Diseño de núcleo y seguimiento de ciclo para reactor nuclear LWR con el código acoplado PARCS/PATHS
Mostrar el registro completo del ítem
Título: Diseño de núcleo y seguimiento de ciclo para reactor nuclear LWR con el código acoplado PARCS/PATHS
Autor: García Sanjuán, Jose
Resumen:
[ES] El objeto del presente Trabajo Fin de Máster es realizar un modelo automatizado de generación de archivos de entrada para el código termohidráulico-neutrónico 3D PARCS/PATHS con MATLAB para un reactor nuclear LWR generalizado, ya sea para PWR o BWR, comparándolo con los datos de planta obtenidos en SIMULATE. Ese modelo permitirá generar tanto el seguimiento de ciclo partiendo de datos de planta como el diseño de núcleo con combustibles frescos, donde el usuario proporcionará como variables el esquema de distribución de elementos combustibles y los pasos de quemado que desee realizar, junto a los demás parámetros del reactor. Para refinar el código lo máximo posible, se realizarán una serie de pruebas para determinar cómo maneja PARCS la información de históricos y de valores instantáneos termohidráulicos. Con ese objetivo, se ejecuta por una parte un caso stand-alone tomando los históricos almacenados por PARCS y los instantáneos de SIMULATE. A continuación, el caso opuesto, tomando los históricos de SIMULATE y los instantáneos de PARCS acoplado con PATHS. En cuanto el modelo esté optimizado, se empleará para generar y ejecutar un elevado número de casos con distinta distribución de combustible, cuyos resultados serán procesados por MATLAB para extraer la información de interés, que se enviará al departamento de informática donde se empleará como material de entrenamiento de una red neuronal dedicada a generar esquemas de recarga óptimos para prolongar al máximo la duración del ciclo, minimizando el coste operacional y económico de la planta nuclear.
[CA] L'objectiu del present Treball Fi de Màster és realitzar un disseny de nucli i seguiment de cicle per a reactors nuclears LWR, ja siga PWR o BWR, amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3D PARCS/PATHS. Per a això es desenrotlla una ferramenta amb MATLAB® que permetrà generar de manera automatitzada tant el seguiment de cicle partint de dades de planta de SIMULATE com el disseny de nucli amb combustibles frescos, on l'usuari proporcionarà com a variables l'esquema de distribució d'elements combustibles i els passos de cremat que desitge realitzar, a més dels altres paràmetres del reactor. Per a refinar el codi el màxim possible, es realitzaran una sèrie de proves per a determinar com maneja PARCS la informació d'històrics i de valors instantanis termohidràulics. Amb eixe objectiu, s'executa d'una banda un cas stand-alone prenent els històrics emmagatzemats per PARCS i els instantanis de SIMULATE. A continuació, el cas oposat, prenent els històrics de SIMULATE i els instantanis de PARCS acoblat amb PATHS. Quan el model estiga optimitzat, s'emprarà per a generar i executar un elevat nombre de casos amb distinta distribució de combustible, els resultats del qual seran processats per MATLAB® per a extraure la informació d'interés, que s'enviarà al departament d'informàtica on s'emprarà com a material d'entrenament d'una xarxa neuronal dedicada a generar esquemes de recàrrega òptims per a prolongar al màxim la duració del cicle, minimitzant el cost operacional i econòmic de la planta nuclear
[EN] The purpose of this Master's Thesis is to carry out an automated model for generating input files for the PARCS/PATHS thermohydraulic-neutronic 3D code with MATLAB for a generalized LWR nuclear reactor, either for PWR or BWR, and compare it with the plant data obtained in SIMULATE. This model will allow to generate both core follow based on plant data and core design with fresh fuel assemblies, where the user will provide as variables the distribution map of fuel elements and the depletion steps that they wish to perform, along with other parameters of the reactor. To refine the code as much as possible, a series of tests will be performed to determine how PARCS handles historical and instantaneous thermohydraulic value information. With this objective, on the one hand, a stand-alone case is executed taking the historical values stored by PARCS and the instantaneous parameters from SIMULATE. Next, the opposite case, taking the SIMULATE historic values and the PARCS instantaneous coupled with PATHS. As soon as the model is optimized, it will be used to generate and execute a high number of cases with different fuel distribution, the results of which will be processed by MATLAB to extract the information of interest, which will be sent to the IT department where it will be used as research material to the training of a neural network dedicated to generate optimal recharging maps to maximize the cycle duration, minimizing the operational and economic cost of the nuclear plant.
[ES] El objeto del presente Trabajo Fin de Máster es realizar un modelo automatizado de generación de archivos de entrada para el código termohidráulico-neutrónico 3D PARCS/PATHS con MATLAB para un reactor nuclear LWR generalizado, ya sea para PWR o BWR, comparándolo con los datos de planta obtenidos en SIMULATE. Ese modelo permitirá generar tanto el seguimiento de ciclo partiendo de datos de planta como el diseño de núcleo con combustibles frescos, donde el usuario proporcionará como variables el esquema de distribución de elementos combustibles y los pasos de quemado que desee realizar, junto a los demás parámetros del reactor. Para refinar el código lo máximo posible, se realizarán una serie de pruebas para determinar cómo maneja PARCS la información de históricos y de valores instantáneos termohidráulicos. Con ese objetivo, se ejecuta por una parte un caso stand-alone tomando los históricos almacenados por PARCS y los instantáneos de SIMULATE. A continuación, el caso opuesto, tomando los históricos de SIMULATE y los instantáneos de PARCS acoplado con PATHS. En cuanto el modelo esté optimizado, se empleará para generar y ejecutar un elevado número de casos con distinta distribución de combustible, cuyos resultados serán procesados por MATLAB para extraer la información de interés, que se enviará al departamento de informática donde se empleará como material de entrenamiento de una red neuronal dedicada a generar esquemas de recarga óptimos para prolongar al máximo la duración del ciclo, minimizando el coste operacional y económico de la planta nuclear.
[CA] L'objectiu del present Treball Fi de Màster és realitzar un disseny de nucli i seguiment de cicle per a reactors nuclears LWR, ja siga PWR o BWR, amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3D PARCS/PATHS. Per a això es desenrotlla una ferramenta amb MATLAB® que permetrà generar de manera automatitzada tant el seguiment de cicle partint de dades de planta de SIMULATE com el disseny de nucli amb combustibles frescos, on l'usuari proporcionarà com a variables l'esquema de distribució d'elements combustibles i els passos de cremat que desitge realitzar, a més dels altres paràmetres del reactor. Per a refinar el codi el màxim possible, es realitzaran una sèrie de proves per a determinar com maneja PARCS la informació d'històrics i de valors instantanis termohidràulics. Amb eixe objectiu, s'executa d'una banda un cas stand-alone prenent els històrics emmagatzemats per PARCS i els instantanis de SIMULATE. A continuació, el cas oposat, prenent els històrics de SIMULATE i els instantanis de PARCS acoblat amb PATHS. Quan el model estiga optimitzat, s'emprarà per a generar i executar un elevat nombre de casos amb distinta distribució de combustible, els resultats del qual seran processats per MATLAB® per a extraure la informació d'interés, que s'enviarà al departament d'informàtica on s'emprarà com a material d'entrenament d'una xarxa neuronal dedicada a generar esquemes de recàrrega òptims per a prolongar al màxim la duració del cicle, minimitzant el cost operacional i econòmic de la planta nuclear
[EN] The purpose of this Master's Thesis is to carry out an automated model for generating input files for the PARCS/PATHS thermohydraulic-neutronic 3D code with MATLAB for a generalized LWR nuclear reactor, either for PWR or BWR, and compare it with the plant data obtained in SIMULATE. This model will allow to generate both core follow based on plant data and core design with fresh fuel assemblies, where the user will provide as variables the distribution map of fuel elements and the depletion steps that they wish to perform, along with other parameters of the reactor. To refine the code as much as possible, a series of tests will be performed to determine how PARCS handles historical and instantaneous thermohydraulic value information. With this objective, on the one hand, a stand-alone case is executed taking the historical values stored by PARCS and the instantaneous parameters from SIMULATE. Next, the opposite case, taking the SIMULATE historic values and the PARCS instantaneous coupled with PATHS. As soon as the model is optimized, it will be used to generate and execute a high number of cases with different fuel distribution, the results of which will be processed by MATLAB to extract the information of interest, which will be sent to the IT department where it will be used as research material to the training of a neural network dedicated to generate optimal recharging maps to maximize the cycle duration, minimizing the operational and economic cost of the nuclear plant.
URI: http://hdl.handle.net/10251/214507
Fecha: 2025-02-18
Relacionado
Ítems en Google Scholar
Ficheros en el ítem
Este ítem aparece en la(s) siguiente(s) colección(ones)
-
ETSII - Trabajos académicos [10539]
Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales