Diseño conceptual de un reactor de investigación con combustibles de UMo monolítico.
En el presente trabajo se buscó diseñar el núcleo de un reactor empelando combustibles con compuestos de UMo monolítico. Para ello se partió del núcleo del reactor OPAL, que usa combustibles de siliciuros de uranio. A la vez se empleó este reactor como referencia para los requerimientos impuestos...
Guardado en:
| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2014
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/465/1/1Beliera.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | En el presente trabajo se buscó diseñar el núcleo de un reactor empelando combustibles
con compuestos de UMo monolítico. Para ello se partió del núcleo del reactor
OPAL, que usa combustibles de siliciuros de uranio. A la vez se empleó este reactor
como referencia para los requerimientos impuestos.
Se estudió el desarrollo de estos combustibles para conocer las posibles limitaciones
al diseño a tener en cuenta, tanto desde el comportamiento bajo irradiación como desde
los procesos de fabricación de los mismos. En base a esto se decidieron emplear como
materiales de cladding el Aluminio 6061 y el zircaloy-4.
Se estudiaron paramétricamente algunas de las variables de diseño buscando mejorar
el rendimiento del reactor manteniendo los márgenes de seguridad, tanto neutrónicos
como termohidráulicos.
El rendimiento se evaluó mediante el quemado de extracción de los EECC, la longitud
del ciclo de operación y los
fujos térmicos en ciertas posiciones de interés.
Se hizo una estimación del consumo de uranio anual del reactor, con las distintas
configuraciones, y una estimación económica muy sencilla asociada a este consumo.
Se obtuvieron tanto quemados de extracción como longitudes de ciclo considerablemente
mayores, lo que permitió una adición de venenos quemables mucho mayor que
la del OPAL.
Esto permitió también realizar aumentos de potencia considerables, lo que se vio
reflejado en los
fujos térmicos obtenidos. No obstante, estos fueron, relativos a la
potencia empleada en cada caso, menores que los que se obtienen con siliciuros.
Por último, se evaluaron cambios en el tamaño del núcleo y la posibilidad de agregar
posiciones de irradiación dentro mismo. Esto se hizo como primera estimación y para
tener una idea más precisa de los alcances y beneficios de hacer estas modificaciones
sería necesario profundizar los cálculos e incluir variables que no se consideraron.
Para todos los cálculos se usaron las lineas de cálculo de INVAP S.E. Para la
parte neutrónica se empleó CONDOR-CITVAP y para la termohidráulica el código
TERMIC.
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