Analysis of Thermal-Hydraulic Fluctuations in Trillo NPP With CTF/PARCS v. 2.7 Coupled Code

Abarca, A.; Miró, R.; Verdú, G.; Bermejo, Juan A.

doi:10.1115/1.4031660

Cited by 3 publications

(3 citation statements)

References 0 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…La metodología utilizada para la generación de secciones eficaces es SIMTAB. Esta metodología, desarrollada en la Universitat Politècnica de València en colaboración con Iberdrola Generación Nuclear S.A., se alimenta con datos de los códigos CASMO4-SIMULATE3 y genera las secciones eficaces en función de la temperatura del combustible, la densidad del moderador, la concentración de boro y la inserción de barras de control [71] , [72].…”

Section: Datos Y Herramientas Auxiliaresunclassified

“…Las tablas de secciones eficaces han sido de nuevo calculadas utilizando la metodología SIMTAB. Esta metodología, desarrollada en la Universitat Politècnica de València en colaboración con Iberdrola Generación Nuclear S.A., se alimenta con datos de los códigos CASMO4-SIMULATE3 y genera las secciones eficaces y parámetros nucleares en función de la temperatura del combustible, la densidad del moderador, la concentración de boro y la inserción de barras de control [71], [72]. Las secciones eficaces del caso de aplicación a PBTT-2 están tabuladas siguiendo la parametrización (branches/estructura de ramas) que se presenta en la Tabla 4.1.…”

Section: Datos Y Herramientas Auxiliaresunclassified

See 1 more Smart Citation

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

Giménez¹

View full text Add to dashboard Cite

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...

show abstract

Section: Datos Y Herramientas Auxiliaresunclassified

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

Giménez¹

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…The presented thesis work is focused in the use of coupled models of TRACE/PARCS and CTF/PARCS (Abarca et al, 2016). For these cases, the coupling methodology is similar and therefore, the explanation will be referred only for the CTF/PARCS coupling scheme.…”

Section: Coupled Features: Thermal-hydraulics and Neutron Kineticsmentioning

confidence: 99%

Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors

García-Bermejo¹

View full text Add to dashboard Cite

Deferred neutron precursor fraction of the k-group (non-dimensional) Σ , Macroscopic transport cross section of energy group (cm -1 ) Σ , ⟶ ′ Macroscopic scattering cross section of energy group to ′ (cm -1 ) Σ , Macroscopic fission cross section of energy group (cm -1 ) Σ , Macroscopic absorption cross section of energy group (cm -1 ) Volumetric force tensor applied to the k-phase of a multiphase fluid (N/m 3 ) Deferred neutron decay constant of the precursor group (s -1 ) Dynamic Viscosity (Pa-s) Average Neutrons Emitted by fission (non-dimensional) Density (kg/m 3 ) Density of the -phase of a multiphase fluid (kg/m 3 ) Neutron Flux for energy group (neutrons/cm 2 ) Fission spectrum of the neutrons of the energy group Cross section area (m 2 ) ⃗ Area Vector (m 2 ) Drag coefficient (non-dimensional) Specific Heat Capacity of the fuel pellet (J/kg-K) Concentration of delayed neutron precursors of the -group (neutrons/cm 3 ) Neutron diffusion constant of the energy group (cm -1 ) Conservation of energy Gravity acceleration (m/s 2 ) ℎ Fuel Pellet Enthalpy (J/kg). Velocity Scalar Component parallel to axis (m/s) V Volume (m 3 ) Velocity Scalar Component parallel to axis (m/s) Mean neutron velocity of the neutrons in the energy group (cm/s) Work per volume unit (J/m 3 ) Velocity Scalar Component parallel to axis (m/s)To all the workers of the Scientific Research Field, that with his compromise struggle to make of this profession a dignified one.

show abstract

A multi-scale and multi-physics simulation methodology with the state-of-the-art tools for safety analysis in light water reactors applied to a turbine trip scenario (PART I)

Hidalga

Abarca

Miró

et al. 2019

Nuclear Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

Analysis of Thermal-Hydraulic Fluctuations in Trillo NPP With CTF/PARCS v. 2.7 Coupled Code

Cited by 3 publications

References 0 publications

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

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

Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors

A multi-scale and multi-physics simulation methodology with the state-of-the-art tools for safety analysis in light water reactors applied to a turbine trip scenario (PART I)

Contact Info

Product

Resources

About