Análisis a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7

Abstract

La descripción detallada del núcleo del reactor tiene cada vez más importancia para los análisis de seguridad de los Reactores de Agua Ligera (LWR). Gracias a los avances en la tecnología informática, los diferentes diseños de elementos combustibles pueden ser modelados de manera realista mediante códigos informáticos de simulación, como en el caso de los códigos neutrónicos y termohidráulicos en 3D. Este tipo de cálculos requiere de códigos termohidráulicos altamente eficientes, para poder obtener resultados en tiempos razonables utilizando modelos muy detallados. En este trabajo se presentan los esfuerzos realizados sobre el código termohidráulico 3D de subcanal COBRA-TF (CTF) para reducir su tiempo de respuesta cuando se simulan grandes reactores nucleares con alto nivel de detalle en los modelos. Para ello se ha desarrollado una versión paralela de dicho código, llamada pCTF, utilizando el estándar MPI (Message Passing Interface). El objeto del estudio es demostrar la capacidad del código paralelo acoplado desarrollado pCTF/PARCS de simular grandes núcleos de reactor a nivel de varilla de combustible y en un tiempo de simulación aceptable. Para demostrar la capacidad del código se ha seleccionado un transitorio tipo RIA (Reactivity Insertion Accident) que tiene lugar en un reactor tipo PWR de tres lazos. Como resultados se presentan los principales parámetros de seguridad calculados en el canal caliente por el código acoplado, obteniendo unos resultados best estimate para este tipo de transitorio.