Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.
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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Autor principal: | |
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Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
Lenguaje: | Español |
Publicado: |
2016
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Materias: | |
Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/551/1/1Huaccho_Zavala.pdf |
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Sumario: | 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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