Updating the Lambda modes of a nuclear power reactor

[EN] Starting from a steady state configuration of a nuclear power reactor some situations arise in which the reactor configuration is perturbed. The Lambda modes are eigenfunctions associated with a given configuration of the reactor, which have successfully been used to describe unstable events in BWRs. To compute several eigenvalues and its corresponding eigenfunctions for a nuclear reactor is quite expensive from the computational point of view. Krylov subspace methods are efficient methods to compute the dominant Lambda modes associated with a given configuration of the reactor, but if the Lambda modes have to be computed for different perturbed configurations of the reactor more efficient methods can be used. In this paper, different methods for the updating Lambda modes problem will be proposed and compared by computing the dominant Lambda modes of different configurations associated with a Boron injection transient in a typical BWR reactor. (C) 2010 Elsevier Ltd. All rights reserved.This work has been partially supported by the Spanish Ministerio de Educacion y Ciencia under projects ENE2008-02669 and MTM2007-64477-AR07, the Generalitat Valenciana under project ACOMP/2009/058, and the Universidad Politecnica de Valencia under project PAID-05-09-4285.González Pintor, S.; Ginestar Peiro, D.; Verdú Martín, GJ. (2011). Updating the Lambda modes of a nuclear power reactor. Mathematical and Computer Modelling. 54(7):1796-1801. https://doi.org/10.1016/j.mcm.2010.12.013S1796180154

Modified Block Newton method for the lambda modes problem

[EN] To study the behaviour of nuclear power reactors it is necessary to solve the time dependent neutron diffusion equation using either a rectangular mesh for PWR and BWR reactors or a hexagonal mesh for VVER reactors. This problem can be solved by means of a modal method, which uses a set of dominant modes to expand the neutron flux. For the transient calculations using the modal method with a moderate number of modes, these modes must be updated each time step to maintain the accuracy of the solution. The updating modes process is also interesting to study perturbed configurations of a reactor. A Modified Block Newton method is studied to update the modes. The performance of the Newton method has been tested for a steady state perturbation analysis of two 2D hexagonal reactors, a perturbed configuration of the IAEA PWR 3D reactor and two configurations associated with a boron dilution transient in a BWR reactor.This work has been partially supported by the Spanish Ministerio de Educación y Ciencia under projects ENE2008-02669 and MTM2007-64477-AR07, the Generalitat Valenciana under project ACOMP/2009/058, and the Universidad Politécnica de Valencia under project PAID-05-09-4285.González Pintor, S.; Ginestar Peiro, D.; Verdú Martín, GJ. (2013). Modified Block Newton method for the lambda modes problem. Nuclear Engineering and Design. 259:230-239. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.06.045S23023925

Approximation of the Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries

La ecuación de la difusión neutrónica describe la población de neutrones de un reactor nuclear. Este trabajo trata con este modelo para reactores nucleares con geometría hexagonal. En primer lugar se estudia la ecuación de la difusión neutrónica. Este es un problema diferencial de valores propios, llamado problema de los modos Lambda. Para resolver el problema de los modos Lambda se han comparado diferentes métodos en geometrías unidimensionales, resultando como el mejor el método de elementos espectrales. Usando este método discretizamos los operadores en geometrías bidimensiones y tridimensionales, resolviendo el problema algebraica de valores propios resultante con el método de Arnoldi. La distribución de neutrones estado estacionario se utiliza como condición inicial para la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo. Se utiliza un método de Euler implícito para integrar en el tiempo. Cuando un nodo está parcialmente insertado aparece un comportamiento no físico de la solución, el efecto ``rod cusping'', que se corrige mediante la ponderación de las secciones eficaces con el flujo del paso de tiempo anterior. Cuando la solución de los sistemas algebraicos que surgen en el método hacia atrás, un método de Krylov se utiliza para resolver los sistemas resultantes, y diferentes estrategias de precondicionamiento se evalúan se. La primera consiste en el uso de la estructura de bloque obtenido por los grupos de energía para resolver el sistema por bloques, y diferentes técnicas de aceleración para el esquema iterativo de bloques y un precondicionador utilizando esta estructura de bloque se proponen. Además se estudia un precondicionador espectral, que hace uso de la información en un subespacio de Krylov para precondicionar el siguiente sistema. También se proponen métodos exponenciales de segundo y cuarto orden integrar la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo, donde la exponencial de la matriz del sistema tiene quGonzález Pintor, S. (2012). Approximation of the Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/17829Palanci

Spatial modes for the neutron diffusion equation and their computation

[EN] Different spatial modes can be defined for the neutron diffusion equation such as the k; a and c-modes. These modes have been successfully used for the analysis of nuclear reactor characteristics. In this work, these modes are studied using a high order finite element method to discretize the equations and also different methods to solve the resulting algebraic eigenproblems, are compared. Particularly, Krylov subspace methods and block-Newton methods have been studied. The performance of these methods has been tested in several 3D benchmark problems: a homogeneous reactor and several configurations of NEACRP reactor.This work has been partially supported by Spanish Ministerio de Economia y Competitividad under projects ENE2014-59442-P, MTM2014-58159-P and BES-2015-072901.Carreño, A.; Vidal-Ferràndiz, A.; Ginestar Peiro, D.; Verdú Martín, GJ. (2017). Spatial modes for the neutron diffusion equation and their computation. Annals of Nuclear Energy. 110:1010-1022. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.08.018S1010102211

Block hybrid multilevel method to compute the dominant lambda-modes of the neutron diffusion equation

[EN] The dominant lambda-modes associated with a nuclear reactor configuration describe the neutron steady-state distribution and its criticality. Furthermore, they are useful to develop modal methods to study reactor instabilities. Different eigenvalues solvers have been successfully used to obtain such modes, most of them are implemented reducing the original generalized eigenvalue problem to an ordinary one. Thus, it is necessary to solve many linear systems making these methods not very efficient, especially for large problems. In this work, the original generalized eigenvalue problem is considered and two block iterative methods to solve it are studied: the block inverse-free preconditioned Arnoldi method and the modified block Newton method. All of these iterative solvers are initialized using a block multilevel technique. A hybrid multilevel method is also proposed based on the combination of the methods proposed. Two benchmark problems are studied illustrating the convergence and the competitiveness of the methods proposed. A comparison with the Krylov-Schur method and the Generalized Davidson is also included.This work has been partially supported by Spanish Ministerio de Economia y Competitividad under projects ENE2017-89029-P, MTM2017-85669-P and BES-2015-072901.Carreño, A.; Vidal-Ferràndiz, A.; Ginestar Peiro, D.; Verdú Martín, GJ. (2018). Block hybrid multilevel method to compute the dominant lambda-modes of the neutron diffusion equation. Annals of Nuclear Energy. 121:513-524. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.08.010S51352412

Approximation of The Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries Using a h-p finite element method

[EN] The neutron diffusion equation is an approximation of the neutron transport equation that describes the neutron population in a nuclear reactor core. In particular, we will consider here VVER-type reactors which use the neutron diffusion equation discretized on hexagonal meshes. Most of the simulation codes of a nuclear power reactor use the multigroup neutron diffusion equation to describe the neutron distribution inside the reactor core.To study the stationary state of a reactor, the reactor criticality is forced in artificial way leading to a generalized differential eigenvalue problem, known as the Lambda modes equation, which is solved to obtain the dominant eigenvalues of the reactor and their corresponding eigenfunctions. To discretize this model a finite element method with h-p adaptivity is used. This method allows to use heterogeneous meshes, and allows different refinements such as the use of h-adaptive meshes, reducing the size of specific cells, and p-refinement, increasing the polynomial degree of the basic functions used in the expansions of the solution in the different cells. Once the solution for the steady state neutron distribution is obtained, it is used as initial condition for the time integration of the neutron diffusion equation. To simulate the behaviour of a nuclear power reactor it is necessary to be able to integrate the time-dependent neutron diffusion equation inside the reactor core. The spatial discretization of this equation is done using a finite element method that permits h-p refinements for different geometries. Transients involving the movement of the control rod banks have the problem known as the rod-cusping effect. Previous studies have usually approached the problem using a fixed mesh scheme defining averaged material properties and many techniques exist for the treatment of the rod cusping problem. The present work proposes the use of a moving mesh scheme that uses spatial meshes that change with the movement of the control rods avoiding the necessity of using equivalent material cross sections for the partially inserted cells. The performance of the moving mesh scheme is tested studying different benchmark problems. For reactor calculations, the accuracy of a diffusion theory solution is limited for for complex fuel assemblies or fine mesh calculations. To improve these results a method that incorporates higher-order approximations for the angular dependence, as the simplified spherical harmonics (SPN ) method must be employed. In this work an h-p Finite Element Method (FEM) is used to obtain the dominant Lambda mode associated with a configuration of a reactor core using the SPN approximation. The performance of the SPN (N= 1, 3, 5) approximations has been tested for different reactor benchmarks.[ES] La ecuación de la difusión neutrónica es una aproximación de la ecuación del transporte de neutrones que describe la población de neutrones en el núcleo de un reactor nuclear. En particular, consideraremos reactores de tipo VVER y para simular su comportamiento se utilizará la ecuación de la difusión neutrónica para cuya discretización se hace uso de mallas hexagonales. La mayoría de los códigos de simulación de reactores nucleares utilizan aproximación multigrupo de energía de la ecuación de la difusión neutrónica para describir la distribución de neutrones en el interior del núcleo del reactor. Para estudiar el estado estacionario del reactor, es posible forzar la criticidad del reactor de forma artificial modificando las secciones eficaces de forma que se obtiene un problema de valores propios diferencial, conocido como el problema de los Modos Lambda, que se resuelve para obtener los valores propios dominantes del reactor y sus correspondientes funciones propias. Para discretizar este modelo se ha hecho uso de un método de elementos finitos con adaptabilidad h-p. Este método permite el uso de mallas heterogéneas, y de diferentes refinamientos como el uso mallas h-adaptativas, reduciendo el tamaño de los distintos nodos, y el p-refinado, aumentando el grado del polinomio de las funciones básicas utilizado en los desarrollos de la solución en los diferentes nodos. Se ha desarrollado un código basado en un método de elementos finitos de alto orden para resolver el problema de los Modos Lambda en un reactor con geometría hexagonal y se han obtenido los Modos dominantes para distintos problemas de referencia. Una vez que se ha obtenido la solución para la distribución de neutrones en estado estacionario, ésta se utiliza como condición inicial para la integración de la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo. Para simular el comportamiento de un reactor nuclear para un determinado transitorio, es necesario ser capaz de integrar la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo en el interior del núcleo del reactor. La discretización espacial de esta ecuación se hace usando un método de elementos finitos de alto orden que permite refinados de tipo h-p para distintas geometrías. Los transitorios que implican el movimiento de los bancos de las barras de control tienen el problema conocido como el efecto 'rod-cusping'. Estudios anteriores, por lo general, han abordado este problema utilizando una malla fija y definiendo propiedades promedio para los materiales correspondientes a las celdas donde se tiene la barra de control parcialmente insertada. En el presente trabajo se propone el uso de un esquema de malla móvil, de forma que en mallado espacial va cambiando con el movimiento de la barra de control, evitando la necesidad de utilizar secciones eficaces equivalentes para las celdas parcialmente insertadas. El funcionamiento de este esquema de malla móvil propuesto se estudia resolviendo distintos problemas tipo. La precisión obtenida mediante de la teoría de la difusión en los cálculos de reactores es limitada cuando se tienen elementos de combustible complejos o se pretenden realizar cálculos en malla fina. Para mejorar estos resultados, es necesario disponer de un método que incorpore aproximaciones de orden superior de la ecuación del transporte de neutrones. Una posibilidad es hacer uso de las ecuaciones PN simplificadas (SPN ). En este trabajo se utiliza un método de elementos finitos h-p para obtener los modos dominantes asociados con una configuración dada del núcleo de un reactor nuclear con geometría hexagonal usando la aproximación SPN . El funcionamiento de las aproximaciones SPN (N = 1, 3, 5) se ha estudiado para distintos problemas de referencia.[CA] L'equació de la difusió neutrònica és una aproximació de l'equació del transport de neutrons que descriu la població de neutrons en el nucli de un reactor nuclear. En particular, considerarem reactors de tipus VVER i per a simular el seu comportament s'utilitzarà l'equació de la difusió neutrónica que es discretitza fent ús de malles hexagonals. La majoria dels codis de simulació de reactors nuclears utilitzen l'aproximació multigrup d'energia de l'equació de la difusió neutrónica per a descriure la distribució de neutrons a l'interior del nucli del reactor. Per a estudiar l'estat estacionari del reactor, és possible forçar la seua criticitat de forma artificial modificant les seccions eficaces de manera que s'obté un problema de valors propis diferencial, conegut com el problema dels Modes Lambda, que es resol per a obtenir els valors propis dominants del reactor i les seues corresponents funcions pròpies. Per a discretitzar aquest model s'ha fet ús d'un mètode d'elements finits amb adaptabilitat h-p. Aquest mètode permet l'ús de malles heterogènies, i de diferents refinaments com l'ús malles h-adaptatives, reduint la grandària dels diferents nodes, i el p-refinat, augmentant el grau del polinomi de les funcions bàsiques utilitzat en els desenvolupaments de la solució en els diferents nodes. S'ha desenvolupat un codi basat en un mètode d'elements finits d'alt ordre per a resoldre el problema dels Modes Lambda en un reactor amb geometria hexagonal i s'han obtingut els Modes dominants per a diferents problemes de referència. Una vegada que s'ha obtingut la solució per a la distribució de neutrons en estat estacionari, aquesta s'utilitza com a condició inicial per a la integració de l'equació de difusió neutrònica depenent del temps. Per a simular el comportament d'un reactor nuclear per a un determinat transitori, és necessari ser capaç d'integrar l'equació de la difusió neutrónica depenent del temps a l'interior del nucli del reactor. La discretitzación espacial d'aquesta equació es fa usant un mètode d'elements finits d'alt ordre que permet refinats de tipus h-p per a diferents geometries. Els transitoris que impliquen el moviment dels bancs de les barres de control tenen el problema conegut com l'efecte 'rod-cusping'. Estudis anteriors, en general, han abordat aquest problema utilitzant una malla fixa i definint propietats equivalents per als materials corresponents a les cel·les on es té la barra de control parcialment inserida. En el present treball es proposa l'ús d'un esquema de malla mòbil, de manera que en mallat espacial va canviant amb el moviment de la barra de control, evitant la necessitat d'utilitzar seccions eficaces equivalents per a les cel·les parcialment inserides. El funcionament de aquest esquema de malla mòbil s'estudia resolent diferents problemes tipus. La precisió obtinguda mitjançant de la teoria de la difusió en els càlculs de reactors és limitada quan es tenen elements de combustible complexos o es pretenen realitzar càlculs en malla fina. Per a millorar aquests resultats, és necessari disposar d'un mètode que incorpore aproximacions d'ordre superior de l'equació del transport de neutrons. Una possibilitat és fer ús de les equacions PN simplificades (SPN ). En aquest treball s'utilitza un mètode d'elements finits h- p per a obtenir els modes dominants associats amb una configuració donada del nucli de un reactor amb geometria hexagonal usant l'aproximació SPN . El funcionament de les aproximacions SPN (N = 1, 3, 5) s'ha estudiat per a diferents problemes de referència.Fayez Moustafa Moawad, R. (2016). Approximation of The Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries Using a h-p finite element method [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/65353TESI

Integration methods for the time dependent neutron diffusion equation and other approximations of the neutron transport equation

[ES] Uno de los objetivos más importantes en el análisis de la seguridad en el campo de la ingeniería nuclear es el cálculo, rápido y preciso, de la evolución de la potencia dentro del núcleo del reactor. La distribución de los neutrones se puede describir a través de la ecuación de transporte de Boltzmann. La solución de esta ecuación no puede obtenerse de manera sencilla para reactores realistas, y es por ello que se tienen que considerar aproximaciones numéricas. En primer lugar, esta tesis se centra en obtener la solución para varios problemas estáticos asociados con la ecuación de difusión neutrónica: los modos lambda, los modos gamma y los modos alpha. Para la discretización espacial se ha utilizado un método de elementos finitos de alto orden. Diversas características de cada problema espectral se analizan y se comparan en diferentes reactores. Después, se investigan varios métodos de cálculo para problemas de autovalores y estrategias para calcular los problemas algebraicos obtenidos a partir de la discretización espacial. La mayoría de los trabajos destinados a la resolución de la ecuación de difusión neutrónica están diseñados para la aproximación de dos grupos de energía, sin considerar dispersión de neutrones del grupo térmico al grupo rápido. La principal ventaja de la metodología que se propone es que no depende de la geometría del reactor, del tipo de problema de autovalores ni del número de grupos de energía del problema. Tras esto, se obtiene la solución de las ecuaciones estacionarias de armónicos esféricos. La implementación de estas ecuaciones tiene dos principales diferencias respecto a la ecuación de difusión neutrónica. Primero, la discretización espacial se realiza a nivel de pin. Por tanto, se estudian diferentes tipos de mallas. Segundo, el número de grupos de energía es, generalmente, mayor que dos. De este modo, se desarrollan estrategias a bloques para optimizar el cálculo de los problemas algebraicos asociados. Finalmente, se implementa un método modal actualizado para integrar la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo. Se presentan y comparan los métodos modales basados en desarrollos en función de los diferentes modos espaciales para varios tipos de transitorios. Además, también se desarrolla un control de paso de tiempo adaptativo, que evita la actualización de los modos de una manera fija y adapta el paso de tiempo en función de varias estimaciones del error.[CA] Un dels objectius més importants per a l'anàlisi de la seguretat en el camp de l'enginyeria nuclear és el càlcul, ràpid i precís, de l'evolució de la potència dins del nucli d'un reactor. La distribució dels neutrons pot modelar-se mitjançant l'equació del transport de Boltzmann. La solució d'aquesta equació per a un reactor realístic no pot obtenir's de manera senzilla. És per això que han de considerar-se aproximacions numèriques. En primer lloc, la tesi se centra en l'obtenció de la solució per a diversos problemes estàtics associats amb l'equació de difusió neutrònica: els modes lambda, els modes gamma i els modes alpha. Per a la discretització espacial s'ha utilitzat un mètode d'elements finits d'alt ordre. Algunes de les característiques dels problemes espectrals s'analitzaran i es compararan per a diferents reactors. Tanmateix, diversos solucionadors de problemes d'autovalors i estratègies es desenvolupen per a calcular els problemes obtinguts de la discretització espacial. La majoria dels treballs per a resoldre l'equació de difusió neutrònica estan dissenyats per a l'aproximació de dos grups d'energia i sense considerar dispersió de neutrons del grup tèrmic al grup ràpid. El principal avantatge de la metodologia exposada és que no depèn de la geometria del reactor, del tipus de problema d'autovalors ni del nombre de grups d'energia del problema. Seguidament, s'obté la solució de les equacions estacionàries d'harmònics esfèrics. La implementació d'aquestes equacions té dues principals diferències respecte a l'equació de difusió. Primer, la discretització espacial es realitza a nivell de pin a partir de l'estudi de diferents malles. Segon, el nombre de grups d'energia és, generalment, major que dos. D'aquesta forma, es desenvolupen estratègies a blocs per a optimitzar el càlcul dels problemes algebraics associats. Finalment, s'implementa un mètode modal amb actualitzacions dels modes per a integrar l'equació de difusió neutrònica dependent del temps. Es presenten i es comparen els mètodes modals basats en l'expansió dels diferents modes espacials per a diversos tipus de transitoris. A més a més, un control de pas de temps adaptatiu es desenvolupa, evitant l'actualització dels modes d'una manera fixa i adaptant el pas de temps en funció de vàries estimacions de l'error.[EN] One of the most important targets in nuclear safety analyses is the fast and accurate computation of the power evolution inside of the reactor core. The distribution of neutrons can be described by the neutron transport Boltzmann equation. The solution of this equation for realistic nuclear reactors is not straightforward, and therefore, numerical approximations must be considered. First, the thesis is focused on the attainment of the solution for several steady-state problems associated with neutron diffusion problem: the $\lambda$-modes, the $\gamma$-modes and the $\alpha$-modes problems. A high order finite element method is used for the spatial discretization. Several characteristics of each type of spectral problem are compared and analyzed on different reactors. Thereafter, several eigenvalue solvers and strategies are investigated to compute efficiently the algebraic eigenvalue problems obtained from the discretization. Most works devoted to solve the neutron diffusion equation are made for the approximation of two energy groups and without considering up-scattering. The main property of the proposed methodologies is that they depend on neither the reactor geometry, the type of eigenvalue problem nor the number of energy groups. After that, the solution of the steady-state simplified spherical harmonics equations is obtained. The implementation of these equations has two main differences with respect to the neutron diffusion. First, the spatial discretization is made at level of pin. Thus, different meshes are studied. Second, the number of energy groups is commonly bigger than two. Therefore, block strategies are developed to optimize the computation of the algebraic eigenvalue problems associated. Finally, an updated modal method is implemented to integrate the time-dependent neutron diffusion equation. Modal methods based on the expansion of the different spatial modes are presented and compared in several types of transients. Moreover, an adaptive time-step control is developed that avoids setting the time-step with a fixed value and it is adapted according to several error estimations.Carreño Sánchez, AM. (2020). Integration methods for the time dependent neutron diffusion equation and other approximations of the neutron transport equation [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/144771TESI

Development of a 3D Modal Neutron Code with the Finite Volume Method for the Diffusion and Discrete Ordinates Transport Equations. Application to Nuclear Safety Analyses

El principal objetivo de esta tesis es el desarrollo de un Método Modal para resolver dos ecuaciones: la Ecuación de la Difusión de Neutrones y la de las Ordenadas Discretas del Transporte de Neutrones. Además, este método está basado en el Método de Volúmenes Finitos para discretizar las variables espaciales. La solución de estas ecuaciones proporciona el flujo de neutrones, que está relacionado con la potencia que se produce en los reactores nucleares, por lo que es un factor fundamental para los Análisis de Seguridad Nuclear. Por una parte, la utilización del Método Modal está justificada para realizar análisis de inestabilidades en reactores. Por otra parte, el uso del Método de Volúmenes Finitos está justificado por la utilización de este método para resolver las ecuaciones termohidráulicas, que están fuertemente acopladas con la generación de energía en el combustible nuclear. En primer lugar, esta tesis incluye la definición de estas ecuaciones y los principales métodos utilizados para resolverlas. Además, se introducen los principales esquemas y características del Método de Volúmenes Finitos. También se describen los principales métodos numéricos para el Método Modal, que incluye tanto la solución de problemas de autovalores como la solución de Ecuaciones Diferenciales Ordinarias dependientes del tiempo. A continuación, se desarrollan varios algoritmos del Método de Volúmenes Finitos para el Estado Estacionario de la Ecuación de la Difusión de Neutrones. Se consigue desarrollar una formulación multigrupo, que permite resolver el problema de autovalores para cualquier número de grupos de energía, incluyendo términos de upscattering y de fisión en varios grupos de energía. Además, se desarrollan los algoritmos para realizar la computación en paralelo. La solución anterior es la condición inicial para resolver la Ecuación de Difusión de Neutrones dependiente del tiempo. En esta tesis se utiliza un Método Modal, que transforma el Sistema de Ecuaciones Diferenciales Ordinarias en uno de mucho menor tamaño, que se resuelve con el Método de la Matriz Exponencial. Además, se ha desarrollado un método rápido para estimar el flujo adjunto a partir del directo, ya que se necesita en el Método Modal. Por otra parte, se ha desarrollado un algoritmo que resuelve el problema de autovalores de la Ecuación del Transporte de Neutrones. Este algoritmo es para la formulación de Ordenadas Discretas y el Método de Volúmenes Finitos. En concreto, se han aplicado dos tipos de cuadraturas para las Ordenadas Discretas y dos esquemas de interpolación para el Método de Volúmenes Finitos. Finalmente, se han aplicado estos métodos a diferentes tipos de reactores nucleares, incluyendo reactores comerciales. Se han evaluado los valores de la constante de multiplicación y de la potencia, ya que son las variables fundamentales en los Análisis de Seguridad Nuclear. Además, se ha realizado un análisis de sensibilidad de diferentes parámetros como la malla y métodos numéricos. En conclusión, se obtienen excelentes resultados, tanto en precisión como en coste computacional.The main objective of this thesis is the development of a Modal Method to solve two equations: the Neutron Diffusion Equation and the Discrete Ordinates Neutron Transport Equation. Moreover, this method uses the Finite Volume Method to discretize the spatial variables. The solution of these equations gives the neutron flux, which is related to the power produced in nuclear reactors; thus, the neutron flux is a paramount variable in Nuclear Safety Analyses. On the one hand, the use of Modal Methods is justified because one uses them to perform instability analyses in nuclear reactors. On the other hand, it is worth using the Finite Volume Method because one uses it to solve thermalhydraulic equations, which are strongly coupled with the energy generation in the nuclear fuel. First, this thesis defines the equations mentioned above and the main methods to solve these equations. Furthermore, the thesis describes the major schemes and features of the Finite Volume Method. In addition, the author also introduces the major methods used in the Modal Method, which include the methods used to solve the eigenvalue problem, as well as those used to solve the time dependent Ordinary Differential Equations. Next, the author develops several algorithms of the Finite Volume Method applied to the Steady State Neutron Diffusion Equation. In addition, the thesis includes an improvement of the multigroup formulation, which solves problems involving upscattering and fission terms in several energy groups. Moreover, the author optimizes the algorithms to do calculations with parallel computing. The previous solution is used as initial condition to solve the time dependent Neutron Diffusion Equation. The author uses a Modal Method to do so, which transforms the Ordinary Differential Equations System into a smaller system that is solved by using the Exponential Matrix Method. Furthermore, the author developed a computationally efficient method to estimate the adjoint flux from the forward one, because the Modal Method uses the adjoint flux. Additionally, the thesis also presents an algorithm to solve the eigenvalue problem of the Neutron Transport Equation. This algorithm uses the Discrete Ordinates formulation and the Finite Volume Method. In particular, the author uses two types of quadratures for the Discrete Ordinates and two interpolation schemes for the Finite Volume Method. Finally, the author tested the developed methods in different types of nuclear reactors, including commercial ones. The author checks the accuracy of the values of the crucial variables in Nuclear Safety Analyses, which are the multiplication factor and the power distribution. Furthermore, the thesis includes a sensitivity analysis of several parameters, such as the mesh and numerical methods. In conclusion, excellent results are reported in both accuracy and computational cost.El principal objectiu d'esta tesi és el desenvolupament d'un Mètode Modal per a resoldre dos equacions: l'Equació de Difusió de Neutrons i la de les Ordenades Discretes del Transport de Neutrons. A més a més, este mètode està basat en el Mètode de Volums Finits per a discretitzar les variables espacials. La solució d'estes equacions proporcionen el flux de neutrons, que està relacionat amb la potència que es produïx en els reactors nuclears; per tant, el flux de neutrons és un factor fonamental en els Anàlisis de Seguretat Nuclear. Per una banda, la utilització del Mètode Modal està justificada per a realitzar anàlisis d'inestabilitats en reactors. Per altra banda, l'ús del Mètode de Volums Finits està justificat per l'ús d'este mètode per a resoldre les equacions termohidràuliques, que estan fortament acoblades amb la generació d'energia en el combustible nuclear. En primer lloc, esta tesi inclou la definició d'estes equacions i els principals mètodes utilitzats per a resoldre-les. A més d'això, s'introduïxen els principals esquemes i característiques del Mètode de Volums Finits. Endemés, es descriuen els principals mètodes numèrics per al Mètode Modal, que inclou tant la solució del problema d'autovalors com la solució d'Equacions Diferencials Ordinàries dependents del temps. A continuació, es desenvolupa diversos algoritmes del Mètode de Volums Finits per a l'Estat Estacionari de l'Equació de Difusió de Neutrons. Es conseguix desenvolupar una formulació multigrup, que permetre resoldre el problema d'autovalors per a qualsevol nombre de grups d'energia, incloent termes d' upscattering i de fissió en diversos grups d'energia. A més a més, es desenvolupen els algoritmes per a realitzar la computació en paral·lel. La solució anterior és la condició inicial per a resoldre l'Equació de Difusió de Neutrons dependent del temps. En esta tesi s'utilitza un Mètode Modal, que transforma el Sistema d'Equacions Diferencials Ordinàries en un problema de menor tamany, que es resol amb el Mètode de la Matriu Exponencial. Endemés, s'ha desenvolupat un mètode ràpid per a estimar el flux adjunt a partir del directe, perquè es necessita en el Mètode Modal. Per altra banda, s'ha desenvolupat un algoritme que resol el problema d'autovalors de l'Equació de Transport de Neutrons. Este algoritme és per a la formulació d'Ordenades Discretes i el Mètode de Volums Finits. En concret, s'han aplicat dos tipos de quadratures per a les Ordenades Discretes i dos esquemes d'interpolació per al Mètode de Volums Finits. Finalment, s'han aplicat estos mètodes a diversos tipos de reactors nuclears, incloent reactors comercials. S'han avaluat els valor de la constat de multiplicació i de la potència, perquè són variables fonamentals en els Anàlisis de Seguretat Nuclear. Endemés, s'ha realitzat un anàlisi de sensibilitat de diversos paràmetres com la malla i mètodes numèrics. En conclusió, es conseguix obtenir excel·lents resultats, tant en precisió com en cost computacional.Bernal García, Á. (2018). Development of a 3D Modal Neutron Code with the Finite Volume Method for the Diffusion and Discrete Ordinates Transport Equations. Application to Nuclear Safety Analyses [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/112422TESI

Time dependent unavailability analysis to standby safety systems

"Prepared for Brookhaven National Laboratory."Includes bibliographical references (p. 280-284)Contract no. BNL-54668