Implementation of control rod movement and boron injection options by using control variables in RELAP5/PARCS V2.7 coupled code

Miró, R.; Barrachina, T.; Abarca, A.; Verdú, G.; Pereira, Cláubia; Martínez-Murillo, J.C.

doi:10.1016/j.pnucene.2010.11.001

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“…Rather than physical control rods in a light water reactor (LWR), the models in this work mimic the liquid zone devices and adjusters of a CANDU [14]. It is done using the %CRSIG card [4] in the MAPTAB file, followed by an arbitrary number of signal variables to rod bank pairs. On each time step, the values of signal variables are mapped to the position values of the corresponding rod banks.…”

Section: Parcs-trace Coupling Backgroundmentioning

confidence: 99%

“…e coupled TRACE-PARCS code then allows the TRACE control the blocks to alter reactivity device configurations in PARCS and mimic the response of a reactor control system. is reactivity device coupling was introduced in PARCS 2.7 [4] and used in a previous study for pressurized water reactor (PWR) analysis [5,6] but is not officially documented in the code's user manuals.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

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Development and Testing of TRACE/PARCS ECI Capability for Modelling CANDU Reactors with Reactor Regulating System Response

Younan

Novog

2022

Science and Technology of Nuclear Installations

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The use of the USNRC codes TRACE and PARCS has been considered for the coupled safety analysis of CANDU reactors. A key element of CANDU simulations is the interactions between thermal-hydraulic and physic phenomena with the CANDU reactor regulating system (RRS). To date, no or limited development has taken place in TRACE-PARCS in this area. In this work, the system thermal-hydraulic code TRACE_Mac1.0 is natively coupled with the core physic code PARCS_Mac1.0, and RRS control is implemented via the exterior communications interface (ECI) in TRACE. ECI is used for coupling the external codes to TRACE, including additional physical models and control system models. In this work, a Python interface to the TRACE ECI library is developed, along with an RRS model written in Python. This coupling was tested using a CANDU-6 IAEA code coupling benchmark and a 900 MW CANDU model for various transients. For the CANDU-6 benchmark, the transients did not include RRS response, however, the TRACE_Mac1.0/PARCS_Mac1.0 coupling and ECI script functionality was compared to the previous benchmark simulations, which utilized external coupling. For the 900 MW CANDU simulations, all aspects of the ECI module and RRS were included. The results from the CANDU-6 benchmark when using the built-in coupling are comparable to those previously achieved using external coupling between the two codes with coupled simulations taking 2x to 3x less execution time. The 900 MW CANDU simulations successfully demonstrate the RRS functionality for the loss of flow events, and the coupled solutions demonstrate adequate performance for figure-of-eight flow instability modeling.

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Section: Parcs-trace Coupling Backgroundmentioning

confidence: 99%

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Development and Testing of TRACE/PARCS ECI Capability for Modelling CANDU Reactors with Reactor Regulating System Response

Younan

Novog

2022

Science and Technology of Nuclear Installations

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“…Cada posición tiene 2 redundancias (inferior y superior), y cada redundancia tiene 2 cámaras conectadas para formar un canal de medición. [74].…”

Section: Estado Estacionario Paralelo Acoplado Trace/ctf/parcsunclassified

Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear.

Giménez¹

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AgradecimientosEn primer lugar, quiero dar las gracias a Rafa y a Gúmer, por su apoyo y su confianza, porque sin su ayuda y motivación no habría podido realizar esta tesis.Extiendo el agradecimiento a todo el grupo SENUBIO por el buen ambiente de trabajo y compañerismo reinante. A todos los que seguimos y los que han pasado todos estos años por el grupo, y por extensión a todos los compañeros del Área de Ingeniería Nuclear del Departament d'Inginyeria Química i Nuclear de la UPV.A mi familia, en especial a mis padres y a mi hermano por su apoyo incondicional durante estos años. Sin su esfuerzo y sacrificio todo esto no sería posible.A mi mujer Susana por su paciencia y comprensión, gracias.A mis hijos Thais y Gael por acompañarme en esta travesía. Gracias a ellos, alcanzar la meta es más dulce.Finalmente, agradecer a Centrales Nucleares Almaraz-Trillo y a Iberdrola Generación Nuclear por la financiación obtenida y por los datos e información facilitada.iii A mi familia v Resumen En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando multitud de herramientas informáticas mediante las que es posible obtener una descripción detallada de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo de los reactores nucleares. El objeto de estas nuevas herramientas es el de realizar análisis de seguridad en reactores nucleares utilizando técnicas de mejor estimación. Las técnicas de mejor estimación, en contraposición con las conservadoras, permiten la operación del reactor con márgenes de seguridad más estrechos, y por tanto mayor economía del núcleo.En este contexto, en la presente tesis doctoral se desarrolla una plataforma informática que integra códigos informáticos que cubren la mayor parte de las físicas que tienen lugar en los reactores nucleares. Para la integración de los diferentes fenómenos de realimentación entre termohidráulica, neutrónica, mecánica y transmisión de calor se han desarrollado una serie de acoplamientos entre los códigos que componen la plataforma. Todos los desarrollos realizados tienen por objetivo representar de forma realista el diseño y comportamiento de la instalación nuclear, incluyendo el sistema de control, los elementos y las varillas de combustible.En la plataforma informática se incluyen algunos de los códigos de última generación (estado de arte) para el análisis del comportamiento de reactor. En el plano termohidráulico se utiliza el código acoplado desarrollado, formado por el acople semi-implícito entre el código de sistema TRACE y el de subcanal COBRA-TF (CTF), cuya versión paralela ha sido creada en este trabajo. En transitorios en los que resultan necesarios los cálculos de neutrónica tridimensional, se ha desarrollado el acople explícito entre el simulador tridimensional de núcleos PARCS y el código de subcanal CTF. Para el análisis de la integridad de las varillas de combustible se emplean los códigos FRAPCON y FRAPTRAN, acoplando este último de forma temporalmente explícita con CTF.Todos los desarrollos realizados se han incluido en una misma...

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Validation of PARCS/RELAP5 coupled codes against a load rejection transient at the Ringhals-3 NPP

Agung¹,

Banati²,

Stålek³

et al. 2013

Nuclear Engineering and Design

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Implementation of control rod movement and boron injection options by using control variables in RELAP5/PARCS V2.7 coupled code

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Development and Testing of TRACE/PARCS ECI Capability for Modelling CANDU Reactors with Reactor Regulating System Response

Development and Testing of TRACE/PARCS ECI Capability for Modelling CANDU Reactors with Reactor Regulating System Response

Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear.

Validation of PARCS/RELAP5 coupled codes against a load rejection transient at the Ringhals-3 NPP

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