Modelling of the PWR PACTEL vertical steam generator with the TRACE code

The behavior of the nuclear power plants must be known in all operational situations. Thermal hydraulics computer applications are used to simulate the behavior of the plants. The computer applications must be validated before they can be used reliably. The simulation results are compared against the experimental results. In this thesis a model of the PWR PACTEL steam generator was prepared with the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine computer application. The simulation results can be compared against the results of the Advanced Process Simulator analysis software in future. Development of the model of the PWR PACTEL vertical steam generator is introduced in this thesis. Loss of feedwater transient simulation examples were carried out with the model.

Aukko-osuuden mittausmenetelmien kartoitus PWR PACTEL -koelaitteiston pystyhöyrystimen sekundääripuolella

Diplomityössä kartoitetaan mahdollisuuksia aukko-osuuden mittaamiseksi ydinvoimalaitosta mallintavan PWR PACTEL -koelaitteiston pystyhöyrystimen sekundääripuolella. Työ on toteutettu osana kansallista SAFIR2014-ydinturvallisuustutkimusohjelmaa. Diplomityön tavoitteena on löytää kustannuksiltaan mahdollisimman järkevä ja toimiva menetelmä aukko-osuuden määrittämiseksi. Aukko-osuuden mittaaminen on tärkeää sekundääripuolen kaksifaasivirtauksen käyttäytymisen paremman tuntemuksen lisäämiseksi. Aukko-osuusmittausdataa tarvitaan muun muassa laskentakoodien validointiin. Diplomityössä perehdytään kaksifaasivirtauksen ja aukko-osuuden fysiikkaan sekä esitellään erityyppisiä aukko-osuuden mittausmenetelmiä. Kunkin mittausmenetelmän soveltuvuutta PWR PACTEL -koelaitteistoon arvioidaan erikseen. Aukko-osuuden mittaaminen höyrystimen sekundääripuolella osoittautuu käytännössä erittäin hankalaksi. Pääasiassa tämä johtuu höyrystimen rakenteesta sekä mittausmenetelmien korkeista kustannuksista. Tämän vuoksi työssä tarkastellaan myös edellytyksiä aukko-osuuden mittaamiselle erillisessä höyrystintä mallintavassa koelaitteistossa. Mikäli aukko-osuutta haluttaisiin mitata erilliskoelaitteistossa, tulisi höyrystinmallin rakennetta, materiaaleja tai kiertoainetta muuttaa PWR PACTELin höyrystimeen verrattuna.

PWR PACTEL -koelaitteiston ylätilan mallinnusvaihtoehtojen tarkastelu APROS-ohjelmistolla

Diplomityössä selvitetään PWR PACTEL -koelaitteiston APROS-mallin ylätilan toimi¬vuut¬ta ja tutkitaan tapoja parantaa mallin simulointitarkkuutta. Työssä on esitelty PWR PACTEL -koelaitteiston sekä APROS-simulointiohjelman pääpiirteet ja tutustuttu simu¬loin¬ti¬ohjelmien kelpoistukseen. Simulointiosiossa tarkastellaan yksinkertaisen ja muokatun ylätilamallin toimivuutta ver¬taa¬mal¬la simulointia koelaitteistolla tehtyjen kokeiden mittaustuloksiin. Lisäksi tutkitaan nel¬¬jää tapaa parantaa ylätilamallin toimivuutta: virtausvastusten säätö, lämpöhäviöiden sä䬬tö, rakenteelliset muutokset ja laskentakorrelaatioiden vaihtaminen. Simulointituloksia ver¬¬ra¬¬taan kahteen koelaitteistolla suoritettuun kokeeseen, joista toinen on tasapainotilankoe ja toinen dynaamisen tilan koe. Työssä havaittiin, että nykyisin käytössä olevaa mallia on kehitetty jo varsin paljon, ver¬rat¬tu¬na ns. yksinkertaiseen malliin. Testatuilla parannusvaihtoehdoilla saatiin hieman paran¬net¬tua ylätilan lämpötilojen simulointia tasapainotilassa. Dynaamisen tilan osalta havaittiin pien¬tä parannusta mallin toiminnassa ylätilamallin rakennemuutosten jälkeen. Tulosten poh¬jalta arvioitiin, että mallia on mahdollista kehittää muuttamalla ylätilamallin raken¬net¬ta.

Analysis of PWR-PACTEL Small Break LOCA experiment using TRACE

Currently, the power generation is one of the most significant life aspects for the whole man-kind. Barely one can imagine our life without electricity and thermal energy. Thus, different technologies for producing those types of energy need to be used. Each of those technologies will always have their own advantages and disadvantages. Nevertheless, every technology must satisfy such requirements as efficiency, ecology safety and reliability. In the matter of the power generation with nuclear energy utilization these requirements needs to be highly main-tained, especially since accidents on nuclear power plants may cause very long term deadly consequences. In order to prevent possible disasters related to the accident on a nuclear power plant strong and powerful algorithms were invented in last decades. Such algorithms are able to manage calculations of different physical processes and phenomena of real facilities. How-ever, the results acquired by the computing must be verified with experimental data.

Quantification of the probability of containment failure caused by an in-vessel steam explosion for the Sizewell B PWR

AEA Technology has provided an assessment of the probability of α-mode containment failure for the Sizewell B PWR. After a preliminary review of the methodologies available it was decided to use the probabilistic approach described in the paper, based on an extension of the methodology developed by Theofanous et al. (Nucl. Sci. Eng. 97 (1987) 259–325). The input to the assessment is 12 probability distributions; the bases for the quantification of these distributions are discussed. The α-mode assessment performed for the Sizewell B PWR has demonstrated the practicality of the event-tree method with input data represented by probability distributions. The assessment itself has drawn attention to a number of topics, which may be plant and sequence dependent, and has indicated the importance of melt relocation scenarios. The α-mode failure probability following an accident that leads to core melt relocation to the lower head for the Sizewell B PWR has been assessed as a few parts in 10 000, on the basis of current information. This assessment has been the first to consider elevated pressures (6 MPa and 15 MPa) besides atmospheric pressure, but the results suggest only a modest sensitivity to system pressure.

Modelo de cálculo para la gestión del combustible de un PWR

El programa CICLON se emplea para gestionar el combustible de un PWR. En esta ponencia se estudia y se complementa con nuevos cálculos relativos a la recarga de elementos combustibles frescos.

Calcoli di sezioni d'urto efficaci di riflettore in sistemi PWR di terza generazione

La corretta modellizzazione della zona del riflettore dei sistemi GEN III+ è un passaggio fondamentale per un’accurata predizione dei parametri di cella il cui valore influenza direttamente la distribuzione di potenza su tutto il nocciolo. Tale esigenza si è resa ancora più stringente dopo la constatazione che il fenomeno del “tilt power” risulta essere più amplificato nei noccioli nucleari equipaggiati con un riflettore pesante. Per tali ragioni, nel presente lavoro di tesi si è dedicata particolare attenzione alle metodiche di modellizzazione ed alla generazione delle sezioni d’urto efficaci omogenee ed agli assembly discontinuity factors (ADF) nella zona di riflessione. Il codice deterministico utilizzato per il calcolo è SCALE 6.1.3. La notevole differenza nelle proprietà neutroniche associata ad un’elevata eterogeneità geometrica tra un nocciolo ed un riflettore hanno suggerito di effettuare un’analisi preliminare sul sistema riflettente GEN II proposto nel benchmark NEA-NSC-DOC (2013) per testare la capacità di SCALE 6.1.3 di effettuare un corretto calcolo di cella adottando una modellizzazione monodimensionale assembly/riflettore. I risultati ottenuti sono confrontati con quelli presentati nel benchmark e e con quelli valutati attraverso il codice Monte Carlo SERPENT 2.0 confermando la capacità di calcolo di SCALE 6.1.3. L’analisi sulla modellizzazione dei sistemi riflettenti GEN III+ è stata effettuata ricavando il valore dei parametri di cella per configurazioni omogenee ed una serie di configurazioni geometriche esatte che comprendono tutte le modellizzazioni del sistema riflettente lungo la direzione angolare del riflettore. Si è inoltre effettuata un’analisi di sensitività su parametri operativi e sui parametri di codice. Si è infine effettuato un calcolo in color-set per indagare l’influenza degli effetti 2-D sui parametri di cella. I risultati prodotti rappresentano un contributo migliorativo nella conoscenza dei parametri di cella di riflettore e potranno essere utilizzati per una più precisa valutazione del fenomeno del tilt nei sistemi GEN III+.

Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR

La simulación de la física del núcleo de los reactores nucleares por su complejidad requiere del uso de computadores y del software adecuado, y su evolución es ir hacía métodos y modelos de los llamados best-estimate, con el objeto de aumentar la disponibilidad de la central manteniendo los márgenes de seguridad. Para ello el Departamento de Ingeniería Nuclear (UPM), ha desarrollado el Sistema SEANAP en uso en varias centrales nucleares españolas, que realiza la simulación en 3D y con detalle de barrita combustible del quemado nominal y real del núcleo del reactor, hace el seguimiento en línea de la operación, y ayuda a la planificación óptima de las maniobras operacionales

UPM Results BWR-PWR Exercise I-1 by MCNP5 code

The perturbation approach relies in principle on a unique “NJOY + MCNP5 + SUSD3D”calculation. The inputs are the geometry MCNP5 input file and an ENDF file containing covariances.

Burnup Uncertainty Analysis for PWR-HFP Exercise I-1

Burn-up credit analyses are based on depletion calculations that provide an accurate prediction of spent fuel isotopic contents, followed by criticality calculations to assess keff

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”

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.