ES2297456T3 - Procedimiento de modelado informatico del nucleo de un reactor nuclear. - Google Patents

Abstract

Procedimiento de modelado informático del núcleo (1) de un reactor nuclear que consta de los siguientes pasos de procedimiento: a) el núcleo (1) se divide en un gran número de mallas gruesas (2), b) por lo menos a una malla gruesa (2) se le asigna una subregión (8) del núcleo (1) que la contiene, presentando esta subregión (8) esta malla gruesa (2) y una zona tampón (10) que la rodea en el plano horizontal, que contiene por lo menos las mallas gruesas (2) inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa (2), c) la subregión (8) se divide en un gran número de mallas finas (6), que son más finas que las mallas gruesas (2), d) sobre la base del juego de datos asignado respectivamente a cada malla gruesa (2), en un primer paso computacional se calcula un modelo del núcleo (1) con un procedimiento de cálculo nodal, e) sobre la base del segundo juego de datos asignado respectivamente a cada malla fina (6) de una subregión (8), y con las corrientes (J) calculadas en el primer paso computacional en ellímite de esta subregión (8), en un segundo paso computacional se calcula un modelo para esta subregión (8) con un procedimiento de cálculo nodal.

Description

Procedimiento de modelado informático del núcleo de un reactor nuclear.

El invento hace referencia a un procedimiento de modelado informático del núcleo de un reactor nuclear.

Para diseñar de forma económica el núcleo de un reactor nuclear al mismo tiempo que se cumplen suficientes reservas de seguridad, es necesario modelar informáticamente de un modo lo más preciso posible sus características físico-neutrónicas y termohidráulicas. Debido a la complejidad de los procesos que tienen lugar en el núcleo, así como a la heterogeneidad de su construcción estructural, no resultan posibles soluciones cerradas de ecuaciones que describen las características físicas del núcleo, de tal modo que debe recurrirse a procedimientos numéricos aproximativos.

Los procedimientos conocidos para el modelado informático de un reactor son procedimientos de cálculo nodal cuyos rasgos fundamentales se explican con más detalle, por ejemplo, en [1] y [2]. En estos procedimientos de cálculo, el núcleo se divide en una rejilla de mallas gruesas con un gran número de mallas (o cajas) en forma de paralelepípedo. Para muchas aplicaciones, el tamaño de las mallas horizontales corresponde a un elemento combustible o a un cuarto del mismo (malla gruesa). A continuación, un elemento combustible se representa por un gran número de mallas dispuestas en vertical unas encima de otras, es decir, en dirección del eje del elemento combustible. De este modo, en el plano horizontal se forma un número de mallas correspondiente al número de elementos combustibles. En el modelado físico-neutrónico, las mallas también se denominan nudos, y en el modelado termohidráulico, canales. Cada malla está espacialmente acoplada a las mallas adyacentes en sus superficies límite por medio de respectivas corrientes integrales (es decir, promediadas por medio de la respectiva superficie límite), por ejemplo, corriente de calor, corriente de neutrones. Cada malla está caracterizada por un juego de datos que se expresa en una representación homogeneizada de sus características medias, por ejemplo, secciones eficaces de activación nodal macroscópicas o coeficientes de resistencia al flujo. Este juego de datos se calcula en métodos de cálculo prealmacenados para las condiciones estructurales dominantes de forma modélica en la malla (estructura geométrica, distribución de combustible y de moderador, tuberías de agua o tubos estructurales eventualmente existentes, etc.) bajo condiciones límite idealizadas (en el modelado físico-neutrónico, por lo general condiciones límite simétricas, en las que la correspondiente corriente de la malla es idéntica a la corriente dirigida hacia la malla) con mallas finas, en particular con pines (pin-by-pin, en el plano de los pines), es decir, con mallas que, respectivamente, tan sólo contienen un elemento estructural (barra combustible, barra de control y similares) del elemento combustible, por ejemplo, para la neutrónica con ayuda de un código espectral.

En el marco del procedimiento de cálculo nodal de mallas gruesas, para obtener declaraciones más precisas sobre la estructura fina de las condiciones físico-neutrónicas y termohidráulicas dentro de una malla gruesa, es decir, en el plano de los pines, las magnitudes de estado físicas de mallas gruesas calculadas respectivamente para una malla, por ejemplo, el flujo neutrónico, deben modularse con una función de forma que resulte del cálculo con pines idealizado de una malla mencionado anteriormente.

Para modelar el reactor se acoplan los procedimientos de cálculo (códigos) físico-neutrónicos y termohidráulicos. Dicho acoplamiento se pone en práctica, por ejemplo, en el código IQSBWR, explicado con más detalle en [2], para reactores de agua en ebullición. Para reactores de agua a presión, gracias a [3], se conoce el sistema de programas acoplado PANBOX.

El objetivo de una utilización lo más eficaz posible del combustible nuclear da lugar a estrategias de carga del núcleo, que tienen como consecuencia marcadas distribuciones de potencia heterogénea axial y radial. Además, un diseño optimizado de las barras combustibles o elementos combustibles (por ejemplo, escalonamientos de enriquecimiento axiales y radiales, inhomogeneidades por montajes estructurales para mejorar la mezcla (en reactores de agua a presión y reactores de agua en ebullición), el uso de barras de longitud parcial para evitar resecación en los reactores de agua en ebullición) además da lugar a una marcada heterogeneidad dentro de los elementos combustibles. Para permitir la utilización lo más eficaz posible del combustible nuclear cumpliendo las suficientes reservas de seguridad, se exigen requisitos cada vez más elevados a los procedimientos numéricos de los simuladores nucleares. Los procedimientos de cálculo nodal de mallas gruesas arriba mencionados se enfrentan a límites de precisión bajo dichas condiciones.

En principio, es posible realizar un modelado de mallas finas, en particular con pines, para todo el núcleo. Dicho procedimiento se explica con más detalle, por ejemplo, en [4] para el modelado físico-neutrónico. En este procedimiento, los procedimientos de cálculo nodal de mallas gruesas se transmiten al plano de los pines, es decir, las mallas se reducen a la dimensión de los pines. En este sentido, los algoritmos de cálculo pueden permanecer inalterados, de acuerdo con el principio, y únicamente puede aumentar el número de mallas.

Para un típico modelado nodal, que en la actualidad se utiliza en la práctica, de un reactor de agua a presión con, por ejemplo, 193 elementos combustibles, en el que el núcleo se divide en 193*4 mallas en el plano horizontal (4 mallas por elemento combustible) y en el que para la neutrónica se aplica un modelo de dos grupos energéticos, y para el modelado físico-neutrónico 15 y/o para el modelado termohidráulico 40 se utilizan capas axiales, el resultado es un número total de 2*4*15*193 (neutrónica) + 4*40*193 (termohidráulica) \approx 54*10^{3} mallas de cálculo.

En un modelado sobre la base de pines, para aumentar el número de mallas espaciales en el plano horizontal a 18*18 pines (= barras combustibles o barras de control) por elemento combustible, de forma adicional también es necesario aumentar el número de capas axiales a aproximadamente 100, tanto para la neutrónica como para la termohidráulica. Además, para mejorar la precisión también es necesario aumentar el número de los grupos energéticos considerados. En caso de que los neutrones se dividan, por ejemplo, en 15 grupos energéticos, el resultado será un número total de aproximadamente 15*324*100*193 + 324*100*193 \approx 1*10^{8} mallas de cálculo. Esto aumenta la magnitud del problema de cálculos de núcleo físico-neutrónicos acoplados en el plano de los pines en más de 3 dimensiones con respecto al código utilizado en la práctica en la actualidad. Debido al alto coste de cálculo asociado a esto, los modelados con pines conocidos de acuerdo con el estado actual de la técnica no son adecuados para el apoyo estándar en el diseño de núcleos.

El invento tiene como objetivo describir un procedimiento de modelado informático del núcleo de un reactor nuclear sobre la base de pines que permita resultados lo suficientemente precisos con un gasto de cálculo justificable para el diseño del núcleo.

De acuerdo con el invento, el objetivo mencionado se resuelve con un procedimiento con las características de la reivindicación 1. De acuerdo con estas características, en primer lugar, el núcleo se divide en un gran número de mallas gruesas. Por lo menos, a una malla gruesa se asigna una subregión del núcleo que la contiene, presentando esta subregión esta malla gruesa y una zona tampón que la rodea en el plano horizontal, que contiene por lo menos las mallas gruesas inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa. A su vez, esta subregión se divide en un gran número de mallas finas, que son más finas que las mallas gruesas. En un primer paso computacional, se calcula un modelo del núcleo con un procedimiento de cálculo nodal sobre la base del juego de datos asignado respectivamente a cada malla gruesa. A continuación, en un segundo paso computacional se calcula un modelo para esta subregión con un procedimiento de cálculo nodal sobre la base del segundo juego de datos asignado respectivamente a cada malla fina de esta subregión, y con las corrientes calculadas en el primer paso computacional en el límite de esta subregión.

Dicho de otro modo: En un primer paso, para todas las mallas gruesas del núcleo se calculan corrientes medias para cada superficie lateral sobre la base de los juegos de datos predefinidos respectivamente para estas mallas gruesas, por ejemplo, como se representa en [5]. En un segundo paso, para una subregión del núcleo, que cubre una malla gruesa seleccionada, se llevan a cabo cálculos de mallas finas para cada malla fina de la subregión con ayuda de juegos de datos predefinidos asignados a las mallas finas. En este sentido, a partir de las corrientes medias determinadas en el primer paso se predefinen las condiciones límite externas de la subregión. Dicho de otro modo: En lugar de una consideración de mallas finas de todo el núcleo, éste se modela en primer lugar con mallas gruesas. Este modelado de mallas gruesas proporciona las condiciones límite (condiciones de admisión) para una subregión del núcleo seleccionada, que se modela con mallas finas con estas condiciones límite. De este modo, para modelar todo el núcleo, éste se descompone en subregiones que se solapan y que cubren la malla gruesa considerada respectivamente, que, por ejemplo, está formada geométricamente por un elemento combustible. Estas subregiones pueden modelarse en mallas finas independientemente unas de otras, puesto que se conocen las condiciones límite y los juegos de datos necesarios para su modelado.

Una ventaja esencial del procedimiento de acuerdo con el invento es la descomposición del cálculo de mallas finas de todo el núcleo en un número de problemas parciales de mallas finas calculables de forma independientemente entre sí correspondiente al número de subregiones, que pueden ser procesados en paralelo entre sí, por ejemplo, por un sistema de cluster de PCs con un número de procesadores paralelos correspondiente a este número. Otra ventaja de este planteamiento de solución consiste en que puede limitarse a las subregiones del núcleo especialmente críticas para la precisión de la solución y, de forma adicional, que el cálculo puede llevarse a cabo con un modelo de mayor calidad.

En la presente solicitud, por el concepto "malla" debe entenderse o bien un nudo (para el modelado físico-neutrónico) o un canal (para el modelado termohidráulico). En este sentido, el concepto basado en el invento puede aplicarse tanto para el modelado físico-neutrónico como para el modelado termohidráulico.

En una configuración ventajosa del procedimiento, la zona tampón que rodea la malla gruesa considerada está compuesta por las mallas gruesas inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa y que interactúan con ella. Dicho de otro modo: La anchura de la zona tampón que rodea la malla gruesa considerada corresponde a la anchura de una malla gruesa. En este sentido, el invento se basa en la consideración de que para el modelado de mallas finas de un núcleo, que preferiblemente se lleva a cabo en el plano de los pines, es decir, con mallas finas definidas por un pin, basta con someter tan sólo las mallas gruesas adyacentes a una malla gruesa y que interactúan con ella a un modelado de mallas finas, preferiblemente con pines, puesto que la magnitud de la interacción entre las mallas gruesas disminuye con su distancia mutua. Dicho de otro modo: Las mallas gruesas alejadas entre sí tan sólo se perciben en lo que respecta a sus características "promedio". Las estructuras finas determinadas con un cálculo con pines dentro de una malla gruesa tan sólo desempeñan un papel insignificante a la hora de considerar una malla gruesa alejada de ésta.

En caso de que la malla gruesa esté formada por un elemento combustible completo en un plano de corte transversal horizontal, entonces como subregión preferida se produce una disposición 3x3 de los elementos combustibles, es decir, si sólo se aceptan las mallas gruesas inmediatamente adyacentes. En ese caso, la subregión consta de 9 mallas gruesas (nudos y/o canales) en los reactores de agua a presión tanto para la neutrónica como para la termohidráulica.

La situación es distinta en el caso de reactores de agua en ebullición, puesto que entonces, los elementos combustibles presentan una caja, de tal modo que la interacción termohidráulica entre las mallas gruesas horizontales, que en este caso se denominan canales, está limitada a las mallas y/o canales que se encuentran dentro del elemento combustible. De este modo, se hace posible una división del problema termohidráulico 3x3 en 9 problemas parciales independientes.

Sobre la base del ejemplo numérico explicado anteriormente, con dicho procedimiento, en primer lugar, el alcance de un cálculo pin-by-pin aumenta en el factor 9, de 1*10^{8} a (1+15) *324*100*193*9 \approx 9*10^{8}. Sin embargo, este aumento es compensado por la descomposición desde ahora posible del problema completo en 193 problemas parciales independientes a calcular en paralelo, cuya magnitud del problema, por lo tanto, es más pequeña aproximadamente en torno al factor 20 en relación con el pin alejado del núcleo y de este modo puede controlarse de un modo más fácil en muchos aspectos. Además, se reduce incluso el gasto total de cálculo de todos los problemas parciales con respecto al gasto de cálculo del problema completo, en caso de que el gasto de cálculo del algoritmo de solución utilizado aumente aproximadamente más que multiplicándose al cuadrado con la magnitud del problema.

Al utilizar un procedimiento nodal de mallas gruesas en el que, en caso de reactores de agua a presión, el elemento combustible está dividido en cuatro mallas gruesas (nudos y/o canales) en el plano horizontal tanto para la neutrónica como para la termohidráulica, la subregión considerada, en una capa horizontal, consta de 16 mallas gruesas (nudos y/o canales), de las cuales 4 forman el elemento combustible considerado, que está rodeado por una zona tampón con 12 mallas gruesas (nudos y/o canales), cuya anchura corresponde a la mitad de la anchura del elemento combustible.

En una variante especialmente ventajosa del procedimiento, el segundo paso computacional se lleva a cabo varias veces junto con el primero, utilizándose para cada nueva realización del mismo las corrientes calculadas en el primer paso computacional precedente para las respectivas subregiones en el límite de esta subregión, mientras que para el siguiente primer paso computacional se determinan los juegos de datos nodales a partir del segundo paso computacional. De este modo, por una parte aumenta la precisión del modelo nuclear nodal determinado, y por otra, la convergencia de las soluciones que se derivan de forma iterativa sirve además de indicio de la fiabilidad del procedimiento.

A continuación, el invento se explica por medio de los dibujos.

La figura 1 muestra una sección de un núcleo en el que un nudo forma una capa horizontal de un elemento combustible completo;

La figura 2 muestra una sección de un núcleo en el que una capa horizontal de un elemento combustible completo está formada por cuatro nudos.

De acuerdo con la figura 1, el núcleo 1 de un reactor nuclear para modelado de acuerdo con el invento está dividido en un gran número de mallas gruesas 2 (nudos o canales), que en el ejemplo de realización están formadas respectivamente por una sección (capa) de un elemento combustible 4 completo que se extiende en dirección axial (en perpendicular al plano del dibujo), previéndose dichas secciones en el ejemplo de realización 100. Sobre la base de dicha distribución que rodea todo el núcleo se determinan los parámetros necesarios para caracterizar las propiedades físicas del núcleo 1, por ejemplo, para el modelado físico-neutrónico con un procedimiento multigrupo nodal, por ejemplo, un procedimiento NEM (/1/). En el ejemplo de realización representado, que es adecuado en particular para el modelado de un núcleo de un reactor de agua a presión, las mallas gruesas 2 (canales) utilizadas para el cálculo termohidráulico coinciden con las mallas gruesas 2 (nudos) utilizadas para el cálculo físico-neutrónico. Sin embargo, esto en principio no es necesario. Mejor dicho, las mallas gruesas 2 también pueden presentar una distribución distinta para el cálculo físico-neutrónico y el cálculo termohidráulico. De este modo, en un reactor de agua en ebullición es útil utilizar canales para la representación termohidráulica de un elemento combustible en una capa horizontal 3.

Cada malla gruesa 2 contiene un gran número de mallas finas 6, que preferiblemente son pines, es decir, elementos dentro de un elemento combustible, por ejemplo, barras combustibles, barras de control, tubos guía de barras de control, tuberías de agua, etc., que pueden agruparse en una subunidad de un modo práctico desde el punto de vista físico.

A cada malla gruesa 2 se asigna una subregión 8 del núcleo 1 que la contiene, presentando esta subregión 8 esta malla gruesa 2 y una zona tampón 10 que la rodea en el plano horizontal, que contiene por lo menos las mallas gruesas 2 inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa 2. En el ejemplo de realización, esta zona tampón 10 está formada por las mallas inmediatamente adyacentes a la malla 2 situada dentro y, por lo tanto, corresponde a la anchura de un elemento combustible.

Esta subregión 8 está subdividida por el gran número de mallas finas 6. De esta manera, se produce un número de subregiones 8 correspondiente al número de mallas gruesas 2, que se solapan. Dicho de otro modo: el núcleo 1 se divide en un número de subregiones 8 que se solapan correspondiente al número de elementos combustibles 4.

A cada malla gruesa 2, como se ha explicado anteriormente, se le asigna un juego de datos, sobre cuya base se lleva a cabo, en un primer paso computacional, un cálculo de mallas gruesas físico-neutrónico y termohidráulico de todo el núcleo 1 con uno de los procedimientos nodales mencionados anteriormente, por ejemplo, para un núcleo de un reactor de agua a presión con los códigos conocidos con el nombre comercial de PANBOX con COBRA o, en caso de un núcleo de un reactor de agua en ebullición, con los códigos MICROBURN-B2 con COBRA, pudiéndose utilizar en principio cualquier procedimiento de cálculo nodal calificado.

A continuación, en un segundo paso computacional, sobre la base del segundo juego de datos asignado respectivamente a cada malla fina 6 de una subregión 8, y con las corrientes medias J referidas en el primer paso computacional, es decir, las referidas a toda la malla gruesa 2 en el límite de esta subregión 8, se calcula un modelo para esta subregión 8 con un procedimiento de cálculo nodal. En este sentido, las corrientes integrales J referidas a una malla gruesa 2 completa respectivamente pueden dividirse, por ejemplo, en las mallas finas 6 (pines) individuales con una función de forma predeterminada que tiene en cuenta las condiciones concretas de la respectiva malla gruesa 2.

El cálculo de mallas finas, en particular de pines, que se lleva a cabo en el segundo paso computacional, da lugar a una solución precisa para la malla gruesa 2 que se encuentra en el centro de la subregión 8, en el ejemplo una sección de un elemento combustible. En este sentido, la zona tampón 10 formada alrededor del elemento combustible y/o de la malla gruesa 2 que se encuentra dentro sirve para filtrar las condiciones límite locales correctas tan sólo aproximadamente debido al modelado nodal de mallas gruesas.

La misma división del núcleo 1 en subregiones 8 también se lleva a cabo con respecto al modelado físico-neutrónico en caso de un núcleo de un reactor de agua en ebullición. Sin embargo, a diferencia de lo anterior, en el cálculo termohidráulico de mallas finas o de pines no es necesaria una zona tampón horizontal por la falta de corriente de masa (no hay intercambio transversal de agua o vapor) entre elementos combustibles adyacentes.

Se consigue una solución fiable cuando convergen soluciones locales en el plano de mallas finas y una solución global en el plano de mallas gruesas en la iteración entre malla gruesa y malla fina.

En el ejemplo de realización de acuerdo con la figura 2, en caso de un modelado nodal de mallas gruesas más preciso de un núcleo de un reactor de agua a presión, el elemento combustible 4 se divide en 4 mallas gruesas 2 (nudos y/o canales) para la neutrónica y la termohidráulica.

En este ejemplo de realización, la subregión 8 también consta de tan sólo las mallas gruesas 2, inmediatamente adyacentes al elemento combustible 4, que se encuentra en el centro, de tal modo que la anchura de la zona tampón 10 corresponde a la mitad de la anchura del elemento combustible.

En caso de un modelado nodal de mallas gruesas más preciso de un núcleo de un reactor de agua en ebullición, por lo general, para la neutrónica se mantiene la división de una malla gruesa (nudo) por elemento combustible. Para la termohidráulica, cada elemento combustible se divide en tres mallas gruesas (canales), no siendo necesaria tampoco una zona tampón horizontal.

[1] H. Finnemann et al., Interface current techniques for multidimensional reactor calculations, Atomkernenergie, vol. 30, 1977, págs. 123-128

[2] H. Finnemann, W. Gundlach, Space-time kinetics code IQSBOX for PWR and BWR, Atomkernenergie-Kerntechnik, vol. 37, 1981.

[3] R. Böer et al., The code system PANBOX for PWR safety analysis, Kerntechnik 57, 1992, nº 1

[4] M. Tatsumi, A. Yamamoto, SCOPE 2 : OBJECT-ORIENTED PARALLEL CODE FOR MULTI-GROUP DIFFUSION/TRANSPORT CALCULATIONS IN THREE-DIMENSIONAL FINE-MESH REACTOR CORE GEOMETRY, PHYSOR 2002, Seúl, Corea, 7-10 de octubre de 2002

[5] M. R: Wagner, K. Koebke, H. -J. Winter, A nonlinear Extension of the Nodal Expansion Method, Proc. ANS/ENS Intl. Topical Mtg., Munich, FRG, 2, pág. 43, abril de 1981.

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Lista de números de referencia

1

Núcleo

2

Mallas gruesas

3

Capa horizontal

4

Elemento combustible

6

Mallas finas

8

Subregión

10

Zona tampón

J

Corriente

Claims (9)

1. Procedimiento de modelado informático del núcleo (1) de un reactor nuclear que consta de los siguientes pasos de procedimiento:

a) el núcleo (1) se divide en un gran número de mallas gruesas (2),

b) por lo menos a una malla gruesa (2) se le asigna una subregión (8) del núcleo (1) que la contiene, presentando esta subregión (8) esta malla gruesa (2) y una zona tampón (10) que la rodea en el plano horizontal, que contiene por lo menos las mallas gruesas (2) inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa (2),

c) la subregión (8) se divide en un gran número de mallas finas (6), que son más finas que las mallas gruesas (2),

d) sobre la base del juego de datos asignado respectivamente a cada malla gruesa (2), en un primer paso computacional se calcula un modelo del núcleo (1) con un procedimiento de cálculo nodal,

e) sobre la base del segundo juego de datos asignado respectivamente a cada malla fina (6) de una subregión (8), y con las corrientes (J) calculadas en el primer paso computacional en el límite de esta subregión (8), en un segundo paso computacional se calcula un modelo para esta subregión (8) con un procedimiento de cálculo nodal.

2. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1, en el que el segundo paso computacional se lleva a cabo para todas las mallas gruesas (2).

3. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1 ó 2, en el que la zona tampón (10) alrededor de la malla gruesa (2) considerada está compuesta por las mallas gruesas (2) inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa (2) y que interactúan con ella.

4. Procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones anteriores, en el que las mallas finas (6) están formadas por pines.

5. Procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones anteriores, en el que una malla gruesa (2) está formada por un elemento combustible (4) completo en un plano de corte transversal horizontal.

6. Procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones de la 1 a la 4, en el que se prevén cuatro mallas gruesas (2) por elemento combustible (4) en un plano de corte transversal horizontal.

7. Procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones de la 2 a la 6, en el que el segundo paso computacional se lleva a cabo varias veces junto con el primer paso computacional, utilizándose para cada nueva realización del segundo paso computacional las corrientes (J) calculadas en el primer paso computacional precedente para las respectivas subregiones (10) en el límite de esta subregión (10).

8. Procedimiento para diseñar el núcleo (1) de un reactor nuclear, en el que se utiliza un procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones anteriores.

9. Simulador nuclear con un programa informático instalado en éste para llevar a cabo un procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 6.