Análisis de accidentes en estado transitorio, en el reactor nuclear RP-10 con los nuevos elementos combustibles de U3Si2 para el primer núcleo de trabajo

Abstract

En el presente trabajo de investigación se estudia el comportamiento del núcleo del RP-10 de tipo piscina para los nuevos elementos combustibles de U3Si2 , cuando este es sometido a accidentes de excursiones de potencia por inserciones de reactividad y por pérdida de caudal del refrigerante primario para el primer núcleo de trabajo; así mismo se hace cálculos de importancia de los márgenes de seguridad nuclear para verificar que cumple los criterios de aceptación, de acuerdo a la base de diseño del reactor RP-10. El método empleado es a través del código de cálculo PARET V7.5 y con cálculos previos utilizados como datos de entrada, que consisten en valores geométricos, parámetros termohidráuilicos, cálculos nucleares e hipótesis de acuerdo a los accidentes postulados. Los resultados muestran que para el accidente por inserción de reactividad de 1,5 $ en 0,30 s no afecta a los elementos combustibles de siliciuros, dado que la máxima temperatura que se obtiene en la vaina (clad) de la placa combustible es de 230,16 °C y para el accidente por pérdida de caudal refrigerante, la máxima temperatura que alcanza la vaina (clad) es de 98,08 °C por lo que dichos accidentes no afectan la integridad de los elementos combustibles. Finalmente, los límites y mecanismos de seguridad para los nuevos elementos combustibles de siliciuros para el RP-10, mantienen la integridad de las placas de los elementos combustibles del primer núcleo de trabajo.

In the present work of investigation the behavior is studied of the RP-10 of pool-type with the new fuel elements of U3Si2, when it is subjected to accidents of excursions of power by insertions of reactivity and by loss of flow of the primary coolant for the first core of work; Likewise, important calculations are made of the nuclear safety margins to verify that it meets the acceptance criteria, according to the design basis of the reactor RP-10. The method used is through the calculation code PARET V7.5 and with previous calculations, used as input data, which consist of geometric values, thermohydraulic parameters, nuclear calculations and hypotheses according to the postulated accidents. The results show that for the accident by insertion of reactivity of 1,5 $ in 0,30 s, does not affect the integrity of the fuel elements of silicides, because the máximum temperature that reaches the clad (sheath) of the plate is 230,16 °C. And for the accident due to loss of cooling flow, the máximum temperature reached by the clad is 98,08 °C, so these accidents do not affect the integrity of the fuel elements. Finally, the limits and safety mechanisms for the new silicide fuel elements for the RP-10, maintain the integrity of the plates of the fuel elements of the first core of work.