Validación de un modelo termo-mecánico de combustible nuclear

Abstract

La validación de las herramientas utilizadas en los análisis de seguridad de los reactores nucleares es una parte esencial de los mismos. En este Trabajo de Fin de Máster se realiza un estudio sobre los nuevos modelos de deformación que han sido incorporados al código termo-hidráulico TRACE. Para llevar a cabo el estudio, se reproducen en este documento ciertos análisis realizados con otro código de tipo termo-mecánico en los que se aplica el cálculo de las máximas sobrepotencias térmicas (‘Thermal Over Power’, TOP) y mecánicas (‘Mechanical Over Power’, MOP) a las que se ve sometida la varilla de combustible durante los transitorios de operación previstos (AOOs). En tal análisis, se seleccionan los transitorios operacionales más limitantes para el combustible estudiado desde el punto de vista de estas sobrepotencias. Se asume de esta manera, como es lógico, que dichos transitorios son más limitantes que la operación normal de la planta. La versión del código TRACE utilizada para este análisis en concreto será la v5.0patch5, distribuida por la NRC en el marco de un proyecto de colaboración de varias empresas del sector. Como conclusión final, se observa que el resultado de los análisis de las sobrepotencias térmicas y mecánicas para los transitorios más limitantes estudiados con el mencionado código TRACE es similar al resultado obtenido con el otro código termo-mecánico citado.