Diseño conceptual de un reactor de investigación con combustibles de UMo monolítico. / Conceptual design of a research reactor using monolithic UMo fuels.

Beliera, Juan I. (2014) Diseño conceptual de un reactor de investigación con combustibles de UMo monolítico. / Conceptual design of a research reactor using monolithic UMo fuels. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.

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Resumen en español

En el presente trabajo se buscó diseñar el núcleo de un reactor empelando combustibles con compuestos de UMo monolítico. Para ello se partió del núcleo del reactor OPAL, que usa combustibles de siliciuros de uranio. A la vez se empleó este reactor como referencia para los requerimientos impuestos. Se estudió el desarrollo de estos combustibles para conocer las posibles limitaciones al diseño a tener en cuenta, tanto desde el comportamiento bajo irradiación como desde los procesos de fabricación de los mismos. En base a esto se decidieron emplear como materiales de cladding el Aluminio 6061 y el zircaloy-4. Se estudiaron paramétricamente algunas de las variables de diseño buscando mejorar el rendimiento del reactor manteniendo los márgenes de seguridad, tanto neutrónicos como termohidráulicos. El rendimiento se evaluó mediante el quemado de extracción de los EECC, la longitud del ciclo de operación y los fujos térmicos en ciertas posiciones de interés. Se hizo una estimación del consumo de uranio anual del reactor, con las distintas configuraciones, y una estimación económica muy sencilla asociada a este consumo. Se obtuvieron tanto quemados de extracción como longitudes de ciclo considerablemente mayores, lo que permitió una adición de venenos quemables mucho mayor que la del OPAL. Esto permitió también realizar aumentos de potencia considerables, lo que se vio reflejado en los fujos térmicos obtenidos. No obstante, estos fueron, relativos a la potencia empleada en cada caso, menores que los que se obtienen con siliciuros. Por último, se evaluaron cambios en el tamaño del núcleo y la posibilidad de agregar posiciones de irradiación dentro mismo. Esto se hizo como primera estimación y para tener una idea más precisa de los alcances y beneficios de hacer estas modificaciones sería necesario profundizar los cálculos e incluir variables que no se consideraron. Para todos los cálculos se usaron las lineas de cálculo de INVAP S.E. Para la parte neutrónica se empleó CONDOR-CITVAP y para la termohidráulica el código TERMIC.

Tipo de objeto:Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear)
Información Adicional:Materia específica: Diseño neutrónico
Palabras Clave:OPAL reactor; Reactor OPAL; Uranium silicides; Siliciuros de uranio; Zircaloy 4; Circaloy 4; [High density fuel; Combustibles de alta densidad; Molybdenum uranium; Uranio molibdeno; Monolithic UMo; Reactor core; Nucleo reactor; 6061 aluminium; Aluminio 6061; CONDOR-CITVAP; TERMIC]
Referencias:[1] Snelgrove, J. L., Hofman, G. L., Trybus, C. L., Wiencek, T. C. Development of very-high-density fuels by the rertr program, 1996. 2 [2] Roglans, Ribas. Conversion of research and test reactors to low enriched uranium fuel: Technical overview and program status. 3 [3] Hustveit, S., Reistad, O. From heu minimization to heu elimination: The case of research and test reactors, 2012. 4 [4] Lemoine, P., Wachs, D. High density fuel development for research reactors, 2007. 6, 9, 10, 13 [5] Robinson, Chang, Keiser, Wachs, Porter. Irradiation performance of u-mo alloy based `monolithic' plate-type fuel - design selection, 2009. 6 [6] Lemoine, Snelgrove, Arkhangelsky, Alvarez. Umo dispersion fuel: Results and status of qualication program, 2004. 6 [7] Finlay, Wachs, Hofman. Post irradiation examination of monolithic mini fuel plates from rertr-6, 2006. 8, 11, 12 [8] Perez, D. M., Lillo, M. A., Chang, G. S., Roth, G. A., Woolstenhulme, N. E., Wachs, D. M. Rertr-8 irradiation summary report, 2011. 13 [9] Perez, D. M., Lillo, M. A., Chang, G. S., Roth, G. A., Woolstenhulme, N. E., Wachs, D. M. Rertr-9 irradiation summary report, 2011. 14 [10] Robinson, A. B., Wachs, D. M., Burkes, D. E., Keiser, D. D. Us rertr fuel development post-irradiation examination results, 2008. 14 [11] Perez, D. M., Lillo, M. A., Chang, G. S., Roth, G. A., Woolstenhulme, N. E., Wachs, D. M. Rertr-10 irradiation summary report, 2011. 14 [12] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Afip-2 irradiation summary report, 2011. 15 [13] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Afip-3 irradiation summary report, 2012. 15 [14] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Afip-4 irradiation summary report, 2012. 15 [15] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Rertr-12 insertion 1 irradiation summary report, 2012. 15 [16] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Rertr-12 insertion 2 irradiation summary report, 2012. 15 [17] Robinson, Rice, Meyer, Wachs. Rertr 12 pie. RRFM, 2014. 15 [18] Medvedev, Ozaltun, Robinson, Rabin. Shutdown-induced tensile stress in monolithic miniplates as a possible cause of plate pillowing at very high burnup. RRFM, 2014. 16 [19] Meyer, Moore, Jue, Jr., K., Glagolenko, Wachs, et al. Investigation of the cause of low blister threshold temperatures in the rertr-12 and afip-4 experiments, 2012. 16, 17, 62 [20] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Afip-6 irradiation summary report, 2012. 18 [21] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Afip-6 mark ii irradiation summary report, 2012. 18 [22] Wachs, Robinson, Medvedev. Afip-6 breach assessment report, 2011. 18, 19 [23] Woolstenhulme. Afip-6 mkii first cycle report, 2012. 19 [24] Perez, D. M., Nielsen, J. W., Chang, G. S., Roth, G. A., Woolstenhulme, N. E. Afip-7 irradiation summary report, 2012. 19 [25] Perez, Lillo, Chang, Roth, Woolstenhulme, Wachs. Rertr-13 irradiation summary report, 2012. 20 [26] Cook, Sorensen. Overview of transient liquid phase and partial transient liquid phase bonding, 2011. 21 [27] Kuntz. Quantifying isothermal solidification kinetics during transient liquid phase bonding using dierential scanning calorimetry, 2006. 21 [28] Lopez, Piccheti, Gonzales, Taboada. Cnea developments in u-mo-zry-4 miniplates and plates fabrication process. 23 [29] Moore, Rice, Woolstenhulme, Swank. Monolithic fuel fabrication process development at the idaho national laboratory, 2008. 23 [30] Clarke, Cross, Hackenberg, McCabe, Montalvo. Development of aluminum-clad fuel plate processing throughcanned and canless hot isostatic pressing (hip), and studies of aluminum cladding grain growth during hip, 2012. 23, 24, 25 [31] Mochi, I. Invap's nuclear calculation system, 2011. 27 [32] Miller, D. R. Critical ow velocities for collapse of reactor parallell-plate fuel assemblies, 1958. 29 [33] ARN. Guia ar4 revisión 0 diseño de reactores nucleares de investigación, 2003. 30 [34] Bouza, P. Dise~nos conceptuales de reactores de investigación con combustibles de alta densidad, 2012. 31 [35] http://www.invap.com.ar/es/proyectos/reactor-opal-de-australia.html. 33 [36] Villarino, E. Usage of burnable poison on research reactors. 48 [37] Glasstone, Gesonske. Nuclear reactor engeneering. 61 [38] Ramírez, Alonso. Uso de hafnio en barras de control de reactores nucleares. 64, 65
Materias:Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores
Divisiones:INVAP
Código ID:465
Depositado Por:Marisa G. Velazco Aldao
Depositado En:01 Oct 2014 11:09
Última Modificación:15 Oct 2014 10:32

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