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Modelación y análisis de un reactor avanzado usando SERPENT y AZNHEX

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dc.contributor.author Arriaga Ramírez, Lucero
dc.date.accessioned 2020-09-25T16:35:38Z
dc.date.available 2020-09-25T16:35:38Z
dc.date.created 2015-07-31
dc.date.issued 2020-09-19
dc.identifier.citation Arriaga Ramírez, Lucero. (2015). Modelación y análisis de un reactor avanzado usando Serpent y Aznhex. (Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas) Instituto Politécnico Nacional, Sección de Estudios de Posgrado e Investigación, Escuela Superior de Física y Matemáticas, México. es
dc.identifier.uri http://tesis.ipn.mx/handle/123456789/28484
dc.description Tesis (Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas), Instituto Politécnico nacional, SEPI, ESFM, 2015, 1 archivo PDF (186 páginas) es
dc.description.abstract RESUMEN:Este trabajo presenta la modelación y análisis, estático y transitorio, del núcleo de un Reactor Rápido enfriado por Sodio (SFR: Sodium-Cooled Fast Reactor) que actualmente está en desarrollo a nivel internacional. Se comparan dos metodologías para la generación de secciones eficaces con el código tipo Monte Carlo SERPENT y se analiza su impacto en cálculos de difusión llevados a cabo con el código AZNHEX que forma parte de la plataforma AZTLAN. Se modelaron cuatro núcleos diferentes de diseño tipo SFR, dos de ellos son grandes con una potencia de 3600MWt y los otros dos son pequeños con una potencia de 1000MWt, el trabajo se realizó en dos partes, utilizando los dos códigos mencionados con anterioridad. En la primera parte del trabajo se obtuvieron las secciones eficaces (XS) para cada una de las distintas regiones, consideradas homogéneas que componen cada núcleo, para ello se utilizó el código SERPENT que es una herramienta de fuente abierta. Para la generación de las secciones eficaces se siguieron dos estrategias: primeramente, se desarrollaron modelos en 3D en SERPENT de cada uno de los núcleos con todas las barras de control insertadas (ARI) y extraídas (ARO), en este caso SERPENT produce secciones eficaces promediadas axialmente para cada ensamble diferente. La segunda estrategia tiene que ver con la generación de secciones eficaces usando los modelos 2D correspondientes a cada una de las celdas, tanto con combustible como sin él, generándose tantos archivos de entrada como ensambles diferentes había en cada núcleo. Esta estrategia es la que tradicionalmente se usa en los códigos de celda determinísticos. Como un primer paso para verificar la correcta implementación del algoritmo numérico en AZNHEX, se realizó la simulación estática y transitoria de un problema simplificado en 2D con secciones eficaces dadas para un reactor VVER-440 (Reactor a Presión Ruso, Vadà Vadà Energetische Reaktor). La parte transitoria considera que dos ensambles de control se extraen completamente en un segundo, al término del cual en el siguiente segundo se regresan a su posición inicial para mantenerse en ésta por un último segundo más, un transitorio que dura tres segundos en total. Se realizó un análisis de sensibilidad en la malla y en el paso de tiempo, para verificar que el algoritmo numérico converge a medida que la malla se refina y que el paso de tiempo disminuye, obteniéndose resultados esperados. Una vez comprobado que el código AZNHEX trabajaba adecuadamente en estado estacionario y transitorio, con las secciones eficaces obtenidas con SERPENT para los núcleos SFR, se generaron varios archivos de entrada para realizar simulaciones en estado estacionario usando el código AZNHEX. Los resultados de los casos estacionarios para los cuatro núcleos considerados difieren respecto de los obtenidos con SERPENT, en el factor de multiplicación efectivo a lo más en 3.3% en el caso en que se usaron las secciones eficaces generadas en 2 dimensiones y en 4.5% en el caso en que se usaron las secciones eficaces en 3D. Posteriormente, para comprobar que el código AZNHEX se comportaba bien en problemas dependientes del tiempo se simularon transitorios análogos al descrito para el reactor VVER-440. Estas simulaciones se realizaron para el caso en que se extraen los ensambles de control primarios (ARIp), y el caso en que se extraen además los secundarios (ARIps). Los resultados obtenidos indican que tanto el estado estacionario como el transitorio simulado con AZNHEX tienen un mejor comportamiento (es más cercano a la referencia calculada con SERPENT para el caso estacionario) cuando se usan las secciones eficaces generadas con los modelos 2D. Algunos resultados adicionales interesantes se presentan en la discusión, como por ejemplo, la confirmación de que la perturbación de los elementos de control secundarios conducen a transitorios más severos sobre todo en los núcleos pequeños donde la perturbación local se propaga mucho más rápido y por consiguiente el pico de potencia es mayor. ABSTRACT:This work presents the static and transient modeling and analysis of a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core, currently under international development. Two methodologies related to Cross Section generation using the Monte Carlo code SERPENT are compared and their impact in a diffusion calculation using the AZNHEX code, that it is part of the AZTLAN platform, are analyzed. Four different cores of SFR design were modeled; two of them are large with a termal power of 3600 MWt and the other two are small with a power of 1000 MWt. This work was conducted in two parts using the two codes previously mentioned. In the first part cross sections (XS) were obtained for each one of the regions, considering each región homogeneous, using the SERPENT code which is an open source tool. For the cross section generation, two strategies were followed: first of all, 3D models in SERPENT were developed for each one of the cores considering all rods in (ARI) and all rods out (ARO). In this case, SERPENT produces cross sections axial-averaged for each different assembly. The second strategy is related to the cross sections generation using 2D models for each cell or assembly of interest, with or without fuel. There were generated as many input files as different assemblies had each core. This strategy is the one commonly used in the deterministic lattice codes. As a first step in order to verify the correct implementation of the numerical algorithm in AZNHEX, a steady state and time dependent simulation was done of a simplified problema in 2D with given cross sections corresponding to a VVER-440 (Russian Pressurized, Vadá Vadá Energetische Reaktor) reactor in which two control assemblies are completely removed in one second, then on the next second they are returned to their initial position to keep them finally for a last second, a transient that lasts three seconds in total. A sensitivity analysis in mesh and time step was performed in order to verify that the numerical algorithm converges as soon as the mesh is refined and the time step is reduced, expected results were obtained. Once it was tested that the AZNHEX code works appropriately in steady state and transient conditions, with the cross sections obtained with SERPENT for the SFR's cores, multiple input files were generated to execute simulations in steady state using the code AZNHEX. The results of the steady state cases for the four cores considered differ from the ones of SERPENT, in the effective multiplication factor up to 3.3% in the cases in which the cross sections were generated in two dimensions and up to 4.5% in the case in which the three dimensional cross sections were used. Subsequently, to verify that the code AZNHEX also behaves well for time dependent problems, transients similar to those described for the VVER-440 reactor were simulated. These simulations were carried out in the event that the primary control assemblies are extracted (ARIp), and the case where the secondary control assemblies are extracted too (ARIps). The results obtained show that the steady state calculations as well as the transient ones simulated with AZNHEX presented a better behaviour (closer to the reference calculated with SERPENT for the steady state) when the cross sections were generated with the 2D methodology. Some additional interesting results are presented in the discussion, for example, the confirmation that the perturbation of the secondary control elements leads to a more severe transient especially in the small cores where the local perturbation propagates faster and thus the power peak is greater. es
dc.language.iso es es
dc.subject Visión axial es
dc.subject Esquema es
dc.subject Radial es
dc.subject VHTR es
dc.title Modelación y análisis de un reactor avanzado usando SERPENT y AZNHEX es
dc.contributor.advisor Del Valle Gallegos, Edmundo
dc.contributor.advisor Gómez Torres, Armando Miguel


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