Analisis de un transitorio de inyección de Boro en un reactor PWR con el código acoplado RELAP5/PARCSv2.7

Abstract

En este trabajo se presenta la implementación de una nueva prestación en el código acoplado RELAP5/PARCS v2.7 que permite analizar transitorios en los que se produce una variación de a concentración de boro en el núcleo. La implementación de la opción de inyección/dilución de boro consiste en la modificación del código fuente para que sea capaz de utilizar tablas de secciones eficaces distintas para diversas concentraciones de boro e interpolar entre ellas, así como en la mejora de la información que comparten estos códigos. Las tablas de secciones eficaces se generan mediante la metodología SIMTAB a partir de CASMO4-SIMULATE3. La sección eficaz se obtiene de estas tablas, para cada nodo (x,y,z), mediante la nueva metodología implementada en el código PARCS v2.7, para 0 y 2500 ppm. Luego se interpola linealmente para obtener la sección eficaz para cada ppm(x,y,z) obtenido de RELAP5, entre 0 y 2500 ppm. Si no se está trabajando con el código RELAP5/PARCS v2.7 acoplado, la concentración de boro en cada nodo, ppm(x,y,z), es igual al valor de ppm introducido en el fichero de entrada de PARCS. La validación de las modificaciones introducidas en los códigos fuente se ha realizado mediante el análisis de un transi torio de inyección de boro en una central nuclear PWR típica. El modelo termohidráulico incluye todos los componentes del lazo primario de un PWR. Los canales termohidráulicos del núcleo se simulan con componentes PIPE. La representación neutrónica del reactor se ha realizado mediante un modelo de canales uno a uno para el núcleo completo. Los resultados obtenidos cualifican el uso de estos códigos para la simulación de este tipo de transitorio.