Alzaben, Yousef I. (2014) Validación experimental de la línea de cálculo CONDOR-CITVAP con los datos experimentales del reactor RA-6 / CONDOR-CITVAP calculation line validation using RA-6 experimental data. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
La línea de cálculo determinística CONDOR-CITVAP fue ampliamente verificada y validada. En esta investigación, se verifica CONDOR-CITVAP contra Benchmarks numéricos de OIEA: OIEA-Benchmark-233 y OIEA-Benchmark-643. Tales benchmarks guardan relación con un estudio de factibilidad y lineamientos para la conversión segura de núcleos de combustible de Uranio de Alto Enriquecimiento (HEU) a de Uranio de Bajo Enriquecimiento (LEU). Se llevaron a cabo cálculos de benchmark con el fin de comparar los métodos computacionales de diversas organizaciones. En estos dos benchmarks, diez organizaciones de diferentes partes del mundo participaron en el cálculo de ciertos parámetros de interés común, a saber: (a) K ∞ como función de quemado, (b) contenido de Pu"239 a 50% de quemado, (c) Keff en tres estados de núcleo: Fresco (sin Xe), Comienzo de Vida (BOL) y Final de Vida (EOL), (d) relación de flujo rápido y térmico en estado BOL a lo largo del eje X, (e) Peso de Elemento de Control (CEW), y (f) coeficientes de realimentación. Se obtuvieron resultados de la línea de cálculo CONDOR-CITVAP para todos estos parámetros y se los comparó con los resultados de los otros participantes. Los resultados obtenidos estuvieron en concordancia con los valores promedio obtenidos por los participantes. Luego se validó la línea de cálculo determinístico CONDOR-CITVAP contra los datos experimentales del RA-6. El RA-6 (Reactor Argentino – 6) es un Reactor de Ensayo de Materiales (MTR) ubicado en el Centro Atómico Bariloche y brinda apoyo a actividades de capacitación e investigación llevadas a cabo en el Instituto Balseiro. En el año 2008, enmarcado en el programa de Reactores de Ensayos e Investigación de Bajo Enriquecimiento (RERTR), se modificó el combustible del RA-6 de alto enriquecimiento de uranio a bajo enriquecimiento de uranio y se realizaron mediciones durante la puesta en marcha del nuevo núcleo. Esta investigación apunta a estudiar las siguientes mediciones: (a) aproximación a la criticidad por medio de elementos de control, (b) calibración de elementos de control, (c) reactividad en exceso, (d) Margen de Antirreactividad (MA), (e) MA con falla única de elemento de control, (f) coeficiente de realimentación isotérmica, (g) coeficiente de realimentación de vacío, (h) coeficiente de realimentación de potencia y (i) parámetro α-cinético. Se calcularon éstos parámetros usando la línea de cálculo determinístico CONDOR-CITVAP y se validaron contra los datos medidos observando buena concordancia entre ambos.
Resumen en inglés
The deterministic calculation line CONDOR-CITVAP has been extensively verified and validated. In this research, CONDOR-CITVAP is verified against IAEA numerical benchmarks: IAEA-Benchmark-233 and IAEA-Benchmark-643. These benchmarks were about a feasibility study and guidelines for a safe core conversion from the use of Highly Enriched Uranium (HEU) fuel to the use of Low Enriched Uranium (LEU) fuel. Benchmark calculations were performed to compare the computational methods of various organizations. In these two benchmarks, there were 10 organizations participating from all the world to calculate certain parameters of common of interest. These parameters are: (a) K∞ as a function of burnup, (b) Pu"239 content at 50% burnup, (c) Keff in three core states: Fresh (without Xe), Beginning of Life (BOL) and End of Life (EOL), (d) thermal and fast flux ratio in BOL state along the X-axis, (e) Control Element Worth (CEW), and (f) feedback coefficients. Results of the calculation line CONDOR-CITVAP for all these parameters were obtained and compared with other participants’ results. The results’ obtained using CONDOR-CITVAP were within other participants’ results and close to the average values of participants’ results. The deterministic calculation line CONDOR-CITVAP is, then, validated against the experimental data of RA-6. RA-6 (Spanish acronym for Argentinean Reactor – Number 6) is a Material Testing Reactor (MTR) located in Centro Atómico, Bariloche, Argentina, to support training and research activities of Balseiro Institute. In the framework of Reduced Enrichment Research and Test Reactors (RERTR) program, RA-6 core was converted in 2008 from High Enriched Uranium (HEU) to Low Enriched Uranium (LEU) fuel. During the commissioning of the new core, a series of measurements took place. This research is focused on the following measurement: (a) approach to criticality by control elements, (b) control elements calibration, measurement of (c) excess reactivity, (d) total Shutdown Margin (MA), (e) MA with a single failure of a control element, (f) isothermal feedback coefficient, (g) void feedback coefficient, (h) power feedback coefficient and (i) α-kinetic parameter. All the previous measurements were simulated per the experimental procedures by using the deterministic calculation line CONDOR-CITVAP and validated against the measured data. A good agreement between the measured data and the calculated values were found.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Validation; Validación; RA-6 reactor; Reactor RA-6; Benchmarks; Patrones; IAEA; OIEA, [CONDOR; CITVAP; MCNP; Experimental benchmark; Benchmark experimental] |
| Referencias: | [1] I. Mochi, “INVAP's Nuclear Calculation System”, ScienEC and Technology of Nuclear Installations, Vol. 2011, Article ID 215363, November 23, 2010 [2] E. Villarino, “CONDOR Calculation Package”, International ConferenEC on the New Frontiers of Nuclear Technology: Reactor Physics, Safety and High-PerformanEC Computing. Physor 2002, Seoul, Korea, October 7-10, 2002 [3] E. Villarino, R.Stamm'ler, A.Ferri and J.Casal, “HELIOS: Angularly-dependent Collision Probabilities”, Nuclear ScienEC and Engineering: 112, 16-31 (1992) [4] E. Villarino, “POS_LIB v2.0 User Manual”. May 2012 [5] E. Villarino, C. Lecot and I. Mochi, “CITVAP v3.8 improved version of CITATION II MTR_PC v3.0 system: User Manual”. March, 2012 [6] T. B. Fowler, D. R. Vondy and G. W. Cunningham, “Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION”, ORNL-TM-2496,Revision 2, July 1971 [7] E. Villarino and I. Mochi, “FLUX v2.0 User Manual” [8] Y. AlZaben, “Safety Parameters Validation After the Commissioning of RA6 Core Conversion To LEU Fuel”, 6th International Symposium on Material Testing Reactors, Bariloche, Argentina, October 28-31, 2013 [9] IAEA, “Research Reactor Core Conversion from the Use of Highly Enriched Uranium to the Use of Low Enriched Uranium Fuels Guidebook”, TECDOC-233, IAEA, Vienna, 1980 [10] IAEA, “Research Reactor Core Conversion Guidebook”, TECDOC-643V3, IAEA, Vienna, 1992 [11] S. Matzkin, “Benchmark of IAEA”, INVAP, September, 1998 [12] M. Brizuela, “Benchmark of IAEA: Safety-Related Problem”, INVAP, October, 2005 [13] S. P. Bazzana and 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, 2010 [14] R.J. Tuttle, “Delayed Neutron Yields in Nuclear Fission”, Proc. Consultants’ Meeting on Delayed Neutron Properties, INDC (NDS) – 107/G, P. 29, IAEA, Vienna, 26-30 March 1979 [15] J. M. Longhino, Registro Puesta en Marcha RA-6, REG-06NBX-PM-B2-06 Rev. 1, “Calibración en Reactividad de Barras de Control y Determinación del Exceso de Reactividad del Núcleo de Operación” [16] Santiago Bazzana, “Desarrollo, Análisis Y Evaluación De Experimentos Neutrónicos En El RA-6”, Master Thesis, Balseiro Institute, March 2012 [17] H. Blaumann, ITA-06NBX-433 Rev. 0, “Evaluación de Ensayos de la Etapa B2” [18] J. M. Longhino, Registro Puesta en Marcha RA-6, REG-06NBX-PM-B2-07 Rev. 1, “Medición de Margen de Antirreactividad con falla de la Barra de mayor peso” [19] J. M. Longhino, Registro Puesta en Marcha RA-6, REG-06NBX-PM-B2-15 Rev. 1, “Medición del Coeficiente de Reactividad por Temperatura” [20] A. Weir, ITA-06NBX-412 Rev.1, “Cálculos de Cambio de Reactividad por Fracción de Vacío con el Código MCNP5” [21] J. M. Longhino, Registro Puesta en Marcha RA-6, REG-06NBX-PM-B2-12 Rev. 0, “Medición del Coeficiente de Reactividad por Vacío” [22] Darío Pieck, “Desarrollo Y Validación ExperimentalDe Un Algoritmo De Acople Neutronico-Termohidraulico Para Reactores De Investigación”, Master Thesis, Balseiro Institute, June 2010 [23] G. Ortiz Uriburu, IS-06NBX-405 Rev. 1, “Informe Final de Seguridad”. [24] J. M. Longhino, Registro Puesta en Marcha RA-6, REG-06NBX-PM-C2-04 Rev. 0, “Medición del Coeficiente de Reactividad por Potencia” [25] A. Gómez, Registro Puesta en Marcha RA-6, REG-06NBX-PM-B2-08 Rev. 0, “Estimación del Parámetro Alfa y de la Potencia Mediante la Técnica de Ruido Neutrónico – Primera Etapa” [26] Y. Ronen and Ed., “CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations”, CRC Press, Boca Raton, Florida, 1986 [27] J. M. Longhino, Procedimiento Puesta en Marcha RA-6, PRO-06NBX-PM-B1-08 Rev. 1, “Medición deMargen de Antirreactividad” |
| Materias: | Estadística > Control estadístico de la calidad Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores Física > Física nuclear |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 453 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 24 Feb 2015 14:56 |
| Última Modificación: | 24 Feb 2015 14:56 |
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