Determinación de los Coeficientes de Reactividad por Temperaturas de Combustible y Refrigerante de la Central Nuclear Embalse

Abstract

En este trabajo se ha modelado el núcleo de la Central Nuclear Embalse (CANDU-600) y se ha obtenido la respuesta en reactividad en función de la temperatura y densidad del refrigerante y de la temperatura del combustible. Para efectuar los cálculos se emplearon los códigos de celda WIMS (Winfrith Improved Multigroup Scheme) incluyendo la biblioteca de datos nucleares del 2002 WLUP (Wims Library Update Project) y el código de reactor CITVAP.v3.5. La metodología empleada consiste en la determinación de las secciones eficaces macroscópicas, mediante el código de celda, que se necesitan para su uso posterior en el modelado del núcleo con el código de reactor.. La celda se define como una porción del núcleo, considerándose éste como una repetición periódica de dicha celda, compuesta por el combustible, el refrigerante, componentes estructurales y parte del moderador. En la etapa del cálculo de núcleo, éste es dividido en regiones homogéneas denominadas “canales” cuyas secciones eficaces son las obtenidas de la celda considerada como un material homogéneo sólo descripto por sus secciones eficaces. En este caso, el modelo parcial del núcleo contiene los 380 canales, divididos en 12 zonas axiales que representan a cada uno de los elementos combustibles; no se han considerado las barras de control, las ajustadoras y tampoco las zonas líquidas. Para las evaluaciones se utilizó una distribución de quemado correspondiente a 5189 días de operación a plena potencia. Se estimó así que el coeficiente de reactividad por temperatura de combustible se encuentra en el rango de -0.7 pcm/°C a 0.2 pcm/°C para temperaturas entre 250 y 2900 °C; siendo su valor para la temperatura de operación a plena potencia αFT = -0.34 pcm/°C. y que el coeficiente de reactividad promedio por temperatura y densidad del refrigerante es αCT = 3.6 pcm/°C entre condiciones frías y de plena potencia. Los datos obtenidos se compararon con otros reactores CANDU de características similares.