Uncertainty Quantification and Sensitivity Analysis for Cross Sections and Thermohydraulic Parameters in Lattice and Core Physics Codes. Methodology for Cross Section Library Generation and Application to PWR and BWR

This PhD study, developed at Universitat Politècnica de València (UPV), aims to cover the first phase of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). The main contribution to the benchmark, made by the thesis' author, is the development of a MATLAB program requested by the benchmark organizers. This is used to generate neutronic libraries to distribute among the benchmark participants. The UAM benchmark pretends to determine the uncertainty introduced by coupled multi-physics and multi-scale LWR analysis codes. The benchmark is subdivided into three phases: 1. Neutronic phase: obtain collapsed and homogenized problem-dependent cross sections and criticality analyses. 2. Core phase: standalone thermohydraulic and neutronic codes. 3. System phase: coupled thermohydraulic and neutronic code. In this thesis the objectives of the first phase are covered. Specifically, a methodology is developed to propagate the uncertainty of cross sections and other neutronic parameters through a lattice physics code and core simulator. An Uncertainty and Sensitivity (U&S) analysis is performed over the cross sections contained in the ENDF/B-VII nuclear library. Their uncertainty is propagated through the lattice physics code SCALE6.2.1, including the collapse and homogenization phase, up to the generation of problem-dependent neutronic libraries. Afterward, the uncertainty contained in these libraries can be further propagated through a core simulator, in this study PARCSv3.2. The module SAMPLER -available in the latest release of SCALE- and DAKOTA 6.3 statistical tool are used for the U&S analysis. As a part of this process, a methodology to obtain neutronic libraries in NEMTAB format -to be used in a core simulator- is also developed. A code-to-code comparison with CASMO-4 is used as a verification. The whole methodology is tested using a Boiling Water Reactor (BWR) reactor type. Nevertheless, there is not any concern or limitation regarding its use in any other type of nuclear reactor. The Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS) stochastic methodology for uncertainty quantification is used. This methodology makes use of the high-fidelity model and nonparametric sampling to propagate the uncertainty. As a result, the number of samples (determined using the revised Wilks' formula) does not depend on the number of input parameters but only on the desired confidence and uncertainty of output parameters. Moreover, the output Probability Distribution Functions (PDFs) are not subject to normality. The main disadvantage is that each input parameter must have a pre-defined PDF. If possible, input PDFs are defined using information found in the related literature. Otherwise, the uncertainty definition is based on expert judgment. A second scenario is used to propagate the uncertainty of different thermohydraulic parameters through the coupled code TRACE5.0p3/PARCSv3.0. In this case, a PWR reactor type is used and a transient control rod drop occurrence is simulated. As a new feature, the core is modeled chan-by-chan following a fully 3D discretization. No other study is found using a detailed 3D core. This U&S analysis also makes use of the GRS methodology and DAKOTA 6.3.Este trabajo de doctorado, desarrollado en la Universitat Politècnica de València (UPV), tiene como objetivo cubrir la primera fase del benchmark presentado por el grupo de expertos Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). La principal contribución al benchmark, por parte del autor de esta tesis, es el desarrollo de un programa de MATLAB solicitado por los organizadores del benchmark, el cual se usa para generar librerías neutrónicas a distribuir entre los participantes del benchmark. El benchmark del UAM pretende determinar la incertidumbre introducida por los códigos multifísicos y multiescala acoplados de análisis de reactores de agua ligera. El citado benchmark se divide en tres fases: 1. Fase neutrónica: obtener los parámetros neutrónicos y secciones eficaces del problema específico colapsados y homogenizados, además del análisis de criticidad. 2. Fase de núcleo: análisis termo-hidráulico y neutrónico por separado. 3. Fase de sistema: análisis termo-hidráulico y neutrónico acoplados. En esta tesis se completan los principales objetivos de la primera fase. Concretamente, se desarrolla una metodología para propagar la incertidumbre de secciones eficaces y otros parámetros neutrónicos a través de un código lattice y un simulador de núcleo. Se lleva a cabo un análisis de incertidumbre y sensibilidad para las secciones eficaces contenidas en la librería neutrónica ENDF/B-VII. Su incertidumbre se propaga a través del código lattice SCALE6.2.1, incluyendo las fases de colapsación y homogenización, hasta llegar a la generación de una librería neutrónica específica del problema. Luego, la incertidumbre contenida en dicha librería puede continuar propagándose a través de un simulador de núcleo, para este estudio PARCSv3.2. Para el análisis de incertidumbre y sensibilidad se ha usado el módulo SAMPLER -disponible en la última versión de SCALE- y la herramienta estadística DAKOTA 6.3. Como parte de este proceso, también se ha desarrollado una metodología para obtener librerías neutrónicas en formato NEMTAB para ser usadas en simuladores de núcleo. Se ha realizado una comparación con el código CASMO-4 para obtener una verificación de la metodología completa. Esta se ha probado usando un reactor de agua en ebullición del tipo BWR. Sin embargo, no hay ninguna preocupación o limitación respecto a su uso con otro tipo de reactor nuclear. Para la cuantificación de la incertidumbre se usa la metodología estocástica Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS). Esta metodología hace uso del modelo de alta fidelidad y un muestreo no paramétrico para propagar la incertidumbre. Como resultado, el número de muestras (determinado con la fórmula revisada de Wilks) no depende del número de parámetros de entrada, sólo depende del nivel de confianza e incertidumbre deseados de los parámetros de salida. Además, las funciones de distribución de probabilidad no están limitadas a normalidad. El principal inconveniente es que se ha de disponer de las distribuciones de probabilidad de cada parámetro de entrada. Si es posible, las distribuciones de probabilidad de entrada se definen usando información encontrada en la literatura relacionada. En caso contrario, la incertidumbre se define en base a la opinión de un experto. Se usa un segundo escenario para propagar la incertidumbre de diferentes parámetros termo-hidráulicos a través del código acoplado TRACE5.0p3/PARCSv3.0. En este caso, se utiliza un reactor tipo PWR para simular un transitorio de una caída de barra. Como nueva característica, el núcleo se modela elemento a elemento siguiendo una discretización totalmente en 3D. No se ha encontrado ningún otro estudio que use un núcleo tan detallado en 3D. También se usa la metodología GRS y el DAKOTA 6.3 para este análisis de incertidumbre y sensibilidad.Aquest treball de doctorat, desenvolupat a la Universitat Politècnica de València (UPV), té com a objectiu cobrir la primera fase del benchmark presentat pel grup d'experts Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). La principal contribució al benchmark, per part de l'autor d'aquesta tesi, es el desenvolupament d'un programa de MATLAB sol¿licitat pels organitzadors del benchmark, el qual s'utilitza per a generar llibreries neutròniques a distribuir entre els participants del benchmark. El benchmark del UAM pretén determinar la incertesa introduïda pels codis multifísics i multiescala acoblats d'anàlisi de reactors d'aigua lleugera. El citat benchmark es divideix en tres fases: 1. Fase neutrònica: obtenir els paràmetres neutrònics i seccions eficaces del problema específic, col¿lapsats i homogeneïtzats, a més de la anàlisi de criticitat. 2. Fase de nucli: anàlisi termo-hidràulica i neutrònica per separat. 3. Fase de sistema: anàlisi termo-hidràulica i neutrònica acoblats. En aquesta tesi es completen els principals objectius de la primera fase. Concretament, es desenvolupa una metodologia per propagar la incertesa de les seccions eficaces i altres paràmetres neutrònics a través d'un codi lattice i un simulador de nucli. Es porta a terme una anàlisi d'incertesa i sensibilitat per a les seccions eficaces contingudes en la llibreria neutrònica ENDF/B-VII. La seua incertesa es propaga a través del codi lattice SCALE6.2.1, incloent les fases per col¿lapsar i homogeneïtzar, fins aplegar a la generació d'una llibreria neutrònica específica del problema. Després, la incertesa continguda en la esmentada llibreria pot continuar propagant-se a través d'un simulador de nucli, per a aquest estudi PARCSv3.2. Per a l'anàlisi d'incertesa i sensibilitat s'ha utilitzat el mòdul SAMPLER -disponible a l'última versió de SCALE- i la ferramenta estadística DAKOTA 6.3. Com a part d'aquest procés, també es desenvolupa una metodologia per a obtenir llibreries neutròniques en format NEMTAB per ser utilitzades en simuladors de nucli. S'ha realitzat una comparació amb el codi CASMO-4 per obtenir una verificació de la metodologia completa. Aquesta s'ha provat utilitzant un reactor d'aigua en ebullició del tipus BWR. Tanmateix, no hi ha cap preocupació o limitació respecte del seu ús amb un altre tipus de reactor nuclear. Per a la quantificació de la incertesa s'utilitza la metodologia estocàstica Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS). Aquesta metodologia fa ús del model d'alta fidelitat i un mostreig no paramètric per propagar la incertesa. Com a resultat, el nombre de mostres (determinat amb la fórmula revisada de Wilks) no depèn del nombre de paràmetres d'entrada, sols depèn del nivell de confiança i incertesa desitjats dels paràmetres d'eixida. A més, las funcions de distribució de probabilitat no estan limitades a la normalitat. El principal inconvenient és que s'ha de disposar de les distribucions de probabilitat de cada paràmetre d'entrada. Si és possible, les distribucions de probabilitat d'entrada es defineixen utilitzant informació trobada a la literatura relacionada. En cas contrari, la incertesa es defineix en base a l'opinió d'un expert. S'utilitza un segon escenari per propagar la incertesa de diferents paràmetres termo-hidràulics a través del codi acoblat TRACE5.0p3/PARCSv3.0. En aquest cas, s'utilitza un reactor tipus PWR per simular un transitori d'una caiguda de barra. Com a nova característica, cal assenyalar que el nucli es modela element a element seguint una discretizació totalment 3D. No s'ha trobat cap altre estudi que utilitze un nucli tan detallat en 3D. També s'utilitza la metodologia GRS i el DAKOTA 6.3 per a aquesta anàlisi d'incertesa i sensibilitat.¿Mesado Melia, C. (2017). Uncertainty Quantification and Sensitivity Analysis for Cross Sections and Thermohydraulic Parameters in Lattice and Core Physics Codes. Methodology for Cross Section Library Generation and Application to PWR and BWR [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/86167TESI

Propagación de incertidumbre y sensibilidad en librerías master de secciones eficaces con SCALE 6.2-SAMPLER y DAKOTA

Desde hace algún tiempo se ha venido observando un aumento, sobretodo en el ámbito nuclear, de estudios relacionados con el cálculo de sensibilidad e incertidumbre. Esto es debido principalmente por la introducción, por parte de la Nuclear Regulatory Commission (NRC), de dichos cálculos en los análisis de seguridad mediante códigos Best Estimate. Este hecho ha propiciado el desarrollo de un nuevo módulo llamado SAMPLER en la nueva versión de SCALE 6.2 (actualmente versión beta 4). El objetivo de este estudio es poder propagar la incertidumbre de las secciones eficaces incluidas en una librería master, a través de un código de quemado, hasta obtener una librería de secciones eficaces colapsadas. La incertidumbre se propaga a través de 3 fases: homogenización, colapso y quemado. Para ello se usa el SAMPLER (módulo de SCALE 6.2) y el DAKOTA. SAMPLER usa una metodología de muestreo estocástica, para ello se crea una librería de perturbaciones con ayuda de la herramienta DAKOTA. Como resultado se obtiene información detallada de la incertidumbre de la librería de secciones eficaces colapsada a dos grupos y obtenida para un problema en particular (reactor y quemado determinado). Además de los resultados proporcionados por SAMPLER para cada paso de quemado y cada grupo de energía colapsado (coeficiente de correlación, covarianzas, media, desviación típica, etc.), también se analizan los resultados con la herramienta estadística DAKOTA. Esta información de la incertidumbre permite continuar la propagación de la incertidumbre en un código neutrónico de difusión de forma realista.Mesado Melia, C.; Miró Herrero, R.; Barrachina Celda, TM.; Verdú Martín, GJ. (2015). Propagación de incertidumbre y sensibilidad en librerías master de secciones eficaces con SCALE 6.2-SAMPLER y DAKOTA. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71301

Principales características y posibilidades del nuevo módulo de SCALE 6.2 para cálculo de sensibilidad e incertidumbre por muestreo: SAMPLER

Debido a la importancia del cálculo de sensibilidad e incertidumbre en los cálculo de ámbito ingenieril, y sobre todo en el mundo nuclear, se ha decidido presentar las principales características del nuevo módulo presente en la nueva versión de SCALE 6.2 (actualmente versión beta 3) denominado SAMPLER. Este módulo permite el cálculo de incertidumbre en un amplio rango de secciones eficaces, parámetros neutrónicos, composición y parámetros físicos. Sin embargo, el cálculo de sensibilidad no está presente en la versión beta 3. Aun así, este módulo puede resultar de gran ayuda para los participantes del Benchmark propuesto por Expert Group on Uncertainty Analysis in Modelling (UAM-LWR), así como a los analistas en general.Mesado Melia, C.; Miró Herrero, R.; Barrachina Celda, TM.; Verdú Martín, GJ. (2014). Principales características y posibilidades del nuevo módulo de SCALE 6.2 para cálculo de sensibilidad e incertidumbre por muestreo: SAMPLER. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/61029

Ejecución del modelo Peach Bottom Turbine Trip en estado transitorio con TRACE V5.0P3/PARCS 3.0

Este trabajo es la continuación del trabajo presentado anteriormente en la 39º Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española. En dicho trabajo se presentó la traducción semi-automática del modelo termo-hidráulico Peach Bottom Turbin Trip de TRAC-BF1 a TRACE. En este artículo se pretende validar el modelo obtenido en TRACE, por ello se comparan los resultados del modelo resultado de la traducción con los resultados del Benchmark: NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT), en concreto se trata del escenario extremo 2 del ejercicio 3, en el que no se produce SCRAM en el reactor. Entre otros datos presentes en el Benchmark (transitorio), encontramos: potencia total, perfil axial de potencia, presión de la cúpula, reactividad total y sus componentes.Mesado Melia, C.; Miró Herrero, R.; Barrachina Celda, TM.; Verdú Martín, GJ. (2014). Ejecución del modelo Peach Bottom Turbine Trip en estado transitorio con TRACE V5.0P3/PARCS 3.0. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/61036

Validation of 3D neutronic-thermalhydraulic coupled codes RELAP5/PARCSv2.7 and TRACEv5.0P3/PARCSv3.0 against a PWR control rod drop transient

[EN] In nuclear safety field, neutronic and thermalhydraulic codes performance is an important issue. New capabilities implementation, as well as models and tools improvements are a significant part of the community effort in looking for better Nuclear Power Plants (NPP) designs. A procedure to analyze the PWR response to local deviations on neutronic or thermalhydraulic parameters is being developed. This procedure includes the simulation of Incore and Excore neutron flux detectors signals. A control rod drop real plant transient is used to validate the used codes and their new capabilities. Cross-section data are obtained by means of the SIMTAB methodology. Detailed thermalhydraulic models were developed: RELAP5 and TRACE models simulate three different azimuthal zones. Besides, TRACE model is performed with a fully 3D core, thus, the cross-flow can be obtained. A cartesian vessel represents the fuel assemblies and a cylindrical vessel the bypass and downcomer. Simulated detectors signals are obtained and compared with the real data collected during a control rod drop trial at a PWR NPP and also with data obtained with SIMULATE-3K code.The authors would like to acknowledge the economic support provided by Centrales Nucleares Almaraz-Trillo (CNAT) and IBERDROLA Ingeniería y Construcción (Iberinco) for the realization of this work, and express their great appreciation to Arturo López, Juan Antonio Bermejo and Alberto Ortego for their valuable collaboration and their willingness to develop this work. This work has also been supported by the Spanish Ministerio de Economía y Competitividad, through the projects NUC-MULTPHYS (ENE2012-34585) and VALIUN-3D (ENE2011-22823), and the Generalitat Valenciana (GVA), through the project PROMETEO II/2014/008.Garcia-Fenoll, M.; Mesado Melia, C.; Barrachina, T.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Bermejo, JA.; López, A.... (2017). Validation of 3D neutronic-thermalhydraulic coupled codes RELAP5/PARCSv2.7 and TRACEv5.0P3/PARCSv3.0 against a PWR control rod drop transient. Journal of Nuclear Science and Technology. 54(8):908-919. https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1329035S90891954

Uncertainty and sensitivity of neutron kinetic parameters in the dynamic response of a PWR rod ejection accident coupled simulation

In nuclear safety analysis, it is very important to be able to simulate the different transients that can occur in a nuclear power plant with a very high accuracy. Although the best estimate codes can simulate the transients and provide realistic system responses, the use of nonexactmodels, together with assumptions and estimations, is a source of uncertainties whichmust be properly evaluated. This paper describes a Rod Ejection Accident (REA) simulated using the coupled code RELAP5/PARCSv2.7 with a perturbation on the cross-sectional sets in order to determine the uncertainties in the macroscopic neutronic information. The procedure to performthe uncertainty and sensitivity (U&S) analysis is a sampling-based method which is easy to implement and allows different procedures for the sensitivity analyses despite its high computational time. DAKOTA-Jaguar software package is the selected toolkit for the U&S analysis presented in this paper. The size of the sampling is determined by applying the Wilks¿ formula for double tolerance limits with a 95% of uncertainty and with 95% of statistical confidence for the output variables. Each sample has a corresponding set of perturbations that will modify the cross-sectional sets used by PARCS. Finally, the intervals of tolerance of the output variables will be obtained by the use of nonparametric statistical methods.This work has been partially supported by the Spanish Ministerio de Educacion y Ciencia under Project ENE2008-02669, the Generalitat Valenciana under Project ACOMP/2009/058, and the Universitat Politecnica de Valencia under Project PAID-05-09-4285.Mesado Melia, C.; Soler Martínez, MD.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; García-Díaz, JC.; Macián-Juan, R.; Verdú Martín, GJ. (2012). Uncertainty and sensitivity of neutron kinetic parameters in the dynamic response of a PWR rod ejection accident coupled simulation. Science and Technology of Nuclear Installations. 2012(6258):1-10. https://doi.org/10.1155/2012/625878S11020126258Kreinovich, V., & Ferson, S. A. (2004). A new Cauchy-based black-box technique for uncertainty in risk analysis. Reliability Engineering & System Safety, 85(1-3), 267-279. doi:10.1016/j.ress.2004.03.016Helton, J. C., & Davis, F. J. (2003). Latin hypercube sampling and the propagation of uncertainty in analyses of complex systems. Reliability Engineering & System Safety, 81(1), 23-69. doi:10.1016/s0951-8320(03)00058-9Iman, R. L., & Conover, W. J. (1982). A distribution-free approach to inducing rank correlation among input variables. Communications in Statistics - Simulation and Computation, 11(3), 311-334. doi:10.1080/0361091820881226

Simulación de un PWR-KWU usando una vasija 3D mediante TRACE/PARCS

La simulación del comportamiento del núcleo en reactores nucleares tiene una especial importancia en el diseño, operación y seguridad de la planta. Es por dicha importancia que se ha decidido realizar varios modelos usando vasijas cartesianas 3D con los códigos acoplados TRACE v5/PARCS v2.7, este modelo pretende ser un paso más realista que los modelos anteriores que usaban componentes 1D. Se hace hincapié en la modelación de la vasija cartesiana 3D ya que se ha encontrado escasa o ninguna información en trabajos anteriores.Vaya, T.; Mesado Melia, C.; Miró Herrero, R.; Barrachina Cambra, T.; Verdú Martín, GJ. (2012). Simulación de un PWR-KWU usando una vasija 3D mediante TRACE/PARCS. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/50491

Conversión del input de Peach Bottom de TRAC-BF1 a TRACE

El modelo de Peach Bottom (PB) es uno de los más usados para validar códigos o nuevos modelos. Esto es debido a la cantidad de datos disponibles en el benchmark NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT). Por lo tanto, parece obvio disponer de un modelo actualizado y adaptado a los nuevos códigos nucleares. Como resultado de esta actualización, es posible usar las ventajas de los nuevos códigos, los cuales son más eficientes y potentes. La explicación a este hecho se encuentra en las nuevas herramientas usadas en el desarrollo de los códigos y también en el incremento en potencia de cálculo en los ordenadores actuales. El trabajo presentado explica la metodología seguida para traducir un modelo desde TRAC-BF1 a TRACE. Esta metodología no es exclusiva para el modelo PBTT; también puede usarse, teniendo en cuenta pequeñas modificaciones, para traducir otros modelos, siempre que los códigos de partida y objetivo sean los mismos.Jambrina Gómez, A.; Mesado Melia, C.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ. (2013). Conversión del input de Peach Bottom de TRAC-BF1 a TRACE. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/45622

Secciones eficaces obtenidas de un modelado BWR con el código de quemado SCALE 6.2 y comparación con CASMO

En este trabajo se comparan los resultados a partir de dos códigos de quemado CASMO y SCALE 6.2 (TRITON). Para ello, se simulan todos los segmentos correspondientes a un reactor de agua en ebullición (BWR) usando ambos códigos. Además, para tener en cuenta los diferentes puntos de trabajo, se repiten las simulaciones variando las variables instantáneas, estas son: fracción de huecos (6 puntos), temperatura del fuel (6 puntos) y barras de control (dos puntos), con un total de 72 posibles combinaciones de variables instantáneas distintas para cada segmento. Una vez todas las simulaciones para cada segmento han finalizado, se puede reordenar las secciones eficaces obtenidas, tanto de CASMO como SCALE, para crear una librería de composiciones en formato nemtab. Dicho formato es aceptado por el código neutrónico de difusión nodal PARCS v2.7. Finalmente se puede comparar los resultados obtenidos con PARCS y con la metodología SIMULATE3/SIMTAB a nivel del reactor completo. Por último, se ha hecho uso de los módulos KENOVI y MCDANCOFF pertenecientes a SCALE. El primero de ellos es un código Monte Carlo de transporte con el que se puede validar el valor del factor de multiplicación, el segundo se ha usado para obtener valores del factor Dancoff y aumentar la precisión del modelo de SCALE.Este trabajo ha sido parcialmente financiado por el Ministerio Español de Ciencia e Innovación mediante el proyecto ENE2011-22823, la Generalitat Valenciana mediante el proyecto PROMETEO/2010/039 y ACOMP/2013/237, y la Universitat Politècnica de València mediante el proyecto UPPTE/2012/118.Mesado Melia, C.; Miró Herrero, R.; Barrachina Celda, TM.; Verdú Martín, GJ.; Soler, A.; Concejal, A. (2014). Comparación de los resultados de quemado para reactores BWR con CASMO y SCALE 6.2 (TRITON/NEWT). Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/61027

A simple score to identify super-responders to sacubitril/valsartan in ambulatory patients with heart failure

Introduction: Sacubitril/valsartan (SV) promotes cardiac remodeling and improves prognosis in patients with heart failure (HF). However, the response to the drug may vary between patients and its implementation in daily clinical practice has been slower than expected. Our objective was to develop a score predicting the super-response to SV in HF outpatients. Methods: This is a retrospective analysis of 185 consecutive patients prescribed SV from two tertiary hospitals between September 2016 and February 2018. Super-responder was defined as a patient taking the drug and (i) without HF admissions, death, or heart transplant, and (ii) with a ≥50% reduction in NT-proBNP levels and/or an increase of ≥10 points in LVEF in a 12-month follow-up period after starting SV. Clinical, echocardiographic, ECG, and biochemical variables were used in a logistic regression analysis to construct a score for super-response to SV which was internally validated using bootstrap method. Results: Out of 185 patients, 65 (35%) fulfilled the super-responder criteria. Predictors for super-response to SV were absence of both previous aldosterone antagonist and diuretic treatment, NYHA I-II class, female gender, previous 1-year HF admission, and sinus rhythm. An integrating score distinguished a low- (80%) for 1-year super-response to SV. The AUC for the model was 0.72 (95%CI: 0.64-0.80), remaining consistent after internal validation. Conclusion: One-third of our patients presented a super-response to SV. We propose an easy-to-calculate score to predict super-response to SV after 1-year initiation based on variables that are currently assessed in clinical practice