Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofluido en el reactor ELFR

• Autores: Heriberto Sánchez Mora, Juan Luis François Lacouture, Sergio Quezada García, José Antonio Polo, Raimon Pericas
• Localización: Ingenierías, ISSN-e 1405-0676, Vol. 22, Nº. 84, 2019, págs. 14-23
• Idioma: español
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• Resumen
  • español

    Este trabajo muestra el análisis de seguridad del reactor nuclear ELFR (European Lead-cooled Fast Reactor) en escenario de pérdida de refrigerante con un acoplamiento de la ecuación de difusión neutrónica y los efectos térmicos de las barras de combustible del reactor, el cual consta de 8 zonas o anillos del núcleo y es enfriado por plomo líquido. La retroalimentación entre los efectos de difusión neutrónica con los térmicos por efecto Doppler se obtuvieron utilizando las secciones eficaces, velocidad del neutrón y coeficientes de difusión en función de la temperatura promedio del combustible, tomadas del código SERPENT.

    Se consideró un modelo bidimensional para un núcleo homogéneo y de un solo grupo de energía, mientras que se supuso que la transferencia de calor en la barra de combustible es unidimensional.

  • English

    This work shows the safety analysis of the ELFR (European Lead-cooled Fast Reactor) nuclear reactor in a refrigerant loss scenario with a coupling of the neutron diffusion equation and the thermal effects of the reactor fuel rods, the which has 8 zones or rings and is cooled by liquid lead. The feedback among the effects of neutron diffusion with the thermal ones by Doppler effect, was obtained with the effective sections, neutron velocity and diffusion coefficients were used depending on the average fuel temperature, taken from the SERPENT code. A two-dimensions model for a homogeneous nucleus and a single energy group, while heat transfer in the fuel rod was assumed to be one-dimensional.