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Tesis:

Methodologies for enhancing the neutronic assessment of Sodium-cooled Fast Reactors: from nuclear data to transient analysis

  • Autor: JIMÉNEZ CARRASCOSA, Antonio

  • Título: Methodologies for enhancing the neutronic assessment of Sodium-cooled Fast Reactors: from nuclear data to transient analysis

  • Fecha: 2023

  • Materia:

  • Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES

  • Departamentos: INGENIERIA ENERGETICA

  • Acceso electrónico: https://oa.upm.es/72803/

  • Director/a 1º: GARCÍA HERRANZ, Nuria

  • Resumen: Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) have been identifed as the most promising technology among the Generation-IV nuclear systems. The European Sustainable Nuclear Energy Technology Platform includes SFRs as part of its roadmap, which supports the development of advanced nuclear systems to satisfy future energy demands. The use of fast reactors along with a closed fuel cycle increases the effciency in terms of resource utilization and signifcantly contributes to high-level waste minimization. These features provide fast reactors with a key role to play in the near future. In particular, SFRs collect a certain level of operational maturity but there are still challenges to overcome before their industrial deployment, which are currently targeted by different Research and Development programs. Ideally, these programs should be accompanied by experimental facilities that may support the design and optimization of novel reactor designs. Nonetheless, considering the economic cost of such facilities, the development and safety assessment of current SFR concepts strongly rely on a large extent upon computational simulations. Therefore, accurate simulations are required to provide reliable predictions at every development stage, from system design to licensing activities. Due to reactor physics features of advanced fast neutron spectrum systems, it becomes more important than ever to focus on the potential drawbacks and limitations of state-of-the-art simulation tools. This encompasses computational tools, calculation schemes and associated databases towards the improvement of simulation-based predictions. The validation of computational approaches against legacy experiments is mandatory in order to evaluate the capability of those approaches to predict the real behaviour and give credibility to the obtained results. In this context that requires improved methodologies for advanced reactors assessment, from nuclear data to transient analysis, the aim of this Thesis is to develop a comprehensive framework for enhancing the neutronic assessment of SFR systems, with a particular focus on nuclear data qualifcation. This framework is based on the use of SCALE Code System so that related modules as well as input data should be appropriately assessed towards an accurate fast reactor physics simulation. Since the framework begins at nuclear data level, the use of different state-of-theart nuclear libraries is enabled through the application of AMPX processing code. The processing route is frstly verifed against available AMPX format nuclear data libraries from SCALE. The main aspects that are concluded from that comparison are subsequently applied to the processing, testing and benchmarking of the AMPX formatted JEFF cross section libraries, JEFF-3.1.1 and JEFF-3.3. This allows to identify the application domain of the generated library and those issues that still require further development activities. Two covariance matrices are also generated based on JEFF-3.3 data using different energy groups collapsing structure. Testing and verifcation of the covariance libraries are properly performed against results provided by other processing codes. Once the nuclear data libraries are properly processed and verifed, the SCALE-based computational framework is applied to perform neutronics analyses for the recent European Sodium Fast Reactor (ESFR) design, including a variety of code-to-code verifcation exercises for each application. After the corresponding verifcation of the computational scheme associated to both criticality and burn-up calculations, the most limiting ESFR core state is in-depth characterized in order to provide some of the required data for point-kinetics-based transient analyses. This involves both main safety-related reactivity coeffcients and decay heat after shutdown. For the latter, main interdependencies are derived allowing to propose a straightforward formulation that facilitates the evaluation of decay heat in SFR designs. Aiming at supporting safety analyses of SFR systems, a relevant weakness is identifed concerning the consideration of the spatial correlations appearing between different core regions when dealing with the characterization of the sodium void reactivity effect, which is essential in SFR evaluation. Then, a method for identifying the main spatial correlations of sodium void effect is developed based on sensitivity and similarity assessments. This method is subsequently applied to a full core model in order to provide insight into the most relevant interactions. Once they are identifed, a surrogate model is developed with the goal of being applicable coupled with a transient code to provide a realistic global sodium void worth that accounts for spatial interactions. Nuclear data, as part of the computational scheme, should be subjected to the socalled verifcation, validation and uncertainty quantifcation analysis. It is important to note that nuclear data are one of the most important sources of uncertainties in reactor physics simulations, so that the proper uncertainty quantifcation appears to be mandatory for main safety-related SFR responses. In this regard, two different SFR systems are selected, for which sensitivity coeffcients are computed and applied to the uncertainty propagation using the reference JEFF-3.3 covariance matrix. The major source of nuclear data uncertainty (nuclide, reaction and energy range) are identifed as the priority data to be improved in future JEFF evaluations. Concerning validation activities, they should involve experimental information. With that goal, the impact of using different nuclear data libraries on SFR characterization is evaluated for a comprehensive set of integral experiment benchmarks from both ICSBEP and IRPhEP databases. They allow to infer nuclear data biases and trends by the comparison between computational results and experimental measurements, showing that further efforts should be made towards a more accurate characterization of SFR integral parameters, especially regarding the sodium void reactivity effect. In addition, the information provided by integral experiments can be transferred to the employed nuclear data library by means of data assimilation techniques to adjust cross-section data and constraint the associated uncertainties. This corresponds to the last step of the computational framework, allowing to propose recommendations about the cross section data in need of reassessment for fast spectrum reactor calculations. Explicit suggestions are proposed concerning JEFF-3.3 nuclear data library aiming at contributing to future JEFF releases. Improving the accuracy of nuclear data will lead to a more competitive design of new reactors, pointing out the importance of the nuclear databases quality and completeness. In summary, this work contributes to the qualifcation of SCALE Code System for SFR simulation, covering a wide variety of applications: nuclear data processing, criticality and burn-up calculations, decay heat characterization and nuclear data sensitivity and uncertainty assessment. Altogether, the developed framework has allowed to systematically evaluate the performance of state-of-the-art nuclear data libraries for SFR characterization, highlighting the main weaknesses to be targeted in the future. RESUMEN Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR) se presentan como una de las tecnologías más prometedoras de la Generación IV de reactores nucleares. La Plataforma Tecnológica Europea de Energía Nuclear Sostenible incluye a los SFRs como parte de su hoja de ruta hacia el desarrollo de sistemas nucleares avanzados con el objetivo de satisfacer los futuros niveles de demanda de energía. El empleo de reactores rápidos junto con un ciclo de combustible cerrado supone un incremento en la eficiencia en cuanto al uso de recursos combustibles además de contribuir significativamente a la reducción de residuos radiactivos de alta actividad. Gracias a estas capacidades, los reactores rápidos pueden jugar un papel esencial en un futuro próximo. En particular, los SFRs acumulan una cierta experiencia operacional aunque existen todavía retos a superar para un definitivo despliegue industrial, que están siendo abordados actualmente por distintos programas de investigación y desarrollo. Idealmente, estos programas deberían ser acompañados por instalaciones experimentales que apoyen el diseño y la optimización de diseños nucleares novedosos. No obstante, teniendo en cuenta el alto coste económico de estas instalaciones, el desarrollo y análisis de seguridad de los actuales conceptos de SFR dependen enormemente de simulación computacional. Por lo tanto, se requieren simulaciones precisas que puedan proporcionar resultados fables para cada fase de desarrollo, desde el diseño preliminar hasta las actividades de licenciamiento. Debido a las características de la física propia de los reactores rápidos avanzados, se hace más esencial que nunca abordar las posibles limitaciones asociadas a las actuales herramientas de computación. Esto involucra a las herramientas computacionales, los esquemas de cálculo y las bases de datos asociadas con el objetivo de mejorar las predicciones basadas en simulación. La validación de las aproximaciones computacionales a través del empleo de datos experimentales se presenta fundamental en la evaluación de las capacidades de dichas aproximaciones para predecir el comportamiento real y así otorgar credibilidad a los resultados obtenidos. En este contexto en el que se requieren metodologías mejoradas para la evaluación de reactores avanzados, partiendo desde los datos nucleares hasta los análisis de transitorios, el objetivo de esta Tesis ha sido desarrollar un amplio marco de trabajo para la mejora de la evaluación neutrónica de los sistemas SFR, poniendo especial énfasis en la cualificación de los datos nucleares. Este marco está basado en el uso del sistema de códigos SCALE, por lo que los módulos relacionados así como los datos de entrada necesarios deben ser evaluados de forma apropiada para asegurar una simulación precisa de la física que rige a los reactores rápidos. Dado que dicho marco de trabajo comprende, en primer lugar, a los datos nucleares, el uso de librerías modernas de datos nucleares se habilita a través del uso del código de procesamiento AMPX. El esquema de procesamiento se verifica inicialmente haciendo uso de las librerías ya disponibles en SCALE. Los principales aspectos que se concluyen de este análisis comparativo se aplican a continuación al procesamiento, comprobación y verificación de las siguientes librerías de secciones eficaces, JEFF- 3.1.1 y JEFF-3.3. Por tanto, se permite identificar el ámbito de aplicación de las librerías generadas así como aquellos aspectos que aún requieren actividades de mejora. Adicionalmente, dos matrices de covarianza han sido generadas en el formato adecuado basadas en la librería JEFF-3.3, usando distintas estructuras de grupos. Igualmente, ambas matrices de covarianza se han verificado adecuadamente utilizando datos proporcionados por otros códigos de procesamiento. Una vez se dispone de librerías de datos nucleares debidamente procesadas y verificadas, las herramientas computacionales incluidas en el marco de trabajo basado en SCALE se aplican para el análisis neutrónico del diseño ESFR (European Sodium Fast Reactor), incluyendo una amplia variedad de actividades de verificación entre códigos consolidados para cada aplicación. Tras la correspondiente verificación del esquema computacional asociado a cálculos tanto de criticidad como de quemado, el estado más limitante del diseño ESFR se caracteriza en profundidad con el objetivo de proporcionar gran parte de los datos de entrada requeridos para los cálculos de transitorios basados en la aproximación de cinética puntual. Se incluyen los principales coeficientes de reactividad que dominan el comportamiento del núcleo así como el calor residual una vez parado el reactor. En relación al calor residual, se lleva a cabo un exhaustivo análisis de interdependencias que permiten establecer un conjunto de expresiones, facilitando la evaluación de dicha variable en diseños SFR. Se presta especial atención al coeficiente de vaciado de sodio, el cual es esencial para los análisis de seguridad de los sistemas SFR. Como resultado, se identifica que las correlaciones que aparecen para dicho coeficiente entre distintas zonas del núcleo pueden tener un impacto notable en la seguridad del sistema. Por tanto, se desarrolla un método, basado en análisis de sensibilidad y similaridad, que permite identificar aquellas regiones donde las correlaciones van a tener un impacto considerable. Este método se aplica a continuación a nivel de núcleo para caracterizar las interacciones más relevantes. Una vez identificadas, se propone un modelo surrogado que habría de ser aplicado de forma acoplada con un código de análisis de transitorios, proporcionando un valor realista del coeficiente global de vaciado de sodio, teniendo en cuenta el impacto de las interacciones espaciales. Los datos nucleares, como parte fundamental de este esquema computacional, han de someterse a las debidas actividades de verificación y validación así como a su correspondiente cuantificación de incertidumbre. Hay que tener en cuenta que los datos nucleares se presentan como una de las fuentes de incertidumbre más relevantes en los análisis de física de reactores por lo que la adecuada propagación de incertidumbres en los principales parámetros del reactor es esencial. En este sentido, dos diseños SFR han sido seleccionados, para los que se calculan los coeficientes de sensibilidad para su posterior aplicación en la propagación de incertidumbres utilizando la matriz de covarianzas de referencia basada en la librería JEFF-3.3. Se identifican las principales fuentes de incertidumbre, incluyendo isótopo, reacción y rango de energía, estableciendo las prioridades de mejora en futuras evaluaciones de la librería JEFF. Los datos experimentales deberían ser considerados para abordar la validación de las librerías de datos nucleares empleadas. Con dicho objetivo, se evalúa el impacto de distintas librerías en la caracterización neutrónica de SFRs utilizando un amplio conjunto de casos experimentales que provienen de las bases de datos ICSBEP e IRPhEP. Como resultado, se pueden identificar sesgos y tendencias asociadas a los datos nucleares a través de la comparación entre los resultados computacionales y las medidas experimentales. Dicha comparativa permite concluir que hay todavía un margen de mejora considerable en cuanto a la caracterización de los principales parámetros de seguridad de reactores SFR, particularmente en relación al coeficiente de vaciado de sodio. Adicionalmente, la información proporcionada por los experimentos integrales puede también emplearse para optimizar las predicciones computacionales utilizando técnicas de asimilación de datos, que proporcionan secciones eficaces ajustadas con incertidumbre reducida. Esto se aborda como paso final del esquema de cálculo propuesto, permitiendo establecer recomendaciones acerca de las secciones eficaces que habrían de reevaluarse para proporcionar resultados más precisos en la simulación de reactores rápidos. Se aportan recomendaciones específicas en cuanto al uso de la librería de datos nucleares JEFF-3.3, con el objetivo de contribuir a la optimización de futuras librerías JEFF. Una mayor precisión de los datos nucleares derivará en diseños de nuevos reactores más competitivos, por lo que es de suma importancia contar con bases de datos adecuadas y lo más completas posible. En resumen, este trabajo contribuye a la cualificación del sistema de códigos SCALE para la simulación de diseños SFR, abarcando una amplia variedad de aplicaciones: procesamiento de datos nucleares, cálculos de criticidad y quemado, caracterización de calor residual y análisis de sensibilidad e incertidumbre asociada a datos nucleares. En conjunto, el marco de trabajo propuesto ha permitido también evaluar de forma sistemática el comportamiento de las librerías actuales de datos nucleares para el análisis de SFRs, destacando los principales ámbitos de mejora que han de ser abordados en el futuro.