Weir, Alexis (2005) Análisis de un reactor de solución homogénea para producción de ^9^9Mo / Analysis of an homogeneous solution reactor for "9"9Mo production. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
Se avanzó en el diseño y desarrollo además de establecerse una línea de cálculo de un reactor que posee como combustible una solución acuosa de nitrato de uranilo enriquecido al 2 0% en ^2^3^5U. El núcleo acuoso se encuentra contenido en un recipiente de acero inxidable, está rodeado de agua que es utilizada como reflector y posee barras de cadmio como sistema de control de reactividad. Primero se llevo a cabo la validación del modelado de reactores de nitrato de uranilo de bajo enriquecimiento con los códigos de cálculo MCNP y TORT, mediante la reproducción de cálculos y mediciones de modelos conocidos. Luego se determinaron las dimensiones del reactor para obtener un cierto exceso de reactividad y el peso de las barras de control asegurando la subcriticidad del sistema cuando estas son insertadas totalemente. También se analizó la variación de la reactividad con la expansión volumétrica de la solución combustible, el efecto espectral de la temperatura sobre las secciones efcaces, la fracción de vacío , la evaporación del agua de la solución y la inserción de agua al núcleo por alguna posible fisura en el recipiente contenedor. La refrigeración del reactor se logra mediante un intercambiador de calor helicoidal por convección natural, inmerso en la solución combustible. En la primera etapa del modelado del reactor real, los tubos del intercambiador fueron homogeneizados con la solución de nitrato de uranilo obteniendo una mezcla combustible uniforme para los calculos. Se analizó el efecto en la reactividad y el factor de pico de esta simplifcación modelando el inetrcambiador como toroides ubicados unos encima de los otros, obteniendo como resultado un fuerte cambio en la reactividad del sistema, dependiendo de la disposición de los tubos dentro del núcleo. Se calculó la fracción de neutrones retardados #beta# del sistema y se realizaron mapeos de flujo, tanto en su distribución espectral como espacial. Con el código WIMS se efectuó un análisis de la evolución de los elementos presentes en la solución combustible durante un año de quemado a una potencia de 50 kW. También se evaluó la posibilidad de mantener el reactor en operación durante un año sin hacer reabastecimiento de combustible, encontrandose resultados favorables al respecto
Resumen en inglés
The neutronic behaviour of an homogeneous solution reactor design for ^9^9Mo production was analized. The homogeneous core is a water solution of uranyl nitrate (200 gU/l, uranium 20% enriched in ^2^3^5U), wich contains 1 mol/l of nitric acid to improve the uranyl nitrate solubility. The solution is contained in a cylindrical stainless steel tank reflected with light water, refrigerated by a helicoidal heat exchanger into the core to provide the main cooling of the system, and controlled by six cadmium rods. A simplified reactor model was analized by the neutronic codes MCNP, TORT and WIMS. Changes of reactivity due to void fraction in the solution, spectral shift and volumetric expansion by temperature, and income or evaporation of water in the core were analized to asses the response of the reactor. Neutronic parameters like the peak factor and delayed neutron fraction were calculated.Neutron flux over the reactor was maped in space an energy. For a one year of operation at 50 kW, studies of burnup and its effect on reactivity were done, with an estimation of the ^9^9Mo production and fission product release. Results show that the reactor should have an excess reactivity in the cold condition, to compensate the strong negative temperature coefficient. The design of the cooling system is also a key parameter, as the configuration of the heat exchanger has an important effect on the reactivity
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Reactores homogeneos; Molibdeno 99; Nitrato; Uranilo; Solución; Uranio; Bajo enriquecimiento; Coeficiente; Temperatura; Homogeneous reactors; Molybdenum 99; Uranyl nitrates; Solutions; Slightly enriched uranium; Temperature coefficient; |
| Materias: | Ingeniería nuclear |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de reactores y radiaciones |
| Código ID: | 41 |
| Depositado Por: | Administrador RICABIB |
| Depositado En: | 27 Abr 2010 12:08 |
| Última Modificación: | 27 Abr 2010 12:08 |
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