Resumen

El reactor canadiense refrigerado por agua supercrtica (SCWR), un diseo de reactor GEN IV, es un diseo hbrido del reactor CANDU y del reactor de agua en ebullicin, bien establecidos, con agua por encima de su punto crtico termodinmico. Dado el diseo con combustible discontinuo, se utilizan barras de control para gestionar la reactividad a lo largo del ciclo del combustible. Este artculo examina las consecuencias de un accidente de cada de la barra de control (CRDA) para el SCWR canadiense. La asimetra generada por la cada de la barra requiere un clculo preciso de cintica neutrnica tridimensional acoplado a un modelo termohidrulico detallado. Antes de simular los CRDA, se verific la correcta implementacin de la retroalimentacin de reactividad 3D y se realizaron varios estudios de sensibilidad. Este trabajo demuestra que los sistemas de seguridad propuestos para el ncleo SCWR son capaces de terminar la secuencia CRDA antes de exceder las temperaturas mximas de la vaina y de la lnea central. En un caso en el que estaba implicada una varilla en la periferia del ncleo, no se super el punto de ajuste de disparo propuesto (115% FP) y se alcanz un nuevo estado estacionario. Por lo tanto, se recomienda que el diseo tambin incluya disposiciones para una tasa de registro alta y/o disparos locales de proteccin contra sobrepotencia de neutrones (NOP), similares a los diseos CANDU existentes, de modo que se pueda garantizar la parada del reactor en caso de tales anomalas espaciales.

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Reactor refrigerado por agua supercrítica; SCWR; Accidente de caída de la barra de control; CRDA; Sistemas de seguridad; Retroalimentación de la reactividad en 3D
• Keywords:Supercritical water-cooled reactor; SCWR; Control rod drop accident; CRDA; Safety systems; 3D reactivity feedback