Resumo

CASTRO GONZALEZ, Landy; GARCIA HERNANDEZ, Carlos; ROJAS MAZAIRA, Leorlen  e  DE OLIVERA LIRA, Carlos Brayner. Metodología para el cálculo acoplado neutrónico-termohidráulico del reactor nuclear de agua ligera de alto desempeño. Energética [online]. 2016, vol.37, n.2, pp. 124-134. ISSN 1815-5901.

El uso del agua supercrítica como refrigerante en los reactores nucleares es un reto para su diseño y operación, pues es necesario tener en cuenta la fuerte influencia de las propiedades termodinámicas del agua supercrítica enlas propiedades moderadoras de los neutrones. En este trabajo se desarrolló una metodología basada en un código de Monte-Carlo para el cálculo neutrónico y un código de dinámica de fluido computacional para el cálculo termohidráulico, con el objetivo de realizar el cálculo acoplado neutrónico-termohidráulico de un conjunto combustible de un reactor de agua supercrítica de alto desempeño. Empleando la metodología desarrollada fueron obtenidos los perfiles de temperatura y potencia liberada en las barras combustibles del conjunto, los de temperatura en la envoltura de los elementos combustibles y los perfiles de temperatura y densidad del agua en la zona refrigerante y en la zona moderadora del conjunto. Los resultados describen acertadamente el comportamiento de dichos parámetros en el conjunto combustible promedio.

Palavras-chave : agua supercrítica; dinámica de fluidos computacional; cálculo termo-hidráulico; reactores nucleares.

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