Generación de librerías optimizadas con cuantificación de incertidumbres para cálculos realistas (BEPU) de reactores nucleares de agua ligera
- Autores: Santiago Sánchez Cervera Huerta
- Directores de la Tesis: Nuria García Herranz (dir. tes.)
- Lectura: En la Universidad Politécnica de Madrid ( España ) en 2017
- Idioma: español
- Tribunal Calificador de la Tesis: Carolina Ahnert Iglesias (presid.), José Cesar Queral Salazar (secret.), Rafael Federico Mendizábal Sanz (voc.), Rafael Miró Herrero (voc.), Francisco Álvarez Velarde (voc.)
- Materias:
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- Tesis en acceso abierto en: Archivo Digital UPM
- Resumen
La simulación computacional de los procesos físicos que tienen lugar en el núcleo de un reactor nuclear permite, gracias a la validación con datos experimentales, el análisis de múltiples escenarios y es de vital importancia en el diseño, operación y evaluación de la seguridad de las centrales nucleares. En el pasado, los métodos computacionales empleados en análisis de seguridad incluían modelos conservadores para contrarrestrar las aproximaciones realizadas. Sin embargo, la tendencia actual es evolucionar hacia los cálculos de estimación óptima o best-estimate que incluyen datos e hipótesis más realistas. Prueba de ello, es el desarrollo del Proyecto Europeo correspondiente al 7º Programa Marco, NURESAFE, donde uno de los paquetes de trabajo está dedicado a la simulación best-estimate del accidente de rotura de línea de vapor (MSLB) en un reactor PWR de cuatro lazos. Se trata de un transitorio fuertemente asimétrico que requiere para su análisis preciso del uso de códigos neutrónicos con cinética tridimensional acoplados con códigos termohidráulicos.
Adicionalmente, los cálculos best-estimate deben ir acompañados de una rigurosa evaluación de las incertidumbres de los resultados dando lugar a los análisis BEPU (best-estimate plus uncertainties). Conscientes de la importancia del papel de las incertidumbres el Comité de Ingeniería Nuclear de la OECD/NEA impulsó en el año 2005 la creación del grupo de expertos EGUAM (Expert Group on Uncertainty Analysis in Modeling) que a su vez desarrolló el OECD/NEA Benchmark for Uncertainty Analysis in Best-Estimate Modeling for Design, Operation and Safety Analysis of LWRs (UAM) cuyo objetivo es la cuantificación de incertidumbres en todas las fases de los cálculos acoplados neutrónicos/termohidráulicos en reactores nucleares.
En el contexto del proyecto NURESAFE y del ejercicio internacional de UAM se ha desarrollado esta tesis doctoral. El objetivo es identificar y propagar las diferentes fuentes de incertidumbre en cálculos neutrónicos y generar librerías optimizadas de secciones eficaces homogeneizadas en pocos grupos, tanto a nivel nodal como a nivel de pincell, que incluyan una cuantificación de dichas incertidumbres. El uso de estas librerías, que podrían llamarse avanzadas, en cálculos de difusión con simuladores de núcleo permitiría llevar a cabo el análisis BEPU de transitorios operacionales en reactores de agua ligera.
El calificativo de librería avanzada hace referencia por tanto a dos ideas principales. La primera idea es la inclusión en la librería, junto con las constantes homogeneizadas, de las covarianzas, lo que posibilita la cuantificación de incertidumbres en cálculos de núcleo completo. Para ello se han identificado las fuentes de incertidumbre neutrónicas. Por un lado, las fuentes primarias provienen del conocimiento incierto de los datos nucleares básicos incluidos en las librerías evaluadas y las incertidumbres en la geometría e isotopía iniciales también llamadas incertidumbres tecnológicas. Por otro lado, al propagar ambos tipos de incertidumbre a través del esquema de cálculo estándar empleado para el análisis tridimensional de reactores (cálculos de celda, de elemento y núcleo), se irán añadiendo progresivamente nuevas incertidumbres asociadas a las aproximaciones en los modelos y métodos utilizados. En esta tesis se hace un ejercicio de propagación a las librerías de constantes homogeneizadas tanto de las incertidumbres debidas a los datos nucleares como de las tecnológicas, evaluándose la importancia relativa de cada una de ellas. Así mismo se evalúan las incertidumbres asociadas a los métodos y modelos de cada fase de cálculo. Para ello se ha utilizado el sistema de códigos SCALE6.2. Tras haber obtenido las librerías con cuantificación de incertidumbres, se hace un ejercicio de propagación de incertidumbres en cálculos tridimensionales de núcleo completo, tanto a nivel nodal como pin-by-pin, utilizando el código de difusión COBAYA.
La segunda idea que subyace en el término de librería avanzada es que permita realizar cálculos de difusión best-estimate, es decir, que conduzca a resultados lo más próximos posible a los que proporcionaría teoría de transporte. Para ello, se han evaluado las técnicas de homogenización, tanto a nivel nodal como a nivel de pincell, y se ha tenido en cuenta el fuerte acoplamiento existente entre el código de transporte de elemento empleado y el simulador de núcleo. En esta tesis, los factores de discontinuidad nodales y por pin-cell incluidos en las librerías han sido determinados a partir de los resultados de transporte proporcionados por el código de elemento teniendo en cuenta la discretización del operador de bajo orden, en este caso difusión, utilizado en COBAYA tanto a nivel nodal como pin-by-pin. Por otra parte, y teniendo en cuenta que las librerías suelen estar tabuladas en función de las variables de realimentación, se ha desarrollado una metodología basada en la utilización de coeficientes de sensibilidad para minimizar los errores de interpolación al emplear dichas librerías tabuladas en simuladores de núcleo, optimizando el número de cálculos de elemento requerido. Se ha llevado a cabo un análisis de los efectos de esta optimización sobre distintos transitorios operacionales en el marco del proyecto NURESAFE.
En conclusión, se propone la secuencia de cálculo SCALE6.2/COBAYA como una herramienta potente para el análisis neutrónico BEPU, generando con SCALE las librerías de secciones eficaces optimizadas con cuantificación de incertidumbres para su empleo por el simulador de núcleo COBAYA.
