Análisis de termofluido y neutrónico de un reactor nuclear rápido enfriado con plomo - Pérez Valseca, Alejandría Denisse (Universidad Autónoma Metropolitana, 2017)
At present, energy demand grows as the population increases, it is estimated that in some decades fossil resources will not be enough to satisfy the demand. For this reason, many countries have been motivated to carry out research in design and develop for the application of energy alternatives like solar, wind, biomass and nuclear. Within nuclear technologies, the Generation IV reactors (GIV) have been proposed. These reactors can help to satisfy energy demand while care the environment. For this reason, study and development of these reactors are important. The objective of this work was the development of a mathematical model that describes the phenomena of a lead-cooled fast reactor (LFR), which is classify as a GIV reactor. The analysis of neutron processes, heat transfer processes in the fuel rod and heat transfer processes in the coolant (thermofluid), were considered. This analysis allowed the development of a multi-physics and multi-scale model. For the neutron processes, was used neutron point kinetics model with six precursors of delayed neutrons, which considers effects of Doppler reactivity and expansion of nuclear fuel, including gap and clad expansion. The heat transfer model in fuel rod considers conduction of heat in fuel and clad, and considers also convection effects of gas gap and liquid lead. The thermofluid (coolant) in core was modeled from mass balance whit accumulation and convective effects, momentum balance and energy balance in transient and one-dimensional regime in direction of the mean fluid. Subsequently, the coupling step was carried out; where the processes are related from the variables they share (interactions between models). With the coupled model, numerical experiments were performed at steady state whit different power levels. Experiments were also carried out to analyze the transient behavior under conditions of loss of coolant, loss of reheaters and control bar drop (Insertion of positive reactivity).; En la actualidad, la demanda energética crece a medida que la población aumenta, se estima que dentro de algunas décadas, los recursos fósiles no serán suficientes para satisfacer esta demanda. Esto ha motivado a muchos países en realizar investigación para el diseño y construcción para la aplicación de alternativas energéticas, tales como solar, eólica, biomasa y nuclear, por citar algunas. Dentro de las tecnologías para generación de energía con base en fuentes nucleares, se han propuesto los reactores de Generación IV (GIV), estos reactores pueden ayudar a satisfacer la demanda de energía preservando en gran medida el ambiente. Por tal motivo es importante el estudio y desarrollo de estos reactores. El objetivo de este trabajo fue el desarrollo de un modelo matemático que describe los fenómenos de un reactor nuclear enfriado con plomo, el cual es clasificado como un reactor de GIV. En el análisis se consideraron los procesos neutrónicos, los procesos de transferencia de calor en la barra de combustible y los procesos de transferencia de calor en el refrigerante (termofluido). Este análisis permitió desarrollar un modelo multi-físico y multi-escala. Para los procesos neutrónicos se utilizó el modelo puntual de la cinética neutrónica con seis grupos de precursores de neutrones retardados, que considera efectos de reactividad por efecto Doppler y expansión de combustible nuclear, incluyendo el huelgo u holgura (“gap”) y encamisado (“clad”). El modelo de transferencia de calor en la barra de combustible considera la conducción de calor en el combustible y en el clad, y los efectos de convección del gas en el gap y del plomo líquido como refrigerante. El termofluido (refrigerante) fue modelado a partir de los balances de masa con efectos de acumulación y convectivos, cantidad de movimiento y energía en régimen transitorio y unidimensional en la dirección promedio del fluido Posteriormente se llevó a cabo la etapa de acoplamiento, en donde se relacionan cada uno de los procesos a partir de las variables que comparten. Con el modelo acoplado se realizaron experimentos numéricos en estado estacionario a diferentes niveles de potencia, también se ejecutaron experimentos para analizar el comportamiento transitorio en condiciones de pérdida de refrigerante, pérdida de recalentadores y la inserción o extracción de barras de control. Finalmente se realizó un análisis de sensibilidad e incertidumbre con técnicas de simulación Monte Carlo. La sensibilidad e incertidumbre se analizó con flujo y temperatura de entrada al núcleo del reactor.