Dynamic Agent Based Modeling Using Bayesian Framework for Addressing Intelligence Adaptive Nuclear Nonproliferation Analysis

Realistically, no two nuclear proliferating or defensive entities are exactly identical; Agent Based Modeling (ABM) is a computational methodology addressing the uniqueness of those facilitating or preventing nuclear proliferation. The modular Bayesian ABM Nonproliferation Enterprise (BANE) tool has been developed at Texas A &M University for nuclear nonproliferation analysis. Entities engaged in nuclear proliferation cover a range of activities and fall within proliferating, defensive, and neutral agent classes. In BANE proliferating agents pursue nuclear weapons, or at least a latent nuclear weapons capability. Defensive nonproliferation agents seek to uncover, hinder, reverse, or dismantle any proliferation networks they discover. The vast majority of agents are neutral agents, of which only a small subset can significantly enable proliferation. BANE facilitates intelligent agent actions by employing entropy and mutual information for proliferation pathway determinations. Factors including technical success, resource expenditures, and detection probabilities are assessed by agents seeking optimal proliferation postures. Coupling ABM with Bayesian analysis is powerful from an omniscience limitation perspective. Bayesian analysis supports linking crucial knowledge and technology requirements into relationship networks for each proliferation category. With a Bayesian network, gaining information on proliferator actions in one category informs defensive agents where to expend limited counter-proliferation impeding capabilities. Correlating incomplete evidence for pattern recognition in BANE using Bayesian inference draws upon technical supply side proliferation linkages grounded in physics. Potential or current proliferator security, economic trajectory, or other factors modify demand drivers for undertaking proliferation. Using Bayesian inference the coupled demand and supply proliferation drivers are connected to create feedback interactions. Verification and some validation for BANE is performed using scenarios and historical case studies. Restrictive export controls, swings in global soft power affinity, and past proliferation program assessments for entities ranging from the Soviet Union to Iraq demonstrates BANE’s flexibility and applicability. As a newly developed tool, BANE has room for future contributions from computer science, engineering, and social scientists. Through BANE the framework exists for detailed nonproliferation expansion into broader weapons of mass effect analysis; since, nuclear proliferation is but one option for addressing international security concerns

Advanced High-Fidelity Reactor Simulators Based on Neutron Transport and Subchannel Methodologies

Die Genauigkeit heutiger Standardrechenprogramme zur Simulation von Kernreaktoren ist aufgrund ihrer geringen räumlichen und energetischen Auflösung sowie der Verwendung von Näherungen niedriger Ordnung der Neutronentransportgleichung begrenzt. Die nächste Generation derartiger Rechenprogramme, die sich im Moment in der Entwicklung befindet, lässt sich in zwei Typen unterteilen: Programme, die Kernbrennstäbe räumlich homogenisieren, und solche, die Geometrie und Materialien der Brennstäbe im Detail darstellen. Im Rahmen dieser Arbeit ist je ein Programm pro Typ entwickelt worden, das auslegungsrelevante Transienten von Druckwasserreaktoren (DWR) mit hoher räumlicher, energetischer und zeitlicher Auflösung berechnet. Um einzelne Brennstäbe räumlich vollständig zu erfassen, ist das Unterkanal Thermohydraulik Programm SUBCHANFLOW in das Monte Carlo Neutronentransport Programm Serpent 2 integriert worden. Zur homogenisierten Darstellung der Brennstäbe wurde das Programm DYNSUB in eine voll funktionsfähige Version weiterentwickelt. Da DYNSUB anders als Serpent2/SUBCHANFLOW im Voraus berechnete Tabellen effektiver makroskopischer Wirkungsquerschnitte benötigt, wurde eine Prozedur zur Erstellung mehrdimensionaler Wirkungsquerschnittstabellen für DYNSUB erarbeitet. Diese Tabellen können Homogenisierungskorrekturen enthalten. Die Prozedur erlaubt die Verwendung des Standardprogramms der U.S. NRC SCALE/TRITON oder des sich in Entwicklung befindenden Serpent 2 als Spektralrechenprogramm. Für beide Rechenprogramme sind sowohl die ursprünglichen, eigenständigen Programmbestandteile als auch ihre Kopplung verifiziert und validiert worden. Durch die Arbeiten konnte der Nachweis der Zuverlässigkeit für beide Programme erbracht werden. Zunächst ist hierfür das Neutronentransportmodel von Serpent 2 mit Hilfe der kritischen Experimente VENUS-1 und VENUS-2 validiert worden, die moderne DWRs darstellen. Danach ist die Kopplung von Serpent 2 und SUBCHANFLOW durch einen Vergleich mit den verwandten Rechenprogrammen TRIPOLI4/SUBCHANFLOW und MCNP5/SUBCHANFLOW verifiziert worden. Außerdem ist gezeigt worden, dass Serpent 2/SUBCHANFLOW in der Lage ist, die Nullleistungsexperimente des BEA VRS Benchmarks mit hoher Genauigkeit nachzurechnen. DYNSUB wurde seinerseits verwendet, um Szenarien aus internationalen Benchmarks zum Ausfall einer Hauptkühlmittelpumpe, zum Auswurf eines Steuerelements, zur Verdünnung der Borkonzentration und zum Bruch einer Frischdampfleitung zu untersuchen. Da DYNSUB diese Auslegungsstörfälle mit einer mit anderen Benchmark Teilnehmern vergleichbaren Genauigkeit berechnete, ist DYNSUBs volle Funktionsfähigkeit nachgewiesen worden. Durch das Analysieren der Special Power Excursion Reactor Test III Experimente zum Steuerelementauswurf mit DYNSUB und Serpent 2 als seinem Spektralrechenprogramm konnte einerseits DYNSUB für die Berechnung von Steuerelementauswurf sowie anderen Störfällen mit Reaktivitätszufuhr validiert werden. Andererseits konnte erstmalig gezeigt werden, dass Serpent 2s Methoden zur Berechnung von homogenisierten Wirkungsquerschnitten in wenigen Energiegruppen auch für die Simulation von stationären Vollleistungszuständen und Störfällen mit Reaktivitätszufuhr geeignet sind. Bisherige V erifizierungs- und V alidierungsarbeiten für mit Serpent 2 erzeugte Wirkungsquerschnittstabellen waren auf stationäre Nullleistungszustände beschränkt. Zum Abschluss ist gezeigt worden, dass sowohl DYNSUB als auch Serpent 2/SUBCHANFLOW verwendet werden können, um realistische, industrienahe Probleme mit einer Brennstab/Unterkanal-Auflösung zu simulieren. Hierzu wurde die zweite Aufgabe des OECD/NEA und U.S. NRC „PWR MOX/UO2 core transient benchmark“, die Berechnung eines Reaktorkerns eines kommerziellen DWR unter Volllast, mit hoher Genauigkeit durchgeführt. Zusätzlich wurde mit DYNSUB ein Steuerelementauswurf ausgehend von einem Nullleistungszustand mit derselben Auflösung simuliert. Damit ist erstmalig ein sicherheitsrelevanter Auslegungsstörfall eines DWR mit einer Brennstab/Unterkanal-Auflösung unter Verwendung der „simplified transport“ Näherung gelöst worden. Allerdings zeigt die Analyse der numerischen Leistungsfähigkeit beider Rechenprogramme, dass gegenwärtig selbst auf mittelgroßen Parallelrechnern keine hinreichende Effizienz zur routinemäßigen Anwendung gegeben ist

Semiannual report

This report summarizes research conducted at the Institute for Computer Applications in Science and Engineering in applied mathematics, fluid mechanics, and computer science during the period 1 Oct. 1994 - 31 Mar. 1995

Modeling and Optimization of Renewable Energy Systems

This book includes solar energy, wind energy, hybrid systems, biofuels, energy management and efficiency, optimization of renewable energy systems and much more. Subsequently, the book presents the physical and technical principles of promising ways of utilizing renewable energies. The authors provide the important data and parameter sets for the major possibilities of renewable energies utilization which allow an economic and environmental assessment. Such an assessment enables us to judge the chances and limits of the multiple options utilizing renewable energy sources. It will provide useful insights in the modeling and optimization of different renewable systems. The primary target audience for the book includes students, researchers, and people working on renewable energy systems

New Directions for Contact Integrators

Contact integrators are a family of geometric numerical schemes which guarantee the conservation of the contact structure. In this work we review the construction of both the variational and Hamiltonian versions of these methods. We illustrate some of the advantages of geometric integration in the dissipative setting by focusing on models inspired by recent studies in celestial mechanics and cosmology.Comment: To appear as Chapter 24 in GSI 2021, Springer LNCS 1282

Methodology for Coupled Reactor Physics, Thermal Hydraulics, and Depletion of a Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor (FHR)

Recent work on new nuclear reactors has focused on Generation IV designs, which includes molten salt technologies. One type of molten salt reactor with a solid fuel form is a fluoride salt-cooled high-temperature reactor. A prismatic fuel design of this type is the Advanced High Temperature Reactor (AHTR). AHTR uses hexagonal fuel assemblies that contain fuel plates embedded with TRISO fuel particles. The geometry of the AHTR fuel assembly is complex to model, so many previous studies have used simplifications to make simulations more feasible. This work created a parameterized multiphysics framework of the 3D AHTR core to allow for both ease of design change and detail in simulations, all while remaining practical using typically available computational resources. Detailed simulations were executed using the Monte Carlo code Serpent with key features including criticality search, depletion, and multiphysics capabilities coupling neutronics with materials property changes (thermal expansion and heat conduction) and thermal hydraulics. These areas were incorporated into a novel AHTR-specific framework called ATOMICS, which was used to conduct several sensitivity studies and depletion simulations. Results demonstrated the impact of model refinements made possible by ATOMICS as well as provided information for potential future design changes made to AHTR. Despite AHTR being a large system susceptible to spatial numerical instabilities, the depletion processes used by ATOMICS were shown to be mostly numerical stable for the cases considered when appropriate methods and options were used. ATOMICS is a practical and flexible tool enabling realistic analysis of AHTR for statepoint and depletion simulations on conventional computing environments.Ph.D