Análisis de transitorios base de diseño de un reactor avanzado refrigerado por sodio utilizando modelos tridimensionales con acoplamiento neutrónico-termohidráulico

Abstract

Entre los objetivos marcados por el Generation IV International Forum (GIF) se encuentra el dotar a la nueva generación de reactores nucleares de un nivel de seguridad igual o superior a la generación actual. Diferentes iniciativas europeas (SNTP, ESNII) han establecido en su agenda los esfuerzos en I+D necesarios para alcanzar esos ambiciosos objetivos. Entre ellos se encuentra el desarrollo de herramientas para simular el comportamiento de estos diseños en condiciones de accidente de forma precisa y detallada. El artículo describe las diferentes etapas seguidas para desarrollar un modelo del diseño preliminar del European Sodium Fast Reactor (ESFR). Partiendo del desarrollo con el código TRACE de un modelo unidimensional con realimentación neutrónica de cinética puntal contrastado con los resultados obtenidos con modelos equivalentes que se tomó como referencia, se extendió a un modelo tridimensional termohidráulico para posteriormente ser acoplado con un código neutrónico de cinética espacial (PARCS). La conclusión del trabajo es la demostración de que las herramientas de cálculo convencionales pueden ser adaptadas y utilizadas en el análisis de seguridad de reactores avanzados. Se identifican también las aplicaciones y desarrollos posibles del modelo acoplado y sus implicaciones en el estudio de seguridad del reactor.