CIMEC   24726
CENTRO DE INVESTIGACION DE METODOS COMPUTACIONALES
Unidad Ejecutora - UE
congresos y reuniones científicas
Título:
Análisis térmico de repositorio de combustible nuclear gastado utilizando ANSYS y OpenFOAM
Autor/es:
GODINO M. DARIO; ANTONELLA L. COSTA; SANTIAGO F. CORZO; CLAUBIA PEREIRA; RAONI A. S. JONUSAN; DAMIAN E. RAMAJO
Lugar:
Santa Fe
Reunión:
Congreso; XXIV Congreso sobre Métodos Numéricos y sus Aplicaciones; 2019
Institución organizadora:
CIMEC - AMCA
Resumen:
El uso de formaciones geológicas profundas como depósito de elementos combustibles nucleares gastados, es actualmente una de las opciones más factibles y seguras. El diseño y modelado de estos depósitos requiere considerar aspectos como el calor de decaimiento, que puede comprometer la seguridad del depósito. Por lo tanto, es importante realizar un análisis térmico transitorio teniendo en cuenta el calor emitido en el tiempo y analizando parámetros como la temperatura sobre la superficie del recipiente de contención y la temperatura entre la bentonita y la roca. La utilización de simulación ccomputacional 3D con códigos como ANSYS u OpenFOAM , permite abordar este tipo de problemas, siendo un laboratorio virtual para evaluar diferentes configuraciones y diseños de repositorios. La contribución de este trabajo se centra en verificar el análisis térmico para seis tipos de combustibles nucleares gastados, utilizando como referencia el repositorio para residuos de alto nivel del Reino Unido, basado en el concepto KBS-3 y desarrollado por Swedish Nuclear Fuel and Waste Company.