Simulação de um Pool Simétrico com validação técnica do despacho provisório e apresentação de medidas corretivas baseadas num despacho ótimo

Os mercados de energia elétrica são atualmente uma realidade um pouco por todo o mundo. Contudo, não é consensual o modelo regulatório a utilizar, o que origina a utilização de diferentes modelos nos diversos países que deram início ao processo de liberalização e de reestruturação do sector elétrico. A esses países, dado que a energia elétrica não é um bem armazenável, pelo menos em grandes quantidades, colocam-se questões importantes relacionadas com a gestão propriamente dita do seu sistema elétrico. Essas questões implicam a adoção de regras impostas pelo regulador que permitam ultrapassar essas questões. Este trabalho apresenta um estudo feito aos mercados de energia elétrica existentes um pouco por todo o mundo e que o autor considerou serem os mais importantes. Foi também feito um estudo de ferramentas de otimização essencialmente baseado em meta-heurísticas aplicadas a problemas relacionados com a operação dos mercados e com os sistemas elétricos de energia, como é o exemplo da resolução do problema do Despacho Económico. Foi desenvolvida uma aplicação que simula o funcionamento de um mercado que atua com o modelo Pool Simétrico, em que são transmitidas as ofertas de venda e compra de energia elétrica por parte dos produtores, por um lado, e dos comercializadores, consumidores elegíveis ou intermediários financeiros, por outro, analisando a viabilidade técnica do Despacho Provisório. A análise da viabilidade técnica do Despacho Provisório é verificada através do modelo DC de trânsito de potências. No caso da inviabilidade do Despacho Provisório, por violação de restrições afetas ao problema, são determinadas medidas corretivas a esse despacho, com base nas ofertas realizadas e recorrendo a um Despacho Ótimo. Para a determinação do Despacho Ótimo recorreu-se à meta-heurística Algoritmos Genéticos. A aplicação foi desenvolvida no software MATLAB utilizando a ferramenta Graphical User Interfaces. A rede de teste utilizada foi a rede de 14 barramentos do Institute of Electrical and Electronics Engineers (IEEE). A aplicação mostra-se competente no que concerne à simulação de um mercado com tipo de funcionamento Pool Simétrico onde são efetuadas ofertas simples e onde as transações ocorrem no mercado diário, porém, não reflete o problema real relacionado a este tipo de mercados. Trata-se, portanto, de um simulador básico de um mercado de energia cujo modelo de funcionamento se baseia no tipo Pool Simétrico.

Fish passage assessment at the most downstream barrier of the Ebro River (NE Iberian Peninsula)

Fish passage at artificial barriers is necessary for the conservation of healthy fish stocks. The first barrier that migratory fish encounter when ascending the Ebro River is the Xerta Weir, where a pool-type fishway was constructed in 2008. From 2007 to 2010, boat electrofishing surveys were conducted in the Ebro River downstream of the Xerta Weir to assess the potential pool of species that could use the fishway. Nine native and 12 exotic species were captured, the latter comprising 62 % of the relative abundance and 70 % of the biomass. A combination of video recording, electrofishing and trapping was used to assess the effectiveness of the fishway in facilitating the passage of fish. Eight species were detected using the fishway, of which five were native (Liza ramada, Anguilla anguilla, Barbus graellsii, Gobio lozanoi and Salaria fluviatilis) and three exotic (Alburnus alburnus, Cyprinus carpio and Rutilus rutilus). Only L. ramada used the fishway in substantial numbers. The rate of fish passage was the highest from June to August and decreased afterwards. The effectiveness of the fishway might be lowered by areas of turbulence within the fishway and by distraction flows from a nearby hydropower station

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.

K-41(n, gamma)K-42 thermal and resonance integral cross section measurements

We measured the K-41 thermal neutron absorption and resonance integral cross sections after the irradiation of KNO3 samples near the core of the IEA-R1 IPEN pool-type research reactor. Bare and cadmium-covered targets were irradiated in pairs with Au-Al alloy flux-monitors. The residual activities were measured by gamma-ray spectroscopy with a HPGe detector, with special care to avoid the K-42 decay beta(-) emission effects on the spectra. The gamma-ray self-absorption was corrected with the help of MCNP simulations. We applied the Westcott formalism in the average neutron flux determination and calculated the depression coefficients for thermal and epithermal neutrons due to the sample thickness with analytical approximations. We obtained 1.57(4) and 1.02(4) b, for thermal and resonance integral cross sections, respectively, with correlation coefficient equal to 0.39.

Crystallography of zirconium hydrides in recrystallized Zircaloy-2 fuel cladding lay electron backscatter diffraction

Precipitation morphology and habit planes of the delta-phase Zr hydrides, which were precipitated within the a-phase matrix grains and along the grain boundaries of recrystallized Zircaloy-2 cladding tube, have been examined by electron backscatter diffraction (EBSD). Radially-oriented hydrides, induced by residual tensile stress, precipitated in the outside region of the cladding, and circumferentially-oriented hydrides in the stress-free middle region of the cladding. The most common crystallographic relationship for both types of the hydrides precipitated at the inter- and intra-granular sites was identical at (0001)(alpha) // {111}(delta), with {1017}(alpha) // {111}(delta) being the occasional exception only for the inter-granular radial hydrides. When tensile stress was loaded, the intra-granular hydrides tended to preferentially precipitate in the grains with circumferential basal pole textures. The inter-granular hydrides tended to preferentially precipitate on the grain faces opposite to tensile axis. The change of prioritization in the precipitation sites for the hydrides due to tensile stress could be explained in terms of the relaxation effect of constrained elastic energy on the terminal solid solubility of hydrogen at hydride precipitation.

Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.

Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.