Methodologies for sensitivity/uncertainty analysis using reactor core simulators with application to Pressurized Water Reactors

Castro González, Emilio (2018). Methodologies for sensitivity/uncertainty analysis using reactor core simulators with application to Pressurized Water Reactors. Tesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM). https://doi.org/10.20868/UPM.thesis.51754.

Descripción

Título: Methodologies for sensitivity/uncertainty analysis using reactor core simulators with application to Pressurized Water Reactors
Autor/es:
  • Castro González, Emilio
Director/es:
  • García Herranz, Nuria
Tipo de Documento: Tesis (Doctoral)
Fecha: 2018
Materias:
Escuela: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Departamento: Ingeniería Energética
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

Tradicionalmente, los análisis de seguridad de las plantas nucleares se han realizado usando métodos e hipótesis pesimistas, forzando que los resultados sean conservadores. En los últimos años, y gracias a la mejora en la precisión de las herramientas computacionales, se ha empezado a considerar el uso de simulaciones realistas para dichos análisis de seguridad. Sin embargo, estas predicciones realistas deben ser complementadas con una rigurosa cuantificación del impacto de las incertidumbres en los parámetros de entrada sobra las respuestas de interés. Estos nuevos métodos se conocen como BEPU (del inglés “best-estimate plus uncertainties”). Conscientes de la importancia del papel de las incertidumbres, el Comité de Ciencia Nuclear de la OECD/NEA lanzó el programa “OECD Benchmark for Uncertainty Analysis in Best Estimate Modeling for Design, Operation and Safety Analysis of LWRs”, que es un ejercicio internacional con el objetivo de desarrollar métodos de cuantificación de incertidumbres para reactores de agua ligera. Esta tesis ha sido realizada en el marco del citado proyecto UAM, con el objetivo de desarrollar técnicas de análisis de sensibilidad y cuantificación de incertidumbre de aplicación a simulaciones de núcleo completo usando las herramientas de la Universidad Politécnica de Madrid (COBAYA4 y SEANAP), convirtiéndolas en herramientas BEPU. La fuente de incertidumbre podrá ser cualquier parámetro de entrada al código: datos nucleares así como parámetros tecnológicos, termohidráulicos y termomecánicos. Como respuesta de interés se tomará cualquier parámetro calculado por los códigos, como por ejemplo reactividad o distribución de potencia. El primer sistema, SEANAP, es un completo conjunto de herramientas para la simulación de reactores de agua a presión, que cubre todos los pasos, desde la recarga hasta las simulaciones del núcleo, y que ha demostrado muy buen acuerdo entre los valores calculados y los medidos en varias centrales nucleares españolas. La metodología de análisis de incertidumbre implementada en el sistema se basa en muestreo aleatorio de los parámetros de entrada. Además, y gracias a una colaboración con AREVA GmbH, se ha implementado una técnica de asimilación de datos de forma que se puede incluir información de medidas de ciclos pasados para mejorar las predicciones de los ciclos siguientes. Se incluye la aplicación de este sistema al diseño de un ciclo de un núcleo de agua a presión. El segundo sistema se basa en COBAYA4, evolución del simulador de núcleo incluido en SEANAP. Las características más relevantes de COBAYA4 son: i) su capacidad de realizar simulaciones en multigrupos y multiescala (nodal y pin-by-pin); ii) su flexibilidad para funcionar con distintos códigos lattice; iii) su capacidad para realizar simulaciones multifísica por medio de su acoplamiento con códigos termohidráulicos, lo que permite usar diferentes resoluciones en los dominios neutrónico y termohidráulico. Se usa SCALE/NEWT como código lattice, y COBRA-TF como código termohidráulico, por lo que el sistema completo es conocido como SCALE/COBAYA4/COBRA-TF. En este segundo sistema se ha implementado una técnica de análisis de sensibilidad basada en el cálculo del flujo adjunto para obtener los coeficientes de sensibilidad de la keff respecto de las secciones eficaces macroscópicas. Para el análisis de incertidumbre se han implementado dos metodologías. La primera es determinista y usa los coeficientes de sensibilidad anteriores aplicándolos en la Regla del sandwich junto con la matriz de covarianzas de los parámetros homogeneizados y en pocos grupos de energía, obteniendo la incertidumbre en la respuesta (keff ). Dicha matriz de covarianzas se puede generar gracias a las capacidades para cuantificación de incertidumbre disponibles en el sistema SCALE6.2, elegido como código lattice para COBAYA4. La segunda metodología de análisis de incertidumbre está basada en muestreo aleatorio de los parámetros de entrada: datos nucleares usando la secuencia SAMPLER de SCALE, y parámetros tecnológicos, termohidráuilicos y termomecánicos usando otras herramientas de muestreo como DAKOTA. Se incluyen tres aplicaciones de este segundo sistema: i) propagación de incertidumbres en datos nucleares aplicado a cálculos puramente neutrónicos de núcleo completo usando SCALE y COBAYA4; ii) propagación de incertidumbres tecnológicas, termohidráulicas y termomecánicas en cálculos acoplados usando COBAYA4 y COBRA-TF; iii) propagación de incertidumbres en datos nucleares a las secciones eficaces homogeneizadas en pocos grupos de energía durante el quemado del combustible usando SCALE. Agrupando todos los desarrollos, esta tesis proporciona un marco para análisis BEPU de reactores de agua a presión usando simuladores de núcleo. ----------ABSTRACT---------- Traditionally, safety analyses of nuclear power plants were carried out using pessimistic methods and hypotheses, forcing the results to be conservative. In recent years, and thanks to the increased accuracy in computational tools, realistic simulations are being considered for application in safety analysis. However, the realistic or best-estimate predictions must be complemented with a rigorous quantification of the impact of the input parameters uncertainties on the responses of interest. These approaches are named best-estimate plus uncertainty (BEPU) methods. Aware of the importance of the role of uncertainties, the OECD/NEA Nuclear Science Committee launched the “OECD Benchmark for Uncertainty Analysis in Best Estimate Modeling for Design, Operation and Safety Analysis of LWRs”. This is an international exercise with the aim of developing uncertainty quantification methods for light water reactors simulations. This thesis has been done in the framework of the mentioned UAM Benchmark, with the main objective of implementing sensitivity analysis and uncertainty quantification techniques in the core simulators developed at Universidad Politécnica de Madrid (COBAYA4 and SEANAP), converting those best-estimate approaches in BEPU methodologies. The source of the uncertainties can be any input parameter to the codes: nuclear data as well as technological, thermalhydraulics and thermomechanics parameters; and the response of interest will be any parameter calculated by the codes: reactivities, power distributions, among others. The first system, SEANAP, is a complete set of tools for the simulation of PWR, covering all steps from refueling to core simulations, which has demonstrated a good agreement between calculated and measured values in several Spanish nuclear power plants. The uncertainty analysis methodology implemented in the system is based on random sampling of the input parameters. In addition, and thanks to a collaboration with AREVA GmbH, a data assimilation technique has been also implemented to include measurements of past cycles in order to improve the predictions of the subsequent cycles. The application of this system to the design of a cycle of a PWR core is included. The second system is based on COBAYA4, evolution of the core simulator included in SEANAP. The most relevant features of COBAYA4 are: i) its ability to perform multigroup and multiscale (nodal and pin-by-pin) simulations; ii) its flexibility to work with different lattice physics codes; iii) its capability to deal with multiphysics problems through its coupling to thermalhydraulics codes, allowing different resolutions in the neutronics and thermalhydraulics domains. SCALE/NEWT is used as lattice code, and COBRA-TF as thermalhydraulics solver, so the whole system is referred to as SCALE/COBAYA4/COBRA-TF. In this second system one sensitivity analysis and two uncertainty quantification techniques have been implemented. The sensitivity analysis uses an adjoint sensitivity procedure to calculate the sensitivity coefficients of the response keff to the few-group macroscopic cross sections. The first uncertainty quantification technique is deterministic and uses those sensitivity coefficients in the Sandwich Rule together with the covariance matrix of the few-group homogenized constants to obtain the uncertainty in the response (keff ). That covariance matrix can be generated thanks to the uncertainty quantification capabilities of SCALE6.2, chosen as upstream code for COBAYA4, so that the few-group cross-sections can be provided with their covariance matrices. The second uncertainty analysis methodology is based on random sampling of the input parameters: nuclear data using the SAMPLER sequence from SCALE; technological, thermalhydraulics, and thermomechanics parameters using other sampling tools like DAKOTA. Three applications of this second system are included: i) propagation of nuclear data uncertainties in standalone neutronics calculations to full core results, using SCALE and COBAYA4; ii) propagation of technological, thermalhydraulics and thermomechanics uncertainties in coupled calculations using COBAYA4 and COBRATF; iii) propagation of nuclear data uncertainties on the few-group homogenized cross sections along burnup using SCALE. All in all, this thesis provides an uncertainty quantification framework for the BEPU analysis of pressurized water reactors using core simulators.

Proyectos asociados

TipoCódigoAcrónimoResponsableTítulo
Gobierno de EspañaP110530207Sin especificarSin especificarPropagation of Uncertainties for Neutronic Calculations (P110530207) - Spanish Nuclear Safety Council (CSN)

Más información

ID de Registro: 51754
Identificador DC: http://oa.upm.es/51754/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:51754
Identificador DOI: 10.20868/UPM.thesis.51754
Depositado por: Archivo Digital UPM 2
Depositado el: 06 Sep 2018 08:11
Ultima Modificación: 10 Sep 2018 10:11
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