Análisis y modelado de combustibles nucleares avanzados en estacionarios y durante rampas de potencia

En el presente trabajo se lleva a cabo el estudio, desarrollo, mejora y validación de códigos y modelos de simulación del comportamiento de combustibles nucleares bajo irradiación en estados estacionarios y frente a rampas de potencia de combustibles PHWR, PWR, BWR, VVER, CAREM y diseños avanzados...

Descripción completa

Detalles Bibliográficos
Autor principal: Ruiz, Kevin S.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2022
Materias:
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/1052/1/1Ruiz.pdf
Aporte de:Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (CNEA) de CAB - CNEA - Biblioteca Leo Falicov Ver origen
Descripción
Sumario:En el presente trabajo se lleva a cabo el estudio, desarrollo, mejora y validación de códigos y modelos de simulación del comportamiento de combustibles nucleares bajo irradiación en estados estacionarios y frente a rampas de potencia de combustibles PHWR, PWR, BWR, VVER, CAREM y diseños avanzados tipo ATF (Accident Tole- rant Fuels). En particular, se estudiaron los códigos FUELROD, BaCo y FRAPCON y para cada uno de ellos se analizaron los aspectos computacionales, se evaluaron las capacidades predictivas bajo distintos estados de carga e historias de potencia y se realizaron tareas de validación y comparación con otros códigos dentro de marcos internacionales de intercomparación y testeo de códigos como los CRP FUMEX I, II, III y ACTOF de IAEA y de análisis de PCI-SCC en rampas de potencias de NEA-OECD. FUELROD es un código simple y de orientación académica que demostró ser muy eficaz para cálculos en estado estacionario y se considera una herramienta notable para análisis paramétrico, diseño conceptual, entrenamiento en el área de diseño de elementos combustibles y para docencia en el curso de elementos combustibles de la carrera de Ingeniería Nuclear. Como parte del trabajo se desarrolló la versión 3.0 del código en la cual se destacan diversas actualizaciones de modelos físicos, mejoras y correcciones en los cálculos y una extensión de la aplicación del código para combustibles ATF. Por otro lado, BaCo y FRAPCON resultan ser herramientas mucho más complejas que permiten un tratamiento detallado de los fenómenos termo-mecánicos involucrados durante la operación de las barras combustibles. Estos últimos dos códigos resultan ideales para realizar cálculos y análisis sumamente precisos. La investigación finaliza con un extenso estudio sobre combustibles tolerantes a accidentes, donde se evalúa su desempeño bajo diversas condiciones de operación, utilizando todas las herramientas computacionales disponibles. A modo de complementar el abanico de herramientas de análisis de ATF, se desarrolló un código termo-mecánico por elementos finitos escrito en lenguaje OCTAVE. Los resultados indican que la línea de combustibles avanzados es prometedora ya que permitiría mejorar el desempeño global de los combustibles nucleares actuales.