Cálculo y análsis del seguimiento de núcleo en reactores nucleares de agua ligera (LWR) con acoplamiento termohidráulico-neutrónico 3D: aplicación a PWR y BWR

Abstract

[ES] El acoplamiento de códigos termohidráulicos (TH) y neutrónicos (NK) en reactores nucleares es un proceso crucial en el cálculo para determinar parámetros relacionados con el diseño y la operación segura y eficiente de estos sistemas. Las ecuaciones que definen la distribución neutrónica en el reactor son resultas por el código neutrónico y permiten definir las condiciones de distribución de potencia en el código termohidráulico, cuyos resultados también sirven de realimentación para fijar las condiciones y los parámetros neutrónicos necesarios para resolver dichas ecuaciones. Este bucle de información acoplada obtiene resultados que expresan de manera fiable las condiciones de funcionamiento real de un reactor a lo largo del ciclo de operación.

El trabajo realizado consiste en el análisis de los resultados obtenidos en el estudio de dos modelos diferentes de reactores de agua ligera (LWR ¿ Light Water Reactor) simulados con el código neutrónico PARCS (versión 3.4.2) acoplado con código el termohidráulico PATHS (versión 1.08), un novedoso código termohidráulico de simulación de caudal bifásico unidimensional. El objetivo principal consiste en automatizar la generación de casos de cada uno de los dominios (TH y NK), produciendo así un gran número de modelos con diferentes patrones de carga de elementos combustibles en el núcleo del reactor generados de manera aleatoria. Se pretende que la gestión de los resultados sirva como alimentación en el desarrollo de una red neuronal, de manera que en la última fase del proyecto se puedan analizar, eficaz y rápidamente, una gran cantidad de modelos de patrón de carga, optimizando este costoso proceso de cálculo en materia de seguridad y eficiencia energética y económica.

El desarrollo del estudio se ha definido en dos partes con dos modelos diferentes de reactores de agua ligera, el primero de agua a presión (PWR) y posteriormente un sistema de agua en ebullición (BWR). Por una parte, la actualización del modelo PWR a la nueva versión del código neutrónico PARCS v3.4.2, ya acoplado al código termohidráulico PATHS; y la generación y ejecución de 10000 nuevos modelos. Esta actualización permite extraer nuevos resultados termohidráulicos importantes para determinar la calidad del modelo. También se han desarrollado programas para automatizar la extracción, filtrado y organización de la información requerida por la red neuronal.

Por otro lado, se ha trabajado en el acoplamiento de los códigos en un reactor tipo BWR, que destacan por tener geometrías, diseño y funcionamiento más complejos. Este apartado se subdivide en el desarrollo de manera independiente de los modelos de PARCS y PATHS para después derivar en el acoplamiento de ambos para obtener resultados fiables.

Ambos modelos han sido comparados con datos reales o cálculos de simulaciones fiables que avalan la calidad de los resultados obtenidos.

[EN] The coupling of thermohydraulic (TH) and neutron (NK) codes in nuclear reactors is a crucial process in the calculation to determine parameters related to the design and safe and efficient operation of these systems. The equations defining the neutron distribution in the reactor are output by the neutron code and allow defining the power distribution conditions in the thermal-hydraulic code, the results of which also serve as feedback to set the neutron conditions and parameters needed to solve these equations. This coupled information loop produces results that reliably express the actual operating conditions of a reactor throughout the operating cycle. The work carried out consists of the analysis of the results obtained in the study of two different models of light water reactors (LWR - Light Water Reactor) simulated with the neutron code PARCS (version 3.4.2) coupled with the thermohydraulic code PATHS (version 1.08), a novel one-dimensional two-phase flow simulation thermohydraulic code. The main objective is to automate the generation of cases for each of the domains (TH and NK), thus producing a large number of models with different fuel element loading patterns in the reactor core generated randomly. It is intended that the management of the results will feed into the development of a neural network, so that in the last phase of the project many loading pattern models can be analysed efficiently and quickly, optimising this costly calculation process in terms of safety and energy and economic efficiency.

The development of the study has been defined in two parts with two different models of light water reactors, first a pressurised water reactor (PWR) and then a boiling water system (BWR). On the one hand, the update of the PWR model to the new version of the neutron code PARCS v3.4.2, already coupled to the thermohydraulic code PATHS; and the generation and execution of 10000 new models. This upgrade allows the extraction of new thermal-hydraulic results important for determining the quality of the model. Software has also been developed to automate the extraction, filtering and organisation of the information required by the neural network.

On the other hand, work has been carried out on the coupling of the codes in a BWR type reactor, which stand out for their more complex geometries, design and operation. This section is subdivided into the independent development of the PARCS and PATHS models and then the coupling of both to obtain reliable results.

Both models have been compared with real data or calculations from reliable simulations that support the quality of the results obtained.