[EN] Power and flow oscillations in a BWR are very undesirable. One of the major concerns is to ensure, during power oscillations, compliance with GDC 10 and 12. GDC 10 requires that the reactor core be designed with appropriate margin to assure that specified acceptable fuel design limits will not be exceeded during any condition of normal operation, including the effects of anticipated operational occurrences. GDC 12 requires assurance that power oscillations which can result in conditions exceeding specified acceptable fuel design limits are either not possible or can be reliably and readily detected and suppressed. If the oscillation amplitude is large, before the scram occurs the fuel rods may experience periodic dry-out and rewetting, or if the oscillation is larger enough, extended dry-out. The Decay Ratio (DR) is the typical linear stability figure of merit. For analytical estimation of DR frequency domain codes are very useful. These types of codes are very fast and their results are very robust in comparison with time domain codes, whose results may be dependent on numeric scheme and nodalization. The only drawback of frequency domain is that you are limited to the linear domain; however, because of regulatory requirements imposed by GDC-12, reactors must remain stable and, thus, reactors always operate in the linear domain. LAPUR is a frequency domain stability code that contains a mathematical description of the core of a boiling water reactor. It solves the steady state governing equations for the coolant and fuel, and the dynamic equations for the coolant, fuel and the neutron field in the frequency domain. Several improvements have been performed to the current version of the code, LAPUR5, in order to upgrade it for use with new fuel design types. The channel geometry has been changed from constant area to variable area. The local losses due to the spacers and contractions along the flow path have been upgraded to use industry standard correlations. This new version is LAPUR 6. In this work, in order to check the correct implementation of these changes, a two-fold LAPUR 6 validation has been performed: First, an exhaustive validation of the models implemented has been performed, comparing single channels LAPUR 6 outputs against SIMULATE-3 results. Cofrentes NPP SIMULATE-3 thermal-hydraulic models have been independently validated against experimental data. Second, a Methodology for calculating Decay Ratios with LAPUR 6 has been developed, defining a validation matrix against analytical and plant measured decay ratios. Analysis of measured data from the Cofrentes NPP has shown that decay ratios have values lower than 0.3 confirming the large stability margin of Cofrentes NPP when proper operating procedures are followed, and the comparison with LAPUR shows deviations less than +/- 0.1. Past experience suggests that the uncertainty in low decay ratio ranges is usually larger than with higher decay ratio values. Finally a BWR noise generator has been used for estimating the uncertainty of the signal analyses methods used in this work for experimental estimation of decay ratio from the autocorrelation function of the APRM or LPRM power signals. / [ES] Las oscilaciones de potencia y caudal en un BWR no son deseables. Una de las principales preocupaciones es asegurar, durante oscilaciones de potencia, el cumplimiento de la GDC 10 y 12. GDC 10 requiere que el núcleo del reactor se haya diseñado con un margen adecuado para asegurar que los límites admisibles establecidos en el diseño del combustible no se excederán en cualquier condición de operación normal, incluyendo los efectos de los sucesos operacionales anticipados. GDC 12 requiere garantías de que las oscilaciones de potencia que pueden resultar en condiciones que excedan los límites admisibles establecidos de diseño del combustible, o bien no son posibles o puedan ser detectadas y suprimidas de forma pronta y segura. Si la amplitud de la oscilación es grande, antes de que se produzca el scram las varillas de combustible pueden experimentar secados y remojados periódicos, o si las oscilaciones son suficientemente grandes, un secado extendido. La tasa de amortiguamiento (DR) es la típica figura de mérito de la estabilidad lineal. Para la estimación analítica de la DR los códigos en el dominio de la frecuencia son muy usados. Este tipo de códigos son muy rápidos y sus resultados son muy robustos en comparación con los códigos en el domino temporal, cuyos resultados pueden depender del esquema numérico y la nodalización. El único inconveniente de los códigos en el dominio de la frecuencia es que está limitado al dominio lineal; sin embargo, como los requerimientos regulatorios impuestos por el GDC-12, los reactores deben permanecer estables y, por lo tanto, los reactores deben operar siempre en el dominio lineal. LAPUR es un código de estabilidad en el dominio de la frecuencia que contiene una descripción matemática del núcleo de un reactor de agua en ebullición. Resuelve las ecuaciones de conservación en estado estacionario para el refrigerante y el combustible, las ecuaciones dinámicas para el refrigerante, el combustible y el campo neutrónico en el dominio de la frecuencia. Se han realizado varias mejoras a la versión actual del código, LAPUR 5, con el fin de actualizarlo para su uso con los nuevos tipos de diseño de combustible. La geometría del canal se ha cambiado, el área ha pasado de ser constante a poder considerar área variable. El cálculo de las pérdidas locales debido a los espaciadores y contracciones a lo largo del camino que sigue el flujo se han actualizado, pasando a utilizar correlaciones estándar de la industria. Esta nueva versión del código se ha denominado LAPUR 6. En este trabajo, con el fin de verificar la correcta implementación de estos cambios, se ha realizado una doble validación del código LAPUR 6: En primer lugar se ha realizado una validación exhaustiva de los modelos implementados, comparando los valores de salida de LAPUR 6 para un canal con los resultados de SIMULATE-3. Los modelos termohidráulicos de la CN Cofrentes de SIMULATE-3 han sido validados de forma independiente con los datos experimentales. En segundo lugar se ha desarrollado una metodología para el cálculo de la tasa de amortiguamiento con LAPUR 6, definiendo una matriz de validación de los valores de tasa de amortiguamiento analíticos con valores medidos en la planta. Las tasas de amortiguamiento medidos en la Central Nuclear de Cofrentes tienen valores inferiores al 0.3, confirmando el gran margen de estabilidad de la Central Nuclear de Cofrentes cuando se siguen los procedimiento de operación adecuados, y la comparación con los resultados de LAPUR muestra desviaciones de menos de +/- 0.1. La experiencia acumulada sugiere que la incertidumbre para los rangos bajos de tasas de amortiguamiento es generalmente más grande que para los valores altos. Por último se ha utilizado un generador de señales BWR para la estimación de la incertidumbre de los métodos de análisis de señales utilizados en este trabajo para la estimación experimental de la DR, a partir de la funci / [CA] Les oscil·lacions de potència i flux en un BWR són molt poc desitjades. Una de les majors preocupacions és assegurar-se, durant les oscil·lacions de potència, del compliment de GDC 10 i 12. GDC 10 requerix que el nucli del reactor estiga dissenyat amb un marge apropiat per a assegurar que els limits admissibles establerts en el disseny del combustible no siguen superats davall cap condició d'operació normal, incloent els incidents esperats d'operació. GDC 12 requerix assegurar que les oscil·lacions de potència que poden resultar en condicions on es superen els limits admissibles establerts en el disseny del combustible no siguen possibles o puguen ser detectades de manera segura e immediata i suprimides. Si l'amplitud de les oscil·lacions és gran, abans que el scram ocórrega les barres experimenten un assecat i remullat periòdic, o si l'oscil·lació és prou gran, un assecat estés. La taxa d'amortiment (DR) és la típica figura de mèrit de l'estabilitat lineal. Per a l'estimació analítica de la DR són molt usats els codis en el domini de la freqüència. Este tipus de codis són molt ràpids i els seus resultats són molt robustos en comparació amb els codis en el domini temporal, els resultats del qual són molt dependents de l'esquema numèric i la nodalizació. L'únic inconvenient del domini de la freqüència és que està limitat al domini lineal, no obstant això, com els requeriments reguladors imposats pel GDC-12, els reactors han de mantener-se estables i, per tant, els reactors han d'operar sempre en el domini lineal. LAPUR és un codi d'estabilitat en el domini de la freqüència que conté una descripció matemàtica del nucli d'un reactor d'aigua en ebullició. Resol les equacions de govern estacionàries del refrigerant i el combustible, les equacions dinàmiques del refrigerant, el combustible i el camp neutrònic en el domini de la freqüència. S'han realitzat diverses millores a la versió anterior del codi, LAPUR 5, amb l'objectiu d'actualitzar-ho per al seu ús amb nous tipus de disseny de combustibles. La geometria del canal s'ha canviat d'àrea constant a variable. Les pèrdues locals degudes als espaciadors i contraccions al llarg del camí del flux s'han actualitzat per a utilitzar correlacions estàndard de la indústria. Esta nova versió és LAPUR 6. En este treball, amb l'objectiu de comprovar la correcta implementació d'estos canvis, s'ha realitzat una doble validació del LAPUR 6: Primer, s'ha realitzat una validació exhaustiva dels models implementats, comparant els valors d'eixida per a un canal de LAPUR 6 amb els resultats de SIMULATE-3. Els models termohidraúlics per a SIMULATE-3 de la Central Nuclear de Cofrentes s'han validat independentment amb dades experimentals. Segon, s'ha desenrotllat una Metodologia per al càlcul de la Taxa d'Amortiment amb LAPUR 6, definint una matriu de validació amb valors de taxes d'amortiment analítics i mesurats en la planta. Anàlisis de les dades mesurades en la Central Nuclear de Cofrentes mostren valors de les taxes d'amortiment inferiors al 0.3, confirmant el gran marge d'estabilitat de la Central Nuclear de Cofrentes quan se seguix un adequat procediment d'operació, i la comparació amb LAPUR mostra desviacions inferiors al +/- 0.1. L'experiència acumulada mostra que la incertesa en el rang de taxes d'amortiment baixes és normalment major que per a valors alts de les taxes d'amortiment. Finalment s'ha utilitzat un generador de senyals per a estimar la incertesa dels mètodes d'anàlisi del senyal utilitzats en este treball per a l'estimació experimental de la taxa d'amortiment emprant la funció d'autocorrelació dels senyals de potència APRM o LPRM. / Melara San Román, J. (2016). PREDICTIVE METHODS FOR STABILITY MARGIN IN BWR [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/61307

This project’s idea revolved around utilizing the most recent techniques in MachineLearning, Neural Networks, and Data processing to construct a model to be used asa tool to determine stability during core design work. This goal will be achieved bycollecting distribution profiles describing the core state from different steady statesin five burn-up cycles in a reactor to serve as the dataset for training the model. Anadditional cycle will be reserved as a blind testing dataset for the trained model topredict. The variables that will be the target for the predictions are the decay ratioand the frequency since they describe the core stability.The distribution profiles extracted from the core simulator POLCA7 were subjectedto many different Data processing techniques to isolate the most relevant variablesto stability. The processed input variables were merged with the decay ratio andfrequency for those cases, as calculated with POLCA-T. Two different MachineLearning models, one for each output parameter, were designed with Pytorch toanalyze those labeled datasets. The goal of the project was to predict the outputvariables with an error lower than 0.1 for decay ratio and 0.05 for frequency. Themodels were able to predict the testing data with an RMSE of 0.0767 for decay ratioand 0.0354 for frequency.Finally, the trained models were saved and tasked with predicting the outputparameters for a completely unknown cycle. The RMSE was even better forthe unknown cycle, with 0.0615 for decay ratio and 0.0257 for frequency,respectively. / Idén bakom detta projekt var att använda de senaste teknikerna inom maskininlärning, neurala nätverk och databehandling för att konstruera en modell att använda som ett verktyg för att avgöra stabilitet under härddesignsarbete. Detta mål kommer uppnås genom att samla distribueringsprofiler av härdens tillstånd från olika stabila lägen i fem förbränningscyklar (burn-up cycles) i en reaktor, som tjänar som en datamängd att träna modellen på.En sjätte förbränningscykel användes som en datamängd för ett blindprov som den tränade modellen ska förutse. Variablerna som kommer tjäna som mål för förutsägelserna är sönderfallsförhållandet (decay ratio) och frekvensen, då dessa beskriver härdens stabilitet. Distribueringsprofilerna som extraherats från härdsimulatorn POLCA7 utsattes för många olika databehandlingstekniker för att isolera de mest relevanta variablerna för stabilitet. De behandlade indatavariablerna blandades med sönderfallsförhållandet och frekvensen för dessa fall, som beräknats med POLCA-T. Två olika maskininlärningsmodeller, en för varje utdataparameter, designades med Pytorch för att analysera dessa märkta datamängder. Projektets mål var att förutse utdatavariablerna med ett fel under 0.1 för sönderfallsförhållandet och 0.05 för frekvensen. Modellerna lyckades förutse testdatan med en RMSE på 0.0767 för sönderfallsförhållande och 0.0354 för frekvensen.Slutligen sparades de tränade modellerna och gavs uppgiften att förutse utdataparametrarna för en komplett okänd cykel. För den okända cykeln var RMSE ännu lägre, med 0.0615 för sönderfallsförhållande och 0.0257 för frekvensen.