Fogliatto, Ezequiel O. (2012) Estudio de reactores de gas con perspectivas a centrales de 4ta. generación. / Study of gas-cooled reactors with prospects to fourth generation power plants. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
![[img]](/style/images/fileicons/application_pdf.png)
| PDF (Tesis) Español 2571Kb |
Resumen en español
En este trabajo se lleva a cabo el análisis de elementos combustibles de reactores refrigerados por gas y moderados por grafito que contienen partículas TRISO, estudiando las principales características neutrónicas siguiendo un enfoque orientado a una etapa de diseño conceptual. El estudio de las características especiales de este tipo de combustibles requiere el desarrollo e implementación de cadenas de cálculo que logren una representación fidedigna de los diferentes grados de heterogeneidad presentes, así como tiempos de cálculo que permitan realizar un estudio de sensibilidad de los principales parámetros de diseño. Por lo tanto, el desarrollo del trabajo incluye la elección de modelos bidimensionales equivalentes que permiten una adecuada representación de partículas TRISO y elementos combustibles esféricos usando los códigos CONDOR y WIMSD. La comparaci ón de resultados de cálculo de celda con los obtenidos mediante el uso del código Monte Carlo SERPENT muestra diferencias satisfactorias entre ambos, permitiendo el uso del modelo equivalente en las primeras etapas de diseño. Se ha encontrado que el modelo equivalente puede ser utilizado directamente con CONDOR, mientras que para su empleo con WIMSD es necesario realizar cálculos del factor de Dancoff en forma externa. El proceso de validación se completa con el cálculo de criticidad del reactor HTR-PROTEUS y la comparación con resultados experimentales, observándose que con este modelo de combustible se obtienen diferencias respecto a valores medidos del mismo orden que las reportadas por diversos grupos de cálculo de la bibliografía. A partir de la validación del modelo de celda se lleva a cabo un análisis del comportamiento neutrónico de los elementos combustibles con partículas TRISO, estudiando los efectos de cambios en los principales parámetros de diseño, como enriquecimiento, tamaño y cantidad de partículas TRISO, y dimensión de la zona en la que se encuentran dentro de un combustible. El acople de un modelo de costo nivelado de ciclo permite la búsqueda de configuraciones de diseño que mejoran la rentabilidad y maximizan el aprovechamiento de las potencialidades de este tipo de combustibles.
Resumen en inglés
This work conducts the analysis of fuel elements of gas-cooled and graphite-moderated reactors containing TRISO particles, studying the main characteristics following a neutron-oriented approach to conceptual design stage. The study of the special characteristics of these fuels requires the development and implementation of calculation chains to achieve a true representation of the different degrees of heterogeneity present, as well as computation time that allows a sensitivity study of the main design parameters. Therefore, the development of this work includes a two-dimensional equivalent model that allows an adequate representation of TRISO particles and spherical fuel elements using the CONDOR and WIMSD codes. The comparison of cell calculation results with those obtained by using the Monte Carlo code SERPENT show acceptable differences between them, allowing the use of the equivalent model in early stages of design. It has been found that the equivalent model can be used directly with CONDOR, while for use with WIMSD external Dancoff factor calculations are necessary. The validation process is completed with criticality calculation of the HTR-PROTEUS reactor and comparison with experimental results, showing that with this fuel model the differences between measured and calculated values are of the same order as those reported by several groups in the literature. After the model validation is performed, an analysis of the neutronic behavior of fuel elements with TRISO particles is carried out, studying the effects of changes in key design parameters such as enrichment, size and number of TRISO particles, and size area in which are located within a fuel. The coupling of a levelized cycle cost model allows the search of design configurations that improve profitability and maximize the potential use of such fuels.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Gas cooled reactors; Reactores refrigerados por gas; Fuel elements; Elementos combustibles; Triso; Pebble bed; 4th generation reactors neutronics; Neutrónica de reactores de 4ta. generación |
| Referencias: | [1] Gas-cooled nuclear reactors. Monografa del Comisariado de Energa Atomica, Francia, 2006. 3 [2] Moreau, C., et al. Cn 36/270. IAEA Symposium, 62, 1977. 7 [3] The proteus project. URL http://proteus.web.psi.ch/. 8 [4] Critical experiments and reactor physics calculations for low enriched high temperature gas cooled reactors. Inf. Tec. 1249, IAEA, Octubre 2001. 8, 21, 34, 40 [5] Evaluation of high temperature gas cooled reactor performance: Benchmark analysis related to initial testing of the httr and htr-10. Inf. Tec. 1382, IAEA, Noviembre 2003. 11, 21 [6] CHANG, H., DAMIAN, F., LEE, Y. K., RAEPSAET, X., XINGQING, J., Y.YONGWEI. Treatment of stochastic geometry in pebble bed reactor with monte carlo code tripoli-4.3. HTR Conference, 2004. 14 [7] HOGENBIRK, A., STAD, R. V. D., A, J. J., KLIPPEL, H., KUIJPER, J. Htr proteus benchmark calculations. Inf. Tec. ECN-C|95-087, ECN Nuclear Energy, 1995. 15, 21, 22, 34 [8] Villarino, E. CONDOR V2.5. Neutronic Calculation Code. CONDOR Manual. 16 [9] Villarino, E., Lecot, C. CITVAP V3.2. Reactor Calculation Code. CITVAP Manual. 16 [10] Psg2/serpent website. URL http://montecarlo.vtt.fi/. 17 [11] Wimsd5, deterministic multigroup reactor lattice calculations. URL http://www. oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1507. 17 [12] Cullen, D. E. Triso homogeneization. Lawrence Livermore National Laboratory, 2009. 18 [13] Kim, K., Cho, J., Lee, H., Noh, J., Zee, S. Development of a physics analysis procedure for the prismatic very high temperature gas-cooled reactors. Ann. Nuc. En, 34, 2007. [14] Ilas, G., Hudson, N., Rahnema, F., Ougouag, A., Gougar, H. On the few-group cross-section generation methodology for pbr analysis. Ann. Nuc. En, 33, 2006. 18 [15] Bell, G. I., Glasstone, S. Nuclear Reactor Theory. Krieger Publishing Co., 1985. 22, 79 [16] Case, K. M., de Homann, F., Placzek, G. Introduction to the Theory of Neutron Diusion. Los Alamos Scientic Laboratory, June 1953. 22 [17] Service, T. A. S. WIMSD, A Neutronics Code for Standard Lattice Physics Analysis. WIMSD Manual. 25 [18] Lieberoth, J., Stojadinovic, A. Neutron streaming in pebble beds. Nucl. Sci. Eng., 76, 336{344, 1980. 28, 31, 37 [19] Gougar, H. D. Results of the simulation of the htr-proteus core 4.2 using pebbedcombine: Fy-10 report. Inf. Tec. INL/EXT-10-19208, INL, Julio 2010. 34 [20] Behrens, D. J. Proc. Phys. Soc., 62, 607, 1949. 37 [21] Mathews, D., Thibulsky, V., Chaula, R. Anisotropic diusion eects in deterministic pebble-bed lattices. Trans. Am. Nuc. Soc., 68, 438{439, 1993. 37 [22] Gerwin, H., Scherer, W. Treatment of the upper cavity in a pebble-bed hightemperature gas-cooled reactor by diusion theory. Nucl. Sci. Eng., 97, 9{19, 1987. 38 [23] Ortensi, J., Ougouag, A. M. Improved prediction of the temperature feedback in triso-fueled reactors. Idaho National Laboratory, Next Generation Nuclear Plant Project, 2009. 43 [24] Inpro manual on the area of economics. Inf. tec., IAEA, Octubre 2005. 53 [25] F., R., Strydom, G., de Haas, H., Ivanov, K., Tyobeka, B., Mphahlele, R., et al. The pbmr steady state and coupled kinetics core thermal-hydraulics benchmark test problems. 2nd International Topical Meeting on HIGH TEMPERATURE REACTOR TECHNOLOGY, C17, 2004. 57 |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Ingeniería de reactores Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores |
| Divisiones: | Aplicaciones de la energía nuclear > Tecnología de materiales y dispositivos > Mecánica computacional |
| Código ID: | 339 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 17 Jul 2012 12:00 |
| Última Modificación: | 17 Jul 2012 12:00 |
Personal del repositorio solamente: página de control del documento
