Cálculo de la exposición de estructuras interiores y recipiente de presión del CAREM 25 mediante MCNP / Evaluation of radiation exposure on the internal materials and the reactor pressure vessel of the CAREM 25 reactor with MCNP code

Ferraro, Diego (2009) Cálculo de la exposición de estructuras interiores y recipiente de presión del CAREM 25 mediante MCNP / Evaluation of radiation exposure on the internal materials and the reactor pressure vessel of the CAREM 25 reactor with MCNP code. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.

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Resumen en español

El CAREM 25 es un diseño de reactor de producción eléctrica refrigerado y moderado por agua liviana, autopresurizado, integrado, de convección natural y con sistemas de seguridad pasivos. Actualmente el estado de desarrollo de la ingeniería alcanzado en el diseño hace relevante la realización de ciertos estudios que hacen a la performance y vida útil de la central. En este marco, un parámetro clave que debe ser analizado en los componentes críticos de la envuelta de presión de un reactor nuclear de producción de electricidad es el daño por radiación que pueden sufrir los mismos, de manera de asegurar la integridad de la planta hasta el fin de vida de la misma. La cuantificación de dicho daño suele realizarse a través de distintos parámetros, los cuales están generalmente basados en los niveles de flujo neutrónico rápido (E>1MeV) o en el ritmo de dpa (generalmente en materiales ferrosos). Por otra parte, el hecho que el reactor CAREM sea del tipo integrado hace necesario incluir en dicho análisis un mapeo de daño no sólo en el RPR sino también en los generadores de vapor (GVs). A su vez, teniendo el reactor un fuerte acople neutrónico - termohidráulico se hace relevante el estudio de la dependencia de los resultados ante variaciones de las condiciones planta. Es así que en el presente trabajo se realizó un modelado con el código de transporte probabilístico MCNP a fin de obtener perfiles de flujo neutrónico y ritmo de dpa en la envuelta de presión incluyendo distintas zonas del RPR y los GVs. Estos perfiles fueron luego complementados con una serie de estudios paramétricos para analizar la sensibilidad del problema ante variaciones de ciertos parámetros operacionales del reactor.

Resumen en inglés

The CAREM-25 is a design of a light water cooled and moderated electricity production reactor. This reactor has certain distinctive characteristics such as being self-pressurized, integrated, cooled by natural convection and having passive safety systems. The current state of engineering makes necessary the evaluation of parameters related to the plant performance and integrity up to end of life. Irradiaton damage in critical components of the pressure boundary in nuclear power plants is a key parameter to be analyzed in order to asess the plant integrity up to end of life. This irradiation damage is generaly measured by neutron flux with energy beyond some defined threshold value (i.e. E>1MeV) or dpa rate (on ferritic alloys). The characteristics of CAREM 25 integrated reactor makes relevant the study of the damage on RPV and on the steam generators (SGs) as far as consider the impact of hydraulic - neutronic coupling on the results due to variations on the condition plant. In the present work a model of the reactor was developed using a probabilistic transport code (MCNP) in order to obtain flux and dpa profiles on the RPV and the SGs. Finally, sensibility analysis considering variations on the plant conditions were made.

Tipo de objeto:Tesis (Maestría en Ingeniería)
Palabras Clave:Energía eléctrica; Electric power; Reactores refrigerados por agua; Water cooled reactors; Generadores de vapor; Vapor generators; Efectos de las radiaciones; Radiation effects; Reactor Argentino CAREM 25; Código MCNP
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Materias:Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores
Ingeniería nuclear > Tipos de reactores
Divisiones:Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de neutrones
Código ID:151
Depositado Por:Marisa G. Velazco Aldao
Depositado En:05 Jul 2010 15:13
Última Modificación:27 Mar 2012 13:35

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