Análisis de elementos de combustible nuclear mediante transporte neutrónico determinista sin homogenización espacial

Abstract

[ES] Se realiza un análisis de diferentes tipos de elementos de combustible nuclear a nivel de máximo detalle geométrico y de materiales, a partir de los datos (geometría, datos nucleares) provenientes del Benchmark (ejercicio de intercomparación) C5G7 esponsorizado por la Nuclear Energy Agency (NEA). Se utiliza el código determinista de transporte neutrónico 3D VALKIN-FVM-Sn, basado en el Método de Volúmnes Finitos (FVM) para la discretización espacial y en el método de Ordenadas Discretas (DO) para la dicretización angular.

Este código puede trabajar tanto con mallas estructuradas como no estructuradas, pudiendo analizar cualquier tipo de geometría y combinación de materiales sin necesidad de homogenizarlos, en contraposición a los códigos clasicos que trabajan con malla cartesiana (y materiales homogeneizados en sus celdas). Por contra, los métodos que utilizan discretizaciones espaciales necesitan de un uso másivo de memoría RAM (sobre 1TB), así de como de su paralelización en el dominio espacial, y hacen usos de diferentes librerías numéricas (como PETSc y SLEPc), por lo que se han de ejecutar en clusteres de computación científica en paralelo bajo sistema operativo Linux.

Además, la obtención de buenos resultados depende en buena medida de generar una buena malla (discetización geométrica), a nivel de cada uno de los materiales y volúmenes que tengamos en el sistema a analizar (elemento/s de combustible/s), algunos de ellos de diámetros muy pequeños. Así pues, el mallado constituye el cuello de botella más importante para el uso de este tipo de códigos, tanto para producción como para investigación. VALKIN-FVM-Sn utiliza el formato de malla del programa libre Gmsh (https://gmsh.info/), el uso del cual no es sencillo desde su entorno gráfico para la obtención de un buena malla, pero en todo caso, conlleva mucho tiempo el definir la geometría y su malla a nivel de detalle para modelos grandes (como en este caso), por lo que resulta de suma importancia el automatizar tanto el modelado de la geometría como su mallado. Para esto se ha realizado un programa en Matlab tal que a partir de unos pocos datos datos introducidos por el usuario, se obtiene un modelo (geometría y malla) en formato Gmsh, para lo cual se ha tenido que estudiar dicho formato en detalle. Esto es una parte muy importante de este trabajo.

Una vez obtenido el modelo, se realiza el cálculo de distribución 3D de flujo neutrónico, potencia y keff (constante de multiplicación efectiva) con VALKIN-FVM-Sn.

[EN] An analysis of different types of nuclear fuel assemblies is carried out at the maximum geometric and material detail level, based on the data (geometry, nuclear data) from the C5G7 Benchmark (intercomparison exercise) sponsored by the Nuclear Energy Agency (NEA). The 3D deterministic neutron transport code VALKIN-FVM-Sn is used, based on the Finite Volume Method (FVM) for spatial discretization and the Discrete Ordinates (DO) method for angular discretization. This code can work with both structured and unstructured meshes, capable of analyzing any type of geometry and combination of materials without the need to homogenize them, in contrast to classical codes that work with Cartesian meshes (and homogenized materials in their cells). On the other hand, methods that use spatial discretizations require massive use of RAM (about 1TB), as well as their parallelization in the spatial domain, and make use of different numerical libraries (such as PETSc and SLEPc), so they must be executed on scientific computing clusters in parallel under the Linux operating system. Furthermore, obtaining good results depends largely on generating a good mesh (geometric discretization), at the level of each of the materials and volumes in the system to be analyzed (fuel assemblies/s), some of them with very small diameters. Therefore, meshing constitutes the most important bottleneck for the use of this type of code, both for production and research. VALKIN-FVMSn uses the mesh format of the free program Gmsh (https://gmsh.info/), the use of which is not straightforward from its graphical environment for obtaining a good mesh, but in any case, defining the geometry and its mesh in detail for large models (as in this case) takes a lot of time. Hence, it is crucial to automate both the modeling of the geometry and its meshing. For this purpose, a program has been created in Matlab such that, from a few data inputs provided by the user, a model (geometry and mesh) is obtained in Gmsh format, for which this format had to be studied in detail. This is a very important part of this work. Once the model is obtained, the calculation of the 3D neutron flux distribution, power, and k_eff (effective multiplication factor) is carried out with VALKIN-FVM-Sn.