Tesis de Maestría

IMPLEMENTACIÓN DE  LA CINÉTICA EN EL CÓDIGO DE TRANSPORTE TRIDIMENSIONAL AZTRAN

• Autor: Julian Arturo Duran Gonzalez,
• Lugar de realización: Instituto Politécnico Nacional/Escuela Superior de Física y Matemáticas
• Grado obtenido: Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas
• Fecha de Examen: 12 de enero de 2017
• Resumen: En este trabajo se resuelve numéricamente la ecuación de transporte de neutrones dependiente del tiempo en geometría XYZ, para varios grupos de energía, usando el método de ordenadas discretas S_n  para la discretización de la variable angular, el método nodal RTN-0 para la discretización espacial y el método θ para la discretización en tiempo.Para lograr esto, se partió del código AZTRAN que forma parte de la AZTLAN Platform, nombre con el que se le ha sido designado al proyecto No. 212602, Plataforma Mexicana para el Análisis y Diseño de Reactores Nucleares, financiado por el fondo sectorial CONACYT-SENER-SUSTENTABILIDAD ENERGÉTICA.En un principio, el código AZTRAN sólo resolvía la ecuación de transporte de neutrones en estado estacionario, por lo que se le implementó la parte temporal. Esto se realizó integrando la ecuación de transporte de neutrones respecto al tiempo y las ecuaciones de balance correspondientes a las concentraciones de precursores de neutrones retardados, para lo cual se aplicó el método θ. Después de haber implementado directamente la cinética a AZTRAN y de haber comprobado su capacidad para simular varios problemas de prueba, se implementó el método cuasi-estático mejorado, que es una herramienta para reducir el tiempo de cómputo donde el flujo angular es factorizado por el producto de dos funciones llamadas función de forma y función de amplitud, donde la primera se calcula para pasos de tiempo largos, denominados macro-pasos y la segunda es resuelta para pasos de tiempo pequeños, denominados micro-pasos.La nueva versión de AZTRAN está escrita en FORTRAN 95 y con ésta se simularon varios problemas Benchmark que se tomaron de la literatura. Los problemas de prueba empleados son de una, dos y tres dimensiones lo cual permitió corroborar la precisión y estabilidad del código AZTRAN, mostrando en general, en todas las pruebas de referencia, un buen comportamiento.
• Para descargar utilice la liga: TM_JADG

 MÉTODOS NODALES APLICADOS A LA ECUACIÓN DE DIFUSIÓN DE NEUTRONES DEPENDIENTE DEL TIEMPO EN GEOMETRÍA HEXAGONAL-Z

• Autor: Jaime Esquivel Estrada,
• Lugar de realización: Instituto Politécnico Nacional/Escuela Superior de Física y Matemáticas
• Grado obtenido: Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas
• Fecha de Examen: 23 de marzo de 2015
• Resumen: Algunos de los más recientes diseños de reactores nucleares utilizan ensambles de combustible nuclear en forma de prismas de corte transversal hexagonal, lo cual implica que se desarrollen herramientas capaces de analizarlos tanto por la parte termodinámica, como por la parte neutrónica. Por ejemplo, uno de los análisis neutrónicos importantes, es el estudio de la difusión de neutrones. En este caso, la solución de la ecuación de difusión de neutrones, ya sea para reactores en estado estacionario o dependiente del tiempo, se obtiene a través de aproximaciones, generadas por ejemplo, mediante la implementación de métodos nodales. Nuestro caso de estudio desarrollado, conlleva el uso de métodos nodales como el RTN–0 (Raviart–Thomas–Nédélec de índice cero) para dar solución a la ecuación de difusión de neutrones con dependencia en tiempo. Dado que los métodos nodales han sido aplicados a geometrías cuadrangulares, en este trabajo se presenta una metodología en la que la geometría hexagonal, a través de una interpolación transfinita de Gordon– Hall, se convierte en la geometría adecuada para poder hacer uso del método nodal RTN–0. Como resultado, se desarrolló un programa de cómputo llamado AZNHEX, que a partir de archivos de entrada, que contienen datos  neutrónicos y geométricos del núcleo del reactor a analizar, es posible obtener como resultados, el factor efectivo de multiplicación de neutrones o eff k , así como la distribución de potencia radial y/o axial. El código AZNHEX fue sometido a diferentes pruebas en donde se han modelado tres problemas benchmark, realizando cálculos en estado estacionario en los primeros dos y cálculos dependientes del tiempo en el último de ellos. Los resultados proporcionados por AZNHEX, que en su mayoría tratan reactores de tipo VVER (Vadá Vadá Energeticheski Reactor), fueron comparados con diversas referencias obteniéndose diferencias no mayores al 0.5% en cuanto al factor efectivo de multiplicación de neutrones y del 1% en cuanto a la potencia, lo que permite concluir que AZNHEX es un buen candidato para ser usado como herramienta de cálculo en este tipo de reactores.
• Para descargar utilice la liga: TM_JEE

MODELACIÓN Y ANÁLISIS DE UN REACTOR AVANZADO USANDO SERPENT Y AZNHEX

• Autor: Lucero Arriaga Ramirez
• Lugar de realización: Instituto Politécnico Nacional/Escuela Superior de Física y Matemáticas
• Grado obtenido: Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas
• Fecha de Examen: 28 de agosto de 2015
• 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.
• Para descargar utilice la liga: TM_LAR

Tesis de Licenciatura

SIMULACIÓN 3D DE UN CICLO DE OPERACIÓN DEL NÚCLEO DE UN BWR USANDO SERPENT

• Lugar de realización: Instituto Politécnico Nacional/Escuela Superior de Física y Matemáticas
• Título obtenido: Licenciatura en Física y Matemáticas (Opción en Ingeniería Nuclear)
• Fecha de Examen: 10 de noviembre de 2015
• Resumen:Esta tesis tuvo la meta principal de desarrollar una metodología para obtener la longitud de un ciclo de operación del núcleo de un BWR bajo estados operaciones distintos usando el código Serpent. Las características principales del núcleo modelado son: 444 ensambles de combustible (120 son combustibles frescos y 324 son combustibles provenientes de ciclos anteriores). 109 barras de control cruciformes. Agua ligera como moderador y refrigerante. Una vez modelado el núcleo en 3D en Serpent, todas las barras de control cruciformes fueron extraídas, y se consideró el estado operacional con los valores promedio de la temperatura del combustible, temperatura del moderador, temperatura del refrigerante, y fracción de vacíos igual a 900K, 600K, 600K y 0.4, respectivamente. Además, la potencia térmica considerada fue de 2027 MWt. Para este ciclo de operación en el estado operacional definido anteriormente, su longitud fue de 14.63052 GWd/TM. Además, al final de este ciclo de operación, el calor de decaimiento obtenido fue igual a 116.71 MWt y se obtuvo el inventario de los isótopos 234, 235, 236 y 238 del Uranio, el Neptunio 237, los isótopos 238, 239, 240, 241 y 242 del del Plutonio, 241 y 242m del Americio y 242 y 244 del Curio.
• Para descargar utilice la liga: TL_MABCh