Tabla de Contenidos:
  • Para extender las capacidades de diseño de reactores nucleares, se desarrolla un acople entre el código de cálculo de núcleo CITVAP y el código termohidráulico de planta RELAP . Esto permite el cálculo de coeficientes de potencia y márgenes termohidráulicos a fenómenos críticos y el estudio de crecimiento de la capa de óxido en las vainas de los elementos combustibles. Se desarrolla una metodología de acople entre los dos códigos para estados estacionarios del núcleo. Para ello se desarrollan los programas relap2citvap y citvap2relap que permiten el flujo de información entre los archivos auxiliares de los códigos. Para validar el correcto funcionamiento del acople, se calcula el coeficiente de realimentación por potencia del OPAL y se compara con correspondiente valor experimental, obteniéndose resultados satisfactorios. Se inicia un estudio de factibilidad de cálculo de transitorios con CITVAP como primera etapa para el desarrollo de un acople dinámico entre RELAP y CITVAP . Para ello se proponen mecanismos de insertar los términos temporales de la ecuación de difusión a través de una fuente externa equivalente. Se desarrolla el programa transient que permite el cálculo de transitorios junto con CITVAP dentro de un ciclo de cálculo. Se verifica el correcto funcionamiento del ciclo con modelos nucleares sencillos, comparando los resultados numéricos con las correspondientes soluciones analíticas. Finalmente, se proponen mejoras y trabajos futuros para dar continuidad al desarrollo del acople neutrónico termohidráulico entre CITVAP y RELAP , buscando incorporar la cinética neutrónica en tres dimensiones al diseño de reactores nucleares.