Análisis de elementos combustibles gastados de una central nuclear mediante un código termohidráulico de estimación óptima

Abstract

[ES] El objetivo del presente Trabajo Final de Grado es analizar las capacidades del código TRACE, que es un código termohidráulico de estimación optima, para simular la refrigeración de un elemento combustible gastado procedente de un reactor de agua a presión. Para el análisis de temperaturas se ha modelado el elemento combustible gastado en 1D y 3D. Para cada uno de estos modelos se ha comprobado los resultados obtenidos de temperatura variando las condiciones de contorno potencia térmica, caudal de refrigeración y tipo de refrigerante. Por último, se estudia si el código es capaz de simular el fenómeno de oxidación de las varillas del elemento combustible gastado en caso de fallo en el sistema de refrigeración con aire.

[EN] The goal of this Final Thesis Project is to analyze the capabilities of the TRACE code, which is a best estimate thermohydraulic code, to simulate the cooling of a spent fuel element used in a pressurized water reactor. The spent fuel element has been modelled in 1D and 3D for the analysis of temperatures. The obtained results of temperature for each of these models have been verified varying the contour conditions such asthermal power, cooling flow rate and type of refrigerant. Finally, it is studied if the code is able to simulate the phenomenon of oxidation of the rods of the spent fuel element in case of loss coolant accident.