Examinando por Autor "Sauvan, Patrick"

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    Análisis nuclear en reactores de fusión por confinamiento magnético: desarrollos computacionales y aplicación a DEMO e ITER
    (Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería Energética, 2015-05-14) Catalán Pérez, Juan Pablo; Sanz Gozalo, Javier; Sauvan, Patrick
    El objetivo principal de esta tesis es primero, proponer e implementar una metodología que permita realizar el análisis nuclear de reactores de confinamiento magnético, y segundo, aplicarla a diferentes instalaciones actualmente de gran interés en el mundo de la fusión. Teniendo esto en cuenta la tesis se estructura en dos partes principales: metodología y aplicaciones. En la primera parte se presenta la metodología implementada para abordar el análisis nuclear que requiere de cálculos de transporte de radiación y de activación de los materiales así como del acoplamiento entre ambos. Para realizar los cálculos de transporte y activación se han utilizado los códigos MCNP y ACAB que se pueden considerar estándar dentro del mundo de la fusión. Mientras que para el acoplamiento transporte-activación, utilizado mayoritariamente para el cálculo de dosis residual, se necesitan herramientas que sean capaces de obtener la fuente de decaimiento con una gran resolución espacial. En esta tesis se presenta el desarrollo de la herramienta R2SUNED para el acoplamiento transporte-activación. Tanto la descripción de esta herramienta como su verificación ocupan un papel central en esta tesis. En la segunda parte de la tesis la metodología propuesta se ha aplicado a tres instalaciones diferentes: dos reactores DEMO (DCLL y HCLL) y al reactor experimental ITER. Estas aplicaciones tienen diferentes niveles de complejidad mostrando, en buena medida, la evolución del autor a lo largo del desarrollo de esta tesis.
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    Construction of GVR weight windows maps from very low density transport simulations
    (Elsevier, 2024-05) Farga Niñoles, Gonzalo; Ogando Serrano, Francisco M.; Alguacil Orejudo, Javier; Sauvan, Patrick
    Fusion-related facilities present relevant neutron radiation fields even after penetrating through a considerable thickness of shielding material. Neutronic analyses performed via Monte Carlo codes, then, need Global Variance Reduction (GVR) techniques so that low statistical uncertainty is reached efficiently throughout the geometry. Mesh-based Weight Windows is a flexible methodology used extensively for variance reduction purposes, both for Local and Global Variance Reduction. Purely stochastic GVR methodologies based on Weight Windows usually construct weight maps so that they are proportional to the forward particle flux, which is unknown a priori. Therefore, an iterative cycle is established. In each iteration, a weight map is obtained from the forward flux that allows the next iteration to reach further into the geometry, until all of it is populated. However, this iterative cycle may take a considerable amount of computer time, as many iterations are needed to fully populate the geometry. An alternative to achieve relevant penetration in a single iteration is to perform calculations at very low densities. However, a reconstruction method is needed to estimate the flux at the real density. This work studies a scheme to reconstruct the fluxes from low density calculations and compares it to already existing techniques.
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    Development of a methodology to estimate the statistical SDR uncertainty with R2S-UNED
    (ELSEVIER, 2021) Alguacil Orejudo, Javier; Catalán Pérez, Juan Pablo; Sanz Gozalo, Javier; Sauvan, Patrick; https://orcid.org/0000-0002-9128-8817
    The Rigorous-Two-Steps (R2S) is one of the most useful methods to estimate the Shutdown Dose Rate (SDR). The most advanced R2S tools couple neutron and photon transport, which are often simulated using Monte Carlo (MC) codes, through an activation simulation using mesh-based techniques to improve the spatial resolution of the neutron flux and the decay gamma source. One of the problems of the methodology is that the statistical uncertainty of the neutron flux due to the MC method used by the transport codes is not considered by most R2S implementations. Consequently, larger tolerance must be assumed affecting to the design of the nuclear facilities. This article describes a scheme allowing the calculation of the SDR statistical uncertainty without any additional assumptions than those used in the R2S methodology. The approach proposed in this article is suitable for cell- and mesh-based R2S implementations. In this work, the methodology was implemented in the R2S-UNED code. The accurate application of the methodology requires the full the neutron flux uncertainty (covariance matrix) as input data. MCNP was modified to calculate this matrix, although, it cannot be calculated for most of the realistic R2S simulations due to its size. If that is the situation, we propose a guideline to reduce the size of the covariance matrix to be calculated according to its element contribution to the SDR. When this guideline cannot be applied, the methodology still allows calculating the upper and lower SDR uncertainty bounds. In this article, the guideline is applied to the calculation of the SDR uncertainty in the computational benchmark of ITER. In addition, we also study the possible impact of the neutron flux correlation degree on the SDR uncertainty in this benchmark.
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    Dust contamination of Divertor Remote Handling System in ITER Hot Cell: A novel approach to model complex superficial radiation sources
    (ELSEVIER, 2024) Martínez Albertos, Pablo; Sauvan, Patrick; Catalán Pérez, Juan Pablo; F., Javier; Le Tonquèze, Yannick; Hamilton, David Thomas; Juárez Mañas, Rafael
    Activated dust produced by the erosion of plasma-facing components entails a significant radiation source for ITER and, generally, for all tokamaks aiming for operation under high neutron exposure. In-Vessel remote-handling operations will mobilise the dust, which will be deposited on the remote-handling tools used, for which hands-on maintenance is expected. To ensure safe maintenance of the remote-handling equipment, a dedicated decontamination process in the Hot Cell is required. Evaluating the radiation fields produced by the contaminated equipment is central to minimising radiation exposure to personnel. In this study, we present a nuclear analysis of the Divertor Remote Handling System during its transfer and decontamination process. Past computational limitations regarding superficial sources definition and high uncertainties on the dust model have been overcome by implementing a novel methodology and following an alternative approach. Two surface-dependent dust distributions over the complex geometry surfaces were considered to evaluate the dose rates according to the different contamination levels during the process phases. A scoping analysis was performed to determine the amount of dust that would comply with project requirements in each phase of the process. Improvement margins were identified in the quantification of the amount of dust and Hot Cell layout.
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    Estudios de protección radiológica en la sala del acelerador de la instalación IFMIF/EVEDA : evaluación de la dosis residual y de la producción de residuos radiactivos
    (Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería Energética, 2013-04-02) López González de Murillo, Daniel; Sanz Gozalo, Javier; Sauvan, Patrick
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    New developments in transport and activation computational simulations in accelerator-based facilities.
    (Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de doctorado en Tecnologías Industriales, 2024) López Ochoa, Víctor; Sauvan, Patrick; Ogando Serrano, Francisco M.
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    Nuclear scoping analysis of ITER bioshield top lid toward its preliminary design review
    (Elsevier, 2023-10-01) Bergman, J.; Loughlin, Martin; Le Tonqueze, Y.; Thompson, M.; Martínez Albertos, Pablo; Sauvan, Patrick; Juárez Mañas, Rafael
    During ITER operations, electronics located in the crane hall, which is above the tokamak, will be exposed to neutron and photon fields from both the plasma and the activated water. To protect the electronics, the implementation of dedicated shielding on the crane hall platform and the bioshield top lid is required. The design demands optimisation attending to constructability, weight limits, and radiation shielding requirements. This work evaluates eight shielding configurations by assessment of the neutron flux and dose accumulated over 4700 h of operation at 500 MW for electronics protection. This corresponds to a neutron wall load of 0.3 MW a/m² as specified in the ITER Project Specification. An intermediate-source approach has been followed with SRC-UNED, considering all relevant radiation sources while minimising the computational time required. Results were presented at the top lid Conceptual Design Review aiming to support decision-making. Further optimisation has since been performed to reach a top lid proposal for its Preliminary Design Review. All outcomes show that radiation levels above the north and south crane hall platforms are compatible with the critical electronics requirements.
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    Optimization of stochastic global variance reduction techniques for Monte Carlo neutron transport with applications to the ITER geometry
    (Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2016-05-04) Pérez Fernández, Lucía; Sauvan, Patrick; Ogando Serrano, Francisco M.
    En el ámbito del diseño de reactores nucleares de fusión, los estudios de neutrónica tienen una destacada importancia. Los neutrones liberados por las reacciones de fusión que tienen lugar en este tipo de reactores son altamente energéticos, y dicha energía será posteriormente aprovechada para generar energía eléctrica en futuras centrales eléctricas de fusión. Sin embargo, los efectos perniciosos causados por estos neutrones, como la capacidad de activar los materiales o su peligrosidad como radiación ionizante, requiere una adecuada caracterización de la distribución de los neutrones dentro del reactor. Para poder llevar a cabo una correcta evaluación de los flujos neutrónicos en en todo el reactor, es necesario transportar los neutrones por toda su geometría; considerando todas las interacciones de éstos con la materia a lo largo de su trayectoria. Los códigos de transporte basados en el método de Monte Carlo son ampliamente utilizados en la industria nuclear para este fin. No obstante, su aplicabilidad se ve limitada por las capacidades computacionales actuales. Con el fin de optimizar el transporte neutrónico existen varias técnicas (implementadas en los propios códigos de Monte Carlo) que reducen la varianza en el muestreo de las partículas, reduciendo a su vez el esfuerzo computacional. A pesar de todo, a la hora de caracterizar un sistema en todos los puntos del espacio, estas técnicas resultan insuficientes debido a la naturaleza local de las mismas. Así, en geometrías de grandes dimensiones en las que es necesario caracterizar a lo largo de todo el espacio ciertas funciones respuesta (como por ejemplo la dosis o el calor residual), los códigos de transporte basados en Monte Carlo requieren un gran esfuerzo computacional. Este problema se ve agravado cuando, además, existen materiales muy absorbentes y las partículas son en su mayoría absorbidas. En muchos de estos casos, realizar cálculos de transporte en un tiempo computacional asequible resulta imposible. Para solventar este problema, las técnicas de reducción de varianza global consideran todos los puntos de la geometría igualmente importantes, permitiendo un transporte homogéneo en términos del error relativo. Para generar los parámetros necesarios para la aplicación de reducción de varianza global, los métodos híbridos realizan cálculos previos del flujo neutrónico con códigos deterministas; estos parámetros son posteriormente empleados como entrada en una simulación de Monte Carlo (más precisa en geometrías complejas que los métodos deterministas). Actualmente existen varias técnicas que reducen la varianza de forma global, siendo el método híbrido FW-CADIS la técnica de referencia. El objetivo principal de esta tesis es implementar un método de reducción de varianza global para cálculos de transporte neutrónico realizados con el código de transporte MCNP (basado en el método de Monte Carlo), sin la necesidad de un código determinista. Para ello, en la primera parte de esta tesis se presenta un repaso de las principales técnicas de reducción de varianza global que existen actualmente para el transporte de neutrones. Se describen los puntos fuertes y las limitaciones de cada método y se hace especial hincapié en la técnica de van Wijk. Ésta metodología, puramente estocástica, presenta ciertos problemas para geometrías complejas con materiales muy absorbentes. Estos inconvenientes son estudiados y se proponen dos soluciones en función de los resultados obtenidos. La segunda parte de esta tesis consiste en aplicaciones de las técnicas propuestas así como del algoritmo original de van Wijk, usando dos geometrías diferentes. Para ello se propone en primer lugar el benchmark de ITER, una geometría simplificada que se emplea para la verificación de herramientas. Sobre este modelo, un caso análogo (sin reducción de varianza), el algoritmo de van Wijk y las modificaciones propuestas, son comparados en términos de optimización del tiempo computacional y del muestreo sobre toda la geometría. Además, se realiza una verificación de la fiabilidad de los métodos, comparando para ello el flujo neutrónico calculado en una región del espacio con el caso análogo de MCNP. La segunda geometría es más compleja y de mayores dimensiones; se emplea en este caso el modelo neutrónico del reactor fusión ITER. Se muestran sobre este modelo las mismas comparaciones de optimización realizadas en el benchmark. Además, los mapas provenientes de los dos métodos más optimizados son posteriormente empleados para realizar un cálculo de dosis en parada sobre el puerto ecuatorial del reactor. En esta tesis se proponen dos optimizaciones de técnicas de reducción de varianza global para el transporte con el código MCNP, sin la necesidad de emplear un código determinista para los cálculos previos. Las aplicaciones mostradas demuestran la consistencia en los resultados obtenidos cuando se comparan con una simulación análoga, así como la mejora en el tiempo computacional del transporte.
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    Propagation of statistical uncertainty in mesh-based R2S calculations
    (Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2021) Alguacil Orejudo, Javier; Catalán Pérez, Juan Pablo; Sauvan, Patrick