Desarrollo de una metodología CSAU con TRACE DAKOTA para el licenciamiento de combustible nuclear: Aplicación al caso de los experimentos RBHT( Rod Bundle Heat Transfer)

Abstract

[ES] El presente trabajo trata del desarrollo de una metodología CSAU para el licenciamiento de combustible nuclear. El trabajo llevado a cabo consiste en el modelado mediante TRACE (una herramienta de cálculo computacional centrada en códigos termihidraulicos aplicado a centrales nucleares) de una instalación ya existente denominada RBHT (Rod Bundle Heat Transfer). TRACE es una herramienta que está en desarrollo por la NRC (Nuclear Regulatory Comission). Con propósito de realizar procesos de validación de este código, se llevan a cabo experimentos y toma de datos en plantas experimentales, para posteriormente modelarlas con esta herramienta y evaluar las fuentes de incertidumbre procedentes de las condiciones de contorno experimentales, así como las propias incertidumbres procedentes de la programación interna del código. El análisis de estas incertidumbres se ha realizado con la herramienta DAKOTA. Se han estudiado los parámetros más influyentes en la instalación y las distribuciones de probabilidad por las que se rigen estos parámetros. Se ha usado la metodología de Wilks aplicando el criterio de 95% de confianza junto con un 95 % cobertura, para determinar el número de simulaciones a llevar a cabo. Todos estos datos se han introducido en DAKOTA, obteniendo las combinaciones aleatorias de las distintas variables teniendo en cuenta sus distribuciones de probabilidad. Estas combinaciones se han utilizado para comprobar el comportamiento que tendría una vaina de combustible descubierta de líquido refrigerante y ver la evolución del parámetro critico de seguridad la PCT (Temperatura máxima de vaina) hasta alcanzar el remojando tras la activación de los sistemas de seguridad que inyectarían refrigerante para restablecer las condiciones normales de funcionamiento en la vasija de un reactor real.

[EN] .This work deals with the development of a CSAU methodology for the licensing of nuclear fuel. The work carried out consists of modeling using TRACE (a computational calculation tool focused on thermihydraulic codes applied to nuclear power plants) of an existing installation called RBHT (Rod Bundle Heat Transfer). TRACE is a tool that is under development by the NRC (Nuclear Regulatory Commission). In order to carry out validation processes of this code, experiments and data collection are carried out in experimental plants, to later model them with this tool and evaluate the sources of uncertainty from the experimental boundary conditions, as well as the uncertainties themselves. of the internal programming of the code. The analysis of these uncertainties has been carried out with the DAKOTA tool. The most influential parameters in the installation and the probability distributions by which these parameters are governed have been studied. The Wilks methodology has been used, applying the 95% confidence criterion together with 95% coverage, to determine the number of simulations to carry out. All these data have been entered in DAKOTA, obtaining the random combinations of the different variables taking into account their probability distributions. These combinations have been used to check the behavior of a fuel cladding that is exposed to coolant liquid and to see the evolution of the critical safety parameter PCT (Maximum cladding temperature) until soaking is reached after the activation of the safety systems that would inject. coolant to restore normal operating conditions in a real reactor vessel.