Maturana, Roberto H. (2011) Neutrónica acoplada térmicamente de reactores de gas heterogéneos. / Neutronic-thermal coupled analysis of heterogeneous gas cooled reactors. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 1536Kb |
Resumen en español
Los reactores refrigerados por gas son actualmente una de las líneas dominantes de estudio dentro de la familia de reactores llamada de cuarta generación. En estos diseños, se asume como línea de desarrollo que los reactores térmicos a gas están asociados a combustibles del tipo de partículas recubiertas. Esta suposición de diseño necesariamente conlleva a dos consecuencias que limitan la economía del concepto: núcleos neutrónicamente homogéneos y de baja densidad de potencia. Hasta el presente se puede concluir que geometrías derivadas de reactores de gas fuertemente heterogéneos llevan necesariamente a considerar criterios de estabilidad para las configuraciones neutrónicas que requieren de diseños simultáneos de la transferencia de calor y la cinética de los coeficientes de potencia. En este trabajo se investiga y desarrolla una metodología para el estudio neutrónico de celdas de reactores de gas heterogéneas, planteando explícitamente el acople térmico de manera de analizar la estabilidad de las configuraciones. Se generó una herramienta que permite calcular los perfiles de temperatura de los distintos componentes que conforman el núcleo de un reactor tipo Advanced Gascooled Reactor (AGR), refrigerado por dióxido de carbono y moderado por grafito. Se utiliza el código de celda WIMS modelando la celda combustible del AGR, para calcular el factor de multiplicación efectivo, para diferentes condiciones del reactor, gracias al acople con el modelo termohidráulico desarrollado. Utilizando el modelo acoplado neutrónico-térmico, se calcula el coeficiente de potencia del AGR, en distintas posiciones dentro de un canal combustible promedio. Se encontró que, bajo las aproximaciones realizadas, la configuración heterogénea del reactor AGR es neutrónica y térmicamente estable. El modelo desarrollado permite analizar a futuro nuevas configuraciones, en especial de reactores avanzados, para llevarlas sistemáticamente a diseños heterogéneos estables.
Resumen en inglés
At present, gas cooled reactors are one of the dominant lines of study within the reactor family called generation four. In these designs it is assumed, as a development line, that thermal gas cooled reactors are associated with fuel coated particles. This design assumption necessarily leads into two consequences that limit the concept economy: neutronic homogeneous cores and low power density. At present we can conclude that geometries derived from highly heterogeneous gas reactors necessarily lead to consider stability criteria for neutronic configurations that require simultaneous design of heat transfer and kinetic of power coefficients. This work investigates and develops a methodology for neutronic study of heterogeneous gas reactors cells, where the thermal coupling is explicitly posed in order to analyze the stability of configurations. A tool that calculates the temperature profiles of the various components within the core of the Advanced Gas-cooled Reactor (AGR), carbon dioxide cooled and graphite moderated, was developed. The WIMS code for neutronic cell calculations is been utilized to model the AGR fuel cell and to calculate the effective multiplication factor for different reactor conditions, using the coupling thermal-hydraulic model developed. Using the neutronic-thermal coupled model, the power coefficient of AGR was calculated at different positions within an average fuel channel. It was found that under the approximations made, the heterogeneous configuration of AGR reactor is neutronic and thermally stable. The developed model allows analyzing new configurations in future, especially of advanced reactors, to lead them systematically to heterogeneous stable designs.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Enrichment; Emriquecimiento; Power coefficient; Coeficiente de potencia; Fuel cells; Celulas de combustibles; Generation four reactor; Reactores de cuarta generación; |
| Referencias: | [1] World Nuclear Association. World Nuclear Power Reactors. Julio de 2011. < http://www.world-nuclear.org/info/inf01.html> [2] IAEA. Gas-Cooled Reactor Design and Safety, TRS No.312. Vienna, 1990. [3] IAEA. Status of innovative small and medium sized reactor designs 2005. TECDOC No. 1485. Vienna, 2006. [4] Maturana, R. H. Neutrónica de Reactores de Gas Heterogéneos. Proyecto Integrador (Ingeniería Nuclear). Bariloche, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro, 2008. [5] World Nuclear Association. Nuclear Power in the United Kingdom. Julio de 2011. < http://www.world-nuclear.org/info/info84.html> [6] Nonbol, E. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR). Riso National Laboratory. Roskilde, Denmark, November 1996. [7] Dale, G. C. The Safety of the AGR. Central Electricity Generating Board, 1982. [8] ANSWERS Sofware Service. WIMSD: A Neutronics Code for Standard Lattice Physics Analysis. AEA Technology, 1998. [9] Incropera, F. P. Fundamentos de Transferencia de Calor. 4a ed. México: Prentice Hall, 1999. [10] IAEA. Thermal conductivity of UO2. Technical Report Series No. 59. Vienna, 1966. [11] Winterton, R. H. S. Thermal Design of Nuclear Reactors. Oxford: Pergamon Press, 1981. [12] Wilson P. D. The nuclear fuel cycle: from ore to wastes, Oxford University Press, 1996. [13] Potter, M. C.; Wiggert, D. C. Mecánica de fluidos. 3a ed. México: Thomson, 2002. [14] Phuah, C.H.; Ryan, M. P.; Standring, P.; Lee, W. E. Polarization measurements of thermally-sensitised advanced gas reactor (AGR) fuel cladding in traces electrolytes DIAMOND’ onference: Decommissioning, Immobilization and Management of Nuclear Waste for Disposal. Manchester, UK, 15-16 December 2010. [15] Steer, A. G. AGR Core Design, Operation and Safety Functions. British Energy Generation Ltd. Gloucester, UK. [16] Perry, R. H.; Green, D. W. Perry's Chemical Engineers' Handbook. 7a ed. McGraw Hill, 1997. [17] IAEA. Thermophysical Properties of Materials for Nuclear Engineering: A Tutorial and Collection Data. Vienna, 2008. [18] Lewis, E. E. Nuclear Power Reactor Safety. Estados Unidos: John Wiley & Sons, 1977 |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Ciclo combustible nuclear > Grupo diseños avanzados y evaluación económica |
| Código ID: | 364 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 25 Oct 2012 10:28 |
| Última Modificación: | 25 Oct 2012 10:28 |
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