Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

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La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal:	Huaccho Zavala, Gianfranco
Formato:	Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:	Español
Publicado:	2016
Materias:	Combustibles Ingeniería de reactores Ingeniería nuclear CANDU type reactors Reactores tipo CANDU Fuel management Gestión del combustible Reactor cells Celdas de reactor Control elements Elementos de control [CONDOR code Código CONDOR CITVAP code Código CITVAP SERPENT code Código SERPENT Cell calculation Cálculo de núcleo]
Acceso en línea:	http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/551/1/1Huaccho_Zavala.pdf
Aporte de:	Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro

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description	La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.
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Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

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