PREDICTIVE METHODS FOR STABILITY MARGIN IN BWR

[EN] Power and flow oscillations in a BWR are very undesirable. One of the major concerns is to ensure, during power oscillations, compliance with GDC 10 and 12. GDC 10 requires that the reactor core be designed with appropriate margin to assure that specified acceptable fuel design limits will not be exceeded during any condition of normal operation, including the effects of anticipated operational occurrences. GDC 12 requires assurance that power oscillations which can result in conditions exceeding specified acceptable fuel design limits are either not possible or can be reliably and readily detected and suppressed. If the oscillation amplitude is large, before the scram occurs the fuel rods may experience periodic dry-out and rewetting, or if the oscillation is larger enough, extended dry-out. The Decay Ratio (DR) is the typical linear stability figure of merit. For analytical estimation of DR frequency domain codes are very useful. These types of codes are very fast and their results are very robust in comparison with time domain codes, whose results may be dependent on numeric scheme and nodalization. The only drawback of frequency domain is that you are limited to the linear domain; however, because of regulatory requirements imposed by GDC-12, reactors must remain stable and, thus, reactors always operate in the linear domain. LAPUR is a frequency domain stability code that contains a mathematical description of the core of a boiling water reactor. It solves the steady state governing equations for the coolant and fuel, and the dynamic equations for the coolant, fuel and the neutron field in the frequency domain. Several improvements have been performed to the current version of the code, LAPUR5, in order to upgrade it for use with new fuel design types. The channel geometry has been changed from constant area to variable area. The local losses due to the spacers and contractions along the flow path have been upgraded to use industry standard correlations. This new version is LAPUR 6. In this work, in order to check the correct implementation of these changes, a two-fold LAPUR 6 validation has been performed: First, an exhaustive validation of the models implemented has been performed, comparing single channels LAPUR 6 outputs against SIMULATE-3 results. Cofrentes NPP SIMULATE-3 thermal-hydraulic models have been independently validated against experimental data. Second, a Methodology for calculating Decay Ratios with LAPUR 6 has been developed, defining a validation matrix against analytical and plant measured decay ratios. Analysis of measured data from the Cofrentes NPP has shown that decay ratios have values lower than 0.3 confirming the large stability margin of Cofrentes NPP when proper operating procedures are followed, and the comparison with LAPUR shows deviations less than +/- 0.1. Past experience suggests that the uncertainty in low decay ratio ranges is usually larger than with higher decay ratio values. Finally a BWR noise generator has been used for estimating the uncertainty of the signal analyses methods used in this work for experimental estimation of decay ratio from the autocorrelation function of the APRM or LPRM power signals.[ES] Las oscilaciones de potencia y caudal en un BWR no son deseables. Una de las principales preocupaciones es asegurar, durante oscilaciones de potencia, el cumplimiento de la GDC 10 y 12. GDC 10 requiere que el núcleo del reactor se haya diseñado con un margen adecuado para asegurar que los límites admisibles establecidos en el diseño del combustible no se excederán en cualquier condición de operación normal, incluyendo los efectos de los sucesos operacionales anticipados. GDC 12 requiere garantías de que las oscilaciones de potencia que pueden resultar en condiciones que excedan los límites admisibles establecidos de diseño del combustible, o bien no son posibles o puedan ser detectadas y suprimidas de forma pronta y segura. Si la amplitud de la oscilación es grande, antes de que se produzca el scram las varillas de combustible pueden experimentar secados y remojados periódicos, o si las oscilaciones son suficientemente grandes, un secado extendido. La tasa de amortiguamiento (DR) es la típica figura de mérito de la estabilidad lineal. Para la estimación analítica de la DR los códigos en el dominio de la frecuencia son muy usados. Este tipo de códigos son muy rápidos y sus resultados son muy robustos en comparación con los códigos en el domino temporal, cuyos resultados pueden depender del esquema numérico y la nodalización. El único inconveniente de los códigos en el dominio de la frecuencia es que está limitado al dominio lineal; sin embargo, como los requerimientos regulatorios impuestos por el GDC-12, los reactores deben permanecer estables y, por lo tanto, los reactores deben operar siempre en el dominio lineal. LAPUR es un código de estabilidad en el dominio de la frecuencia que contiene una descripción matemática del núcleo de un reactor de agua en ebullición. Resuelve las ecuaciones de conservación en estado estacionario para el refrigerante y el combustible, las ecuaciones dinámicas para el refrigerante, el combustible y el campo neutrónico en el dominio de la frecuencia. Se han realizado varias mejoras a la versión actual del código, LAPUR 5, con el fin de actualizarlo para su uso con los nuevos tipos de diseño de combustible. La geometría del canal se ha cambiado, el área ha pasado de ser constante a poder considerar área variable. El cálculo de las pérdidas locales debido a los espaciadores y contracciones a lo largo del camino que sigue el flujo se han actualizado, pasando a utilizar correlaciones estándar de la industria. Esta nueva versión del código se ha denominado LAPUR 6. En este trabajo, con el fin de verificar la correcta implementación de estos cambios, se ha realizado una doble validación del código LAPUR 6: En primer lugar se ha realizado una validación exhaustiva de los modelos implementados, comparando los valores de salida de LAPUR 6 para un canal con los resultados de SIMULATE-3. Los modelos termohidráulicos de la CN Cofrentes de SIMULATE-3 han sido validados de forma independiente con los datos experimentales. En segundo lugar se ha desarrollado una metodología para el cálculo de la tasa de amortiguamiento con LAPUR 6, definiendo una matriz de validación de los valores de tasa de amortiguamiento analíticos con valores medidos en la planta. Las tasas de amortiguamiento medidos en la Central Nuclear de Cofrentes tienen valores inferiores al 0.3, confirmando el gran margen de estabilidad de la Central Nuclear de Cofrentes cuando se siguen los procedimiento de operación adecuados, y la comparación con los resultados de LAPUR muestra desviaciones de menos de +/- 0.1. La experiencia acumulada sugiere que la incertidumbre para los rangos bajos de tasas de amortiguamiento es generalmente más grande que para los valores altos. Por último se ha utilizado un generador de señales BWR para la estimación de la incertidumbre de los métodos de análisis de señales utilizados en este trabajo para la estimación experimental de la DR, a partir de la funci[CA] Les oscil·lacions de potència i flux en un BWR són molt poc desitjades. Una de les majors preocupacions és assegurar-se, durant les oscil·lacions de potència, del compliment de GDC 10 i 12. GDC 10 requerix que el nucli del reactor estiga dissenyat amb un marge apropiat per a assegurar que els limits admissibles establerts en el disseny del combustible no siguen superats davall cap condició d'operació normal, incloent els incidents esperats d'operació. GDC 12 requerix assegurar que les oscil·lacions de potència que poden resultar en condicions on es superen els limits admissibles establerts en el disseny del combustible no siguen possibles o puguen ser detectades de manera segura e immediata i suprimides. Si l'amplitud de les oscil·lacions és gran, abans que el scram ocórrega les barres experimenten un assecat i remullat periòdic, o si l'oscil·lació és prou gran, un assecat estés. La taxa d'amortiment (DR) és la típica figura de mèrit de l'estabilitat lineal. Per a l'estimació analítica de la DR són molt usats els codis en el domini de la freqüència. Este tipus de codis són molt ràpids i els seus resultats són molt robustos en comparació amb els codis en el domini temporal, els resultats del qual són molt dependents de l'esquema numèric i la nodalizació. L'únic inconvenient del domini de la freqüència és que està limitat al domini lineal, no obstant això, com els requeriments reguladors imposats pel GDC-12, els reactors han de mantener-se estables i, per tant, els reactors han d'operar sempre en el domini lineal. LAPUR és un codi d'estabilitat en el domini de la freqüència que conté una descripció matemàtica del nucli d'un reactor d'aigua en ebullició. Resol les equacions de govern estacionàries del refrigerant i el combustible, les equacions dinàmiques del refrigerant, el combustible i el camp neutrònic en el domini de la freqüència. S'han realitzat diverses millores a la versió anterior del codi, LAPUR 5, amb l'objectiu d'actualitzar-ho per al seu ús amb nous tipus de disseny de combustibles. La geometria del canal s'ha canviat d'àrea constant a variable. Les pèrdues locals degudes als espaciadors i contraccions al llarg del camí del flux s'han actualitzat per a utilitzar correlacions estàndard de la indústria. Esta nova versió és LAPUR 6. En este treball, amb l'objectiu de comprovar la correcta implementació d'estos canvis, s'ha realitzat una doble validació del LAPUR 6: Primer, s'ha realitzat una validació exhaustiva dels models implementats, comparant els valors d'eixida per a un canal de LAPUR 6 amb els resultats de SIMULATE-3. Els models termohidraúlics per a SIMULATE-3 de la Central Nuclear de Cofrentes s'han validat independentment amb dades experimentals. Segon, s'ha desenrotllat una Metodologia per al càlcul de la Taxa d'Amortiment amb LAPUR 6, definint una matriu de validació amb valors de taxes d'amortiment analítics i mesurats en la planta. Anàlisis de les dades mesurades en la Central Nuclear de Cofrentes mostren valors de les taxes d'amortiment inferiors al 0.3, confirmant el gran marge d'estabilitat de la Central Nuclear de Cofrentes quan se seguix un adequat procediment d'operació, i la comparació amb LAPUR mostra desviacions inferiors al +/- 0.1. L'experiència acumulada mostra que la incertesa en el rang de taxes d'amortiment baixes és normalment major que per a valors alts de les taxes d'amortiment. Finalment s'ha utilitzat un generador de senyals per a estimar la incertesa dels mètodes d'anàlisi del senyal utilitzats en este treball per a l'estimació experimental de la taxa d'amortiment emprant la funció d'autocorrelació dels senyals de potència APRM o LPRM.Melara San Román, J. (2016). PREDICTIVE METHODS FOR STABILITY MARGIN IN BWR [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/61307TESI

Estudio de las Inestabilidades en Fase Mediante la Herramienta “Dinamics”: Análisis de la Evolución Espacio Temporal de las Ondas de Densidad en Canales de Reactores BWR

Esta ponencia expone los fundamentos del código DINAMICS V2 que permite realizar cálculos de estabilidad para oscilaciones en fase en reactores BWR en el dominio del tiempo. Se exponen las ecuaciones del modelo y como se realiza la integración de las ecuaciones. El modelo puede utilizar un gran número de nodos axiales para realizar los cálculos a un costo computacional aceptable, se ha simplificado la dinámica del lazo de recirculación y el código lleva incorporadas las condiciones de contorno de las oscilaciones en fase. El código incorpora las ecuaciones de la ebullición sub-enfriada lo que permite hacer cálculos más realistas así como subrutinas para calcular las propiedades basadas en las subrutinas del ASME y el MATPRO.Muñoz-Cobo González, JL.; Escrivá Castells, FA.; Merino Benavent, R.; Melara San Román, J. (2013). Estudio de las Inestabilidades en Fase Mediante la Herramienta “Dinamics”: Análisis de la Evolución Espacio Temporal de las Ondas de Densidad en Canales de Reactores BWR. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71593

Desarrollo y Aplicación de una Metodología CSAU para el Caso de un ATWS en un BWR utilizando Métodos de Teoría de la Información

Se ha desarrollado una metodología tipo CSAU utilizando herramientas de teoría de la información para evaluar la incertidumbre en los parámetros de entrada y de los modelos que pueden afectar al parámetro crítico de seguridad (PCS). Para ello se han desarrollado dos herramientas auxiliares los programas GEDIPA-V1 y UNTHERCO –V1, el primero averigua la distribución de un parámetro o parámetros utilizando teoría de la información y evalúa también los momentos de la distribución con sus intervalos de confianza a partir de los datos. Mientras que el segundo realiza el muestreo por MONTECARLO de los parámetros de entrada cuya importancia ha sido puesta de manifiesto previamente mediante el PIRT y el análisis de sensibilidad. En el caso de que la información sobre un parámetro sea incompleta se aplica el principio de la máxima entropía o el de la máxima entropía relativa para obtener su función de distribución. La metodología se ha aplicado a la C.N. de Cofrentes para determinar el valor del Parámetro Crítico de Seguridad de un ATWS con un 95/95 de cubrimiento y confianza.Muñoz-Cobo González, JL.; Escrivá Castells, FA.; Mendizabal, R.; Pelayo, F.; Melara San Román, J. (2013). Desarrollo y Aplicación de una Metodología CSAU para el Caso de un ATWS en un BWR utilizando Métodos de Teoría de la Información. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71591

Incorporación de la variación de la conductividad con el quemado en el código de estabilidad predictivo LAPUR

En el campo de la seguridad nuclear, el análisis de la estabilidad de los reactores de agua en ebullición supone uno de los mayores retos para los investigadores. Para estos cálculos se puede utilizar el código LAPUR que permite obtener los parámetros de estabilidad de la planta (Decay Ratio y Frecuencia), siendo este uno de los programas utilizados por IBERDROLA. Con la colaboración del grupo de investigación TIN de la Universidad Politécnica de Valencia, se ha incorporado un modelo de pérdida de conductividad del uranio con el quemado a LAPUR. Esta actualización permite que se reproduzca el fenómeno de forma más realista. Esta mejora se ha validado y verificado contrastando los resultados con valores de referencia.Escrivá Castells, FA.; Muñoz-Cobo González, JL.; Merino Benavent, R.; Melara San Román, J.; Albendea, M. (2013). Incorporación de la variación de la conductividad con el quemado en el código de estabilidad predictivo LAPUR. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71592

High performance multiphysics platform for nuclear safety analysis

[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)Abarca Giménez, A.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Melara-San Román, J.; Concejal-Bermejo, A. (2018). Plataforma Multifísica de Altas Prestaciones para Análisis de Seguridad en Ingeniería Nuclear. Nuclear España. mayo:1-6. http://hdl.handle.net/10251/120921S16may

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

Desarrollo de una metodología basada en teoría de la información para cálculos de incertidumbre en códigos termohidráulicos

Se ha desarrollado una metodología tipo CSAU utilizando herramientas de teoría de la información para evaluar la incertidumbre en los parámetros de entrada y de los modelos que pueden afectar al parámetro crítico de seguridad (PCS). Para ello se han desarrollado dos herramientas auxiliares los programas GEDIPA-V1 y UNTHERCO –V1, el primero averigua la distribución de un parámetro o parámetros utilizando teoría de la información y evalúa también los momentos de la distribución con sus intervalos de confianza a partir de los datos. Mientras que el segundo realiza el muestreo por MONTECARLO de los parámetros de entrada cuya importancia ha sido puesta de manifiesto previamente mediante el PIRT y el análisis de sensibilidad. En el caso de que la información sobre un parámetro sea incompleta se aplica el principio de la máxima entropía o el de la máxima entropía relativa para obtener su función de distribución. La metodología se ha aplicado a la C.N. de Cofrentes para determinar el valor del Parámetro Crítico de Seguridad de un ATWS con un 95/95 de cubrimiento y confianza.Muñoz-Cobo González, JL.; Escrivá Castells, FA.; Mendizabal, R.; Pelayo, F.; Melara San Román, J. (2013). Desarrollo de una metodología basada en teoría de la información para cálculos de incertidumbre en códigos termohidráulicos. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71589

Investigaciones de Economía de la Educación 5

La adecuación entre lo demandado por el Mercado laboral y la formación recibida por los estudiantes en la Universidad es un objetivo cada vez más importante en el sistema educativo universitario español, ahora aún más reforzado con la entrada en el Espacio Europeo de Educación Superior surgido del Proceso de Bolonia, en el que uno de sus pilares básicos es fomentar la empleabilidad y un enfoque más aplicado de los estudios universitarios. En esta comunicación se presenta un análisis empírico acerca de la situación actual de adecuación entre lo demandado por las empresas y lo logrado por los alumnos de la Licenciatura en ADE de la Universidad Pontificia Comillas (ICADE). Para este fin se ha empleado un enfoque basado en la evaluación de competencias, tanto genéricas como específicas, que una vez medidas se han agrupado en un número menor de dimensiones mediante el empleo de técnicas estadísticas multivariantes. A partir de las puntuaciones que le otorgan los alumnos por una parte y los empleados y empleadores por otra, se han obtenido los perfiles competenciales profesionales demandados por el mundo de la empresa y ofrecidos por el sistema formativo universitario. La comparación de dichos perfiles permite valorar el grado de ajuste entre oferta y demanda y encontrar los puntos fuertes y débiles de la formación universitaria en el campo de la administración y dirección de empresas.Rendimiento académico, perfil competencial, EEES, ADE, competencias profesionales