El uso de códigos es una herramienta fundamental en Seguridad Nuclear para la simulación de diferentes situaciones en reactores de potencia. En particular, los códigos termohidráulicos de estimación óptima nos permiten simular de forma más realista los fenómenos que suceden en una central nuclear con la representación del circuito primario. A su vez los códigos neutrónicos de dinámica del núcleo, nos permiten una definición y simulación más precisa del núcleo. El uso de los códigos acoplados permite la optimización de las propiedades de los códigos separados, ya que se produce la transferencia de información recíproca y actualizada en cada paso de tiempo. El código termohidráulico se alimenta con los valores de potencia generados por el código neutrónico y proporciona los valores de las variables termohidráulicas que utilizará el código neutrónico para la selección de las secciones eficaces y de los valores actualizados de potencia. El interés por estos códigos se debe además a su capacidad de proporcionar un cálculo más preciso que la combinación de los distintos códigos independientemente, ya que se reduce la incertidumbre y los errores asociados a la transferencia de datos entre ellos. Pero uno de los principales problemas de estos códigos acoplados es el elevado tiempo de ejecución necesario, por lo que la optimización del modelo del núcleo y de planta es muy importante. También influye de manera considerable el paso de tiempo de cálculo o de actualización utilizado. Por tanto cada simulación requiere de un análisis previo para la optimización de todos estos factores. En esta Tesis los códigos de interés son los relacionados con la física del reactor, la termohidráulica y la neutrónica. La cobertura del trabajo es desde la generación de librerías de parámetros neutrónicos con la definición de núcleos reducidos hasta el acoplamiento de códigos neutrónicos y termohidráulicos. Para la validación del trabajo se analizan varios fenómenos reales o teóricos carac / Sánchez Hernández, AM. (2012). Aportación a los Cálculos Neutrónicos y Termohidráulicos en 3D con Códigos de Mejor EStimación. Aplicación a Transitorios en Reactores Nucleares BWR y PWR [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/18195 / Palancia

En este trabajo, se ha puesto a punto un espectrómetro multiesferas, conocido como sistema de esferas Bonner (BSS) utilizado para la caracterización de campos de radiación neutrónicos en el recinto de contención de la Central Nuclear de Vandellòs II (CNV II).La utilización de este sistema multiesferas ha necesitado una serie de calibraciones, tales como la determinación del umbral necesario para separar las contribuciones neutron- gamma, discriminar el ruido electrónico, normalizar todas las medidas con respecto a una fuente de Am-Be de 37GBq, estudiar la estabilidad del sistema, etc. Todas ellas están encaminadas a obtener las condiciones de trabajo óptimas para la utilización del mismo en las diferentes campañas de medidas.El sistema multiesferas ha necesitado la determinación inicial de la matriz respuesta. Esta ha sido evaluada a partir de una geometría realista de nuestro sistema, por cálculo utilizando el código de simulación MCNP4B y la librería de secciones eficaces ENDF60. La matriz ha sido a continuación validada mediante una serie de irradiaciones realizadas con fuentes calibradas y haces de neutrones monoenergéticos.Un programa de deconvolución (MITOM-UAB) ha sido desarrollado en nuestro grupo y validado con fuentes ISO. La sensibilidad de la deconvolución con respecto a la incertidumbre de la medida y al número de esferas utilizadas ha sido estudiada. De los estudios realizados se desprende que con un tiempo de recuento razonable (del orden de 104 impulsos), los resultados espectrométricos y dosimétricos resultan consistentes.Las medidas efectuadas en el recinto de contención de la CNV II, nos han permitido la caracterización de los campos neutrónicos existentes dentro de la contención de dicha central. Los resultados encontrados muestran que los espectros son en general degradados en el conjunto de los puntos estudiados. En las zonas frecuentadas por el personal de explotación, la tasa de dosis equivalente es relativamente pequeña (£ 30 mSv/h) y debida principalmente a neutrones térmicos, si bien existen otros puntos de la contención donde se alcanzan valores de 300 mSv/h y que poseen espectros menos termalizados. / A multisphere spectrometer, known as Bonner sphere system (BSS), has been set-up to characterise the neutron radiation field within the containment building of the nuclear power plant Vandellòs II (CNVII). The use of this multisphere system needs a set of calibration exercises, such to determine the threshold levels necessary to differentiate between the contribution of neutron and g fields, to discriminate the electronic noise, to normalise the entire measurements relative to an Am-Be source of 37 GBq, to study the system stability, etc. All these calibrations aim to obtain the optimum conditions of work for the system application at different survey measurements. Similarly, the response matrix of the BSS, which initial determination is of great interest, is calculated using the MCNP4B particle transport code and the ENDF60 cross-section library. The obtained response matrix is validated by means of a set of neutron irradiations to calibrated sources and monoenergetic beams.On the other hand, a computer unfolding program is developed in our group and, in turn, is validated by means of the ISO sources. The unfolding sensitivities with respect to uncertainties of the measurement and to the number of the Bonner spheres used are also studied. From the investigations carried out in this work, it is shown that under reasonable counting time (of the order of 105 impulses), the spectrometric and dosemetric results obtained are quite consistent. The measurements carried out within the containment building of the (CNVII) have lead to characterise the neutron field existing in this installation. The data obtained show that the spectra are generally degraded with respect to the set of studied points. In the zones frequented by the staff of the exploitation, the equivalent dose rates, due mainly to thermal neutrons, are relatively small (< 30 mSv/h). However, there are some points within the containment building in which the spectra are less thermalised, where values of 300 mSv/h are reached.

Se plantea un método de análisis del flúor basado en la activación neutrónica, cuyas características principales son la rapidez del análisis y su precisión. Se repasan los conceptos fundamentales de la activación neutrónica, se continúa explicando las características principales del flúor, y se hace una breve descripción de otros métodos de análisis al tiempo que se aportan unos conocimientos teóricos sobre reacciones nucleares.Se analizan todos los aspectos relacionados con la muestra y con el análisis de la misma. A través de más de 400 reacciones teóricas posibles, se muestran las secciones eficaces de todos los isótopos de todos los elementos que pueden aparecer en la muestra de fluorita.En la parte experimental se exponen los prototipos diseñados y construídos para llevar a cabo la activación, según los resultados del análisis teórico de las posibles reacciones, y se describen todos los pasos que se han dado para llegar al diseño y construcción definitivo.En un siguiente bloque se exponen los resultados de todas las mediciones realizadas sobre distintos conjuntos de muestras para posteriormente analizar estos datos y elaborar, con la ayuda de programas estadísticos, varios modelos matemáticos que tienen en cuenta los fenómenos del proceso de activación de la muestra, y medida del espectro de rayos gamma resultante.El excelente ajuste entre el modelo y los datos experimentales, muestra la viabilidad del método de activación neutrónica para la detección del flúor en muestras de fluorita.Finalmente, a la vista de los resultados obtenidos, se hace un desarrollo teórico que mejorará en futuros prototipos, la resolución del análisis por activación neutrónica.

[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