Martín Pardo, Rubert (2017) Acople neutrónico thermohidráulico CITVAP-RELAP . / Neutronic thermohydraulic coupling CITVAP-RELAP. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 1387Kb |
Resumen en español
Para extender las capacidades de diseño de reactores nucleares, se desarrolla un acople entre el código de cálculo de núcleo CITVAP y el código termohidráulico de planta RELAP . Esto permite el cálculo de coeficientes de potencia y márgenes termohidráulicos a fenómenos críticos y el estudio de crecimiento de la capa de óxido en las vainas de los elementos combustibles. Se desarrolla una metodología de acople entre los dos códigos para estados estacionarios del núcleo. Para ello se desarrollan los programas relap2citvap y citvap2relap que permiten el flujo de información entre los archivos auxiliares de los códigos. Para validar el correcto funcionamiento del acople, se calcula el coeficiente de realimentación por potencia del OPAL y se compara con correspondiente valor experimental, obteniéndose resultados satisfactorios. Se inicia un estudio de factibilidad de cálculo de transitorios con CITVAP como primera etapa para el desarrollo de un acople dinámico entre RELAP y CITVAP . Para ello se proponen mecanismos de insertar los términos temporales de la ecuación de difusión a través de una fuente externa equivalente. Se desarrolla el programa transient que permite el cálculo de transitorios junto con CITVAP dentro de un ciclo de cálculo. Se verifica el correcto funcionamiento del ciclo con modelos nucleares sencillos, comparando los resultados numéricos con las correspondientes soluciones analíticas. Finalmente, se proponen mejoras y trabajos futuros para dar continuidad al desarrollo del acople neutrónico termohidráulico entre CITVAP y RELAP , buscando incorporar la cinética neutrónica en tres dimensiones al diseño de reactores nucleares.
Resumen en inglés
In order to extend the capabilities for nuclear reactor design, a coupling between thermalhydraulic code RELAP and core calculation code CITVAP is developed. This coupling allows calculation of parameters such as power feedback coeficient for the reactor or thermalhydraulic margins to critical phenomena, as well as the study of growing for oxide layers in the cladding of fuel elements. A methodology for such coupling is designed for stationary states of de core. The programs relap2citvap and citvap2relap are developed. This programs allow the transference of information between several auxiliar files of the codes. In order to validate the programs, the Power Feedback Coeficient for OPAL is calculated and compared against its experimental counterpart. A good correspondence between both values is obtained. The study of transients in neutronic population with the aid of CITVAP is started. This is the fisrt stage for a dynamic coupling between RELAP and CITVAP. The program Transient is developed in order to calculate (through interaction with CITVAP) de behavior of neutronic population while a transient state of the core . The program is verified using analytics results for simple nuclear models. Finally, several improvements and poinTs for future work are proposed looking forward to continue the neutronic-thermalhydraulic coupling between CITVAP and RELAP.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Nuclear reactors; Reactores nucleares; [RELAP code, Código RELAP; CITVAP code; Código CITVAP; Neutronic parameters; Parámetros neutónicos; Coupling; Acople; Thermohydraulic parameters; Parámetros termohidráulicos ] |
| Referencias: | [1] Ignacio Mochi Eduardo A. Villarino Carlos A. Lecot. CITVAP. Version 3.9. Bariloche, Río Negro, Argentina: Nuclear Engineering Division, INVAP, 2014. [2] RELAP5/MOD3.3 CODE MANUAL. Vol. II: User’s Guide and Input Requirements. Idaho Falls, Idaho, USA: Nuclear Safety Analysis Division, Information Systems Laboratories Inc., 2001. [3] Eduardo A. Villarino e Ignacio Mochi. «Thermal Hydraulic Models for Neutronic and Thermal Hydraulic Feedback in CITVAP Code». En: (2012). [4] Línea de Cálculo Neutrónica del Núcleo del Reactor Carem. Bariloche, Río Negro, Argentina: División de Ingeniería Nuclear, INVAP, 2013. [5] Ignacio Mochi Eduardo A. Villarino Pablo Sartorio. INVAP Neutronic Calculation Line. Bariloche, Río Negro, Argentina: División de Ingeniería Nuclear, INVAP, 2015. [6] «Power Feedback Coefficient Measurement, OPAL,Documento RRRP 7534 EDEIN 065 A; por Ansto e INVAP SE». En: (7/11/2006). [7] Darío Pieck. «Desarrollo y validación experimental de un algoritmo de acople neutrónico-termohidráulico para reactores de investigación, Tesis de Maestría en Ingeniería». En: (2010). [8] D. R. Vondy G. W. Cunningham T. B. Fowler. Nuclear reactor core analysis code: CITATION. 2.a ed. Oak Ridge, Tennessee, USA: Oak Ridge National Laboratory, 1971. [9] A. F. Henry. Nuclear-Reactor analysis. 4.a ed. Cambridge, Massachusetts, USA: The MIT Press, 1986. [10] R.L.Burden y R.L. Faires. Numerical Analysis. 7.a ed. Pacific Grove, California, USA: Brooks/Cole Publishing Company, 2001. [11] Eduardo A. Villarino. CDATABASE. Version 2.0.2. Bariloche, Río Negro, Argentina: Nuclear Engineering Division, INVAP, 2012. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 620 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 23 Aug 2017 10:38 |
| Última Modificación: | 23 Aug 2017 10:38 |
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