Resumen

Este artculo presenta la validacin del Cdigo para la Evaluacin Termohidrulica de Reactores Nucleares con Combustible Tipo Placa (COTENP), un cdigo subcanal que realiza anlisis termohidrulicos en estado estacionario de reactores nucleares con conjuntos combustibles tipo placa que operan con el refrigerante a bajos niveles de presin. El cdigo es adecuado para el anlisis de diseo de reactores de investigacin, prueba y polivalentes. Para resolver las ecuaciones de conservacin de masa, momento y energa, adoptamos los mtodos del subcanal y del volumen de control basados en los datos geomtricos del elemento combustible y en las condiciones termohidrulicas. Consideramos el mtodo en cadena o en cascada en dos pasos para facilitar el anlisis de todo el ncleo. En el primer paso, dividimos el ncleo en canales con dimensiones equivalentes a las del elemento combustible e identificamos el elemento con mayor aumento de entalpa como el elemento caliente. En el segundo paso, dividimos el conjunto de combustible caliente en subcanales con dimensiones equivalentes a un canal de refrigerante real e identificamos de forma similar el subcanal caliente. El cdigo utiliza el modelo de equilibrio homogneo para el tratamiento del flujo bifsico y el enfoque de cada de presin equilibrada para la determinacin del caudal. Los resultados del cdigo incluyen informacin detallada como la cada de presin en el ncleo, la distribucin del caudal msico, las temperaturas del refrigerante, del revestimiento y del combustible en la lnea central, la calidad del refrigerante, el flujo de calor local y los resultados relativos al inicio y la salida de la ebullicin nucleada. Para validar el cdigo COTENP, consideramos datos experimentales del reactor de investigacin brasileo IEA-R1 y datos calculados del reactor multipropsito chino CARR. Las discrepancias relativas medias para la distribucin del refrigerante fueron inferiores al 5%, para la velocidad del refrigerante fueron del 1,5% y para la cada de presin fueron inferiores al 10,7%. Esta ltima discrepancia puede justificarse parcialmente debido a la falta de informacin para modelizar adecuadamente el experimento IEA-R1 y el reactor CARR. Los resultados muestran que el cdigo COTENP es suficientemente preciso para realizar anlisis de diseo termohidrulico en estado estacionario de reactores con elementos combustibles de tipo placa.

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Validación; Código; Termohidráulico; Reactores nucleares; Combustibles tipo placa; Estado estacionario
• Keywords:Validation; Code; Thermal-hydraulic; Nuclear reactors; Plate type fuels; Steady-state