Estudio de reactores de gas con perspectivas a centrales de 4ta. generación.

En este trabajo se lleva a cabo el análisis de elementos combustibles de reactores refrigerados por gas y moderados por grafito que contienen partículas TRISO, estudiando las principales características neutrónicas siguiendo un enfoque orientado a una etapa de diseño conceptual. El estudio de las...

Descripción completa

Detalles Bibliográficos
Autor principal: Fogliatto, Ezequiel O.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2012
Materias:
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/339/1/1Fogliatto.pdf
Aporte de:Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (CNEA) de CAB - CNEA - Biblioteca Leo Falicov Ver origen
Descripción
Sumario:En este trabajo se lleva a cabo el análisis de elementos combustibles de reactores refrigerados por gas y moderados por grafito que contienen partículas TRISO, estudiando las principales características neutrónicas siguiendo un enfoque orientado a una etapa de diseño conceptual. El estudio de las características especiales de este tipo de combustibles requiere el desarrollo e implementación de cadenas de cálculo que logren una representación fidedigna de los diferentes grados de heterogeneidad presentes, así como tiempos de cálculo que permitan realizar un estudio de sensibilidad de los principales parámetros de diseño. Por lo tanto, el desarrollo del trabajo incluye la elección de modelos bidimensionales equivalentes que permiten una adecuada representación de partículas TRISO y elementos combustibles esféricos usando los códigos CONDOR y WIMSD. La comparaci ón de resultados de cálculo de celda con los obtenidos mediante el uso del código Monte Carlo SERPENT muestra diferencias satisfactorias entre ambos, permitiendo el uso del modelo equivalente en las primeras etapas de diseño. Se ha encontrado que el modelo equivalente puede ser utilizado directamente con CONDOR, mientras que para su empleo con WIMSD es necesario realizar cálculos del factor de Dancoff en forma externa. El proceso de validación se completa con el cálculo de criticidad del reactor HTR-PROTEUS y la comparación con resultados experimentales, observándose que con este modelo de combustible se obtienen diferencias respecto a valores medidos del mismo orden que las reportadas por diversos grupos de cálculo de la bibliografía. A partir de la validación del modelo de celda se lleva a cabo un análisis del comportamiento neutrónico de los elementos combustibles con partículas TRISO, estudiando los efectos de cambios en los principales parámetros de diseño, como enriquecimiento, tamaño y cantidad de partículas TRISO, y dimensión de la zona en la que se encuentran dentro de un combustible. El acople de un modelo de costo nivelado de ciclo permite la búsqueda de configuraciones de diseño que mejoran la rentabilidad y maximizan el aprovechamiento de las potencialidades de este tipo de combustibles.