Diseño preliminar del núcleo de un reactor compacto. / Priliminary desing of a compact nuclear reactor core.

Canepa, Juan F. (2017) Diseño preliminar del núcleo de un reactor compacto. / Priliminary desing of a compact nuclear reactor core. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.

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Español
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Resumen en español

Se desarrolla el diseño preliminar del núcleo de un reactor compacto, orientado a satisfacer la demanda de reactores de baja potencia para la producción de radioióotopos de usos médicos e industriales y para la realización de experimentos de irradiación neutrónica. El reactor es de tipo pileta, refrigerado por agua liviana en régimen de convección natural y utiliza un reflector radial de Berilio. El núcleo esta conformado por combustibles de tipo placa con bajo enriquecimiento en U_235 y distribuidos en forma cilíndrica. Presenta una posición de irradiación In-Core y cuatro posiciones Ex-Core (ubicadas en la zona del reflector), permitiendo la irradiación neutrónica de muestras en un amplio rango de energía. A través de un estudio termohidráulico se pudo comprobar la capacidad de autoregulaci ón de potencia que presenta el reactor ante un accidente de inserción de reactividad (RIA). Esto contribuye a la seguridad en la operación del reactor. Una vez determinado el diseño, se realizó una comparación de la performance del reactor compacto con la de los reactores Slowpoke, MNSR y LPRR, los cuales presentan características similares a las del reactor diseñado.

Resumen en inglés

A preliminary design of a compact - low power research reactor was done and it is presented in this work. It is a pool light water reactor, cooled by natural convection, which uses MTR - type fuel element, with U_3 Si_2 enriched in U_235 to 19,75 % as meat and Al as Cladding. Each fuel element can be added or removed independently from the others, in order to give the core the ability to adopt easily different configurations. This reactor is able to provide high neutron flux in a wide range of energy, and therefore it is useful for neutron activation analysis and isotope production. There is one in - core irradiation facility (with high thermal and fast neutron flux) and four ex – core irradiation facilities located in the beryllium reflector where a high thermal neutron flux can be achieved. A thermal-hydraulic transient analysis has been done to verify that when the regulating control rod is fully extracted, the power transient is limited to safe levels by the action of the feedback coefficients and the accumulation of Xe_135. It has also been verified that the fuel is not damaged, and that the values of BPR and BOR keep over the minimum values for natural convection during the transient. This self-stabilizing characteristic shows that the operation of this reactor is safe and reliable.

Tipo de objeto:Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear)
Palabras Clave:Beryllium; Berilio; Nuclei; Núcleo; Reactors; Reactores; [MTR; CONDOR; CONVEC; CITVAP; Compact reactor; Reactor compacto]
Referencias:[1] Diseño conceptual del núcleo de un reactor compacto - Ramiro Vignolo. [2] INVAPs Research Reactor Designs, Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2011, Article ID 490391, Authors: Villarino, Doval. [3] SLOWPOKE: A New Low-Cost Laboratory Reactor. Ronald E. KAY, P.D. STEVENS-GUILLE and J.W.. HILBORN. [4] Safety Analysis of MNSR Reactor during Reactivity Insertion Accident Using the Validated Code PARET. [5] Kummerer -1982-Material Science in Nuclear. [6] Diseño de reactores nucleares de investigación- - Norma ARN 4.22 y Guía AR4. [7] INVAP Neutronic Calculation Line - Eduardo A. Villarino, Ignacio Mochi and Pablo Sartorio. [8] Manual del programa termohidráulico CONVEC Vol I - Rev II. [9] SpaceCraft Thermal Control Handbook - Volume I: Fundamental Technologies - David G. Gilmore.
Materias:Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores
Ingeniería nuclear > Tipos de reactores
Divisiones:INVAP
Código ID:615
Depositado Por:Tamara Cárcamo
Depositado En:24 Aug 2017 11:21
Última Modificación:24 Aug 2017 11:48

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