The seminar of nuclear safety in advanced reactors and the seminar of nuclear fusion: two formative initiatives from Universidad Politécnica de Madrid and spanish young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares)

panish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares) is a commission of the Spanish Nuclear Society (SNE), whose main goals are to spread knowledge about nuclear energy among the society. Following this motivation, two Seminars have been carried out with the collaboration of the Technical University of Madrid: The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors (SRA) and the Seminar of Nuclear Fusion (SFN). The first one, which has been celebrated every year since 2010, aims to show clearly the advances that have been obtained in the section of safety with the new reactors, from a technical but simple point of view and without needing great previous nuclear engineering knowledge. The second one, which first edition was held in 2011, aims to give a general overview of the past, present and future situation of nuclear fusion technology, and was born as a result of the increasing interest of our Spanish Young Generation members in this technology

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them

Motivating young students to be part of the global research in nuclear through the Seminar of Nuclear Fusion

Jóvenes Nucleares (Spanish Young Generation in Nuclear, JJNN) is a non-profit organization that depends on the Spanish Nuclear Society (SNE). The Universidad Politécnica de Madrid (Technical University of Madrid, UPM) was chosen to host the Seminar as it is one of the most prestigious technical universities of Spain, and has a very strong curriculum in nuclear engineering training and research. Both, the UPM and the SNE, supported strongly the seminar: the opening session was conducted by the member of to board of directors of the Spanish Nuclear Society and Nuclear Engineering professor of the UPM, Emilio Mínguez and the closing session was conducted by the director of the Nuclear Fusion Institute (UPM)

Estudio de un escenario de parque nuclear compuesto únicamente por reactores de Generación IV

Las principales ventajas de los reactores de espectro neutrónico rápido refrigerados por metales líquidos (por ejemplo sodio) no sólo consisten en un eficiente uso del combustible por medio de la reproducción de material físil y de la utilización de uranio natural o empobrecido, sino que además logran reducir la cantidad de actínidos como el Americio o Neptunio, presentes en el combustible irradiado. El primer aspecto se traduce en una garantía de suministro de combustible prácticamente ilimitada, mientras que el segundo es importante porque estos elementos son los responsables de una gran parte de la actividad del combustible irradiado. La posibilidad de contar con un parque de reactores rápidos posibilitaría que la estrategia de ciclo de combustible no tuviese que ser necesariamente de tipo abierto, como en la mayoría de los países que cuentan con energía nuclear, sino una variación del ciclo cerrado avanzado donde el plutonio y los actínidos minoritarios separados del combustible irradiado forman parte del nuevo combustible que generará energía eléctrica. En este trabajo se analiza un hipotético escenario de generación en España, comprobando si un parque de dichos reactores resolvería algunos de los retos con los que la energía nuclear de fisión actual se enfrenta, ya que, como se ha dicho anteriormente, este tipo de reactores mejoran la seguridad, garantizan el suministro y gestionan más eficientemente tanto su propio combustible como el combustible irradiado en los reactores LWR actuales. A continuación se presentan las características y objetivos de los sistemas innovadores de Gen‐IV, entre los que se encuentran los reactores rápidos más avanzados, que dan un salto en concepto y en tecnología respecto a los reactores de Generación III+. Posteriormente se presenta una descripción del caso nuclear español y finalmente se detallan los resultados del estudio mostrando qué efectos tendría este escenario sobre el aprovechamiento y necesidades del combustible, así como sobre la reducción del inventario radioisotópico del combustible gastado ya existente y producido por la propia generación de reactores rápidos

On the Extension of the Analytic Nodal Diffusion Solver ANDES to Sodium Fast Reactors

Within the framework of the Collaborative Project for a European Sodium Fast Reactor, the reactor physics group at UPM is working on the extension of its in-house multi-scale advanced deterministic code COBAYA3 to Sodium Fast Reactors (SFR). COBAYA3 is a 3D multigroup neutron kinetics diffusion code that can be used either as a pin-by-pin code or as a stand-alone nodal code by using the analytic nodal diffusion solver ANDES. It is coupled with thermalhydraulics codes such as COBRA-TF and FLICA, allowing transient analysis of LWR at both fine-mesh and coarse-mesh scales. In order to enable also 3D pin-by-pin and nodal coupled NK-TH simulations of SFR, different developments are in progress. This paper presents the first steps towards the application of COBAYA3 to this type of reactors. ANDES solver, already extended to triangular-Z geometry, has been applied to fast reactor steady-state calculations. The required cross section libraries were generated with ERANOS code for several configurations. The limitations encountered in the application of the Analytic Coarse Mesh Finite Difference (ACMFD) method –implemented inside ANDES– to fast reactors are presented and the sensitivity of the method when using a high number of energy groups is studied. ANDES performance is assessed by comparison with the results provided by ERANOS, using a mini-core model in 33 energy groups. Furthermore, a benchmark from the NEA for a small 3D FBR in hexagonal-Z geometry and 4 energy groups is also employed to verify the behavior of the code with few energy groups

Análisis de la transmutación de Actínidos Minoritarios en un reactor rápido de sodio con modelo de carga homogéneo mediante el código MCNPX-CINDER

El reactor rápido refrigerado por sodio (SFR) constituye uno de los conceptos más prometedores de los seis considerados en la Generación IV de reactores nucleares, encontrándose actualmente en fase de investigación. En este marco surge el proyecto europeo CP ESFR (Collaborative Project for an European Sodium Fast Reactor) cuya finalidad es analizar los diversos desafíos y oportunidades que el desarrollo de este tipo de reactores plantea, ya sea en términos de seguridad, tecnología de sodio, capacidades transmutadoras, etc

Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR

La simulación de la física del núcleo de los reactores nucleares por su complejidad requiere del uso de computadores y del software adecuado, y su evolución es ir hacía métodos y modelos de los llamados best-estimate, con el objeto de aumentar la disponibilidad de la central manteniendo los márgenes de seguridad. Para ello el Departamento de Ingeniería Nuclear (UPM), ha desarrollado el Sistema SEANAP en uso en varias centrales nucleares españolas, que realiza la simulación en 3D y con detalle de barrita combustible del quemado nominal y real del núcleo del reactor, hace el seguimiento en línea de la operación, y ayuda a la planificación óptima de las maniobras operacionale

Nuclear Data Uncertainty Propagation to Reactivity Coefficients of a Sodium Fast Reactor

Engineering of innovative reactor concepts requires computational tools capable of producing results with a high level of accuracy. These results are affected by different sources of uncertainty such as the ones coming from nuclear data. The assessment of the uncertainty levels on the design and safety parameters is mandatory. The uncertainty quantification applied here is based on the adjoint sensitivity analysis, where the sensitivities of design values to nuclear data are employed together with the nuclear data uncertainties to propagate these uncertainties to the design parameters. The European Sodium Fast Reactor (ESFR) is the innovative reactor model considered here, designed in the framework of a EURATOM Collaborative Project. Some of the relevant safety quantities linked to it are Doppler and void reactivity coefficients, whose uncertainties are quantified. Also the identification of the nuclear reaction data where an improvement will certainly benefit the design accuracy is performed. This work has been performed with the SCALE 6.1 codes suite and its multigroups cross sections library based on ENDF/B-VII.0 evaluation

Search for dark matter produced in association with bottom or top quarks in √s = 13 TeV pp collisions with the ATLAS detector

A search for weakly interacting massive particle dark matter produced in association with bottom or top quarks is presented. Final states containing third-generation quarks and miss- ing transverse momentum are considered. The analysis uses 36.1 fb−1 of proton–proton collision data recorded by the ATLAS experiment at √s = 13 TeV in 2015 and 2016. No significant excess of events above the estimated backgrounds is observed. The results are in- terpreted in the framework of simplified models of spin-0 dark-matter mediators. For colour- neutral spin-0 mediators produced in association with top quarks and decaying into a pair of dark-matter particles, mediator masses below 50 GeV are excluded assuming a dark-matter candidate mass of 1 GeV and unitary couplings. For scalar and pseudoscalar mediators produced in association with bottom quarks, the search sets limits on the production cross- section of 300 times the predicted rate for mediators with masses between 10 and 50 GeV and assuming a dark-matter mass of 1 GeV and unitary coupling. Constraints on colour- charged scalar simplified models are also presented. Assuming a dark-matter particle mass of 35 GeV, mediator particles with mass below 1.1 TeV are excluded for couplings yielding a dark-matter relic density consistent with measurements