Tesis:
Study and lmplementation of Neutronic-Thermohydraulic Coupling Methods for Detailed Analysis of Transients in Nuclear Reactors for Safety Margins Optimization
- Autor: SABATER ALCARAZ, Adrián
- Título: Study and lmplementation of Neutronic-Thermohydraulic Coupling Methods for Detailed Analysis of Transients in Nuclear Reactors for Safety Margins Optimization
- Fecha: 2019
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA ENERGETICA
- Acceso electrónico: http://oa.upm.es/57149/
- Director/a 1º: CUERVO GOMEZ, Diana
- Director/a 2º: AHNERT IGLESIAS, Carolina
- Resumen: Entender el comportamiento de un reactor nuclear es una tarea complicada que abarca diferentes aspectos de la física, como por ejemplo la neutrónica y la termohidráulica. Además, cada uno de los campos de la física que aparecen en un reactor nuclear no están aislados y se van modificando unos a otros. Tradicionalmente, cada uno de los campos de la física que están involucrados en un reactor nuclear se han modelizado con códigos que resuelven solo una parte del problema. Un ejemplo podría ser la neutrónica, hay software diseñado para resolver únicamente este aspecto del problema. Para poder estudiar el comportamiento de un reactor nuclear de la manera más realista posible, es necesario que estas físicas interactúen o, dicho de otra manera, que los códigos estén acoplados. Los acoplamientos se pueden desarrollar siguiendo diferentes metodologías y distintos modelos. Lo más común es separarlos en dos grupos, acoplamientos externos e internos. Los acoplamientos externos se realizan entre dos o más códigos utilizando una plataforma entre ellos que se encarga de transformar la información que se obtiene de uno de los códigos al formato que necesita el código receptor. Por otro lado, los acoplamientos internos. Este tipo de acoplamiento no requiere de ninguna estructura externa. Para permitir el acoplamiento se desarrollan un conjunto de subrutinas especificas para los códigos que se quiere acoplar. Los reactores nucleares cuentan con una fenomenología compleja. Al ir aumentando las capacidades computacionales, se han ido refinando los cálculos, y se han ido perfeccionando y aumentando los tipos de análisis que se realizan en un reactor nuclear. Estos cálculos van desde cálculos neutrónicos, hasta análisis de CRUD o el cálculo de los coeficientes de pérdida de carga de las rejillas mezcladoras con CFD. Para analizar cada vez más aspectos de los reactores nucleares y de los sistemas de seguridad de un reactor surgen las plataformas multifísica. Las plataformas multifísica integran diferentes códigos, desarrollado para analizar aspectos aislados de un reactor nuclear, que trabajan de manera conjunta dando una visión lo más completa posible de este. Construir este tipo de plataformas suele ser una tarea bastante compleja, porque cada uno de los códigos tiene diferente origen y están diseñados para ser ejecutados de manera aislada, sin realimentación con otros códigos Hay varias de estas plataformas multifísicas como, por ejemplo: NURESIM, CASL, MOOSE, o SEANAP. EL trabajo descrito en esta tesis está realizado dentro del proyecto NURESAFE. NURESAFE es las tercera y última parte del proyecto NURESIM (la segunda fue NURISP). Durante NURISP, el equipo de la Universidad Politécnica de Madrid integró parcialmente COBAYA en la plataforma NURESIM, permitiendo realizar cálculos acoplado a nivel nodal. En la última fase, durante el proyecto NURESAFE, se integró COBAYA dentro de la plataforma NURESIM completamente. A partir de este punto, se podían ejecutar cálculos nodales y PbP dentro de la plataforma NURESIM, acoplado con cualquiera de los tres códigos termohidráulicos integrados, FLICA, SUBCHNAFLOW o COBRA-TF. La tesis se ha realizado dentro del proyecto NURESAFE con el fin de aprovechar las ventajas que ofrece el acoplamiento externo desarrollado en la plataforma NURESIM. El intercambio de información y la ejecución de los códigos está controlado por un código externo, en el caso de NURESIM es SALOME. Cada uno de los códigos acoplados genera unas mallas con diferente nodalización geométrica donde se almacenan los resultados y SALOME interpola entre las diferentes mallas. El acoplamiento externo permite hacer cambios en el modelo matemático de acoplamiento temporal sin necesidad de introducir modificaciones significativas en los códigos. Otro de los aspectos analizados es el efecto de la nodalización geométrica sobre el cálculo. Cada uno de los códigos tiene una nodalización radial diferente. SALOME interpola los campos que se van a intercambiar entre las mallas de cada uno de los códigos. Esto permite realizar cálculos con un mallado muy refinado con uno de los códigos mientras que, el resto de los códigos pueden resolver el problema con unos mallados más sencillos. Para poder analizar este aspecto del acoplamiento espacial se prepararon varios casos ficticios que generan un fuerte gradiente en el flujo neutrónico. Esto permitió analizar el efecto que ejerce la interpolación sobre los cálculos de criticidad y los transitorios. Este efecto tiene importancia en el análisis de seguridad porque los resultados de temperaturas de combustible y vaina son diferentes según las mallas que se combinen. El acoplamiento externo desarrollado entre COBAYA y COBRA-TF a través de SALOME permite implementar diferentes modelos de acoplamiento temporal y analizar el efecto que ejercen sobre le transitorio. Este tipos de estudios fueron propuestos previamente durante el proyecto Europeo NURISP, el análisis no pudo llevarse realizarse durante el proyecto NURISP. En la última parte de la tesis se ha relizado justamente lo que se pensó para el proyecto NURISP, se han implementado varios modelos de acoplamientos temporal y analizar el efecto que estos tiene en la evolución de diferentes tipos de transitorios. Este trabajo ha permitido alcanzar uno de los objetivos del proyecto Europeo. El análisis de los transitorios se ha realizado con cuatro modelos diferentes de acoplamiento. Todos ellos tienen como base el Operator Splitting (OS). Este método divide en problema en tantas partes como códigos hayan acoplados y es uno de los más utilizados para el acoplamiento entre códigos, los códigos se ejecutan siguiendo una secuencia. Además, se analizan tres modelos más de acoplamiento, todos ellos mejoras del OS. Dos son modelos explícitos y el cuarto, el modelo extrapolado, es un modelo semi-implícito. Este último modelo fue utilizado anteriormente para el acoplamiento interno entre COBAYA con COBRAIII y COBRA-TF, pero no ha sido utilizado en el acoplamiento externo. Con los cuatro modelos de acoplamiento se analizan dos transitorios , buscando los efectos que tiene en la evolución de los transitorios cada uno de los acoplamientos. Como conclusión, en esta tesis se ha podido realizar un estudio de algunas de las variables relacionadas con la seguridad de la planta, a través del acoplamiento externo entre COBAYA y COBRA-TF dentro de la plataforma NURESIM. En el futuro se podrían realizar los mismos estudios utilizando cualquier otro código integrado en la plataforma NURESIM y aprovechar el esfuerzo realizado por los equipos integrantes en el proyecto NURESIM. ----------ABSTRACT---------- Understanding the performance of a nuclear reactor is a complex task that covers different physical fields as the neutron behavior or fluid dynamics. These fields are not isolated, and there is a feedback among them. Along nuclear engineering history, different codes have been developed to analyze each of the physics in which the problem can be split in an isolated way. An example of this are the neutronic or the thermal-hydraulic codes. To study the performance of the reactor in a realistic way, it is necessary to take into account the interaction among the physics, or in other words, the codes have to be coupled. Several methodologies or models can be applied to develop a coupled system. A common way to classify the coupling is defining two types communication: internal and external. The external couplings are developed employing an external platform to exchange data among the codes. The external platform adapts the information from the source code to the requirements of the target code. The internal couplings do not require an external structure to exchange information. A set of subroutines are developed to allow the coupling. These subroutines are designed for specific codes. Modifying the code implicates to modify these subroutines. The multi-physics platforms integrate several codes developed to analyze different fields of the physics involved in the nuclear reactor. These codes are coupled in different ways to supply a more realistic view of the performance of the system. Integration of the codes into these platforms may become a complex task depending on the code structure that was initially developed to be executed stand-alone. At present, different kinds of multi-physics platforms exist that has been developed in the past, like SEANAP, or are being developed now, like NURESIM, CASL, MOOSE, etc. One of these platforms, NURESIM, is the result of the work performed by different European organizations through three European projects being the last one called NURESAFE. The work described in this Thesis was developed partially as part of the NURESAFE project but can also be considered as one of the applications of the product of this international collaboration. As a result of previous European projects, the in-house UPM neutronic code, COBAYA, was integrated in the NURESIM platform although not yet with all its capabilities. Through the work performed for the last project, NURESAFE, the code was able to fully use both solvers included on it to perform either nodal or Pin-by-Pin diffusion calculations. The Thesis has been carried out in the framework of the mentioned project with the objective of taking advantage of the capabilities provided by the multi-physics platform to coupled COBAYA with different codes and to use different spatial discretizacions. This has allowed to study deeply the effects that different types of spatial discretizations or coupling schemes may produce in the results obtained for different transient scenarios that are related with the plant safety. Regarding the first topic, spatial discretization analysis, the Thesis has focused on analyzing the differences obtained when nodal or pin cell diffusion analysis are carried out in the neutronic field in combination with average channel or subchannel thermalhydraulic calculations. Within the NURESIM European Platform, the data exchange and the execution are controlled by an external system, the computational platform SALOME. Each one of the codes coupled in the platform creates its own mesh or meshes to store the fields in order to exchange the information with the other codes. SALOME interpolates the fields to exchange among the several meshes created by each code. This capability of the platform has allowed to study the effect exerted by different combinations of meshes for the neutronic and the thermal-hydraulic solvers. This effect has importance in safety analysis where it is a common approach that both calculations differ in the node size definition what has an impact in the safety variables values obtained like fuel or clad temperature. Concerning the other aspect studied, the effect that the temporal coupling can also have on the results obtained for the safety variables, the external coupling used with COBAYA code allows implementing different temporal coupling schemes without significant modifications in the codes. This type of study was firstly proposed in a previous European project, NURISP, that was also devoted to the development of the European platform but the study was not possible because the integrated codes did not fulfill at that moment all the requirements to allow the definitions of different temporal schemes. Therefore, it has been with the work of this Thesis when one of the objectives of this series of EU projects has been achieved. The transient analyses have been performed employing four different coupling schemes. Three of them are improvements of the Operator Splitting method, an explicit coupling method that is widely used for temporal code coupling in multiphysics platforms where implicit coupling is not possible. The fourth one is the extrapolated method, a semi-implicit method that was previously used by the COBAYA code for an internal coupling with COBRA-III and COBRA-TF codes but that has not been used yet in the external coupling within the NURESIM platform. In conclusion, this Thesis has made use of the capabilities included in the NURESIM European Platform through the coupled system COBAYA/COBRA-TF to carry out detailed analysis regarding safety variables for the plant operation. Further studies can be performed using other codes integrated in the Platform to capitalize the efforts made by the organizations involved.