Bazzana, Santiago (2012) Desarrollo, análisis y evaluación de experimentos neutrónicos en el RA-6. / Development, analysis and evaluation of neutronic experiments on the RA-6 reactor. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
Durante la puesta en marcha del RA-6 se obtuvieron resultados experimentales con combustibles frescos que pueden ser utilizados para la validación de los datos nucleares y herramientas utilizadas para el cálculo de reactores similares. En este trabajo se presenta un modelo del reactor que se utiliza para analizar dichos experimentos. La generación de este modelo implicó un análisis pormenorizado de los parámetros neutrónicamente relevantes del reactor, con el fin de obtener la mejor estimación y una incerteza asociada a los mismos. Los experimentos analizados incluyen aproximaciones a crítico, calibración de barras de control y experimentos de medición de coeficientes de reactividad, parámetros cinéticos, distribuciones de flujo y ritmos de activación. La herramienta utilizada para realizar estos análisis es el código Monte Carlo MCNP5. En los casos en que es posible, se analiza cómo afectan las incertezas en la geometría, en la composición de los materiales y en los procedimientos experimentales sobre el parámetro medido. De este modo, se obtiene una incerteza total relacionada con la modelización del reactor que permite comparar resultados obtenidos a partir de cálculos con resultados experimentales. En los experimentos en los que por diversos motivos no se pudo realizar un análisis como el anterior, se analizan cómo influyen las diferencias entre los procedimientos de cálculo y medición en la comparación de estos dos tipos de resultados, y se utiliza el modelo del reactor generado para estimar cuán bien pueden calcularse dichos parámetros. Finalmente, se evalúa el modo en que este análisis puede utilizarse para el seguimiento del reactor o para realimentar el diseño de reactores similares. Para todos los experimentos analizados se encuentra un gran acuerdo entre resultados experimentales y calculados.
Resumen en inglés
During the RA-6 start-up test program different experimental results with fresh fuel were obtained. These can be used to validate the nuclear data and computational models utilized to calculate similar systems. In this work we present a reactor models which is used to analyze these experiments. The generation of this model involves a detailed evaluation of all neutronically important reactor parameters, with the purpose of finding the best estimated value and an associated uncertainty for each parameter. The analyzed experiments were: approach to critical, control rod reactivity calibration, and measurements of reactivity coefficients, kinetic parameters, flux distributions and activation rates. The analyses were performed using MCNP5. For some cases, we analyzed the effect of geometrical, material composition and experimental uncertainties over the measured parameters. With this, we found a global uncertainty related to the reactor model, that makes possible the comparison between computational and measured results. In the cases where that kind of analysis was not possible, we analyzed the effect of the difference between the computational and the experimental procedures. In addition, we present detailed models of these experiments that allow estimating how good we can calculate these parameters. Finally, we study how this work can be used to calculate other operating conditions or in the design of similar reactors. In all the analyzed experiments, good agreements between measured and computed results were found.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | RA-6 reactor; Reactor RA-6; Experimental benchmark; Benchmark experimental; MCNP; Uncertainty calculations; Cálculos de incerteza |
| Referencias: | 1. S. P. Bazzana, “Evaluación de estados críticos y análisis de experimentos de la puesta en marcha del reactor RA-6”, Proyecto Integrador (Ingeniería Nuclear). Bariloche, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro, 2009. 2. J. BLAIR BRIGGS et. al., “International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project”, Nuclear Science and Engineering, Vol. 145 Number 1, pages 1 – 10, Sep. 2003. 3. V. DEAN, “The Benchmark Evaluation Process: From Experimental Data to Benchmark Model”, Nuclear Science and Engineering, Vol 145, Number 1, pages 20-38, Sep. 2003. 4. S. P. Bazzana y J. I. Márquez Damián, IEU-COMP-THERM-014, “RA-6 Reactor: Water Reflected, Water Moderated U(19.77)3Si2-Al Fuel Plates”. International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. 5. A. dos Santos et. al., IPEN(MB01)-LWR-RESR-001 CRIT-COEF, “Isothermal Experiments of the IPEN/MB-01 Reactor”, International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments. 6. ICSBEP Guide to the Expression of Uncertainties – Revision 4, “International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments”, NEA/NSC/DOC(95) 03/I-VIII, OECD-NEA, November 30, 2007. 7. S. S. Kim y B. G. Schnitzler, HEU-MET_THERM-022, “Advanced Test Reactor: Serpentine Arrangement of Highly Enriched Water-Moderated Uranium-Aluminide Fuel Plates Reflected by Beryllium”. International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. 8. J.K. Tuli, “Nuclear Wallet Cards”, Brookhaven National Laboratory, 2005. 9. Profio A. E. Experimental Reactor Physics. John Wiley & Sons, Inc. 1976. 10. H. Blaumann, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B1-06 Rev. 1, “Aproximación a crítico”. 11. Cullen D.E. et. al., “How Accurately can we Calculate Thermal Systems?”, Lawrence Livermore National Laboratory. 2004. 12. J. M. Longhino, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B2- 15 Rev. 1, “Medición del Coeficiente de Reactividad por Temperatura”. 13. CRC Handbook of Chemistry and Physics, 70th edition 1989–1990, Weast (ISBN-0-8493-0470-9). 14. J. M. Longhino, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B2- 12 Rev. 0, “Medición del Coeficiente de Reactividad por Vacío”. 15. A. Weir, ITA-06NBX-412 Rev.1, “Cálculos de cambio de reactividad por fracción de vacío con el código MCNP5”. 16. A. Gómez, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B2-08 Rev. 0, “Estimación del parámetro alfa y de la potencia mediante la técnica de ruido neutrónico – Primera etapa”. 17. M. M. Bretscher, Evaluation of Reactor Kinetic Parameters without the Need for Perturbation Codes, Proc. Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Oct. 1997, Wyoming, USA. 18. L. Snoj et. al., “Calculation of kinetic parameters for mixed TRIGA cores with Monte Carlo”, Annals of Nuclear Energy, Vol. 37, pages 223-229, 2010. 19. J. Duderstadt, L. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, 1976. 20. J. M. Longhino, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B2- 06 Rev. 1, “Calibración en Reactividad de Barras de Control y Determinación del Exceso de Reactividad del Núcleo de Operación”. 21. G. R. Keepin, “Physics of Nuclear Kinetics”. Cap. 7 y 8. Addison-Wesley Pub.Co. INC., 1965. 22. F. A. Sánchez, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B2-11 Rev. 1, “Medición del Factor de Pico de Potencia”. 23. K. Beckurtz y K. Wirtz, “Neutron Physics”, Springer Verlag, Berlin, 1964. 24. F. A. Sánchez, E. Lopasso, ITA 06NBX 409, “Evaluación de parámetros para la medición del factor de pico”. 25. F. A. Sánchez, Informe Técnico CNEA-CAB 047/029/07, “Técnicas de medición de flujos de neutrones con detectores de activación”. 26. H. Blaumann, ITA 06NBX 452, “Evaluación de ensayos de la subetapa C2”. 27. N. Chiaraviglio y E. F. Boggio, Informe Técnico CNEA-CAB 47-037-10, “Caracterización del HPGe 46B del RA-6”. 28. O. Bersillon et. al., “The International Reactor Dosimetry File - 2002”, Nuclear Data Section, Division of Physical and Chemical Sciences, International Atomic Energy Agency, Viena, 2002. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de reactores y radiaciones |
| Código ID: | 342 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 31 Jul 2012 10:52 |
| Última Modificación: | 31 Jul 2012 10:52 |
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