Metodología para el cálculo acoplado neutrónico-termohidráulico del reactor nuclear de agua ligera de alto desempeño; Coupled Neutronics/ Thermal-hydraulics Analysis Methodology of a High Performance Light Water Reactor

Landy Y. Castro González, Leorlen Rojas Mazaira, Carlos García Hernández, Carlos Brayner de Olivera Lira

Resumen


El uso del agua supercrítica como refrigerante en los reactores nucleares es un reto para su diseño y operación, pues es necesario tener en cuenta la fuerte influencia de las propiedades termodinámicas del agua supercrítica enlas propiedades moderadoras de los neutrones. En este trabajo se desarrolló una metodología basada en un código de Monte-Carlo para el cálculo neutrónico y un código de Dinámica de Fluido Computacional para el cálculo termohidráulico, con el objetivo de realizar el cálculo acoplado neutrónico-termohidráulico de un conjunto combustible de un Reactor de Agua Supercrítica de Alto Desempeño. Empleando la metodología desarrollada fueronobtenidos los perfiles de temperatura y potencia liberada en las barras combustibles del conjunto, los de temperatura en la envoltura de los elementos combustibles y los perfiles de temperatura y densidad del agua en la zona refrigerante y en la zona moderadora del conjunto. Los resultados describen acertadamente el comportamiento de dichos parámetros en el conjunto combustible promedio.

The use of supercritical water as a coolant in nuclear reactors is a challenge for its design and operation, it is necessary to consider the strong dependence between the thermodynamic properties of supercritical water and the properties as moderator of neutrons. This paper presents a methodology based on a Monte-Carlo code for neutronic calculation and a Computational Fluid Dynamics code for thermohydraulic calculation, with the aim of making the coupled neutronic-thermohydraulic analysis of a High Performance Light Water Reactorfuel assembly. Using the developed methodology, temperature profiles and power released in the fuel rods, the cladstemperature distribution and the temperature and water density profiles in the cooling and moderator zone were obtained. The results, accurately, describe the behavior of these parameters in the average fuel assembly.

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