A comparative study of boron transport models in NRC thermal-hydraulic code TRACE

[EN] Recently, the interest in the study of various types of transients involving changes in the boron concentration inside the reactor, has led to an increase in the interest of developing and studying new models and tools that allow a correct study of boron transport. Therefore, a significant variety of different boron transport models and spatial difference schemes are available in the thermal-hydraulic codes. According to this interest, in this work it will be compared the results obtained using the different boron transport models implemented in the NRC thermal-hydraulic code TRACE. To do this, a set of models has been created using the different options and configurations that could have influence in boron transport. These models allow us to reproduce a simple event of filling or emptying the boron concentration in a long pipe. Moreover, with the aim to compare the differences obtained when one-dimensional or three-dimensional components are chosen, it has modeled many different cases using only pipe components or a mix of pipe and vessel components. In addition, the influence of the void fraction in the boron transport has been studied and compared under close conditions to a BWR commercial model. A final collection of the different cases and boron transport models are compared between them and those corresponding to the analytical solution provided by the Burgers equation. From this comparison, important conclusions are drawn that will be the basis of modeling the boron transport in TRACE adequately.Olmo-Juan, N.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Pereira, C. (2019). A comparative study of boron transport models in NRC thermal-hydraulic code TRACE. Brazilian Journal of Radiation Sciences. 7(2B):1-18. https://doi.org/10.15392/bjrs.v7i2B.767S11872

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

Validación del código acoplado COBRA-TF/PARCSv2.7 ante un transitorio de inyección de boro

El objeto de este trabajo es validar el código acoplado COBRA-TF/PARCS en un escenario de inyección asimétrica de boro en un reactor PWR de tres lazos. Con ello se pretenda comprobar el recientemente desarrollado modelo de transporte de boro del código COBRA-TF y las rutinas de interpolación de sección eficaz en función de la concentración de boro que se implementaron en PARCS v2.7, demostrando su adecuado funcionamiento y su validez para el análisis de transitorios en seguridad nuclear.Abarca Giménez, A.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ. (2013). Validación del código acoplado COBRA-TF/PARCSv2.7 ante un transitorio de inyección de boro. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/52202

Implementation of the Control Rod Movement Option by means of Control Variables in RELAP5/PARCS v2.7 Coupled Code (NUREG/IA-0402)

The objective of this work is to introduce an improvement in best estimate coupled neutronicthermalhydraulic 3D codes simulations, by adding a model for the control rod movement in the coupled code RELAP5/PARCS v2.7, by means of control variables, with the aim of being able to dynamically analyze asymmetric transient accidents, as the reactivity insertion accidents (RIA) in a nuclear reactor, reproducing all the reactors control systems. The modification developed in this work permits the automatic movement of the control rods, activated by the RELAP5 code control system, and also they can depend on signals related to the reactor reactivity, like pressure, fuel temperature or moderator temperature, etc., improving the realism of the calculation and increasing the simulation capabilities. This report was prepared by the Nuclear Engineering Group belonging to the Institute for Industrial, Radiophysical and Environmental Safety (ISIRYM) at the Universitat Politècnica de València (UPV), which collaborates in the simulation area with the Spanish company Centrales Nucleares Almaraz-Trillo (CNAT). The Asociación Española de la Industria Eléctrica (UNESA, Electric Industry Association of Spain), equivalent to the American EPRI sponsored this work.Miró Herrero, R.; Ana Ibáñez, P.; Barrachina Celda, TM.; Martínez-Murillo, J.; Pereira, C.; Verdú Martín, GJ. (2014). Implementation of the Control Rod Movement Option by means of Control Variables in RELAP5/PARCS v2.7 Coupled Code (NUREG/IA-0402). United States Nuclear Regulatory Commission. http://hdl.handle.net/10251/58958

Implementación de nuevas capacidades enTRAC-BF1/NEM para la simulación de transitorios con inyección de Boro

El código acoplado TRAC-BF1/NEM es un código neutronico-thermohidráulico que permite la simulación de transitorios considerando neutrónica 3D y procesos termohidráulicos en múltiples canales con geometría 1D. TRAC-BF1 y NEM se puede ejecutar tanto en modo stand-alone, es decir, sin acoplar, como acoplados. En los cálculos en estado estacionario con NEM sin acoplar, las condiciones termohidráulicas en cada nodo (temperatura del combustible y densidad del moderador) y la concentración de Xenón en cada nodo, se toman de SIMULATE3. El código fuente de NEM se ha modificado para poder leer estas condiciones de ficheros externos cuando se ejecuta sin acoplar. El acoplamiento entre TRAC-BF1 y NEM sigue un esquema de integración en el que la solución termohidráulica de TRAC-BF1 se envía a NEM para incorporar los efectos de la realimentación a través de las secciones eficaces. TRAC-BF1 resuelve las ecuaciones de la conducción del calor en las estructuras de calor utilizando la distribución de potencia calculada por NEM. El acoplamiento se ha llevado a cabo utilizando las funciones del protocolo de comunicación PVM (Parallel Virtual Machine). El estudio que se presenta en este artículo constituye un avance en la simulación de la inyección, transporte y mezcla de boro en el reactor, aumentando las capacidades del código TRACBF1/NEM. Este artículo presenta los cambios introducidos en el código fuente de TRACBF1/NEM, para poder simular la inyección de boro de una manera más realista. Para validar las modificaciones introducidas en ambos códigos, se ha simulado el estado estacionario de un BWR operando a plena potencia. Los resultados se comparan con SIMULATE3, que se utiliza como referencia para obtener las secciones eficaces aplicando la metodología SIMTAB.Jambrina Gomez, A.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ. (2011). Implementación de nuevas capacidades enTRAC-BF1/NEM para la simulación de transitorios con inyección de Boro. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/46848

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

Análisis de sesnsibilidad en incertidumbres en la generación de los parámetros neutrónicos utilizados en la simulación de transitorios en reactores BWR y PWR con códigos acoplados

Este artículo presenta un estudio sobre la influencia de la información relativa a incertidumbre neutrónica macroscópica que describe un modelo de núcleo tridimensional en los resultados más important es de la simulación de un Accidente de Inserción de Reactividad (RIA). Los análisis RIA en un reactor BWR y en un reactor PWR se ha llevado a cabo utilizando un modelo tridimensional termohidráulico-neutrónico con los códigos acoplados TRACE-PARCS y RELAP-PARCS. Las secciones eficaces se han obtenido aplicando la metodología SIMTAB a partir de los datos de CASMO-SIMULATE. Los análisis Best Estimate consisten en una descripción, acoplando la termohidrálica y la neutrónica, del comportamiento del sistema nuclear, por lo tanto, la incertidumbre de ambos aspectos se debe tener en cuenta. La metodología de base estadística establece que en primer lugar se debe realizar un muestreo tipo Monte-Carlo de la incertidumbre en las secciones eficaces macroscópicas. El tamaño de la muestra se determina mediante las características de los intervalos de tolerancia aplicand o las fórmulas de Noether-Wilks. Las secciones eficaces macroscópicas que lee el código PARCS se modifican directamente con la incertidumbre, ejecut ando tantas simulaciones como tamaño de muestra. Los variables de salida se analizan aplicando métodos estadísticos no- paramétricos para determinar sus intervalos de tolerancia. Por último, se realiza un análisis de sensibilidad con el fin de establecer cuál es el parámetro de entrada, en este caso, de los parámetros cinéticos, que más influye en los resultados.Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Macian Juan, R.; Verdú Martín, GJ. (2011). Análisis de sesnsibilidad en incertidumbres en la generación de los parámetros neutrónicos utilizados en la simulación de transitorios en reactores BWR y PWR con códigos acoplados. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/34070S4

Análisis del evento de inestabilidad en Oskarshamn-2 con el código acoplado 3D TRACEv5.0P3/PARCSv3.0

[ES] En este trabajo se presenta el análisis del evento de inestabilidad sucedido en la central nuclear Oskarshamn-2 en 1999, como parte del benchmark de estabilidad la OECD/NEA basado en él. El objeto de este análisis es simular el evento registrado mediante el código acoplado 3D neutrónico-termohidráulico TRACEv5.0P3/PARCSv3.0.[EN] In this work, an analysis of the instability event in Oskarshamn-2 nuclear power plant in 1999 is presented, as our contribution to the OECD/NEA stability Benchmark based on it. The objective of this analysis is to simulate the event with the 3D neutronic-thermalhydraulic coupled code TRACEv5.0P3/PARCSv3.0.Este trabajo ha sido financiado por el Ministerio de Economía y Competitividad de España a través del proyecto EN2011-22823.Garcia-Fenoll, M.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ. (2014). Análisis del evento de inestabilidad en Oskarshamn-2 con el código acoplado 3D TRACEv5.0P3/PARCSv3.0. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/49759