CSC   24412
CENTRO DE SIMULACION COMPUTACIONAL PARA APLICACIONES TECNOLOGICAS
Unidad Ejecutora - UE
congresos y reuniones científicas
Título:
MODELO TERMOQUIMICO DE UNA BARRA COMBUSTIBLE NUCLEAR EN CONDICIONES NORMALES Y DE ACCIDENTE
Autor/es:
M. LEMES; A. SOBA; A. DENIS
Reunión:
Congreso; 100a Reuni´on Nacional de la Asociaci´on F´ısica Argentina; 2015
Resumen:
Durante el funcionamiento normal de una planta nuclear, las condiciones termo-mec´anicas y termo-hidr´aulicaspueden ser descriptas num´ericamente mediante el uso de modelos que suponen variaciones lentas en las condicionesde irradiaci´on. As´ı, se genera una respuesta controlada de los diferentes par´ametros que caracterizan alreactor, como la distribuci´on de temperaturas y el calor que el sistema entrega al refrigerante. Por el contrario,en condiciones de accidente, las variaciones en el sistema resultan muy r´apidas y los modelos para describirlasdeben ser no estacionarios. Un tipo particular de accidente es el denominado ?Loss Of Coolant Accident? (LOCA),caracterizado por la p´erdida parcial o total del refrigerante. En accidentes de este tipo el sistema registra unaca´ıda de presi´on en el l´ıquido refrigerante, El calor acumulado en las barras debe ser disipado en condicionesde refrigeraci´on defectuosas. Este transitorio involucra diversas situaciones f´ısicas que responden a las diferentesinstancias pudiendo causar da?nos estructurales severos, y en situaci´on extrema, la fusi´on del combustible y suposible dispersi´on. Este conjunto de fen´omenos requiere de modelos adecuados, altamente no lineales, que describancada reacci´on particular. Adem´as, las correspondientes subrutinas deben operar en forma interconectadacon cada uno de los restantes procesos que se disparan en el momento de accidente. Esto significa, desde elpunto de vista de la simulaci´on, que no basta con obtener un modelo que describa acertadamente un problemaaislado, sino que cada uno debe pensarse como parte de un todo combinado. Durante los ´ultimos diez a?nos, laSecci´on C´odigos y Modelos de la Gerencia Ciclo del Combustible Nuclear del Centro At´omico Constituyentes,CNEA, viene desarrollando el c´odigo DIONISIO, para la simulaci´on del comportamiento de los combustibles dereactores de potencia, bajo condiciones de operaci´on normal. Constituye un c´odigo bidimensional que trabaja conelementos finitos y contiene m´as de 40 modelos interconectados (muchos de los cuales fueron desarrollados pormiembros del grupo). A trav´es del an´alisis de diferentes estudios presentes en la literatura abierta, se desarrollaronsubrutinas que, si bien no aspiran a abarcar el estudio completo de una central nuclear, como los presentes en unc´odigo termohidr´aulico, permitan evaluar las condiciones de contorno que operan sobre el combustible en casode accidente. Para esto, se requiri´o analizar y cuantificar el comportamiento del fluido refrigerante en un dominiopr´oximo a una barra. Los resultados alcanzados constituir´an datos de entrada que tomar´a DIONISIO, con los quesimular´a los cambios f´ısicos y qu´ımicos m´as importantes que pudieran sufrir las pastillas y las vainas.
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