In many cases, it is important to predict water production performance of oil wells early in, or maybe before, their production life. In as much as oil field water is important for pressure maintenance purposes and displacement of oil towards the perforation of the producing well, excessive water production leads to increased cost. In the case when no provision is made, it represents a significant liability. The case considered here is a well producing from a monocline with an edge-water aquifer. Although such problems can be computed with reservoir simulation, the objective of this work was to develop an empirical method of making water production predictions. The reservoir model was described as a single well producing from the top of a monocline drainage block with water drive from an infinite-acting aquifer. During the reservoir simulation runs, water would cusp and cone into the well, increasing water production and decreasing oil production. A number of simulation runs were made, varying eleven model variables. Typical model variables include dip angle, formation thickness and production rate. For each run a modified Addington-style plot was made. The relationship between each model parameter and three graphical variables was used to develop the set of empirical correlations. The empirical correlations developed were integrated with some derived equations that relate important reservoir parameters and incorporated into a computer program. The developed correlations and program can be used to carry out sensitivity analysis to evaluate various scenarios at the early planning stages when available reservoir data are limited. This gives a quick and easy method for forecasting production performance with an active edge-water drive. Furthermore, the approach developed in the research can be applied to other water production problems in other fields/reservoirs. The developed program was validated and used to evaluate synthetic and field cases. Overall, a good match was achieved.

[EN] The neutron diffusion equation is an approximation of the neutron transport equation that describes the neutron population in a nuclear reactor core. In particular, we will consider here VVER-type reactors which use the neutron diffusion equation discretized on hexagonal meshes. Most of the simulation codes of a nuclear power reactor use the multigroup neutron diffusion equation to describe the neutron distribution inside the reactor core.To study the stationary state of a reactor, the reactor criticality is forced in artificial way leading to a generalized differential eigenvalue problem, known as the Lambda modes equation, which is solved to obtain the dominant eigenvalues of the reactor and their corresponding eigenfunctions. To discretize this model a finite element method with h-p adaptivity is used. This method allows to use heterogeneous meshes, and allows different refinements such as the use of h-adaptive meshes, reducing the size of specific cells, and p-refinement, increasing the polynomial degree of the basic functions used in the expansions of the solution in the different cells. Once the solution for the steady state neutron distribution is obtained, it is used as initial condition for the time integration of the neutron diffusion equation. To simulate the behaviour of a nuclear power reactor it is necessary to be able to integrate the time-dependent neutron diffusion equation inside the reactor core. The spatial discretization of this equation is done using a finite element method that permits h-p refinements for different geometries. Transients involving the movement of the control rod banks have the problem known as the rod-cusping effect. Previous studies have usually approached the problem using a fixed mesh scheme defining averaged material properties and many techniques exist for the treatment of the rod cusping problem. The present work proposes the use of a moving mesh scheme that uses spatial meshes that change with the movement of the control rods avoiding the necessity of using equivalent material cross sections for the partially inserted cells. The performance of the moving mesh scheme is tested studying different benchmark problems. For reactor calculations, the accuracy of a diffusion theory solution is limited for for complex fuel assemblies or fine mesh calculations. To improve these results a method that incorporates higher-order approximations for the angular dependence, as the simplified spherical harmonics (SPN ) method must be employed. In this work an h-p Finite Element Method (FEM) is used to obtain the dominant Lambda mode associated with a configuration of a reactor core using the SPN approximation. The performance of the SPN (N= 1, 3, 5) approximations has been tested for different reactor benchmarks. / [ES] La ecuación de la difusión neutrónica es una aproximación de la ecuación del transporte de neutrones que describe la población de neutrones en el núcleo de un reactor nuclear. En particular, consideraremos reactores de tipo VVER y para simular su comportamiento se utilizará la ecuación de la difusión neutrónica para cuya discretización se hace uso de mallas hexagonales. La mayoría de los códigos de simulación de reactores nucleares utilizan aproximación multigrupo de energía de la ecuación de la difusión neutrónica para describir la distribución de neutrones en el interior del núcleo del reactor. Para estudiar el estado estacionario del reactor, es posible forzar la criticidad del reactor de forma artificial modificando las secciones eficaces de forma que se obtiene un problema de valores propios diferencial, conocido como el problema de los Modos Lambda, que se resuelve para obtener los valores propios dominantes del reactor y sus correspondientes funciones propias. Para discretizar este modelo se ha hecho uso de un método de elementos finitos con adaptabilidad h-p. Este método permite el uso de mallas heterogéneas, y de diferentes refinamientos como el uso mallas h-adaptativas, reduciendo el tamaño de los distintos nodos, y el p-refinado, aumentando el grado del polinomio de las funciones básicas utilizado en los desarrollos de la solución en los diferentes nodos. Se ha desarrollado un código basado en un método de elementos finitos de alto orden para resolver el problema de los Modos Lambda en un reactor con geometría hexagonal y se han obtenido los Modos dominantes para distintos problemas de referencia. Una vez que se ha obtenido la solución para la distribución de neutrones en estado estacionario, ésta se utiliza como condición inicial para la integración de la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo. Para simular el comportamiento de un reactor nuclear para un determinado transitorio, es necesario ser capaz de integrar la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo en el interior del núcleo del reactor. La discretización espacial de esta ecuación se hace usando un método de elementos finitos de alto orden que permite refinados de tipo h-p para distintas geometrías. Los transitorios que implican el movimiento de los bancos de las barras de control tienen el problema conocido como el efecto 'rod-cusping'. Estudios anteriores, por lo general, han abordado este problema utilizando una malla fija y definiendo propiedades promedio para los materiales correspondientes a las celdas donde se tiene la barra de control parcialmente insertada. En el presente trabajo se propone el uso de un esquema de malla móvil, de forma que en mallado espacial va cambiando con el movimiento de la barra de control, evitando la necesidad de utilizar secciones eficaces equivalentes para las celdas parcialmente insertadas. El funcionamiento de este esquema de malla móvil propuesto se estudia resolviendo distintos problemas tipo. La precisión obtenida mediante de la teoría de la difusión en los cálculos de reactores es limitada cuando se tienen elementos de combustible complejos o se pretenden realizar cálculos en malla fina. Para mejorar estos resultados, es necesario disponer de un método que incorpore aproximaciones de orden superior de la ecuación del transporte de neutrones. Una posibilidad es hacer uso de las ecuaciones PN simplificadas (SPN ). En este trabajo se utiliza un método de elementos finitos h-p para obtener los modos dominantes asociados con una configuración dada del núcleo de un reactor nuclear con geometría hexagonal usando la aproximación SPN . El funcionamiento de las aproximaciones SPN (N = 1, 3, 5) se ha estudiado para distintos problemas de referencia. / [CA] L'equació de la difusió neutrònica és una aproximació de l'equació del transport de neutrons que descriu la població de neutrons en el nucli de un reactor nuclear. En particular, considerarem reactors de tipus VVER i per a simular el seu comportament s'utilitzarà l'equació de la difusió neutrónica que es discretitza fent ús de malles hexagonals. La majoria dels codis de simulació de reactors nuclears utilitzen l'aproximació multigrup d'energia de l'equació de la difusió neutrónica per a descriure la distribució de neutrons a l'interior del nucli del reactor. Per a estudiar l'estat estacionari del reactor, és possible forçar la seua criticitat de forma artificial modificant les seccions eficaces de manera que s'obté un problema de valors propis diferencial, conegut com el problema dels Modes Lambda, que es resol per a obtenir els valors propis dominants del reactor i les seues corresponents funcions pròpies. Per a discretitzar aquest model s'ha fet ús d'un mètode d'elements finits amb adaptabilitat h-p. Aquest mètode permet l'ús de malles heterogènies, i de diferents refinaments com l'ús malles h-adaptatives, reduint la grandària dels diferents nodes, i el p-refinat, augmentant el grau del polinomi de les funcions bàsiques utilitzat en els desenvolupaments de la solució en els diferents nodes. S'ha desenvolupat un codi basat en un mètode d'elements finits d'alt ordre per a resoldre el problema dels Modes Lambda en un reactor amb geometria hexagonal i s'han obtingut els Modes dominants per a diferents problemes de referència. Una vegada que s'ha obtingut la solució per a la distribució de neutrons en estat estacionari, aquesta s'utilitza com a condició inicial per a la integració de l'equació de difusió neutrònica depenent del temps. Per a simular el comportament d'un reactor nuclear per a un determinat transitori, és necessari ser capaç d'integrar l'equació de la difusió neutrónica depenent del temps a l'interior del nucli del reactor. La discretitzación espacial d'aquesta equació es fa usant un mètode d'elements finits d'alt ordre que permet refinats de tipus h-p per a diferents geometries. Els transitoris que impliquen el moviment dels bancs de les barres de control tenen el problema conegut com l'efecte 'rod-cusping'. Estudis anteriors, en general, han abordat aquest problema utilitzant una malla fixa i definint propietats equivalents per als materials corresponents a les cel·les on es té la barra de control parcialment inserida. En el present treball es proposa l'ús d'un esquema de malla mòbil, de manera que en mallat espacial va canviant amb el moviment de la barra de control, evitant la necessitat d'utilitzar seccions eficaces equivalents per a les cel·les parcialment inserides. El funcionament de aquest esquema de malla mòbil s'estudia resolent diferents problemes tipus. La precisió obtinguda mitjançant de la teoria de la difusió en els càlculs de reactors és limitada quan es tenen elements de combustible complexos o es pretenen realitzar càlculs en malla fina. Per a millorar aquests resultats, és necessari disposar d'un mètode que incorpore aproximacions d'ordre superior de l'equació del transport de neutrons. Una possibilitat és fer ús de les equacions PN simplificades (SPN ). En aquest treball s'utilitza un mètode d'elements finits h- p per a obtenir els modes dominants associats amb una configuració donada del nucli de un reactor amb geometria hexagonal usant l'aproximació SPN . El funcionament de les aproximacions SPN (N = 1, 3, 5) s'ha estudiat per a diferents problemes de referència. / Fayez Moustafa Moawad, R. (2016). Approximation of The Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries Using a h-p finite element method [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/65353