Adaptación y aplicación del código TRACE para el análisis de transitorios en diseños de reactores rápidos refrigerados por plomo

Abstract

El Generation IV International Forum aglutina los diferentes esfuerzos internacionales en I+D para el desarrollo de una nueva generación de reactores nucleares. Entre las tecnologías identificadas destacan los reactores rápidos refrigerados por metales líquidos, tales como el sodio o el plomo, con gran potencial para cumplir con los ambiciosos objetivos marcados. La falta de experiencia operativa previa obliga al uso de herramientas capaces de simular el comportamiento de los sistemas basados en esta tecnología. El artículo expone las modificaciones implementadas en el código TRACE para incluir las tablas termodinámicas del plomo líquido extraídas de resultados experimentales. A continuación, explica el proceso seguido para el desarrollo de un modelo termohidráulico para el prototipo ALFRED y el análisis de una selección de transitorios representativos realizado en el marco de proyectos internacionales de investigación. El estudio demuestra la aplicabilidad del código TRACE para simular diseños de reactores rápidos refrigerados por plomo y expone los altos márgenes de seguridad con los que cuenta esta tecnología para acomodar los transitorios más severos identificados en su estudio de seguridad.