Análisis de la influencia del agrupamiento termohidráulico y del acoplamiento neutrónico 3D en un reactor BWR para la validación del código TRAC-BF1/PARCSv2.7

Abstract

[ES] La validación de metodologías para la simulación de estacionarios y transitorios termohidráulicos acoplados con neutrónica 3D es un punto muy importante en la evolución de todo código nuclear. Cualquier código/metodología de interés en el licenciamiento de centrales nucleares, estudio de transitorios de operación y accidentes, así como la formación de operadores de planta debe pasar un largo camino para llegar a ser validado y poder ser utilizado para tales fines. Estos códigos deben representar con una cierta precisión una batería de casos experimentales o reales para completar esta validación. Con el incremento sostenido de la potencia de cálculo disponible los códigos Best Estimate están empezando a tener una gran importancia en la simulación de fenómenos nucleares. Estos códigos nos permiten calcular y representar con un mayor nivel de detalle los fenómenos que ocurren en el circuito primario de un reactor nuclear. Como consecuencia de este aumento en la potencia de cálculo también se favorece la utilización de códigos neutrónicos donde se incluye la dinámica del núcleo. Estos códigos permiten definir y simular de una forma más precisa el núcleo. El acoplamiento entre estos códigos neutrónicos y los códigos termohidráulicos Best Estimate permite la optimización de las aptitudes de cada código por separado y aprovechar las bondades de cada uno para realizar una simulación precisa y detallada del fenómeno completo que ocurre en el núcleo del reactor. Como parte de este proceso de validación del código acoplado TRAC-BF1/PARCS se encuentra todo el trabajo realizado en este Trabajo Fin de Máster. Para lograr que el código sea válido para la simulación de un transitorio de disparo del reactor sin inserción de barras (ATWS) debe simular de manera correcta y precisa una batería de casos experimentales y reales. El caso estudiado en este trabajo forma parte de esta colección de casos, denominada matriz de validación, a estudiar para lograr la validación del código acoplado TRAC-BF1/PARCS.

[CA] La validació de metodologies per a la simulació d'estacionaris i transitoris termohidràulics acoblats amb neutrónica 3D és un punt molt important en l'evolució de tot codi nuclear. Qualsevol codi/metodologia de interés en el llicenciament de centrals nuclears, estudi de transitoris d'operació i accidents, així com la formació d'operadors de planta ha de passar un llarg camí per a arribar a ser validat i poder ser utilitzat per a tals fins. Estos codis han de representar amb una certa precisió una bateria de casos experimentals o reals per a completar esta validació. Amb l'increment sostingut de la potència de càlcul disponible els codis Best Estimate estan començant a tindre una gran importància en la simulació de fenòmens nuclears. Estos codis ens permeten calcular i representar amb un major nivel de detall els fenòmens que ocorren en el circuit primari d'un reactor nuclear. Com a conseqüència d'aquest augment en la potència de càlcul també s'afavorix la utilització de codis neutrònics on s'inclou la dinàmica del nucli. Estos codis permeten definir i simular d'una forma més precisa el nucli. L'adaptament entre estos codis neutrònics i els codis termohidràulics Best Estimate permet l'optimització de les aptituts de cada codi per separat i aprofitar les bondats de cada un per a realitzar una simulació precisa i detallada del fenomen complet que ocorre en el nucli del reactor. Com a part d'este procés de validació del codi acoblat TRAC-BF1/PARCS es troba tot el treball realitzat en este Treball Fi de Màster. Per a aconseguir que el codi siga vàlid per a la simulació d'un transitori amb senyal de parada del reactor sense inserció de barres de control (ATWS) ha de simular de manera correcta i precisa una bateria de casos experimentals i reals. El cas estudiat en este treball forma part d'esta col·lecció de casos, denominada matriu de validació, a estudiar per a aconseguir la validació del codi acoblat TRAC-BF1/PARCS.

[EN] The validation of methodologies for the simulation of thermalhydraulic steady-state and transients coupled with 3D neutronics is a very important point in the evolution of all nuclear code. Any code/methodology that are interesting for being used for the licensing of nuclear power plants, study of operational and accidental transients and training of plant operators must go a long way in order to be validated and to be used for such purposes. These codes should accurately represent a collection of experimental or real cases to complete this validation. With the increase in available computing power, the Best Estimate codes are beginning to play a major role in the simulation of nuclear phenomena. These codes allow us to calculate and represent in a much more detailed way the phenomena that occur in the primary circuit of a nuclear reactor. As a consequence of this increase in the computing power, the use of neutronic codes is also favored; these codes include the core dynamics. 3D Neutronic codes enable to define and simulate the reactor core more precisely. The coupling between these neutronic codes and the Best Estimate thermalhydraulic codes, allows the optimization of each code separately and take advantage of the goodness of each one to make an accurate and detailed simulation of the complete phenomenon that occurs in the nuclear reactor core. As part of this process of validation of the coupled code TRAC-BF1 / PARCS is immersed all the work done in this Master Thesis. To make the code valid for the simulation of a reactor transient caused by a reactor trip signal without control rod insertion (ATWS), it must correctly and accurately simulate a collection of experimental and real cases. The case studied in this work is part of this collection of cases, called validation matrix, that have to be simulated and analyzed to achieve the validation of the coupled code TRAC-BF1 / PARCS.