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[ES] Para garantizar la seguridad de un reactor nuclear es crucial la posibilidad de realizar simulaciones con modelos que se asemejen a la realidad. El estudio de accidentes, la propuesta de mejoras para la planta y otros casos deben ser estudiados con modelos, ya que la realización en planta sin un previo estudio puede poner en riesgo su seguridad. Numerosos centros de investigación proponen casos de estudio de reactores ya resueltos con modelos fiables para que se pueda verificar la validez de otros métodos de cálculo. Para ello se propone un reactor nuclear PWR con datos de partida, y se pide sacar el valor de variables características. En este Trabajo de Fin de Máster se estudia el estado estacionario de un reactor 3D PWR (Pressure Water Reactor) siguiendo el 3D LWR Core Transient Benchmark (3DLWRCT). En primer lugar, se resuelve las ecuaciones de transporte neutrónico mediante las ecuaciones de difusión y el código FEMFFUSION. El benchmark propone directrices para la resolución del problema como el uso de la teoría de dos grupos o los métodos de cálculo de ciertas variables. En segundo lugar, se acopla un modelo termo-hidráulico que permita modelizar la extracción del calor generado por el núcleo del reactor. Esta transferencia de calor se realiza con un intercambiador de calor de agua ligera entre el circuito primario y el secundario. Varias variables del modelo neutrónico, como las secciones eficaces, dependen de la temperatura del reactor, y esta última depende de la potencia del reactor. Luego es necesario el acoplamiento de estos dos modelos para poder llegar a la solución del problema estacionario. En el presente trabajo se realizará una comparación de los resultados obtenidos con otros modelos y códigos de diferentes centros de investigación., [EN] To guarantee the safety of a nuclear reactor, it is crucial to be able to carry out simulations with models that resemble reality. The study of accidents, the proposal of improvements for the plant and other cases must be studied with models, since the realization in plant without a previous study can jeopardize its safety. Numerous research centers propose case studies of reactors already solved with reliable models so that the validity of other calculation methods can be verified. For this purpose, a PWR nuclear reactor is proposed with starting data, and the value of characteristic variables is requested. In this Master's Thesis, the steady state of a 3D PWR (Pressure Water Reactor) reactor is studied following the 3D LWR Core Transient Benchmark (3DLWRCT). First, the neutron transport equations are solved using the diffusion equations and the FEMFFUSION code. The benchmark proposes guidelines for solving the problem such as the use of the two-group theory or the methods of calculating certain variables. Secondly, a thermohydraulic model is coupled to model the extraction of the heat generated by the reactor core. This heat transfer is carried out with a light water heat exchanger between the primary and secondary circuits. Several variables of the neutron model, such as the effective cross sections, depend on the reactor temperature, and the latter depends on the reactor power. The coupling of these two models is then necessary in order to arrive at the solution of the stationary problem. In the present work a comparison of the results obtained with other models and codes from different research centers will be made., [CAT] Per a garantir la seguretat d'un reactor nuclear és crucial la possibilitat de realitzar simulacions amb models que s'assemblen a la realitat. L'estudi d'accidents, la proposta de millores per a la planta i altres casos han de ser estudiats amb models, ja que la realització en planta sense un previ estudi pot posar en risc la seua seguretat. Nombrosos centres d'investigació proposen casos d'estudi de reactors ja resolts amb models fiables perquè es puga verificar la validesa d'altres mètodes de càlcul. Per a això es proposa un reactor nuclear PWR amb dades de partida, i es demana traure el valor de variables característiques. En aquest Treball de Fi de Màster s'estudia l'estat estacionari d'un reactor 3D PWR ( Water Reactor ) seguint el FEMFFUSION . El 3D LWR Core Transient Benchmark (3DLWRCT). Pressure En primer lloc, es resol les equacions de transport neutrónico mitjançant les equacions de difusió i el codi benchmark de la teoria de dos grups o el proposa directrius per a la resolució del problema com l'ús s mètodes de càlcul d'unes certes variables. En segon lloc, s'acobla un model termohidràulic que permeta modelizar l'extracció de la calor generada pel nucli del reactor. Aquesta transferència de calor es realitza amb un bescanviador de calor d'aigua lleu gera entre el circuit primari i el secundari. Diverses variables del model neutrónico, com les seccions eficaces, depenen de la temperatura del reactor, i aquesta última depén de la potència del reactor. Després és necessari l'acoblament d'aquests dos mode ls per a poder arribar a la solució del problema estacionari. En el present treball es realitzarà una comparació dels resultats obtinguts amb altres models i codis de diferents centres d'investigació.

[ES] El presente trabajo se centra en el núcleo del reactor nuclear de la C. N. SURRY de tipo PWR. Los diferentes códigos utilizados para el estudio son TRACE y PATHS, códigos termohidráulicos que se pueden acoplar con PARCS, un código neutrónico. Se ha recurrido también a Matlab para realizar tareas soportes al estudio. El objetivo final del TFM es la adaptación automática de modelos desde TRACE/PARCS hacia PATHS/PARCS y viceversa para la generación de un gran número de casos, lo que es necesario dado que el tiempo de cálculo de PATHS es mucho menor que el de TRACE. Estos datos permitirán alimentar una red neuronal y determinar diferentes configuraciones óptimas de los elementos de combustible en función de ciertos criterios. Antes de buscar a realizar este objetivo, se ha realizado unos estudios sobre el reactor considerado para tratar el problema de manera más clara y completa. Se realizó primero un modelo 1D del reactor con el código acoplado termohidráulico-neutrónico 3D (TH-NK) TRACE/PARCS y se compararon los resultados con un modelo ya hecho con otro código TH-NK de seguimiento de núcleo, PATHS/PARCS. Se realizó también un modelo 3D, más realista, con el mismo código a fin de obtener resultados más precisos y compararlos con el resto de los datos. La segunda parte del trabajo trató del seguimiento de núcleo, es decir el estudio termohidráulico y neutrónico del reactor a lo largo de un ciclo entre dos recargas de combustible a fin de obtener valores de consumo del combustible y de las barras de control, concentración de boro, etc... Se ha generado aleatoriamente 25000 configuraciones de combustible diferentes cumpliendo varios criterios gracias a varios scripts Matlab y se ha realizado el seguimiento de núcleo para estas configuraciones. El objetivo fue encontrar la configuración optima en función de varios criterios., [CAT] El present treball se centra en el nucli del reactor nuclear de la C.N. SURRY de tipus PWR. Els diferents codis utilitzats per a l'estudi són TRACE i PATHS, codis termohidràulics que es poden acoblar amb PARCS, un codi neutrònic. S'ha recorregut també a Matlab per a fer tasques de suport a l'estudi. L'objectiu final del TFM és l'adaptació automàtica de models des de TRACE/PARCS cap a PATHS/PARCS i viceversa per a la generació d'un gran nombre de casos, la qual cosa és necessari atés que el temps de càlcul de PATHS és molt de menor que el de TRACE. Estes dades permetran alimentar una xarxa neuronal i determinar diferents configuracions òptimes dels elements de combustible en funció d'uns certs criteris. Abans de buscar a realitzar aquest objectiu, s'ha realitzat uns estudis sobre el reactor considerat per a tractar el problema de manera més clara i completa. Es va realitzar primer un model 1D del reactor amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3D (TH-NK) TRACE/PARCS i es van comparar els resultats amb un model ja fet amb un altre codi TH-NK de seguiment de nucli, PATHS/PARCS. Es realitzà també un model 3D, més realista, amb el mateix codi a fi d'obtindre resultats més precisos i comparar-los amb la resta de les dades. La segona part del treball tracte del seguiment de nucli, és a dir l'estudi termohidràulic i neutrònic del reactor al llarg d'un cicle entre dues recàrregues de combustible a fi d'obtindre valors de consum del combustible i de les barres de control, concentració de bor, etc... S'ha generat aleatòriament 25000 configuracions de combustible diferents complint diversos criteris gràcies a diversos scripts Matlab i s'ha realitzat el seguiment de nucli per a aquestes configuracions. L’objectiu va ser trobar la configuració òptima en funció de diversos criteris, [EN] This study is about the core of the reactor of the SURRY N.P.P., PWR type reactor. The different system codes used are TRACE, PARCS y PATHS. TRACE and PATHS are thermalhydraulics simulators that can be coupled with PARCS, a neutronic simulator. The final objective is the automatic adaptation of TRACE/PARCS models to PATHS/PARCS and vice versa to generate a high number of cases, which is necessary due to the higher calculation time of TRACE system code compared to PATHS. This data will be used as entry for a neural network with the objective of determining optimal fuel configurations in function of various criteria. Before trying to complete this objective, a few studies were conducted on the considered reactor to deal with the problem a clear and complete way. A first 1D model was developed with the couple system codes thermalhydraulic and neutronic 3D (TH-NK) TRACE/PARCS and the results were compared with an existing model realized with PATHS/PARCS. A 3D model was also developed, more realist, with the same system codes and with the objective of obtaining more precise results and compare them with the rest of the data. The second part of the study was about the core following, i.e., the thermal-hydraulic and neutronic study of the reactor throughout the cycle between to refuelling. This calculation provides the values of fuel and control rod consumption, Bore concentration, etc. for each step of the cycle. 25000 different fuel configurations were randomly generated thanksto a Matlab script and the core following was realized for each of these models. Thanks to the results of these simulations, it was possible to determine the optimal fuel configuration among all the cases.

[ES] En este trabajo final de master se pretende desarrollar un modelo termohidráhulico-neutrónico de la central nuclear tipo KWU-SIEMENS. Este modelo incluirá los componentes más importantes de todo el circuito primario junto con la adicción de una vasija del reactor que se encuentra modelizada a nivel de elemento combustible. Esto otorgara a las simulaciones una gran precisión sobre el comportamiento del núcleo. Para ello se utilizarán dos modelos realizados en trabajos anteriores y se unificarán en un mismo modelo que se usara para la realización de la nueva simulación. Las simulaciones se realizarán mediante el código TRACE encargado de realizar todos los cálculos termohidráulicos aplicando las ecuaciones de continuidad a todos los nodos del modelo. Se usará conjuntamente con PARCS, que es el código encargado de los cálculos neutrónicos y que realimentara al código TRACE durante cada una de las iteraciones de las simulaciones. Con el nuevo modelo obtenido se procederá a simular un accidente base de diseño propio de las centrales nucleares llamado PUMA (Pump Malfunction). Durante un transitorio PUMA una de las bombas de recirculación del refrigerante sufre una avería y deja de trasegar caudal. Esto produce una disminución del caudal trasegado en el circuito primario del reactor nuclear y por tanto debe reducirse la potencia de la planta para llegar a un nuevo estado estacionario. La forma de reducir la potencia durante un transitorio PUMA es mediante la bajada de las barras de control del reactor. En este trabajo se introducirán los movimientos de barras necesarios para asemejar una bajada de potencia similar a la que ha ocurrido durante un PUMA real. Este documento está redactado de tal forma que pueda servir de guía para la modificación de todos los archivos involucrados en la creación del modelo, definición del núcleo del reactor y los movimientos de las barras de control durante el transitorio. Finalmente se compararán los resultados obtenidos en la nueva simulación con los datos proporcionados del PUMA real además de comparar también con simulaciones anteriores de un caso PUMA similar., [CA] En aquest treball final de màster es pretén desenvolupar un model termohidràulic-neutrònic de la central nuclear tipus KWU-SIEMENS. Aquest model inclourà els components més importants de tot el circuit primari juntament amb l'addició d'un atuell del reactor que es troba modelitzada a nivell d'element combustible. Això atorgarà a les simulacions una gran precisió sobre el comportament del nucli. Per a això s'utilitzaran dos models realitzats en treballs anteriors i s'unificaran en un mateix model que s'utilitzarà per a la realització de la nova simulació. Les simulacions es realitzaran mitjançant el codi TRACE encarregat de realitzar tots els càlculs termohidràulics aplicant les equacions de continuïtat a tots els nodes del model. S'utilitzarà conjuntament amb PARCS, que és el codi encarregat dels càlculs neutrònics i que realimentarà al codi TRACE durant cadascuna de les iteracions de les simulacions. Amb el nou model obtingut es procedirà a simular un accident base de disseny propi de les centrals nuclears anomenat PUMA (Pump Malfunction). Durant un transitori PUMA una de les bombes de recirculació del refrigerant pateix una avaria i deixa de trasbalsar cabal. Això produeix una disminució del cabal trasbalsat en el circuit primari del reactor nuclear i per tant ha de reduir-se la potència de la planta per a arribar a un nou estat estacionari. La manera de reduir la potència durant un transitori PUMA és mitjançant la baixada de les barres de control del reactor. En aquest treball s'introduiran els moviments de barres necessaris per a assemblar una baixada de potència similar ha ocorregut durant un PUMA real. Aquest document està redactat de tal forma que puga servir de guia per a la modificació de tots els arxius involucrats en la creació del model, definició del nucli del reactor i els moviments de les barres de control durant el transitori. Finalment es compararan els resultats obtinguts en la nova simulació amb les dades proporcionades del PUMA real a més de comparar també amb simulacions anteriors d'un cas PUMA similar., [EN] In this final master¿s works the aim is develop a thermohydraulic-neutronic model of the nuclear power plant with design KWU-SIEMENS. This model contains most important equipment of the primary loop of reactor besides includes a reactor vessel with optimal discretization at fuel element level. This definition provides to the simulation¿s high precision above the behavior of nuclear core. To create this new model will be necessary mix two previous models did in other works. Simulations will be done through a thermohydraulic code called TRACE. TRACE is designed to solve all the continuity equations applied to all nodes of the model. TRACE needs help of PARCS, code in charge of the neutronic calculations. In every iteration of the simulation PARCS provides feedback to TRACE. With new model of the simulation will be simulate a design base accident called PUMA (Pump Malfunction). During a transient PUMA, one of the recirculation pumps suffers a breakdown and it doesn¿t recirculate flow. This situation produces a decrease of the flow associated with primary loop of the nuclear power plant and thus the nuclear reactor must decrease its power to arrive a new steady state. The way of decrease the power of nuclear reactor during a transient PUMA is lowering the control rods. In this document the movements of the control rods will be introduced to resemble to a real lowering power of reactor. This document is written in such way that can be used of guide to modeling all the files necessaries to create a new simulation with deferments definitions of nuclear core and different movements of the banks of control rods during transient. By last, final results will be compare with the real PUMA data and the previous simulations of the old models.

[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta simulación se realiza con códigos termohidráulicos de planta que tienen una definición de la cinética del reactor muy simplificada con cinética puntual o unidimensional. Una mejora importante en la simulación de transitorios base de diseño se basa en la utilización de códigos acoplados termohidráulico-neutrónicos, que permiten obtener resultados sobre la evolución de la potencia del reactor en tres dimensiones. Los códigos neutrónicos 3D necesitan parámetros de la cinética y secciones eficaces también en 3D ajustados al punto del ciclo que se quiere simular y que abarquen las condiciones que se alcancen durante el transitorio. Por otro lado, para poder verificar tanto los códigos como los modelos es necesario llevar a cabo una serie de simulaciones de diferentes transitorios. De esta manera, se comprueba cómo funciona el código acoplado en diferentes condiciones de operación y simulación. Esta tesis contribuye al conocimiento del uso de códigos termohidráulico-neutrónicos acoplados en la simulación de transitorios base de diseño (Design Basis Accidents -DBAs). Los códigos mejorados y verificados son los códigos termohidráulicos RELAP5, TRAC-BF1 y TRACE y el código neutrónico PARCS. Los parámetros neutrónicos necesarios en PARCS se han obtenido aplicando una metodología que simplifica el modelo del núcleo. Esta metodología, ya desarrollada e implementada, denominada SIMTAB, se ha mejorado, tanto en las posibilidades de aplicación de la misma como en la optimización y actualización de la programación del código fuente. Los transitorios analizados con los códigos RELAP5/PARCS acoplados son: transitorio por expulsión de barra de control y transitorio de inyección de boro en un reactor PWR. Con los códigos TRAC-BF1/PARCS acoplados se ha analizado el transitorio por disparo de turbina en la C. N. Peach Bottom. Para llevar a cabo las simulaciones con TRAC-BF1/PARCS se ha implementado el acoplamiento de ambos códigos, puesto que originalmente el código TRAC-BF1 no estaba preparado para ello. El análisis de inestabilidades en reactores BWR se ha realizado con RELAP5/PARCS en dos reactores BWR: C. N. Peach Bottom y C. N. Ringhals 1. Para ello se ha desarrollado una metodología de análisis que abarca desde la definición del modelo termohidráulico y del modelo neutrónico hasta el análisis de las señales simuladas obtenidas con PARCS. La metodología también incluye la aplicación de diferentes perturbaciones basadas en los modos Lambda y en el análisis de las señales reales de planta. Se ha llevado a cabo un estudio del modelo para el cálculo de la concentración de Boro en los códigos termohidráulicos y se ha mejorado este modelo en el código TRAC-BF1, incorporando un nuevo método de resolución en el código fuente. El modelo para el cálculo del calor de desintegración también se ha revisado y mejorado en los códigos TRAC-BF1 y PARCS. En ambos casos se ha implementado el modelo ANS 2005. El análisis de sensibilidad e incertidumbre está ligado a los resultados de los códigos de mejor estimación como los mejorados en esta tesis. Este análisis se ha realizado sobre los transitorios de expulsión de barra en un reactor PWR y el transitorio de caída de barra en un reactor BWR con RELAP5/PARCS. Los resultados de estos trabajos aportan una metodología de aplicación para la simulación correcta de transitorios con códigos acoplados. Además, ha servido para detectar y subsanar deficiencias en los códigos, y de esta manera disponer de unos códigos de mejor estimación preparados para el análisis de transitorios base de diseño., [CA] La simulació de transitoris forma part del procés de llicenciament d'una central nuclear. Això implica que els codis, així com els models utilitzats han d'estar verificats i validats. Normalment, aquesta simulació es realitza amb codis termohidràulics de planta que tenen una definició de la cinètica del reactor molt simplificada amb cinètica puntual o unidimensional. Una millora important en la simulació de transitoris base de disseny es basa en la utilització de codis acoblats termohidràulic-neutrònics, que permeten obtindre resultats sobre l'evolució de la potència del reactor en tres dimensions. Els codis neutrònics 3D necessiten paràmetres de la cinètica i seccions eficaces també en 3D ajustats al punt del cicle que es vol simular i que abasten les condicions que s'aconseguisquen durant el transitori. D'altra banda, per a poder verificar tant els codis com els models és necessari dur a terme una sèrie de simulacions de diferents transitoris. D'aquesta manera, es comprova com funciona el codi acoblat en diferents condicions d'operació i simulació. Aquesta tesi contribueix al coneixement de l'ús de codis termohidràulic-neutrònics acoblats en la simulació de transitoris base de disseny. Els codis millorats i verificats són els codis termohidràulics RELAP5, TRAC-BF1 i TRACE i el codi neutrònic PARCS. Els paràmetres neutrònics necessaris en PARCS s'han obtingut aplicant una metodologia que simplifica el model del nucli. Aquesta metodologia, ja desenvolupada i implementada, denominada SIMTAB, s'ha millorat, tant en les possibilitats d'aplicació de la mateixa com en l'optimització i actualització de la programació del codi font. Els transitoris analitzats amb els codis RELAP5/PARCS acoblats són: transitori per expulsió de barra de control i transitori d'injecció de bor en un reactor PWR. Amb els codis TRAC-BF1/PARCS acoblats s'ha analitzat el transitori per disparament de turbina en la C. N. Peach Bottom. Per a dur a terme les simulacions amb TRAC-BF1/PARCS s'ha implementat l'acoblament de tots dos codis, ja que originalment el codi TRAC-BF1 no estava preparat per a això. L'anàlisi d'inestabilitats en reactors BWR s'ha realitzat amb RELAP5/PARCS en dos reactors BWR: C. N. Peach Bottom i C. N. Ringhals 1. Per a això s'ha desenvolupat una metodologia d'anàlisi que abasta des de la definició del model termohidràulic i del model neutrònic fins a l'anàlisi dels senyals simulats. La metodologia també inclou l'aplicació de diferents pertorbacions basades en els modes Lambda i en l'anàlisi dels senyals reals de planta. S'ha dut a terme un estudi del model per al càlcul de la concentració de Bor en els codis termohidràulics i s'ha millorat aquest model en el codi TRAC-BF1, incorporant un nou mètode de resolució en el codi font. El model per al càlcul de la calor de desintegració també s'ha revisat i millorat en els codis TRAC-BF1 i PARCS. En tots dos casos s'ha implementat el model ANS 2005. L'anàlisi de sensibilitat i incertesa està lligat als resultats dels codis de millor estimació com els millorats en aquesta tesi. Aquesta anàlisi s'ha realitzat sobre els transitoris d'expulsió de barra en un reactor PWR i el transitori de caiguda de barra en un reactor BWR amb RELAP5/PARCS. Els resultats d'aquests treballs aporten una metodologia d'aplicació per a la simulació correcta de transitoris amb codis acoblats. A més, ha servit per a detectar i esmenar deficiències en els codis, i d'aquesta manera disposar d'uns codis de millor estimació preparats per a l'anàlisi de transitoris base de disseny., [EN] The simulation of transients is part of the licensing process of a nuclear power plant. This implies that the codes as well as the models used must be verified and validated. Normally, this simulation is performed with thermalhydraulic plant codes that have a very simplified definition of reactor kinetics with point or one-dimensional kinetics. An important improvement in the simulation of design-basis transients rely on the use of thermohydraulic-neutronic coupled codes, which allow to obtain results of the evolution of the reactor power in three dimensions. The 3D neutron codes need parameters of the kinetics and cross-sections also in 3D adjusted to the point of the cycle to be simulated that must cover the conditions reached during the transient. On the other hand, to be able to verify both the codes and the models it is necessary to carry out a series of simulations of different transients. In this way, it is checked how the coupled code works in different operating and simulation conditions. This thesis contributes to increase the knowledge of the use of thermalhydraulic-neutronic coupled codes in the simulation of design basis accidents (DBAs). The improved and verified codes are the thermalhydraulic codes RELAP5, TRAC-BF1 and TRACE and the neutronic code PARCS. The necessary neutronic parameters in PARCS have been obtained by applying a methodology that simplifies the core model. This methodology, already developed and implemented, called SIMTAB, has been improved in this thesis in its application possibilities and also in the optimization and updating of the source code. The transients analyzed with RELAP5/PARCS coupled code are: control rod ejection transient and boron injection transient in a PWR reactor. With TRAC-BF1/PARCS coupled code, the transient analyzed is the turbine trip transient in Peach Bottom NPP. To carry out the simulations with TRAC-BF1/PARCS, the coupling of both codes has been implemented before, since originally the TRAC-BF1 code was not prepared for it. The analysis of instabilities in BWR reactors has been carried out with RELAP5/PARCS in two BWR reactors: Peach Bottom NPP and Ringhals 1 NPP. A methodology has been developed which cover from the definition of the thermalhydraulic model and the neutron model to the simulated signal analysis. The methodology also includes the application of different disturbances based on Lambda modes and the analysis of real plant signals. A study of the model for the calculation of the Boron concentration in thermalhydraulic codes has been carried out. This model has been improved in the TRAC-BF1 code, incorporating a new resolution method in the source code. The model for the calculation of the decay heat has also been revised and improved in TRAC-BF1 and PARCS codes. In both cases, the ANS 2005 model has been implemented. The sensitivity and uncertainty analysis is linked to the results of the best estimate codes such as those improved in this thesis. This analysis has been carried out on the control rod ejection transients in a PWR reactor and the control rod drop transient in a BWR reactor with RELAP5/PARCS. The results of these works provide an application methodology for the correct simulation of transients with coupled codes. In addition, it has been used to detect and correct deficiencies in the codes, and therefore, to have better estimate codes prepared for the analysis of design-basis transients.

CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Outra Agência Neste estudo foram realizadas análises do comportamento neutrônico de materiais desenvolvidos como revestimeto de reatores da Geração IV, mas que possuem tecnologia para serem aplicados em reatores PWR em operação. Foram escolhidas as ligas de zircônio avançadas, ZIRLO e OPT ZIRLO, o material cerâmico carbeto de silício reforçado com fibras de Hi-Nicalon tipo S (SiC HNS) e uma liga metálica de FeCrAl. Estes materiais foram analisados no estado estacionário e durante a evolução do combustível. Para validar a metodologia empregada, foi modelado e simulado um elemento combustível correspondente a um PWR 17x17 enriquecido a 4%. Com o objetivo de ampliar os estudos neutrônicos do DEN-UFMG, foi utilizado para as simulações o código SERPENT Monte Carlo. Após a validação, o revestimento convencional foi substituído pelos materiais propostos neste estudo, e avaliou-se os fatores de multiplicação infinito, os coeficientes de reatividade de temperatura do combustível e do moderador, a razão entre os fluxos térmico e total por material e as taxas de reação em cada um dos revestimentos ao longo da queima. Também foram avaliados os impactos dos elementos de controle de reatividade, por meio da utilização de varetas de veneno queimável com o uso dos revestimentos Zircaloy, ZIRLO, OPT ZIRLO, SiC HNS e liga de ferro-cromo-alumínio. Ao fim desta etapa, verificou-se que o revestimento de FeCrAl não apresentava resultados satisfatórios quando comparado aos demais materiais. Assim, o estudo foi estendido à liga de FeCrAl que sofreu variações na espessura e variações no enriquecimento do combustível. Todos os resultados obtidos foram comparados aos do Zircaloy e verificou-se que há a possibilidade de substituir o revestimento convencional pelo SiC HNS e pela liga metálica de ferro-cromo-alumínio com redução na espessura em conjunto com combustíveis mais enriquecidos. The present work reports an analysis of neutronics behavior on cladding materials developed for Generation IV reactors with reliable application on commercial PWRs under operation. The advanced zirconium alloys, ZIRLO e OPT ZIRLO and the ceramic cladding silicon carbide (SiC) reinforced with Hi-Nicalon type S (SiC HNS) and FeCrAl alloy were chosen. A benchmark fuel element 17x17 with 4% fuel enrichment problem was used as reference case in order to validate the model analysis at steady-state and during burnup. In order to expand the neutronic studies of DEN-UFMG, the SERPENT Monte Carlo code was used for simulations. Of first order, the replacement has been made of the standard fuel cladding by different cladding materials comprised on this work. The infinite multiplication factor, fuel temperature coefficient of reactivity and moderator temperature coefficient of reactivity, thermal-to-total flux ratio and reaction rates neutronic parameters were evaluated during fuel depletion. The impacts of the reactivity control elements were also evaluated, through the use of burnable poison rods using the Zircaloy, ZIRLO, OPT ZIRLO, SiC HNS and iron-chrome-aluminum alloy claddings. At the end of this step, it was found that the FeCrAl cladding did not present satisfactory results when compared to other materials. For the next step, The ECB with FeCrAl alloy experienced changes in cladding thickness and fuel enrichment. All results compared with Zircaloy cladding shown that ones can replace the conventional cladding with at least two of the materials studied keeping the neutronic parameters advantages, the ceramic material SiC HNS and the iron-chrome-aluminum alloy with reduced thickness and increased fuel enrichment.

[ES] El objetivo de este TFG es mejorar la comprensión sobre la fenomenología del ruido neutrónico presente en reactores de agua ligera. Que en el caso de los diseños KWU, además de desconocerse su origen, puede provocar oscilaciones del flujo neutrónico capaces de alterar la operación normal de la planta. Para caracterizar el origen de dicha problemática, diversos esfuerzos se han llevado a cabo, como el de la plataforma H2020 CORTEX en la cual la UPV está integrada. La intención original de este proyecto es el desarrollo de metodologías que permitan el estudio de esta fenomenología y su compresión. Con este fin, en el presente trabajo se han realizado transitorios debidos a la introducción de fluctuaciones senoidales en diversos parámetros de la central, como el caudal y la temperatura de entrada del refrigerante, para posteriormente estudiar la respuesta del reactor a estas, analizando las señales de potencia y flujo neutrónico que recibirían los detectores IN-CORE y EX-CORE. Se ha tenido en cuenta un amplio espectro de frecuencias, representativas de aquellas fluctuaciones que pudieran aparecer durante la operación normal del reactor, así como también se han considerado distintas amplitudes. Además, con el objetivo de profundizar más en la compresión de este fenómeno, se han separado señales reales de potencia de un reactor nuclear en los distintos armónicos que las componen, para analizar la contribución de cada uno de ellos al comportamiento de la potencia total. Para la simulación de los transitorios se han empleado acoplados los códigos termohidráulico y neutrónico de referencia de la NRC, TRACE Y PARCS. En cuyo uso y desarrollo tiene una gran implicación y experiencia el grupo SENUBIO del ISIRYM, con cuya colaboración se ha realizado este trabajo.

[ES] En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando herramientas informáticas mediante las que es posible obtener una descripción detallada de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo de los reactores nucleares. El objeto de estas nuevas herramientas es el de realizar análisis de seguridad en reactores nucleares utilizando técnicas de mejor estimación. Las técnicas de mejor estimación, en contraposición con las conservadoras, permiten la operación del reactor con márgenes de seguridad más estrechos y, por tanto, mayor economía del núcleo. En este contexto se desarrolla una plataforma informática que integra códigos informáticos que cubren la mayor parte de las físicas que tienen lugar en los reactores nucleares. Para la integración de los diferentes fenómenos de realimentación entre termohidráulica, neutrónica, mecánica y transmisión de calor se han desarrollado una serie de acoplamientos entre los códigos que componen la plataforma. Todos los desarrollos realizados tienen por objetivo representar de forma realista el diseño y comportamiento de la instalación nuclear, incluyendo el sistema de control, los elementos y las varillas de combustible., [EN] In recent years, in parallel with advances in computer technology, computer tools have been developed through which it is possible to obtain a detailed description of the phenomena occurring in the core of nuclear reactors. The final objective of these new tools is to perform safety analysis using best estimate techniques. The best estimate techniques, as opposed to the conservative ones, allow the operation of the reactor with narrower safety margins, and thus greater core economy. In this context, it has been developed a multiphysics computer platform that integrates simulation codes that cover most of the physics that take place in nuclear reactors. For the integration of the different feedback phenomena between thermal-hydraulics, neutronics and heat transfer, a series of couplings have been developed between the codes that compose the platform. All the developments carried out are intended to realistically represent the design and behavior of the nuclear facility, including the control system, fuel elements and fuel rods., Este trabajo se enmarca dentro de la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyecto NUC-MULTPHYS (ENE2012-34585) y los proyectos de colaboración interdisciplinar de la Universitat Politècnica de Valencia COBRA_PAR (PAID - 05 -11-2810) y Open-NUC (PAID-05-12)

Nesta tese descreve-se o desenvolvimento de um sistema de cálculos neutrônicos e termohidráulicos acoplados que utiliza malhas finas não-estruturadas como domínio de solução e totalmente baseado em software livre. As contribuições propostas seguem em dois diferenteseixos: uma delas é o foco na utilização da forma de desenvolvimento de sistemas de computação abertos, um conceito amplamente utilizado em diversas áreas do conhecimento mas raramente explorado no campo de Engenharia Nuclear; a segunda é o uso de memória compartilhada do sistema operacional como uma área de armazenamento de dados de confiável e rápido acesso para acoplar o sistema de dinâmica dos fluidos computacional (CFD) OpenFOAM e o gratuito e flexível código de análise de reatores milonga. Este conceito foi aplicado na simulação do comportamento de um modelo simplificado de um combustível do reator TRIGA Mark 1 IPR-R1 em estado estacionário. As seções de choque macroscópicas utilizadas pelo modelo, um conjunto para dois grupos de energia, foram geradas utilizando o código WIMSD-5B. Os resultados mostram que esta inovadoraforma de acoplamento neutrônico e termo-hidráulico leva a resultados consistentes, encorajando o futuro desenvolvimento deste sistema e seu uso na simulação de sistemasnucleares complexos. The development of a fine mesh coupled neutronics/thermal-hydraulics framework mainly using open source software is presented. The contributions proposed go in two different directions: one, is the focus on the open software development, a concept widely spread in many fields of knowledge but rarely explored in the nuclear engineering field; the second, is the use of operating system shared memory as a fast and reliable storage area to couple the computational fluid dynamics (CFD) software OpenFOAM to the free and flexible reactor core analysis code milonga. This concept was applied to simulate the behavior of the TRIGA Mark 1 IPR-R1 reactor fuel pin in steady-state mode. The macroscopiccross-sections for the model, a set of two-group cross-sections data, were generated using WIMSD-5B code. The results show that this innovative coupled system gives consistent results, encouraging system further development and its use for complex nuclear systems.

[ES] El presente trabajo tiene como objetivo el cálculo y estudio dosimétrico de un sistema de almacenamiento de combustible nuclear gastado. Para llevar a cabo este cometido se emplean códigos de transporte, en concreto se utilizará el código MAVRIC. El almacenamiento de combustible gastado es una etapa importante en el ciclo del combustible nuclear, por ello, uno de los grandes retos en los países con centrales nucleares operativas es la manera de almacenar su combustible cuando no sea apto para su utilización. Aunque actualmente la mayoría de estos combustibles son almacenados de manera temporal en las piscinas de combustible gastado, en los últimos años, debido a la problemática de espacio y a ciertos problemas de seguridad, muchos países están optando por contenedores de almacenamiento en seco, similares al estudiado en este proyecto. El código utilizado, MAVRIC (Monaco with automated variance redution using importance calculations) es un código incluido en la plataforma SCALE y usado para llevar a cabo el transporte de radiación en los problemas que son demasiados complicados para el método estándar de Monte Carlo. El objetivo de este código es el cálculo de flujos y dosis con bajos errores estocásticos en tiempos razonables. La importancia de la realización de este proyecto deriva entonces en el cálculo de la radiación emitida por estos contenedores de almacenamiento en seco. Para ello, se ha modelado tanto el combustible gastado de un reactor PWR, como su correspondiente contenedor en seco y se han colocado estratégicamente unos detectores, de acuerdo a la normativa. En resumen, se han obtenido unos resultados muy fiables que garantizan el complimiento de la ley vigente y la seguridad de esta alternativa real al almacenamiento en las piscinas de combustible., [CA] El present treball té com a objectiu el càlcul i estudi dosimètric d’un sistema d’emmagatzematge de combustible nuclear gastat. Per a dur a terme aquest comés, s’utilitzen còdecs de transport, en concret s’utilitzarà el còdec MAVRIC. L’emmagatzematge de combustible gastat és una etapa molt important en el cicle del combustible nuclear, per això, un dels grans reptes en els països amb centrals nuclears operatives és la manera d’emmagatzemar el seu combustible quan no siga apte per a la seua utilització. Encara que actualment la majoria d’aquests combustibles son emmagatzemats de forma temporal en les piscines de combustible gastat, en els últims anys, a causa de la problemàtica d’espai i a certs problemes de seguretat, molts països estan optant per contenidors d’emmagatzematge en sec, similars a l’estudiat en este projecte. El còdec utilitzat, MAVRIC (Monaco with Automated Variance Reduction using Imporance Calculations), és un còdec inclòs en la plataforma SCALE i usat per a dur a terme el transport de radiació en els problemes que són massa complicats per al mètode estàndard de Monte Carlo. L’objectiu d’aquest còdec és el càlcul de fluixos i dosis amb baixos errors estocàstics en temps raonables. La importància de la realització d’este projecte deriva aleshores en el càlcul de la radiació emesa per els contenidors d’emmagatzematge en sec. Per a realitzar-ho, s’ha modelat tant el combustible gastat d’un reactor PWR, com la geometria del seu corresponent contenidor en sec i s’ha col·locat estratègicament uns detectors, segons la normativa. En resum, s’han obtingut resultats molt fiables, que garantixen el compliment de la llei vigent i la seguretat d’esta alternativa real a l’emmagatzematge en les piscines de combustible., [EN] The aim of the current project is the calculation and the dosimetric study of a spent nuclear fuel storage system. In order to do this, transport codes are employed, specifically the MAVRIC code. The storage of spent fuel is an important stage in the nuclear fuel cycle, thus, one of the biggest challenges in countries with operative nuclear power plants is how to storage their fuel when it is not suitable for usage. Although currently most of this fuel is stored temporary in spent fuel pools, in recent years, due to space issues and certain safety problems, many countries have been choosing dry storage containers, similar to the one studied in this project. The code used, MAVRIC (Monaco with Automated Variance Redution Using Importance Calculations), is included in the SCALE platform and used to perform the radiation transport in problems too difficult for the standard Monte Carlo method. The objective of this code is the calculation of flows and doses with low stochastic errors in reasonable times. The importance of the performance of this project leads to the calculation of the emitted radiation by these dry storage containers. To do this, a PWR reactor spent fuel and its corresponding dry storage container have been modelled and some detectors have been strategically placed in accordance with the regulations. In short, very reliable results have been obtained which guarantee compliance with the applicable law, and the safety of this real alternative to storage in fuel pools.

[ES] La generación de secciones eficaces es fundamental para el análisis de criticidad del reactor y también para la determinación de coeficientes de reactividad asociados al funcionamiento del mismo en situaciones transitorias asociadas con accidentes. El procedimiento y los códigos de generación de secciones eficaces están ampliamente verificados para el caso de los reactores convencionales actualmente en operación. Actualmente, los reactores avanzados, como por ejemplo los de sodio líquido de tipo piscina, están siendo estudiados como alternativa a los reactores actuales dentro de lo que se conoce como Generación IV. Uno de los retos en el estudio de diferentes prototipos es la generación de secciones eficaces para los materiales y condiciones de operación de dichos reactores. Dichas constantes son imprescindibles para poder llevar a cabo los diferentes estudios de seguridad necesarios para validar el comportamiento seguro de los diseños. El presente trabajo final de máster se orienta a la generación de dichas constantes con el código SERPENT 2. Sus resultados podrán ser utilizados en el análisis de transitorios en los prototipos de reactores de este tipo de sodio líquido actualmente en estudio de viabilidad técnica.