Cálculo del seguimiento de núcleo de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con códigos termohidráulico-neutrónicos 3D

Abstract

[ES] El presente trabajo se centra en el núcleo del reactor nuclear de la C. N. SURRY de tipo PWR. Los diferentes códigos utilizados para el estudio son TRACE y PATHS, códigos termohidráulicos que se pueden acoplar con PARCS, un código neutrónico. Se ha recurrido también a Matlab para realizar tareas soportes al estudio. El objetivo final del TFM es la adaptación automática de modelos desde TRACE/PARCS hacia PATHS/PARCS y viceversa para la generación de un gran número de casos, lo que es necesario dado que el tiempo de cálculo de PATHS es mucho menor que el de TRACE. Estos datos permitirán alimentar una red neuronal y determinar diferentes configuraciones óptimas de los elementos de combustible en función de ciertos criterios. Antes de buscar a realizar este objetivo, se ha realizado unos estudios sobre el reactor considerado para tratar el problema de manera más clara y completa. Se realizó primero un modelo 1D del reactor con el código acoplado termohidráulico-neutrónico 3D (TH-NK) TRACE/PARCS y se compararon los resultados con un modelo ya hecho con otro código TH-NK de seguimiento de núcleo, PATHS/PARCS. Se realizó también un modelo 3D, más realista, con el mismo código a fin de obtener resultados más precisos y compararlos con el resto de los datos. La segunda parte del trabajo trató del seguimiento de núcleo, es decir el estudio termohidráulico y neutrónico del reactor a lo largo de un ciclo entre dos recargas de combustible a fin de obtener valores de consumo del combustible y de las barras de control, concentración de boro, etc... Se ha generado aleatoriamente 25000 configuraciones de combustible diferentes cumpliendo varios criterios gracias a varios scripts Matlab y se ha realizado el seguimiento de núcleo para estas configuraciones. El objetivo fue encontrar la configuración optima en función de varios criterios.

[CAT] El present treball se centra en el nucli del reactor nuclear de la C.N. SURRY de tipus PWR. Els diferents codis utilitzats per a l'estudi són TRACE i PATHS, codis termohidràulics que es poden acoblar amb PARCS, un codi neutrònic. S'ha recorregut també a Matlab per a fer tasques de suport a l'estudi. L'objectiu final del TFM és l'adaptació automàtica de models des de TRACE/PARCS cap a PATHS/PARCS i viceversa per a la generació d'un gran nombre de casos, la qual cosa és necessari atés que el temps de càlcul de PATHS és molt de menor que el de TRACE. Estes dades permetran alimentar una xarxa neuronal i determinar diferents configuracions òptimes dels elements de combustible en funció d'uns certs criteris. Abans de buscar a realitzar aquest objectiu, s'ha realitzat uns estudis sobre el reactor considerat per a tractar el problema de manera més clara i completa. Es va realitzar primer un model 1D del reactor amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3D (TH-NK) TRACE/PARCS i es van comparar els resultats amb un model ja fet amb un altre codi TH-NK de seguiment de nucli, PATHS/PARCS. Es realitzà també un model 3D, més realista, amb el mateix codi a fi d'obtindre resultats més precisos i comparar-los amb la resta de les dades. La segona part del treball tracte del seguiment de nucli, és a dir l'estudi termohidràulic i neutrònic del reactor al llarg d'un cicle entre dues recàrregues de combustible a fi d'obtindre valors de consum del combustible i de les barres de control, concentració de bor, etc... S'ha generat aleatòriament 25000 configuracions de combustible diferents complint diversos criteris gràcies a diversos scripts Matlab i s'ha realitzat el seguiment de nucli per a aquestes configuracions. L’objectiu va ser trobar la configuració òptima en funció de diversos criteris

[EN] This study is about the core of the reactor of the SURRY N.P.P., PWR type reactor. The different system codes used are TRACE, PARCS y PATHS. TRACE and PATHS are thermalhydraulics simulators that can be coupled with PARCS, a neutronic simulator. The final objective is the automatic adaptation of TRACE/PARCS models to PATHS/PARCS and vice versa to generate a high number of cases, which is necessary due to the higher calculation time of TRACE system code compared to PATHS. This data will be used as entry for a neural network with the objective of determining optimal fuel configurations in function of various criteria. Before trying to complete this objective, a few studies were conducted on the considered reactor to deal with the problem a clear and complete way. A first 1D model was developed with the couple system codes thermalhydraulic and neutronic 3D (TH-NK) TRACE/PARCS and the results were compared with an existing model realized with PATHS/PARCS. A 3D model was also developed, more realist, with the same system codes and with the objective of obtaining more precise results and compare them with the rest of the data. The second part of the study was about the core following, i.e., the thermal-hydraulic and neutronic study of the reactor throughout the cycle between to refuelling. This calculation provides the values of fuel and control rod consumption, Bore concentration, etc. for each step of the cycle. 25000 different fuel configurations were randomly generated thanksto a Matlab script and the core following was realized for each of these models. Thanks to the results of these simulations, it was possible to determine the optimal fuel configuration among all the cases.