Validation of the Pressurized Water Reactor Core Analysis System SEANAP-86 with Measurements in Tests and Operation

Ahnert, C.; Aragonés, José María Mateu; Crespo, Arturo Furones; Labay, A.; León, J. R.; Álvarez, Ana Isabel Riesco

doi:10.13182/nse88-a29044

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“…Cualquier sistema completo de anáfisis de producción, tal como el sistema de gestión del núcleo de Studsvik [93], el sistema SAV de Siemens/KWU [71] o el sistema español de análisis de núcleos de agua a presión SEANAP [4], debería tener códigos y modelos que trataran todos los puntos detallados en el apartado anterior. Esta Tesis profundiza y mejora los aspectos relacionados con los apartados 3, 4, 5 y 6 en el sistema SEANAP.…”

Section: Discussionunclassified

“…La Tesis Doctoral se encuadra dentro del sistema SEANAP, Sistema Español de Análisis de Núcleos de Agua a Presión [4] [7] [13], desarrollado en el Departamento de Ingerüería Nuclear de la ETSIIM y el Instituto de Fusión Nuclear (DENIM) de la Universidad Politécnica de Madrid, que viene siendo utilizado desde hace años por los grupos de ingeniería de algunas centrales españolas de agua a presión. Es un sistema que se encuentra en continuo desarrollo y validación, como muestra este proyecto de investigación, que supone la continuidad con la línea previa de avances realizados en esta institución, tal y como se refleja en el apartado precedente.…”

Section: Encuadre De La Tesisunclassified

“…•^r=^=/r=#- (3)(4)(5)(6)(7)(8)(9)(10)(11)(12)(13)(14)(15) Para un valor arbitrario del coeficiente de difusión direccional, los valores de f^ y ff serán en general diferentes. Entonces los parámetros equivalentes se determinan por un método iterativo: se parte de im valor inicial de ÍDg^^ y se resuelve el sistema 3.14.…”

Section: Heterogeneidad Tridimensionajunclassified

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Desarrollo de un modelo nodal tridimensional, con efectos de heterogeneidad en las secciones eficaces y factores de discontinuidad, para análisis de núcleos de agua a presión

Herranz¹

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Bibliografía 255 Acrónimos y otros términos 265 Curriculum 267 V Apéndices 271 A Reactor crítico homogéneo en dos grupos de energía. Significado físico de los bucklings. 273 '^'+' ~ ' ' ihi + h,+,)/2 ' ' {h, + %i)/2 (2.8) Esquema FDM Corrección NEM no lineal El primer término del lado derecho de la ecuación es la aproximación estándar FDM, siendo D¡h, + Dl,h,^, ^^-^^ El segimdo término representa la corrección no Hneal NEM aplicada al esquema FDM. Los flujos se suman para mejorar el comportamiento de la convergencia del método iterativo no lineal.Entonces, calculada la estimación NEM de la corriente en la superficie, se iguala a la de la ecuación 2.8, calculándose el valor D^NEM ^^^ ^^^^ empleado en posteriores iteraciones FDM. Lógicamente en la primera iteración, antes de la resolución de ningún two-node problem, Df = O, y la ecuación 2.8 representa la definición de la corriente neta en la superficie en el algoritmo FDM estándar.Hay que hacer notar que las condiciones de continuidad nunca se imponen en las superficies externas del problema entre los dos nodos, ya que este problema es deliberadamente formulado para estar espacialmente desacoplado. La continuidad se asegura en la formulación de las ecuaciones basadas en FDM. Csiracterización de un código nodal avanzado 3D de núcleos PWREste apartado resume los aspectos fundamentales que caracterizan im código nodal avanzado para análisis 3D de núcleos PWR, y sirve para delimitar las áreas en las

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Section: Discussionunclassified

Section: Encuadre De La Tesisunclassified

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Desarrollo de un modelo nodal tridimensional, con efectos de heterogeneidad en las secciones eficaces y factores de discontinuidad, para análisis de núcleos de agua a presión

Herranz¹

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“…El desarrollo de dichos códigos dio lugar al SEANAP (Sistema Español de Análisis de Núcleos de Agua a Presión) implantado en varias centrales nucleares del país (Ascó I y II, y Vandellós II) (Ahnert, Aragonés et al 1988, y ha hecho posible que el equipo investigador forme parte destacada del trabajo a realizar dentro de las actividades del EURATOM dentro de los Programas Marco de la Unión Europea.…”

Section: Antecedentes De La Tesisunclassified

Métodos avanzados multiescala núcleo-celdas en geometrías tridimensionales y multigrupos para el cálculo de Reactores de Agua Ligera

Carrascosa¹

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Advanced multi-scale pin-by-pin/core methods in three-dimensional geometries and multigroups for Light Water Reactors calculationsThe relevance of safety in the use of nuclear technology impregnates all the tasks associated to the use of this energy source, beginning with the design phase, exploitation and subsequent dismantling or waste management.In all these steps, computational simulation tools play an essential role as a guide for design, operation supporting or prediction of the reactor materials isotopic evolution.Constant improvements in computational resources from the middle of the 20 th century to this moment as well as the developments in the calculation methods employed, allow tackling the complexity of these situations with greater detail, when this was simply discarded before because of a lack of computational capacity or adequate tools.Present work is centered in the development of a neutronics calculation method for light water reactors based on corrected diffusion theory with a detail to the level of the fuel pin, considering a number of energy groups higher than the traditional fast and thermal groups, and modeling the three-dimensional geometry of the reactor core.

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“…Aragonés y C. Ahnert, ha venido desarrollando durante las últimas décadas una labor de investigación dirigida a desarrollar códigos de cálculo destinados al análisis y diseño de núcleos de agua ligera [1,5]. Esta larga experiencia investigadora está reflejada en el Sistema Español de Análisis de Núcleos de Agua a Presión (SEANAP) [2,3,29,18] implantado en varias centrales nucleares de España (Ascó I y II y Vandellós II). Este sistema consta de un conjunto de códigos que llevan a cabo el análisis de núcleos en sus distintas etapas y del que forman parte los códigos COBAYA y SIMTRAN.…”

Section: Cobaya4unclassified

Generación de librerías optimizadas con cuantificación de incertidumbres para cálculos realistas (BEPU) de reactores nucleares de agua ligera

Huerta¹

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Validation of the Pressurized Water Reactor Core Analysis System SEANAP-86 with Measurements in Tests and Operation

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Desarrollo de un modelo nodal tridimensional, con efectos de heterogeneidad en las secciones eficaces y factores de discontinuidad, para análisis de núcleos de agua a presión

Desarrollo de un modelo nodal tridimensional, con efectos de heterogeneidad en las secciones eficaces y factores de discontinuidad, para análisis de núcleos de agua a presión

Métodos avanzados multiescala núcleo-celdas en geometrías tridimensionales y multigrupos para el cálculo de Reactores de Agua Ligera

Generación de librerías optimizadas con cuantificación de incertidumbres para cálculos realistas (BEPU) de reactores nucleares de agua ligera

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