RESUMEN

Las posibilidades de desarrollo de la energía nuclear aumentan considerablemente con el incremento de la demanda energética mundial. Sin embargo, el manejo de los residuos provenientes del combustible nuclear gastado de las plantas nucleares convencionales es actualmente uno de los principales problemas que enfrenta el uso de esta fuente de energía. El objetivo del presente trabajo consistió en realizar el diseño conceptual del TADSEA (Transmutation Advanced Device for Sustainable Energy Applications): un sistema controlado por un acelerador (ADS), de tipo lecho de bolas, refrigerado por helio, que utiliza como combustible elementos transuránicos que forman parte del combustible nuclear gastado de las centrales nucleares convencionales de agua ligera, encapsulados en forma de partículas TRISO (TRIstructural-ISOtropic), para transmutar estos elementos radiactivos y de larga vida en estables o de corta vida, disminuyendo la masa y la radiotoxicidad de los residuos, y además, utilizar las altas temperaturas que puede alcanzar el refrigerante a la salida del núcleo en este tipo de sistemas para producir hidrógeno a partir del agua, mediante el ciclo termoquímico yodo-azufre (I-S) o la electrólisis de alta temperatura. Para el modelo considerado se desarrolló un método analítico con el objetivo de calcular la porosidad real del lecho de bolas, aspecto muy importante para los cálculos neutrónicos y termo-hidráulicos. Se realizó el diseño neutrónico del TADSEA considerando la porosidad real, y teniendo en cuenta diferentes posiciones de la fuente de neutrones se obtuvieron en el núcleo las distribuciones de densidad de potencia más uniformes para los diferentes estados de trabajo del sistema mediante el software MCNPX. Se realizó el diseño simplificado del esquema general de la planta para garantizar una temperatura del refrigerante a la salida del núcleo lo suficientemente alta para la producción de hidrógeno mediante los procesos antes mencionados y se obtuvieron los perfiles de temperatura del refrigerante utilizando el software ANSYS CFX a partir de las distribuciones de densidad de potencia obtenidas con el MCNPX. Se diseñaron dos modelos para estudiar la distribución de temperatura dentro de los elementos combustibles y comprobar que no sobrepasen los límites de temperatura establecidos para el tipo de combustible utilizado. También se calculó la caída de presión del refrigerante a su paso por el núcleo. Este estudio preliminar sienta las bases para estudios futuros más detallados relacionados con este tema.