Efecto de la fracción de vacíos en el quemado de combustible nuclear

Abstract

RESUMEN:

El diseño de ensambles de combustible para un reactor de agua en ebullición (BWR) ha ido evolucionando en los últimos años. Por ejemplo, se han implementando características que buscan un quemado más eficiente del combustible, como son los canales internos de agua, destinados a dar un perfil más plano de la distribución de potencia dentro del ensamble, y el uso de barras parciales de combustible, situación que aumenta localmente el área de flujo en el canal de la barra de combustible, estas nuevas características han originado gran variación en relación a la distribución de vacíos y su impacto sobre los parámetros físicos del reactor. Esta distribución de vacíos tiene un efecto importante en las propiedades de moderación del refrigerante con un impacto muy significativo en parámetros nucleares, tales como son: el factor de multiplicación infinito (k∞), el área de migración de neutrones (M2), el factor de pico de potencia local (FPPL) y el coeficiente de reactividad por vacíos (αν). En este trabajo de Tesis de Maestría se ha realizado un estudio de la variación de parámetros nucleares del ensamble de combustible, originada por la presencia de vacíos en el moderador, eligiendo al ensamble de combustible SVEA-96 para un BWR, ya que es uno de los ensambles más modernos que existe, y se analiza con los códigos INTERPIN-3 y CASMO-4. La geometría SVEA-96 se caracteriza por la subdivisión del ensamble en cuatro sub-haces, por medio de un canal interno en forma de cruz, que forma un gap de agua no hirviente durante la operación del reactor y permite una distribución más uniforme del moderador, proporcionando una mejor distribución en el flujo de neutrones, y así una mejor distribución de energía y de quemado. Además, el trabajo de tesis analiza las variaciones asociadas con la distribución heterogénea del moderador en el ensamble y los efectos que causa la presencia de vacíos en el moderador durante el quemado del combustible. El código INTERPIN-3 fue utilizado para determinar la temperatura del combustible durante la operación del reactor, parámetro empleado por CASMO-4, código que realiza la simulación del ensamble para calcular el quemado del combustible y proporciona resultados de parámetros nucleares para el diseño de ensambles combustibles. El estudio se ha realizado para un intervalo amplio de fracciones de vacío, desde 0% (puro líquido) hasta 80%, y ha cubierto los siguientes puntos: 1) el efecto que causa la presencia de vacíos durante el quemado del combustible nuclear; 2) los efectos que origina la estructura de grupos de energía, incluidos en bibliotecas de secciones eficaces propias del código CASMO-4; 3) el impacto de la presencia de barra de control; y 4) la consideración de una distribución radial de vacíos homogénea y heterogénea.

ABSTRACT:

The design of fuel assemblies for a boiling water reactor (BWR) has evolved in recent years due to the addition of certain features seeking a more efficient burning of the fuel assemblies such as internal water channels regions, designed to flatten the power distribution within the assembly, and the use of some partial fuel rods that increase locally the flow in the channel area, however these characteristics has introduced large uncertainties regarding the distribution of voids and their impact on physical parameters of reactor. This void distribution has an important effect over the coolant moderation properties with a significant effect on nuclear parameters such as: the infinite multiplication factor (k∞), migration area (M2), the local peak factor (LPF) and the void coefficient of reactivity (αv). In this Master Thesis, a study has been performed of the variation of nuclear parameters of the assembly, caused by the presence of voids in the moderator assembly. The fuel assembly design SVEA-96 for a BWR has been chosen for the study, and it has been assessed using the codes INTERPIN-3 and CASMO-4. The geometry of the SVEA-96 is characterized by subdivision assembly in four sub-bundles, through an internal bypass cross-shaped gap to allow a more uniform distribution of the moderator, providing a better distribution in the flow of neutrons, and thus a better distribution of the energy generated and burnup. Furthermore, this work analyzes the uncertainties associated with the heterogeneous coolant distribution and the effects caused by the moderator void fraction distribution through the assembly burnup. The INTERPIN-3 code was used to determine the fuel assembly operation temperature, which is one of the parameters used by CASMO-4. This latter code performs two dimensional fuel assembly calculations for the burnup steps considered, and it reports results of nuclear parameters for the design of fuel assemblies. The study was conducted for a wide range of void fractions, from 0% (pure liquid) to 80% and covered: 1) The effects caused by the presence of voids during the burning of nuclear fuel, 2) the effects of the structure of energy groups including libraries of cross sections of the code CASMO-4, 3) the impact of the presence of control rod, and 4) consideration of a radial distribution homogeneous and heterogeneous empty.