Traducción del modelo de planta de CN Cofrentes del código TRAC-BF1 a SNAP-TRACE

Las herramientas de simulación SNAP-TRACE están siendo desarrolladas y actualizadas por la NRC y el grupo de usuarios de las mismas, con el fin de que simulen el comportamiento termohidráulico de una instalación o central nuclear. Dentro de las líneas de investigación del Grupo de Termohidráulica e Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Valencia, así como IBERDROLA, se encuentra el estudio, análisis y utilización de estas nuevas herramientas. En esta ponencia se presenta el trabajo realizado conjuntamente para la obtención de un modelo de planta de la CN de Cofrentes que se pueda utilizar con estas nuevas herramientas. Se pretende desarrollar un modelo tridimensional de CN Cofrentes cuyos resultados sean consistentes comparándolos con los programas de uso actual (TRAC-BF1, RETRAN) validados con datos de planta. Esta comparación no debe hacerse globalmente ya que puede llevar a compensación de errores. Para comprobar la correcta traducción se han comparado los resultados obtenidos con TRACE y los programas actualmente en uso y se han realizado los correspondientes ajustes, teniendo en cuenta que las correlaciones y modelos de ambos códigos son diferentes. Durante la realización de este trabajo se han detectado diversos errores que deberán ser subsanados en las futuras versiones de estas herramientasEscrivá Castells, FA.; Muñoz-Cobo González, JL.; Concejal, A.; Melara, J.; Albendea, M. (2012). Traducción del modelo de planta de CN Cofrentes del código TRAC-BF1 a SNAP-TRACE. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71540

Obtención de un simulador de transitorios termohidráulicos de la CN Cofrentes utilizando la plataforma SNAP-TRACE

Las herramientas de simulación SNAP-TRACE están siendo desarrolladas y actualizadas por la NRC y el grupo de usuarios de las mismas, con el fin de que simulen el comportamiento termohidráulico de una instalación o central nuclear. Dentro de las líneas de investigación del Grupo de Termohidráulica e Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Valencia, así como IBERDROLA, se encuentra el estudio, análisis y utilización de estas nuevas herramientas. En esta ponencia se presentan los últimos trabajos realizados conjuntamente entre Iberdrola y el grupo TIN para la obtención de un simulador de planta de la CN de Cofrentes y su correspondiente versión interactiva animada, que se pueda utilizar con estas nuevas herramientas. El modelo desarrollado utiliza cinética puntual y permite simular diversos transitorios de forma interactiva, como son el disparo de las turbo-bombas de agua de alimentación o el cierre de las válvulas de vapor principal (MSIVs). Los modelos desarrollados permiten visualizar, a través de diferentes pantallas, el comportamiento de toda la planta, así como de su sistema de control.Escrivá Castells, FA.; Muñoz-Cobo González, JL.; Concejal, A.; Soler, A.; Melara San Román, J.; Albendea, M. (2013). Obtención de un simulador de transitorios termohidráulicos de la CN Cofrentes utilizando la plataforma SNAP-TRACE. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71590

Acoplamiento de los códigos TRACBF1/PARCSv2.7 en Linux sin interfaz externa de comunicación

[ES] El código TRAC-BF1 sigue siendo ampliamente utilizado por la industria nuclear para análisis de seguridad. Los modelos de planta desarrollados con este código termohidráulico están sumamente validados, por lo que es aconsejable seguir mejorando este código antes de migrar completamente a otro código diferente. El acoplamiento de este código termohidráulico con el código neutrónico de la NRC PARCSv2.7 amplia las capacidades de simulación a transitorios en los que la distribución de potencia juega un papel importante. En esta ponencia se presenta el procedimiento seguido para el acoplamiento de los códigos TRAC-BF1 y PARCSv2.7 sin PVM y en Linux.[EN] The TRAC-BF1 code is still widely used by the nuclear industry for safety analysis. The plant models developed using this code are highly validated, so it is advisable to continue improving this code before migrating to another completely different code. The coupling with the NRC neutronic code PARCSv2.7 increases the simulation capabilities in transients in which the power distribution plays an important role. In this paper, the procedure for the coupling of TRAC-BF1 and PARCSv2.7 codes without PVM and in Linux is presented.Barrachina Celda, TM.; Garcia Fenoll, M.; Abarca Giménez, A.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Concejal, A.; Soler, A. (2014). Acoplamiento de los códigos TRACBF1/PARCSv2.7 en Linux sin interfaz externa de comunicación. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/49852

Procedimiento de acoplamiento de los códigos TRAC-BF1 y PARCSV2.7

El código termohidráulico TRAC-BF1 sigue siendo ampliamente utilizado en el análisis de transitorios base de diseño en centrales nucleares BWR. Con el objetivo de aumentar la capacidad de análisis con el código TRAC-BF1, se ha acoplado con el código neutrónico 3D PARCS v2.7. De esta forma, se dispone de un código acoplado termohidráulico-neutrónico que permite la simulación de transitorios considerando neutrónica 3D y procesos termohidráulicos en múltiples canales con geometría 1D. El procedimiento seguido para acoplar TRAC-BF1 a PARCSv2.7 se ha basado en el criterio de modificar el código neutrónico limitando las modificaciones dentro del código fuente termohidráulico. Consiguiendo una herramienta robusta y fiable, sin necesidad de modificar el fichero de entrada de TRAC-BF1. El acoplamiento entre ambos códigos se realiza a través del protocolo de comunicación PVM (Parallel Virtual Machine). Inicialmente el código TRAC-BF1 estaba preparado para ser acoplado con NEM. El acoplamiento con PARCS supone una mejora dentro de los códigos termohidráulico-neutrónicos 3D, ya que el número de información que TRAC-BF1 comparte con PARCS es mayor que en el caso del acoplamiento con el código NEM. Además de las variables termohidráulicas: temperatura del combustible y densidad del moderador, se intercambia información acerca de la posición de las barras de control. Esto es importante si se simula un transitorio en el que el movimiento de barras se determina por variables de control del código termohidráulico. Se ha añadido también el intercambio de la concentración de boro, para poder tener en cuenta la realimentación por boro en las secciones eficaces, incorporándose la capacidad de simular transitorios severos en los que se requiere inyección de boro. La cualificación de modificaciones se ha realizado mediante el análisis del transitorio por disparo de turbina en la C. N. Peach-Bottom cuyos resultados se presentan en otra ponencia.Jambrina Gomez, A.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Concejal, A.; Melara, J. (2012). Procedimiento de acoplamiento de los códigos TRAC-BF1 y PARCSV2.7. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/34148

Simulación del transitorio por disparo de turbinaen C. N. PEACH-BOTTOM con los códigos acoplados TRAC-BF1 /PARCSV2.7

El desarrollo y uso de códigos acoplados para el análisis de seguridad nuclear se ha extendido en los últimos años. En este contexto se enmarca el acoplamiento del código TRAC-BF1 con el código PARCSv2.7. La validación y demostración de las capacidades de los códigos acoplados en la simulación de transitorios base de diseño se lleva a cabo mediante la reproducción de eventos definidos en los diferentes benchmarks. El objetivo de este trabajo es la validación del acoplamiento llevado a cabo entre el código termohidráulico TRAC-BF1 y el código neutrónico PARCSv2.7. Para ello se simula el transitorio por disparo de turbina en C. N. Peach Bottom definido en el benchmark de la NEA PBTT2 con los códigos acoplados TRAC-BF1/PARCSv2.7 El transitorio elegido para la validación del acoplamiento se corresponde con el Ejercicio 3, Escenario Extremo 2. En este escenario se considera que se produce disparo de turbina sin SCRAM en el reactor. Esto permite comprobar que la posición de las barras de control durante el movimiento de inserción se transfiere de TRAC-BF1 a PARCS correctamente. Las secciones eficaces se han obtenido aplicando la metodología SIMTAB, desarrollada por la UPV en colaboración con Iberdrola Ingeniería. Los resultados obtenidos de la simulación del código acoplado 3D TRAC-BF1/PARCS se comparan con los datos del propio benchmark, con el código SIMULATE3, código de referencia, con el código TRAC-BF1 empleando cinética 1D, así como con el código acoplado 3D TRAC-BF1/NEMJambrina Gomez, A.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Concejal, A.; Melara, J. (2012). Simulación del transitorio por disparo de turbinaen C. N. PEACH-BOTTOM con los códigos acoplados TRAC-BF1 /PARCSV2.7. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/34049

Implementación del modelo de decay heat ANSI/ ANS-5.1-2005 EN TRAC-BF1

En este artículo se muestran los resultados de la implementación del modelo de calor residual (Decay Heat) ANSI/ANS-5.1 2005 en el código termohidráulico TRAC-BF1. Los modelos para el cálculo del calor residual en el código TRAC-BF1 se corresponden con el estándar ANS 1973, por defecto, y con el estándar ANS 1979, si es seleccionado por parte del usuario. Con la entrada en vigor del estándar ANS 1994 y, su posterior revisión, el estándar ANS 2005 los modelos que presenta TRAC-BF1 quedan completamente obsoletos haciendo necesaria la revisión de los mismos así como la implementación del ANSI/ANS-5.1-2005 en el código. El trabajo de investigación presentado en este artículo fue realizado en dos fases. La primera presenta el estudio comparativo de los modelos de calor residual implementados en los códigos termohidráulicos TRAC-BF1, TRACE, RETRAN y RELAP5. La segunda fase consiste en la obtención del calor residual de forma analítica junto con la influencia de históricos de operación de corta duración en el cómputo total del calor residual, siendo especialmente interesante en la simulación de transitorios en el que hay generación de potencia sin inserción de barras de control. Los resultados obtenidos muestran que el modelo de calor residual en TRAC-BF1 necesitaba ser revisado y actualizado a la norma ANSI/ANS-5.1 2005. Finalmente, se observa cómo el calor residual se ve afectado por las condiciones que se producen durante el período de tiempo tras un supuesto fallo de la señal de disparo del reactor y por lo tanto no pueden ser obviados en los análisis de seguridad nuclear.Soler Martínez, MD.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Concejal, A.; Melara, J.; Verdú Martín, GJ. (2012). Implementación del modelo de decay heat ANSI/ ANS-5.1-2005 EN TRAC-BF1. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/34147

Elaboración del Master Deck del modelo de TRACE de la CN de Cofrentes

[ES] Con el fin de que reproducir el comportamiento termohidráulico de una instalación o central nuclear, las herramientas de simulación SNAP-TRACE están siendo desarrolladas y actualizadas por la NRC y el grupo de usuarios de las mismas. Dentro de las líneas de investigación del Grupo de Termohidráulica e Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Valencia, así como IBERDROLA, se encuentra el estudio, análisis y utilización de estas herramientas. En esta ponencia se presentan los últimos trabajos realizados conjuntamente entre Iberdrola y el grupo de Termohidráulica e Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Valencia para la actualización y mejora del modelo de planta de la CN de Cofrentes. Se está realizando una revisión completa de todo el modelo de la planta nuclear de Cofrentes desarrollado en el código TRACE mediante la interfaz SNAP, creando un único MASTERDECK en el que se pueda consultar cualquier valor que aparezca en dicho modelo, y saber la bibliografía que se ha utilizado para obtener esos datos. La validación de los componentes del modelo de la central se llevan a cabo uno a uno para realizar una correcta verificación del comportamiento de cada elemento, utilizando las referencias debidamente documentadas.Blanco, D.; Escrivá, A.; Soler, A.; Collazo, I.; Rebollo, M.; Muñoz-Cobo, JL.; Concejal, A. (2019). Elaboración del Master Deck del modelo de TRACE de la CN de Cofrentes. Sociedad Nuclear Española. 1-8. http://hdl.handle.net/10251/180963S1

NOKIN1D: one-dimensional neutron kinetics based on a nodal collocation method

The TRAC-BF1 one-dimensional kinetic model is a formulation of the neutron diffusion equation in the two energy groups’ approximation, based on the analytical nodal method (ANM). The advantage compared with a zero-dimensional kinetic model is that the axial power profile may vary with time due to thermal-hydraulic parameter changes and/or actions of the control systems but at has the disadvantages that in unusual situations it fails to converge. The nodal collocation method developed for the neutron diffusion equation and applied to the kinetics resolution of TRAC-BF1 thermal-hydraulics, is an adaptation of the traditional collocation methods for the discretization of partial differential equations, based on the development of the solution as a linear combination of analytical functions. It has chosen to use a nodal collocation method based on a development of Legendre polynomials of neutron fluxes in each cell. The qualification is carried out by the analysis of the turbine trip transient from the NEA benchmark in Peach Bottom NPP using both the original 1D kinetics implemented in TRAC-BF1 and the 1D nodal collocation method

Improvements in the decay heat model in the thermalhydraulic code TRAC-BF1

The implemented models in TRAC-BF1 for the decay heat calculations are based on the 1971 American Nuclear Society (ANS) Standard or the 1979 ANS Standard if selected by the user. With the entry into force of the 1994 ANS Standard and the subsequent review, the TRAC-BF1 models were made completely obsolete, so a revision of the older models and the implementation of ANSI/ANS-5.1-2005 Standard in the code are required. In this paper, a novel numerical study is presented based on the analytical resolution of the decay heat equation which takes into account the number of reactor operation histories, the number of fissionable nuclides, and the number of groups per fissile. Moreover, this paper describes the influence of the short-term power histories on the total decay heat power calculation due to the high interest in the simulation of severe transients, such as Anticipated Transients without SCRAM, which cannot be ignored in nuclear safety analysis.This research project is being jointly carried out with and supported by Iberdrola Ingenieria y Construccion, Spain.Soler, A.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Concejal, A.; Melara, J.; Verdú Martín, GJ. (2014). Improvements in the decay heat model in the thermalhydraulic code TRAC-BF1. International Journal of Computer Mathematics. 91(2):327-335. doi:10.1080/00207160.2013.808336S32733591

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