[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta simulación se realiza con códigos termohidráulicos de planta que tienen una definición de la cinética del reactor muy simplificada con cinética puntual o unidimensional. Una mejora importante en la simulación de transitorios base de diseño se basa en la utilización de códigos acoplados termohidráulico-neutrónicos, que permiten obtener resultados sobre la evolución de la potencia del reactor en tres dimensiones. Los códigos neutrónicos 3D necesitan parámetros de la cinética y secciones eficaces también en 3D ajustados al punto del ciclo que se quiere simular y que abarquen las condiciones que se alcancen durante el transitorio. Por otro lado, para poder verificar tanto los códigos como los modelos es necesario llevar a cabo una serie de simulaciones de diferentes transitorios. De esta manera, se comprueba cómo funciona el código acoplado en diferentes condiciones de operación y simulación. Esta tesis contribuye al conocimiento del uso de códigos termohidráulico-neutrónicos acoplados en la simulación de transitorios base de diseño (Design Basis Accidents -DBAs). Los códigos mejorados y verificados son los códigos termohidráulicos RELAP5, TRAC-BF1 y TRACE y el código neutrónico PARCS. Los parámetros neutrónicos necesarios en PARCS se han obtenido aplicando una metodología que simplifica el modelo del núcleo. Esta metodología, ya desarrollada e implementada, denominada SIMTAB, se ha mejorado, tanto en las posibilidades de aplicación de la misma como en la optimización y actualización de la programación del código fuente. Los transitorios analizados con los códigos RELAP5/PARCS acoplados son: transitorio por expulsión de barra de control y transitorio de inyección de boro en un reactor PWR. Con los códigos TRAC-BF1/PARCS acoplados se ha analizado el transitorio por disparo de turbina en la C. N. Peach Bottom. Para llevar a cabo las simulaciones con TRAC-BF1/PARCS se ha implementado el acoplamiento de ambos códigos, puesto que originalmente el código TRAC-BF1 no estaba preparado para ello. El análisis de inestabilidades en reactores BWR se ha realizado con RELAP5/PARCS en dos reactores BWR: C. N. Peach Bottom y C. N. Ringhals 1. Para ello se ha desarrollado una metodología de análisis que abarca desde la definición del modelo termohidráulico y del modelo neutrónico hasta el análisis de las señales simuladas obtenidas con PARCS. La metodología también incluye la aplicación de diferentes perturbaciones basadas en los modos Lambda y en el análisis de las señales reales de planta. Se ha llevado a cabo un estudio del modelo para el cálculo de la concentración de Boro en los códigos termohidráulicos y se ha mejorado este modelo en el código TRAC-BF1, incorporando un nuevo método de resolución en el código fuente. El modelo para el cálculo del calor de desintegración también se ha revisado y mejorado en los códigos TRAC-BF1 y PARCS. En ambos casos se ha implementado el modelo ANS 2005. El análisis de sensibilidad e incertidumbre está ligado a los resultados de los códigos de mejor estimación como los mejorados en esta tesis. Este análisis se ha realizado sobre los transitorios de expulsión de barra en un reactor PWR y el transitorio de caída de barra en un reactor BWR con RELAP5/PARCS. Los resultados de estos trabajos aportan una metodología de aplicación para la simulación correcta de transitorios con códigos acoplados. Además, ha servido para detectar y subsanar deficiencias en los códigos, y de esta manera disponer de unos códigos de mejor estimación preparados para el análisis de transitorios base de diseño. / [CA] La simulació de transitoris forma part del procés de llicenciament d'una central nuclear. Això implica que els codis, així com els models utilitzats han d'estar verificats i validats. Normalment, aquesta simulació es realitza amb codis termohidràulics de planta que tenen una definició de la cinètica del reactor molt simplificada amb cinètica puntual o unidimensional. Una millora important en la simulació de transitoris base de disseny es basa en la utilització de codis acoblats termohidràulic-neutrònics, que permeten obtindre resultats sobre l'evolució de la potència del reactor en tres dimensions. Els codis neutrònics 3D necessiten paràmetres de la cinètica i seccions eficaces també en 3D ajustats al punt del cicle que es vol simular i que abasten les condicions que s'aconseguisquen durant el transitori. D'altra banda, per a poder verificar tant els codis com els models és necessari dur a terme una sèrie de simulacions de diferents transitoris. D'aquesta manera, es comprova com funciona el codi acoblat en diferents condicions d'operació i simulació. Aquesta tesi contribueix al coneixement de l'ús de codis termohidràulic-neutrònics acoblats en la simulació de transitoris base de disseny. Els codis millorats i verificats són els codis termohidràulics RELAP5, TRAC-BF1 i TRACE i el codi neutrònic PARCS. Els paràmetres neutrònics necessaris en PARCS s'han obtingut aplicant una metodologia que simplifica el model del nucli. Aquesta metodologia, ja desenvolupada i implementada, denominada SIMTAB, s'ha millorat, tant en les possibilitats d'aplicació de la mateixa com en l'optimització i actualització de la programació del codi font. Els transitoris analitzats amb els codis RELAP5/PARCS acoblats són: transitori per expulsió de barra de control i transitori d'injecció de bor en un reactor PWR. Amb els codis TRAC-BF1/PARCS acoblats s'ha analitzat el transitori per disparament de turbina en la C. N. Peach Bottom. Per a dur a terme les simulacions amb TRAC-BF1/PARCS s'ha implementat l'acoblament de tots dos codis, ja que originalment el codi TRAC-BF1 no estava preparat per a això. L'anàlisi d'inestabilitats en reactors BWR s'ha realitzat amb RELAP5/PARCS en dos reactors BWR: C. N. Peach Bottom i C. N. Ringhals 1. Per a això s'ha desenvolupat una metodologia d'anàlisi que abasta des de la definició del model termohidràulic i del model neutrònic fins a l'anàlisi dels senyals simulats. La metodologia també inclou l'aplicació de diferents pertorbacions basades en els modes Lambda i en l'anàlisi dels senyals reals de planta. S'ha dut a terme un estudi del model per al càlcul de la concentració de Bor en els codis termohidràulics i s'ha millorat aquest model en el codi TRAC-BF1, incorporant un nou mètode de resolució en el codi font. El model per al càlcul de la calor de desintegració també s'ha revisat i millorat en els codis TRAC-BF1 i PARCS. En tots dos casos s'ha implementat el model ANS 2005. L'anàlisi de sensibilitat i incertesa està lligat als resultats dels codis de millor estimació com els millorats en aquesta tesi. Aquesta anàlisi s'ha realitzat sobre els transitoris d'expulsió de barra en un reactor PWR i el transitori de caiguda de barra en un reactor BWR amb RELAP5/PARCS. Els resultats d'aquests treballs aporten una metodologia d'aplicació per a la simulació correcta de transitoris amb codis acoblats. A més, ha servit per a detectar i esmenar deficiències en els codis, i d'aquesta manera disposar d'uns codis de millor estimació preparats per a l'anàlisi de transitoris base de disseny. / [EN] The simulation of transients is part of the licensing process of a nuclear power plant. This implies that the codes as well as the models used must be verified and validated. Normally, this simulation is performed with thermalhydraulic plant codes that have a very simplified definition of reactor kinetics with point or one-dimensional kinetics. An important improvement in the simulation of design-basis transients rely on the use of thermohydraulic-neutronic coupled codes, which allow to obtain results of the evolution of the reactor power in three dimensions. The 3D neutron codes need parameters of the kinetics and cross-sections also in 3D adjusted to the point of the cycle to be simulated that must cover the conditions reached during the transient. On the other hand, to be able to verify both the codes and the models it is necessary to carry out a series of simulations of different transients. In this way, it is checked how the coupled code works in different operating and simulation conditions. This thesis contributes to increase the knowledge of the use of thermalhydraulic-neutronic coupled codes in the simulation of design basis accidents (DBAs). The improved and verified codes are the thermalhydraulic codes RELAP5, TRAC-BF1 and TRACE and the neutronic code PARCS. The necessary neutronic parameters in PARCS have been obtained by applying a methodology that simplifies the core model. This methodology, already developed and implemented, called SIMTAB, has been improved in this thesis in its application possibilities and also in the optimization and updating of the source code. The transients analyzed with RELAP5/PARCS coupled code are: control rod ejection transient and boron injection transient in a PWR reactor. With TRAC-BF1/PARCS coupled code, the transient analyzed is the turbine trip transient in Peach Bottom NPP. To carry out the simulations with TRAC-BF1/PARCS, the coupling of both codes has been implemented before, since originally the TRAC-BF1 code was not prepared for it. The analysis of instabilities in BWR reactors has been carried out with RELAP5/PARCS in two BWR reactors: Peach Bottom NPP and Ringhals 1 NPP. A methodology has been developed which cover from the definition of the thermalhydraulic model and the neutron model to the simulated signal analysis. The methodology also includes the application of different disturbances based on Lambda modes and the analysis of real plant signals. A study of the model for the calculation of the Boron concentration in thermalhydraulic codes has been carried out. This model has been improved in the TRAC-BF1 code, incorporating a new resolution method in the source code. The model for the calculation of the decay heat has also been revised and improved in TRAC-BF1 and PARCS codes. In both cases, the ANS 2005 model has been implemented. The sensitivity and uncertainty analysis is linked to the results of the best estimate codes such as those improved in this thesis. This analysis has been carried out on the control rod ejection transients in a PWR reactor and the control rod drop transient in a BWR reactor with RELAP5/PARCS. The results of these works provide an application methodology for the correct simulation of transients with coupled codes. In addition, it has been used to detect and correct deficiencies in the codes, and therefore, to have better estimate codes prepared for the analysis of design-basis transients. / Barrachina Celda, TM. (2020). Aportaciones y Mejoras en los Códigos Termohidráulicos y Neutrónicos de Estimación Óptima RELAP5, TRAC-BF1, TRACE Y PARCS [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/158745 / TESIS

In Siedewasserreaktoren ist ein Boreinspeisesystem diversitär wirkend zur Reaktorschnellabschaltung installiert. Dieses System garantiert, dass der Reaktor beim Versagen des Schnellabschaltesystems in einen unterkritischen Zustand überführt werden kann. Der aufgrund der Nachzerfallsleistung entweichende Dampf trägt jedoch ständig einen Teil des eingespeisten Bors in Form von Borsäure mit sich. Da dieser Prozess bisher nicht quantifiziert wurde, ist somit das Eintreten einer Rekrititkalität während der Transiente ohne weitere Untersuchungen nicht auszuschließen. In der vorliegenden Arbeit erfolgt die Erstellung einer fundierten Datenbasis zur Quantifizierung des Borverlusts an verschiedenen Betriebspunkten. Dazu stehen nach vorheriger Konstruktion und Inbetriebnahme zwei Versuchsanlagen zur Verfügung, ein Versuchsautoklav und der Siedewasserreaktor-Simulator BORAN. Das in diesen Versuchsanlagen enthaltene und als Kühlmedium genutzte entionisierte Wasser wird wie bei einem Siedewasserreaktor mit einer hochkonzentrierten Lösung der Borverbindung Dinatrium-Pentaborat-Dekahydrat versetzt. Für weiterführende Untersuchungen findet auch Borsäure Verwendung. Die Bestimmung des Borgehalts der Kondensate des entwichenen Dampfes erfolgt mit Massenspektrometrie mit induktiv gekoppeltem Plasma (ICP-MS). Die durch Variation von Borkonzentration, Temperatur, pH-Wert und Volumendampfgehalt erzeugten Messdaten fließen in einem Flüchtigkeitsmodell in Form einer empirischen Gleichung zusammen, welches in den Thermohydraulikcode ATHLET implementiert wird. Experimente am SWR-Simulator BORAN und entsprechende Rechnungen mit dem modifizierten Code ATHLET von Langzeit-Deborierungstransienten bei unterschiedlichen Randbedingungen bestätigen das Flüchtigkeitsmodell. Gleichzeitig erfolgt mittels dieser Experimente die Validierung des Modells im ATHLET mit hinreichender Genauigkeit. Mit den Ergebnissen aus Rechnungen und Experimenten wird das Boreinspeisesystem in seiner aktuellen Konfiguration bewertet und mit zukünftigen Konzepten verglichen. Schlussendlich erfolgt der Nachweis, dass die Funktionalität des Boreinspeisesystem aus dem Blickwinkel der durchgeführten Analysen, trotz der nachgewiesenen Borflüchtigkeit, die Forderungen der KTA 3103 erfüllt und aufgrund der nachgewiesenen Borflüchtigkeit binnen der ersten beiden Stunden der Transiente keine Rekritikalität verursacht wird.:1 Einleitung und Motivation 1 A Theoretische Vorbetrachtung 2 Die Borchemie 9 2.1 Bor 9 2.2 Borverbindungen 9 2.3 Beeinflussung der Ionenzusammensetzung gelöster Borat-Ionen 15 2.4 Flüchtigkeit von Borsäure und Boraten 18 2.5 Veränderungen der Oberflächenspannung von Wasser durch Borverbindungen 23 3 Probenpräparation 24 4 RAMAN-Spektroskopie und Thermogravimetrie / Differenzthermoanalyse 25 B Beschreibung der Versuchsanlagen und des Simulationsprogramms 5 Versuchsanlage – Autoklav 29 6 Versuchsanlage – Umlaufschleife BORAN 31 7 Zweiphasenmesstechnik und Phasenschlupf 40 8 Leitfähigkeit und pH-Messungen an Borlösungen 46 9 Konzentrationsbestimmung 48 10 Konzentrationsmesssystem in der Umlaufschleife BORAN 51 C Messwerteerfassung und Modellbildung 11 Borausbreitung in einphasiger und zweiphasiger Strömung 55 12 Flüchtigkeit des Bors mit Wasserdampf 57 12.1 Vorbetrachtungen 57 12.2 Flüchtigkeitsmessungen am Autoklav 59 12.2.1 Einfluss von Substanz, Konzentration und Temperatur 59 12.2.2 Einfluss vom pH-Wert 62 12.2.3 Einfluss des Füllstandes 63 12.3 Flüchtigkeitsmessungen an der BORAN – Anlage 64 12.3.1 Vorteile gegenüber dem Autoklav 64 12.3.2 Einfluss von Temperatur und Dampfgehalt 64 12.3.3 Einfluss des Massenstroms 67 12.3.4 Einfluss des pH-Wertes 70 12.3.5 Transiente Messpunkte 71 13 Modellbildung – Beschreibung über empirische Gleichungen 73 14 Borflüchtigkeit mit eingeperltem Dampf oder Luft 77 14.1 Einperlung von Dampf in die BORAN – Anlage 77 14.2 Lufteinperlung in borsaure Lösung in Lufteinperlanlage 81 15 Ergebnisvergleich von BORAN – Anlage und Autoklav 84 16 Einordnung der Experimente in das Flüchtigkeitsmodell 85 17 Zusammenfassende Ergebnisdarstellung – Diskussion 87 17.1 Volumendampfgehalt und Phasengrenzflächendichte 89 17.2 Bormassenstromdichte 91 D Simulationen mit ATHLET und Deborierung 18 ATHLET – ein Simulationsprogramm der Thermohydraulik 93 18.1 Einführung in das Simulationsprogramm 93 18.2 Erstellen und Anpassen des Eingabedatensatzes für BORAN 96 19 Modifikation des ATHLETs für Deborierungsrechnungen 99 20 Flüchtigkeitsverhalten bei zeitlich langem Ausdampfen 101 21 Bewertung der bisherigen Ergebnisse 103 E Bezug zur Realanlage 22 Abschätzung des Borverlustes bei Transienten 105 23 Möglichkeiten der Reduktion der Borflüchtigkeit 107 24 Zukünftige Einspeisekonzepte 108 F Zusammenfassung 25 Zusammenfassung der Ergebnisse 113 26 Danksagung 117 27 Quellen- und Literaturverzeichnis 119 28 Tabellenverzeichnis 125 29 Abbildungsverzeichnis 126 G Anhänge 30 Anhang 1 Exakte Berechnung des pH-Wertes der Lösung beim Erwärmen 133 31 Anhang 2 ATHLET-Rechnung für Autoklav 135 32 Anhang 3 Konstruktionsbeschreibung der Versuchsanlage BORAN 137 / In boiling water reactors a boron injection system as an alternative system is installed to guarantee that the reactor shut down in case of a total or partial ATWS accident. Because of the heat generated by the fission products after shutting down a part of the injected boron is evaporated as boron acid. This process is not characterized quantitatively yet. This is the reason that the incidence of recriticality during a transient cannot be excluded without further research. In the following studies a funded database quantifying the loss of boron is established. The volatility of the boron solution was measured by experiments in a small autoclave and in a boiling water reactor simulator called BORAN after construction. The deionised water used as coolant in the facilities will be enriched with boron by a high concentrated solution of Disodium-Pentaborate-Decahydrate. The measurement of the boron concentration in the condensates of the exhausted vapour is carried out by inductively-coupled-plasma mass-spectrometry (ICP-MS). For additional analysis boron acid is also used. The boron concentration in the vapour mainly depends on the temperature and void fraction of the two-phase-flow. This volatility model in form of an empiric equation is implemented in the thermo hydraulic ATHLET-code. Furthermore the reason of the volatility of the analysed solutions will be discussed within a chemical and physical background. Experiments at the BORAN facility and corresponding calculation with the modified ATHLET-code of long time deboration transients with different boundary conditions prove the volatility model. Thereby the code will be validated with sufficient accuracy. The modified code with an adapted Input-Dataset provides the possibility to calculate transients with the loss of boron. With the consideration of the volatility the demand of the KTA-rule 3103 on the Boron injection system is also grantable.:1 Einleitung und Motivation 1 A Theoretische Vorbetrachtung 2 Die Borchemie 9 2.1 Bor 9 2.2 Borverbindungen 9 2.3 Beeinflussung der Ionenzusammensetzung gelöster Borat-Ionen 15 2.4 Flüchtigkeit von Borsäure und Boraten 18 2.5 Veränderungen der Oberflächenspannung von Wasser durch Borverbindungen 23 3 Probenpräparation 24 4 RAMAN-Spektroskopie und Thermogravimetrie / Differenzthermoanalyse 25 B Beschreibung der Versuchsanlagen und des Simulationsprogramms 5 Versuchsanlage – Autoklav 29 6 Versuchsanlage – Umlaufschleife BORAN 31 7 Zweiphasenmesstechnik und Phasenschlupf 40 8 Leitfähigkeit und pH-Messungen an Borlösungen 46 9 Konzentrationsbestimmung 48 10 Konzentrationsmesssystem in der Umlaufschleife BORAN 51 C Messwerteerfassung und Modellbildung 11 Borausbreitung in einphasiger und zweiphasiger Strömung 55 12 Flüchtigkeit des Bors mit Wasserdampf 57 12.1 Vorbetrachtungen 57 12.2 Flüchtigkeitsmessungen am Autoklav 59 12.2.1 Einfluss von Substanz, Konzentration und Temperatur 59 12.2.2 Einfluss vom pH-Wert 62 12.2.3 Einfluss des Füllstandes 63 12.3 Flüchtigkeitsmessungen an der BORAN – Anlage 64 12.3.1 Vorteile gegenüber dem Autoklav 64 12.3.2 Einfluss von Temperatur und Dampfgehalt 64 12.3.3 Einfluss des Massenstroms 67 12.3.4 Einfluss des pH-Wertes 70 12.3.5 Transiente Messpunkte 71 13 Modellbildung – Beschreibung über empirische Gleichungen 73 14 Borflüchtigkeit mit eingeperltem Dampf oder Luft 77 14.1 Einperlung von Dampf in die BORAN – Anlage 77 14.2 Lufteinperlung in borsaure Lösung in Lufteinperlanlage 81 15 Ergebnisvergleich von BORAN – Anlage und Autoklav 84 16 Einordnung der Experimente in das Flüchtigkeitsmodell 85 17 Zusammenfassende Ergebnisdarstellung – Diskussion 87 17.1 Volumendampfgehalt und Phasengrenzflächendichte 89 17.2 Bormassenstromdichte 91 D Simulationen mit ATHLET und Deborierung 18 ATHLET – ein Simulationsprogramm der Thermohydraulik 93 18.1 Einführung in das Simulationsprogramm 93 18.2 Erstellen und Anpassen des Eingabedatensatzes für BORAN 96 19 Modifikation des ATHLETs für Deborierungsrechnungen 99 20 Flüchtigkeitsverhalten bei zeitlich langem Ausdampfen 101 21 Bewertung der bisherigen Ergebnisse 103 E Bezug zur Realanlage 22 Abschätzung des Borverlustes bei Transienten 105 23 Möglichkeiten der Reduktion der Borflüchtigkeit 107 24 Zukünftige Einspeisekonzepte 108 F Zusammenfassung 25 Zusammenfassung der Ergebnisse 113 26 Danksagung 117 27 Quellen- und Literaturverzeichnis 119 28 Tabellenverzeichnis 125 29 Abbildungsverzeichnis 126 G Anhänge 30 Anhang 1 Exakte Berechnung des pH-Wertes der Lösung beim Erwärmen 133 31 Anhang 2 ATHLET-Rechnung für Autoklav 135 32 Anhang 3 Konstruktionsbeschreibung der Versuchsanlage BORAN 137

Transient analyses at Forsmark nuclear power plant are currently performed using realistic computer models in conjunction with conservative estimates of initial- and boundary conditions. This is known as the combined methodology. Due to the conservative estimates, the methodology runs the risk of sometimes over-estimating certain safety criteria which will negatively affect the optimization of reactor operation. The Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology can provide higher safety margins by using probabilities instead of conservatisms when estimating initial and boundary conditions. The BEPU methodology applies a Monte Carlo method to assess the distribution of one or several key outputs. This study focuses on the lowest dryout margin achieved during each Monte Carlo simulation. The tolerance limits of the output are set with the help of Wilks formula using a one-sided 95% tolerance limit with 95% confidence. A total of 36 unique parameters describing initial and boundary conditions have been sampled for each Monte Carlo simulation. The parameters have been sampled using either Gaussian or Uniform distribution functions. The random nature of the Monte Carlo simulations has uncovered alternative event sequences and end states that are not seen in the combined methodology. Assessing the choice of order statistic in Wilks formula also concludes that there are diminishing returns the higher the order statistic is. When choosing the order statistic, one should consider the trade-off between an increased accuracy in the estimated outputs and the increased computational time required. The conservative methodology uses a mix of conservative and nominal estimations of key parameters. The difference in dryout margin between the conservative and the Monte Carlo results should therefore not be used to draw a conclusion about which methodology out-performs the other. While the Monte Carlo simulations do not result in an improved core optimization, they can act as a complement to the combined methodology by providing a more detailed analysis of possible event pathways for a postulated transient.

<p>Analyses of nuclear reactor safety have increasingly required coupling of full three dimensional neutron kinetics (NK) core models with system transient thermal-hydraulics (TH) codes. To produce results within a reasonable computing time, the coupled codes use different spatial description of the reactor core. The TH code uses few, typically 5 to 20 TH channels, which represent the core. The NK code uses explicit node for each fuel assembly. Therefore, a spatial mapping of coarse grid TH and fine grid NK domain is necessary. However, improper mappings may result in loss of valuable information, thus causing inaccurate prediction of safety parameters.</p><p>The purpose of this thesis is to study the sensitivity of spatial coupling (channel refinement and spatial mapping) and develop recommendations for NK-TH mapping in simulation of safety transients – Control Rod Drop, Turbine Trip, Feedwater Transient combined with stability performance (minimum pump speed of recirculation pumps).</p><p>The research methodology consists of spatial coupling convergence study, as increasing number of TH channels and different mapping approach the reference case. The reference case consists of one TH channel per one fuel assembly. The comparison of results has been done under steady-state and transient conditions. Obtained results and conclusions are presented in this licentiate thesis.</p>

Orientador: João Manoel Losada Moreira / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC, Programa de Pós-Graduação em Energia, 2011

名古屋大学博士学位論文 学位の種類:博士(工学) 学位授与年月日:平成19年9月28日

This work has been aimed at developing a mechanistic, transient, 3-D numerical model to predict the behavior of an evaporating thin liquid film on a non-uniformly heated cylindrical rod with simultaneous parallel and cross flow of vapor. Interest in this problem has been motivated by the fact that the liquid film on a full-length boiling water reactor fuel rod may experience significant axial and azimuthal heat flux gradients and cross flow due to variations in the thermal-hydraulic conditions in surrounding subchannels caused by proximity to inserted control blade tip and/or the top of part-length fuel rods. Such heat flux gradients coupled with localized cross flow may cause the liquid film on the fuel rod surface to rupture, thereby forming a dry hot spot. These localized dryout phenomena can not be accurately predicted by traditional subchannel analysis methods in conjunction with empirical dryout correlations. To this end, a numerical model based on the Level Contour Reconstruction Method was developed. The Standard k- turbulence model is included. A cylindrical coordinate system has been used to enhance the resolution of the Level Contour Reconstruction Model. Satisfactory agreement has been achieved between the model predictions and experimental data. A model of this type is necessary to supplement current state-of-the-art BWR core thermal-hydraulic design methods based on subchannel analysis techniques coupled with empirical dry out correlations. In essence, such a model would provide the core designer with a "magnifying glass" by which the behavior of the liquid film at specific locations within the core (specific axial node on specific location within a specific bundle in the subchannel analysis model) can be closely examined. A tool of this type would allow the designer to examine the effectiveness of possible design changes and/or modified control strategies to prevent conditions leading to localized film instability and possible fuel failure.

Des méthodes électrochimiques classiques, et des caractérisations photoélectrochimiques (PEC), utiliséesex-situ et in-situ, ont permis d’étudier le phénomène de Shadow Corrosion, considéré ici comme une corrosion galvanique entre des alliages de zirconium et de nickel, corrosion influencée par l’environnement chimique et l’irradiation de ces alliages. Une cellule électrochimique simulant les conditions d’un réacteur à eau bouillante (REB), permettant l’illumination UV--Visible des échantillons et le contrôle de la chimie de l’eau, a été conçue, développée et validée. Cette cellule a permis de mesurer pour la première fois des spectres en énergie de photocourant d’un alliage de zirconium, in-situ en milieu REB simulé. Par ailleurs, les résultats expérimentaux obtenus tendent à montrer que les impuretés de type cations métalliques jouent un rôle important dans le mécanisme d’activation du couplage galvanique, donc potentiellement dans le mécanisme d’activation du phénomène de Shadow Corrosion, alors que la présence d’oxygène et/ou de peroxyde d’hydrogène n’induit pas de différences significatives du comportement électrochimique des échantillons. Il est montré également que l’illumination UV--Visible des échantillons, qui amplifie notablement les courants de couplage, est un paramètre important du phénomène de Shadow Corrosion. / Conventional electrochemical methods as well as photoelectrochemical characterisations (PEC), performedex-situ et in-situ, were used to study the Shadow corrosion phenomenon, considered as a galvanic corrosion between Zr-based and Ni-based alloys. The Shadow corrosion is influenced by the chemical environment and the irradiation of these alloys. An electrochemical cell , simulating the conditions of a boiling water reactor (BWR), allowing the illumination of the samples with UV--Visible as well as monitoring the water chemistry was designed, developed and validated. The cell allowed, for the first time, recording of emph{in-situ} photocurrent energy spectra on a Zr-based alloy in simulated BWR environment. Furthermore, the obtained experimental results pointed out that the metallic cation impurities played an important role in the activation mechanism of the galvanic coupling, thus potentially in the activation mechanism of the Shadow corrosion phenomenon, whereas the presence oxygen and/or hydrogen peroxide did not induce significant differences in terms of electrochemical behavior of the samples. It was also shown that the illumination of the sample with UV--visible light, which significantly amplified the galvanic current, is an important parameter of the Shadow corrosion phenomenon.

The turbulent submerged jets can be found fairly frequently in a great variety of processes, their study is essential in many industrial processes and engineering applications, such as in underwater propulsion, in metallurgical processes, in chemical processes or in the nuclear industry, among others. Within the nuclear world the submerged jets can occur in light water reactors (LWR), in both pressurized water reactors (PWRs) and boiling water reactors (BWR). These submerged jets are usually associated with complex multiphase flows, so that all processes occurring after such injection will be essentially unstable and turbulent. A hypothetical severe accident in a reactor can cause deterioration of the core, so that the fission products can escape from the core and be transported through the primary system and, finally, can be released to the surrounding environment. But if there is a volume of water in the escape pathway of aerosols, a discharge in the shape of submerged jet can occur, whether in a suppression pool (during an accident with loss of power, SBO, in a water reactor boiling BWR) or in the secondary of a steam generator (in an accidental breakage sequence tube / s in U in a steam generator, SGTR, in a pressurized water reactor, PWR). So that there is a capture of aerosols in those volumes, being reduced the amount of them that escape outside. Usually these sequences have been considered only for BWRs and for low discharge velocities, but these may also take place at higher velocities and, as mentioned previously, in PWRs. Throughout this thesis there is a contribution to a better understanding and quantification of natural mitigation processes that occur when a jet is discharged into a volume of water, so that it can be applied to discharges in suppression pools in a SBO sequence (BWRs), and inside of a steam generator during a SGTR event (PWRs). Being the central activity the expansion of SPARC90 code capabilities, so as to be able to quantify the aerosol capture that occurs when the discharge takes place at high velocity (originally the code only was developed to study discharges under globular regime, i.e., injection at low velocity). So the process followed to carry out this work can be divided into several stages. The first one focuses on the literature search for available information, in a specific way on submerged jets and, given the scarce specific information, this has been extended to the literature search of processes with phenomenologies that present analogies with submerged jets. Within this part, it has on the one hand, finding aspects of jet hydrodynamics and on the other, those related to aerosol capture processes. In a second stage, there are aspects of the implementation into the new code subroutines of the expressions found and / or developed in the previous stage. While for the third stage, remains the assessment of the capabilities and behavior of the new models implemented in the code. For this last stage, first, it has been proceeded to conduct a verification process which has been tested the code robustness. And secondly, it has been proceeded to perform a validation process, which has been carried out through the comparison of the results predicted by the code against the limited experimental data that are available under similar conditions to those of the model. Being the comparison against the experimental data satisfactory, showing a marked improvement in the code capabilities. / Los chorros sumergidos turbulentos se pueden encontrar con bastante asiduidad en muy diversos procesos, siendo esencial su estudio en gran cantidad de procesos industriales y aplicaciones ingenieriles, como por ejemplo, en la propulsión submarina, en procesos metalúrgicos, en procesos químicos o en la industria nuclear, entre otros. Dentro del mundo nuclear los chorros sumergidos pueden presentarse en los reactores de agua ligera (LWR), tanto en reactores de agua a presión (PWR), como en reactores de agua en ebullición (BWR). Estos chorros sumergidos llevan asociados complejos flujos multifásicos, de forma que los procesos que tienen lugar tras dicha inyección serán esencialmente inestables y turbulentos. Un hipotético accidente grave en un reactor puede causar el deterioro del núcleo, de forma que los productos de fisión pueden escapar del núcleo y ser transportados a través del sistema primario y, finalmente, pueden ser liberados al medio ambiente circundante. Pero si existe un volumen de agua en la vía de escape de los aerosoles puede tener lugar la descarga en forma de chorro sumergido, ya sea una piscina de supresión (durante un accidente con pérdida del suministro eléctrico, SBO, en un reactor BWR) o el secundario de un generador de vapor (en una secuencia accidental con rotura de tubo/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor PWR). De forma que se tiene una captura de los aerosoles en dichos volúmenes, viéndose reducida la cantidad que escapan al exterior. Habitualmente estas secuencias se han considerado solamente para reactores BWR y para descargas a bajas velocidades, pero estas podrían tener lugar también a velocidades mayores y, como se ha dicho con anterioridad, en reactores PWR. A lo largo de esta tesis se ha contribuido a una mejor compresión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que se producen cuando se descarga un chorro en un volumen de agua, de forma que puede ser aplicado para descargas en piscinas de supresión en una secuencia SBO (reactores del tipo BWR), como en el interior de un generador de vapor durante una secuencia SGTR (reactores del tipo PWR). Siendo la actividad central la ampliación de las capacidades del código SPARC90, de forma que sea capaz de cuantificar la captura de aerosoles que tiene lugar cuando la descarga se produce a alta velocidad (originalmente el código solamente fue desarrollado para el estudio de descarga en régimen globular, es decir, inyección a baja velocidad). De modo que el proceso seguido para llevar a cabo el presente trabajo se puede dividir en varias etapas. La primera se centra en la búsqueda bibliográfica de la información disponible, de una forma específica relativa a chorros sumergidos y, dada la escasa información específica existente, esta se ha extendido a la búsqueda bibliográfica de procesos con fenomenologías que presentan analogías con los chorros sumergidos. Dentro de esta parte, se tiene por un lado, la búsqueda de los aspectos relativos a la hidrodinámica del chorro y, por otro, los relativos a los procesos de captura de aerosoles. En una segunda etapa se tienen los aspectos relativos a la implementación dentro de las nuevas subrutinas del código de las expresiones halladas y/o desarrolladas en la anterior etapa. Mientras que para la tercera etapa resta la evaluación de las capacidades y el comportamiento de los nuevos modelos implementados en el código. Para esta última etapa, en primer lugar, se ha procedido a llevar a cabo un proceso de verificación con el que se ha comprobado la robustez del código. Y en segundo lugar, se ha procedido a realizar un proceso de validación, el cual ha sido llevado a cabo a través de la confrontación de los resultados predichos por el código frente a los limitados datos experimentales disponibles en condiciones similares a las introducidas en el modelo. Siendo la comparación frente a los datos experimentales satisfactoria, mostrando una me / Els dolls submergits turbulents es poden trobar amb prou assiduïtat en molt diversos processos, sent essencial el seu estudi en gran quantitat de processos industrials i aplicacions enginyerils, com per exemple, en la propulsió submarina, en processos metal·lúrgics, en processos químics o en la indústria nuclear, entre altres. Dins del món nuclear els dolls submergits poden presentar-se en els reactors d'aigua lleugera (LWR), tant en reactors d'aigua a pressió (PWR), com en reactors d'aigua en ebullició (BWR). Estos dolls submergits solen portar associats complexos fluxos multifàsics, de manera que els processos que tenen lloc després de la dita injecció seran essencialment inestables i turbulents. Un hipotètic accident greu en un reactor pot causar el deteriorament del nucli, de manera que els productes de fissió poden escapar del nucli i ser transportats a través del sistema primari i, finalment, poden ser alliberats al medi ambient circumdant. Però si existeix un volum d'aigua en la via de fuita dels aerosols pot tenir lloc la descàrrega en forma de doll submergit, ja siga una piscina de supressió (durant un accident amb perduda del subministrament elèctric, SBO, en un reactor d'aigua en ebullició, BWR) o el secundari d'un generador de vapor (en una seqüència accidental amb trencament de tub/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor d'aigua a pressió, PWR). De manera que es té una captura dels aerosols en els anteriorment dits volums, veient-se reduïda la quantitat d'ells que escapen a l'exterior. Habitualment aquestes seqüències s'han considerat solament per a reactors BWR i per a baixes velocitats de descàrrega, però aquestes podrien tenir lloc també a velocitats majors i, com s'ha dit amb anterioritat, en reactors PWR. Al llarg d'aquesta tesi s'ha contribuït a una millor compressió i quantificació dels processos naturals de mitigació que es produeixen quan es descarrega un doll en un volum d'aigua, de manera que pot ser aplicat per a descàrregues en piscines de supressió en una seqüència SBO (reactors del tipus BWR), com a l'interior d'un generador de vapor durant una seqüència SGTR (reactors del tipus PWR). Sent l'activitat central l'ampliació de les capacitats del codi SPARC90, de manera que siga capaç de quantificar la captura d'aerosols que té lloc quan la descàrrega es produeix a alta velocitat (originalment el codi solament va ser desenvolupat per a l'estudi de descàrrega en règim globular, és a dir, injecció a baixa velocitat). De manera que el procés seguit per dur a terme el present treball es pot dividir en diverses etapes. La primera d'elles se centra en la cerca bibliogràfica de la informació disponible, d'una forma específica relativa a dolls submergits i, donada l'escassa informació específica existent, esta s'ha estés a la cerca bibliogràfica de processos amb fenomenologies que presenten analogies amb els dolls submergits. Dins d'aquesta part, es té d'una banda, la cerca dels aspectes relatius a la hidrodinàmica del doll i, per un altre, els relatius als processos de captura d'aerosols. En una segona etapa es tenen els aspectes relatius a la implementació dins de les noves subrutines del codi de les expressions trobades i/o desenvolupades en l'anterior etapa. Mentre que per a la tercera etapa resta l'avaluació de les capacitats i el comportament dels nous models implementats en el codi. Per a aquesta última etapa, en primer lloc, s'ha procedit a dur a terme un procés de verificació amb el qual s'ha comprovat la robustesa del codi. I en segon lloc, s'ha procedit a realitzar un procés de validació, el qual ha estat dut a terme a través de la confrontació dels resultats predits pel codi enfront de les limitades dades experimentals disponibles en condicions similars a les introduïdes en el model. Sent la comparació enfront de les dades experimentals satisfactòria, mostrant una millora ostensible en les capacitats del codi. / Berna Escriche, C. (2017). Estimation of the radioactive aerosols capture in accidental sequences of nuclear power plants [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/90495 / TESIS

Analyses of nuclear reactor safety have increasingly required coupling of full three dimensional neutron kinetics (NK) core models with system transient thermal-hydraulics (TH) codes. To produce results within a reasonable computing time, the coupled codes use different spatial description of the reactor core. The TH code uses few, typically 5 to 20 TH channels, which represent the core. The NK code uses explicit node for each fuel assembly. Therefore, a spatial mapping of coarse grid TH and fine grid NK domain is necessary. However, improper mappings may result in loss of valuable information, thus causing inaccurate prediction of safety parameters. The purpose of this thesis is to study the sensitivity of spatial coupling (channel refinement and spatial mapping) and develop recommendations for NK-TH mapping in simulation of safety transients – Control Rod Drop, Turbine Trip, Feedwater Transient combined with stability performance (minimum pump speed of recirculation pumps). The research methodology consists of spatial coupling convergence study, as increasing number of TH channels and different mapping approach the reference case. The reference case consists of one TH channel per one fuel assembly. The comparison of results has been done under steady-state and transient conditions. Obtained results and conclusions are presented in this licentiate thesis.