Huaccho Zavala, Gianfranco (2016) Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP. / Detailed modelling of a CANDU NPP with CITVAP. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.
Resumen en inglés
The two main codes from INVAP’s neutronic calculation line are CONDOR and CITVAP. The last one is an improved version from the well known CITATIONII code, which resolves multigroup neutron diffusion equation by finite differences method. CITVAP is widely used to study research reactors and nuclear power plants such as PWR, BWR, VVER and the last improvements allow to study a PHWR like Atucha. Continuing with PHWR reactors, the present work studies the capabilities and deficiencies of the core code CITVAP to model a CANDU reactor. It also proposes improvements to implement into the code for an efficient study of the reactor from the user’s point of view. These improvements take into consideration refueling process, insertion and removal of control rods, level of water in liquid zones and thermal-hydraulic feedback. The work begins with INVAP’s neutronic calculation line validation using IAEA-tecdoc-887 as reference. The validation process consists in cell calculations in two and three dimensions using CONDOR and SERPENT as cell codes respectively, generation of macroscopic cross sections burnup-dependent and core calculations for a fresh and equilibrium burnup core using different configurations of control devices. The difficulties to model the core with actual capacities of the code are evaluated and possible solutions are presented. Finally, three main features of CANDU reactors were studied, these are thermalhydraulic, refueling process and reactivity, power distribution and shut off rods devices.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Información Adicional: | Área Temática: Neutrónica |
| Palabras Clave: | CANDU type reactors; Reactores tipo CANDU; Fuel management; Gestión del combustible; Reactor cells; Celdas de reactor; Control elements; Elementos de control;[CONDOR code; Código CONDOR; CITVAP code; Código CITVAP; SERPENT code; Código SERPENT; Cell calculation; Cálculo de núcleo] |
| Referencias: | [1] CITATION-LDI 2, Reactor Core Analysis Code System, Oak Ridge National Laboratory. [2] CITVAP v3.8, Reactor Calculation Code, Division de Ingeniería Nuclear, INVAP. [3] Jaakko Leppanen, Serpent, a continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, User’s Manual, June 18, 2015. [4] CONDOR v2.61, Neutronic Calculation Code, Division de Ingeniería Nuclear, INVAP. [5] Adrian Julio Soto, Carlos Lecot, C. Mazufri, I. Mochi, M. Gambetta, COSTHA v1.1, Código termohidráulico de realimentación de CITVAP, División de Ingeniería Nuclear, INVAP. [6] IAEA-TECDOC-887, In-core fuel managment benchmarks for PHWRs, International Atomic Energy Agency, June 1996. [7] F. Bassarsky, C.R. Calabrese, J.M. Fink, Calculations of IAEA reactor physics benchmark - Problems for PHWR in CNEA, Progress report No 3 core calculations, I.T. 1032/91. [8] Seungyon Cho, Ajit Muzumdar, Determination of representative CANDU feeder dimensions for engineering simulator, Institute for Advanced Engineering, Energy Systems Research Center Bldg., Ajou University, Suwon, 442-749, KOREA. [9] Atomic Energy Control Board, Fundamentals of Power Reactors, training centre, canteach.com [10] Ohkawa & Lahey, Nuclear Ingeneering and Design, pp 245-255, 1980. [11] C. W. Snoek & S. Y. Ahmad, A method of predicting pressure profiles in horizontal 37-element clusters, Atomic Energy of Canada Limited, Chalk River, Ontario, 1983. [12] The Essential Candu, A textbook on the CANDU Nuclear Power Plant Technology, University Network of Excellence in Nuclear Engineering. [13] B. Rouben, CANDU Fuel-Management Course, Atomic Energy of Canada Ltd. [14] G. Brenciaglia, Reactor Physics and Fuelling, Lecture 8: Power Distribution Control, Chulalongkom University. |
| Materias: | Combustibles Ingeniería nuclear > Ingeniería de reactores Ingeniería nuclear |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 551 |
| Depositado Por: | USUARIO INVÁLIDO |
| Depositado En: | 31 Aug 2016 10:00 |
| Última Modificación: | 31 Aug 2016 10:00 |
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