispositivo mediante una placa de desarrollo, verificando y comprobando mediante el software suministrado, el alcance del mismo. Cabe resaltar en este punto que el control con la placa mencionada se debe hacer mediante programación de bajo nivel (lenguaje C), lo que aporta gran versatilidad a las aplicaciones que se pueden desarrollar. Por ello, en una tercera parte se realiza un programa funcional, basado en necesidades aportadas por la empresa con la que se colabora en el proyecto (INDRA). Este programa es realizado sobre el entorno de Matlab, muy útil para este tipo de aplicaciones, dada su versatilidad y gran capacidad de cálculo con variables. Para terminar, con la realización de dichos programas, se realizan pruebas específicas para cada uno de ellos, realizando pruebas de campo en algunas ocasiones, con vehículos los más similares a los del entorno real en el que se prevé utilizar. Como implementación al programa realizado, se incluye un manual de usuario con un formato muy gráfico, para que la toma de contacto se realice de una manera rápida y sencilla. Para terminar, se plantean líneas futuras de aplicación del sistema, conclusiones, presupuesto y un anexo con los códigos de programación más importantes. Abstract In this document studied the system behavior based on chip CC1110 of Texas Instruments, for wireless applications. These devices currently have profusion. Right the increasing demand for control and management wireless applications. In the first part of project presents the state of art of this aspect, with reference to the embedded systems, FPGAs, etc. It also makes a history introduction of UAVs, which are the vehicle for use data link. In the second part is studied the device through development board, verifying and checking with provided software the scope. The board programming is C language; this gives a good versatility to develop applications. Thus, in third part performing a functionally program, it based on requirements provided by company with which it collaborates, INDRA Company. This program is developed with Matlab, very useful for such applications because of its versatility and ability to use variables. Finally, with the implementation of such programs, specific tests are performed for each of them, field tests are performed in several cases, and vehicles used for this are the most similar to the actual environment plain to use. Like implementing with the program made, includes a graphical user manual, so your understanding is conducted quickly and easily. Ultimately, present future targets for system applications, conclusions, budget and annex of the most important programming codes.

Multi-microphone recordings (EigenMike32) inside a WFS system (Iosono) through Ambisonics techniques using Matlab

El audio multicanal ha avanzado a pasos agigantados en los últimos años, y no solo en las técnicas de reproducción, sino que en las de capitación también. Por eso en este proyecto se encuentran ambas cosas: un array microfónico, EigenMike32 de MH Acoustics, y un sistema de reproducción con tecnología Wave Field Synthesis, instalado Iosono en la Jade Höchscule Oldenburg. Para enlazar estos dos puntos de la cadena de audio se proponen dos tipos distintos de codificación: la reproducción de la toma horizontal del EigenMike32; y el 3er orden de Ambisonics (High Order Ambisonics, HOA), una técnica de codificación basada en Armónicos Esféricos mediante la cual se simula el campo acústico en vez de simular las distintas fuentes. Ambas se desarrollaron en el entorno Matlab y apoyadas por la colección de scripts de Isophonics llamada Spatial Audio Matlab Toolbox. Para probar éstas se llevaron a cabo una serie de test en los que se las comparó con las grabaciones realizadas a la vez con un Dummy Head, a la que se supone el método más aproximado a nuestro modo de escucha. Estas pruebas incluían otras grabaciones hechas con un Doble MS de Schoeps que se explican en el proyecto “Sally”. La forma de realizar éstas fue, una batería de 4 audios repetida 4 veces para cada una de las situaciones garbadas (una conversación, una clase, una calle y un comedor universitario). Los resultados fueron inesperados, ya que la codificación del tercer orden de HOA quedo por debajo de la valoración Buena, posiblemente debido a la introducción de material hecho para un array tridimensional dentro de uno de 2 dimensiones. Por el otro lado, la codificación que consistía en extraer los micrófonos del plano horizontal se mantuvo en el nivel de Buena en todas las situaciones. Se concluye que HOA debe seguir siendo probado con mayores conocimientos sobre Armónicos Esféricos; mientras que el otro codificador, mucho más sencillo, puede ser usado para situaciones sin mucha complejidad en cuanto a espacialidad. In the last years the multichannel audio has increased in leaps and bounds and not only in the playback techniques, but also in the recording ones. That is the reason of both things being in this project: a microphone array, EigenMike32 from MH Acoustics; and a playback system with Wave Field Synthesis technology, installed by Iosono in Jade Höchscule Oldenburg. To link these two points of the audio chain, 2 different kinds of codification are proposed: the reproduction of the EigenMike32´s horizontal take, and the Ambisonics´ third order (High Order Ambisonics, HOA), a codification technique based in Spherical Harmonics through which the acoustic field is simulated instead of the different sound sources. Both have been developed inside Matlab´s environment and supported by the Isophonics´ scripts collection called Spatial Audio Matlab Toolbox. To test these, a serial of tests were made in which they were compared with recordings made at the time by a Dummy Head, which is supposed to be the closest method to our hearing way. These tests included other recording and codifications made by a Double MS (DMS) from Schoeps which are explained in the project named “3D audio rendering through Ambisonics techniques: from multi-microphone recordings (DMS Schoeps) to a WFS system, through Matlab”. The way to perform the tests was, a collection made of 4 audios repeated 4 times for each recorded situation (a chat, a class, a street and college canteen or Mensa). The results were unexpected, because the HOA´s third order stood under the Well valuation, possibly caused by introducing material made for a tridimensional array inside one made only by 2 dimensions. On the other hand, the codification that consisted of extracting the horizontal plane microphones kept the Well valuation in all the situations. It is concluded that HOA should keep being tested with larger knowledge about Spherical Harmonics; while the other coder, quite simpler, can be used for situations without a lot of complexity with regards to spatiality.

Métodos avanzados multiescala núcleo-celdas en geometrías tridimensionales y multigrupos para el cálculo de Reactores de Agua Ligera

La importancia de la seguridad en la aplicación de la tecnología nuclear impregna todas las tareas asociadas a la utilización de esta fuente de energía, comenzando por la fase de diseño, explotación y posterior desmantelamiento o gestión de residuos. En todos estos pasos, las herramientas de simulación computacional juegan un papel esencial como guía para el diseño, apoyo durante la operación o predicción de la evolución isotópica de los materiales del reactor. Las constantes mejoras en cuanto a recursos computacionales desde mediados del siglo XX hasta este momento así como los avances en los métodos de cálculo utilizados, permiten tratar la complejidad de estas situaciones con un detalle cada vez mayor, que en ocasiones anteriores fue simplemente descartado por falta de capacidad de cálculo o herramientas adecuadas. El presente trabajo se centra en el desarrollo de un método de cálculo neutrónico para reactores de agua ligera basado en teoría de difusión corregida con un nivel de detalle hasta la barra de combustible, considerando un número de grupos de energía mayor que los tradicionales rápido y térmico, y modelando la geometría tridimensional del núcleo del reactor. La capacidad de simular tanto situaciones estacionarias con posible búsqueda de criticidad, como la evolución durante transitorios del flujo neutrónico ha sido incluida, junto con un algoritmo de cálculo de paso de tiempo adaptativo para mejorar el rendimiento de las simulaciones. Se ha llevado a cabo un estudio de optimización de los métodos de cálculo utilizados para resolver la ecuación de difusión, tanto en el lazo de iteración de fuente como en los métodos de resolución de sistemas lineales empleados en las iteraciones internas. Por otra parte, la cantidad de memoria y tiempo de computación necesarios para resolver problemas de núcleo completo en malla fina obliga a introducir un método de paralelización en el cálculo; habiéndose aplicado una descomposición en subdominios basada en el método alternante de Schwarz acompañada de una aceleración nodal. La aproximación de difusión debe ser corregida si se desea reproducir los valores con una precisión cercana a la obtenida con la ecuación de transporte. Los factores de discontinuidad de la interfase utilizados para esta corrección no pueden en la práctica ser calculados y almacenados para cada posible configuración de una barra de combustible de composición determinada en el interior del reactor. Por esta razón, se ha estudiado una parametrización del factor de discontinuidad según la vecindad que permitiría tratar este factor como una sección eficaz más, parametrizada en función de valores significativos del entorno de la barra de material. Por otro lado, también se ha contemplado el acoplamiento con códigos termohidráulicos, lo que permite realizar simulaciones multifísica y producir resultados más realistas. Teniendo en cuenta la demanda creciente de la industria nuclear para que los resultados realistas sean suministrados junto con sus márgenes de confianza, se ha desarrollado la posibilidad de obtener las sensibilidades de los resultados mediante el cálculo del flujo adjunto, para posteriormente propagar las incertidumbres de las secciones eficaces a los cálculos de núcleo completo. Todo este trabajo se ha integrado en el código COBAYA3 que forma parte de la plataforma de códigos desarrollada en el proyecto europeo NURESIM del 6º Programa Marco. Los desarrollos efectuados han sido verificados en cuanto a su capacidad para modelar el problema a tratar; y la implementación realizada en el código ha sido validada numéricamente frente a los datos del benchmark de transitorio accidental en un reactor PWR con combustible UO2/MOX de la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, así como frente a otros benchmarks de LWR definidos en los proyectos europeos NURESIM y NURISP.

Estudio de la funcionalización de secciones eficaces nodales en multigrupos para cálculos 3D neutrónicos-termohidráulicos para núcleos PWR

El objetivo del proyecto ha sido desarrollar una funcionalización de las secciones eficaces nodales en multigrupos para códigos tridimensionales de núcleos de agua a presión. Se ha estudiado la dependencia de las secciones eficaces con las condiciones locales de operación: temperatura del combustible, temperatura del moderador, densidad del moderador y concentración de boro. Y se ha desarrollado un modelo que permite determinar las secciones eficaces en función de dichas variables operacionales. De esta forma, pueden reproducirse en el cálculo nodal 3D valores precisos de las secciones eficaces para la resolución de la ecuación de difusión en multigrupos. Se consigue así evitar el uso de ingentes librerías de secciones eficaces pregeneradas para todas las posibles combinaciones de condiciones de operación. Este estudio se ha realizado a nivel de elemento combustible, analizando las diferencias y similitudes con la funcionalización requerida a nivel de celda, estudiándose igualmente condensaciones en distintos números de grupos de energía para obtener una librería de tamaño óptimo. Las actividades desarrolladas han sido: i) utilización de un código de transporte determinista para obtener secciones eficaces homogeneizadas a nivel de elemento; ii) desarrollo de un procedimiento para la generación de todos los parámetros al cambiar las condiciones de operación y análisis de la variación de las secciones eficaces al cambiar dichas condiciones, estudiando los posibles efectos cruzados; iii) una vez finalizado el estudio de la funcionalización de los parámetros con las variables locales, se ha valorado esta librería mediante cálculos con el código de difusión 3D COBAYA3.

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.