Resumen

El objetivo de este estudio era evaluar los conceptos de combustible tolerante a accidentes (ATF) que se estn considerando para los reactores CANDU. Se modelizaron en Serpent 2 varios conceptos, incluidos el combustible compuesto de dixido de uranio/carburo de silicio (UO-SiC), los combustibles densos, los combustibles microencapsulados y el revestimiento ATF, para obtener los parmetros fsicos del reactor, incluidos importantes parmetros de retroalimentacin como la reactividad del vaco del refrigerante y el coeficiente de temperatura del combustible. Adems, se modeliz la transferencia de calor del combustible y se prob un modelo de accidente simple en varios casos de ATF para compararlo con el UO. En general, varios conceptos requeriran el enriquecimiento del uranio para evitar penalizaciones significativas en el quemado, en particular los combustibles de uranio-molibdeno (U-Mo) y los microencapsulados totalmente cermicos (FCM). Adems, ninguno de los tipos de combustible tiene una ventaja significativa sobre el UO en trminos de respuesta global al accidente o de tiempo de respuesta, aunque el combustible U-9Mo se funde significativamente antes debido a su bajo punto de fusin. En cambio, los diferentes conceptos de ATF parecen tener ventajas ms modestas, como una menor liberacin de productos de fisin en caso de fallo del revestimiento o una menor generacin de hidrgeno, aunque sera necesaria una evaluacin de riesgos adecuada para determinar la magnitud de estas ventajas y sopesarlas frente a las desventajas econmicas. El uso de nitruro de uranio (UN) enriquecido en aumentara el quemado de salida del uranio natural, lo que supondra una posible ventaja econmica en funcin de los costes de fabricacin del combustible.

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Objetivo del estudio; Combustible tolerante a accidentes; Reactores CANDU; Serpent 2; Parámetros físicos del reactor; Reactividad del vacío del refrigerante; Coeficiente de temperatura del combustible; Transferencia de calor del combustible; Modelo de accidente; Enriquecimiento de uranio; Penalizaciones por quemado; Uranio-molibdeno; Combustibles microencapsulados totalmente cerámicos; Liberación de productos de fisión; Generación de hidrógeno; Evaluación de riesgos; Nitruro de uranio; Quemado de salida.
• Keywords:Study objective; Accident-tolerant fuel; CANDU reactors; Serpent 2; Reactor physics parameters; Coolant void reactivity; Fuel temperature coefficient; Fuel heat transfer; Accident model; Uranium enrichment; Burnup penalties; Uranium-molybdenum; Fully ceramic microencapsulated fuels; Fission product release; Hydrogen generation; Risk assessment; Uranium nitride; Exit burnup