Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Importance of nuclear data uncertainties in criticality calculations

The aim of this paper is to study the importance of nuclear data uncertainties in the prediction of the uncertainties in keff for LWR (Light Water Reactor) unit-cells. The first part of this work is focused on the comparison of different sensitivity/uncertainty propagation methodologies based on TSUNAMI and MCNP codes; this study is undertaken for a fresh-fuel at different operational conditions. The second part of this work studies the burnup effect where the indirect contribution due to the uncertainty of the isotopic evolution is also analyzed.

An approach to stakeholders involvement in the preparedness for nuclear and radiological emergency response & recovery in Spain

The elaboration of a generic decision-making strategy to address the evolution of an emergency situation, from the stages of response to recovery, and including a planning stage, can facilitate timely, effective and consistent decision making by the response organisations at every level within the emergency management structure and between countries, helping to ensure optimal protection of health, environment, and society. The degree of involvement of stakeholders in this process is a key strategic element for strengthening the local preparedness and response and can help a successful countermeasures strategy. A significant progress was made with the multi-national European project EURANOS (2004-2009) which brought together best practice, knowledge and technology to enhance the preparedness for Europe's response to any radiation emergency and long term contamination. The subsequent establishment of a European Technology Platform and the recent launch of the research project NERIS-TP ("Towards a self sustaining European Technology Platform (NERIS-TP) on Preparedness for Nuclear and Radiological Emergency Response and Recovery") are aimed to continue with the remaining tasks for gaining appropriate levels of emergency preparedness at local level in most European countries. One of the objectives of the NERIS-TP project is: Strengthen the preparedness at the local/national level by setting up dedicated fora and developing new tools or adapting the tools developed within the EURANOS projects (such as the governance framework for preparedness, the handbooks on countermeasures, the RODOS system, and the MOIRA DSS for long term contamination in catchments) to meet the needs of local communities. CIEMAT and UPM in close interaction with the Nuclear Safety Council will explore, within this project, the use and application in Spain of such technical tools, including other national tools and information and communication strategies to foster cooperation between local, national and international stakeholders. The aim is identify and involve relevant stakeholders in emergency preparedness to improve the development and implementation of appropriate protection strategies as part of the consequence management and the transition to recovery. In this paper, an overview of the "state of the art" on this area in Spain and the methodology and work Plan proposed by the Spanish group within the project NERIS to grow the stakeholder involvement in the preparedness to emergency response and recovery is presented.

Métodos avanzados de análisis de varianza en escenarios de prospectiva nuclear

La fisión nuclear, como fuente de energía, está basada en cuatro pilares característicos: la Economía, la Seguridad, la Sostenibilidad y la No-Proliferación. Es claro que estos pilares no son independientes. La Seguridad afecta al precio de costo del kWh, y éste, a la cantidad de reservas de uranio. Por otro lado, la proliferación fue una de las causas del escaso desarrollo de los reactores reproductores, lo que afectó considerablemente a las reservas de uranio.

Initiatives and facilities for E&T in the nuclear science and technology master at UPM

The present Master/Doctorate in Nuclear Science and Technology programme implemented in the Department of Nuclear Engineering of the Universidad Politécnica de Madrid (NED-UPM) has the excellence qualification by the Spanish Ministry of Education. One of the main of this programme is the training for the development of methodologies of simulation, design and advanced analysis, including experimental tools, necessary in research and in professional work in the nuclear field.

Nanostructured tungsten as a first wall material for the future nuclear fusion reactors

The lack of materials able to withstand the severe radiation conditions (high thermal loads and atomistic damage) expected in fusion reactors is the actual bottle neck for fusion to become a reality. The main requisite for plasma facing materials (PFM) is to have excellent structural stability since severe cracking or mass loss would hamper their protection role which turns out to be unacceptable. Additional practical requirements for plasma facing materials are among others: (i) high thermal shock resistance, (ii) high thermal conductivity (iii) high melting point (iv) low physical and chemical sputtering, and (v) low tritium retention.

The european project NURISP for nuclear reactor simulation

The NURISP project aims at developing the European NURESIM reference simulation platform [1] for nuclear reactor. A first version of NURESIM was delivered in 2008. 22 organizations from 14 European countries contribute to the further development of this platform. NURISP also includes a User’s Group (UG) whose members are not NURISP partners and come from the industrial nuclear sector or European and non-European R&D labs. Users can benefit from the use of the NURESIM platform, methods, results and modules and they provide concrete input and feedback on the use of these elements.

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.

Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks

The Nuclear Safety research requires a wide international collaboration of several involved groups. In this sense this paper pretends to show several examples of the Nuclear Safety research under international frameworks that is being performed in different Universities and Research Institutions like CIEMAT, Universitat Politècnica de Catalunya (UPC), Universidad Politécnica de Madrid (UPM) and Universitat Politècnica de València (UPV).

Overview of the Spanish Fuel Cycle: Technical Tours Organized by Spanish young Generation in Nuclear.

Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN) is a non-profrt organization that depends on the Spanish Nuclear Society (Sociedad Nuclear Española, SNE).Since one of rts main goals is to spread the knowledge about nuclear power,severa! technical tours to facilities wrth an importan!role in the nuclear fuel cycle have been organized for the purpose ofleaming about the different stages of the Spanish tuel cycle. Spanish Young Generation in Nuclear had the opportunity to visit ENUSA Fuel Assembly Factory in Juzbado (Salamanca, Spain), Where it could be understood the front-end cycle which involves the uranium supply and storage, design and manufacturing of fuel bundles for European nuclear power plants. Alterwards, due to the tour of Almaraz NPP (PWR) and Santa María de Garoña NPP (BWR), rt could be comprehended how to obtain energy from this fuel in two different types of reactors.Furthermore,in these two plants, the facilities related to the back-end cycle could be toured. lt was possible to watch the Spent FuelPools, where the fuel bundles are stored under water until their activity is reduced enough to transport them to an Individual Temporary Storage Facility orto the Centralized Temporary Storage. Finally, a technical tour to ENSA Heavy Components Factory (ENSA) was accomplished, Where it could be experienced at first hand how different Nuclear Steam Supply System (NSSS) components and other nuclear elements, such as racks or shipping and storage casks for spent nuclear fuel, are manulactured. All these perlonned technical tours were a complete success thanks to a generous care and know-how of the wor1

Motivating young students to be part of the global research in nuclear through the Seminar of Nuclear Fusion

Jóvenes Nucleares (Spanish Young Generation in Nuclear, JJNN) is a non-profit organization that depends on the Spanish Nuclear Society (SNE). The Universidad Politécnica de Madrid (Technical University of Madrid, UPM) was chosen to host the Seminar as it is one of the most prestigious technical universities of Spain, and has a very strong curriculum in nuclear engineering training and research. Both, the UPM and the SNE, supported strongly the seminar: the opening session was conducted by the member of to board of directors of the Spanish Nuclear Society and Nuclear Engineering professor of the UPM, Emilio Mínguez and the closing session was conducted by the director of the Nuclear Fusion Institute (UPM).

Propagation of U235-238, Pu239 and STL Nuclear Data Uncertainties for PWR core analysis

An uncertainty propagation methodology based on Monte Carlo method is applied to PWR nuclear design analysis to assess the impact of nuclear data uncertainties in 235,238 U, 239 Pu and Scattering Thermal Library for Hydrogen in water. This uncertainty analysis is compared with the design and acceptance criteria to assure the adequacy of bounding estimates in safety margins.

Testing JEFF-3.1.1 and ENDF/B-VII.1 Decay and Fission Yield Nuclear Data Libraries with Fission Pulse Neutron Emission and Decay Heat Experiments

The aim of this work is to test the present status of Evaluated Nuclear Decay and Fission Yield Data Libraries to predict decay heat and delayed neutron emission rate, average neutron energy and neutron delayed spectra after a neutron fission pulse. Calculations are performed with JEFF-3.1.1 and ENDF/B-VII.1, and these are compared with experimental values. An uncertainty propagation assessment of the current nuclear data uncertainties is performed.

Nuclear Data Uncertainty Propagation to Reactivity Coefficients of a Sodium Fast Reactor

The assessment of the uncertainty levels on the design and safety parameters for the innovative European Sodium Fast Reactor (ESFR) is mandatory. Some of these relevant safety quantities are the Doppler and void reactivity coefficients, whose uncertainties are quantified. Besides, the nuclear reaction data where an improvement will certainly benefit the design accuracy are identified. This work has been performed with the SCALE 6.1 codes suite and its multigroups cross sections library based on ENDF/B-VII.0 evaluation.

Impact of Nuclear Data Uncertainties on Advanced Fuel Cycles and Their Irradiated Fuel - A comparison between Libraries

The uncertainties on the isotopic composition throughout the burnup due to the nuclear data uncertainties are analysed. The different sources of uncertainties: decay data, fission yield and cross sections; are propagated individually, and their effect assessed. Two applications are studied: EFIT (an ADS-like reactor) and ESFR (Sodium Fast Reactor). The impact of the uncertainties on cross sections provided by the EAF-2010, SCALE6.1 and COMMARA-2.0 libraries are compared. These Uncertainty Quantification (UQ) studies have been carried out with a Monte Carlo sampling approach implemented in the depletion/activation code ACAB. Such implementation has been improved to overcome depletion/activation problems with variations of the neutron spectrum.