MODELOS DESARROLLADOS PARA SIMULAR CONDICIONES DE ACCIDENTE CON EL CÓDIGO DIONISIO
Lemes, M., González, M.E., Soba, A., Denis, A.
Sección Códigos y Modelos,
Gerencia Ciclo del Combustible Nuclear, CAC, CNEA Av. General Paz 1499, San Martín, 1650 Buenos Aires, Argentina
e-mail: [email protected]
RESUMEN
Durante el bienio 2015–2016 la Sección Códigos y Modelos de la Gerencia Ciclo del Combustible Nuclear–CAC–CNEA ha trabajado en la inclusión en el código DIONISIO de diversas subrutinas destinadas a simular el comportamiento de una barra combustible dentro de un reactor de potencia en condiciones de accidente, especialmente del tipo conocido como LOCA (Loss Of Coolant Accident), provocado por la pérdida parcial o total del refrigerante. Para dotar a DIONISIO de la capacidad de simular transitorios rápidos, fue necesario revisar muchos de los modelos existentes.
En particular, el modelo que predice la liberación de gases de fisión fue sometido a revisión. Pero también debieron desarrollarse otras subrutinas completamente nuevas, en particular las que se aplican a partir del inicio de la situación de accidente.
Se presentan los logros alcanzados recientemente en estos campos y se muestran las mejoras en la calidad de las predicciones del código.
Palabras clave: barra combustible, liberación de gases de fisión, código DIONISIO, LOCA
MODELS DEVELOPED FOR SIMULATING ACCIDENT CONDITIONS WITH THE DIONISIO CODE
ABSTRACT
During the period 2015-2016 the Codes and Models Section belonging to Nuclear Fuel Cycle-CAC-CNEA has been working in the inclusion in the DIONISIO code of several subroutines dedicated to the simulation of a fuel rod behavior within a nuclear power reactor in accident conditions. Particularly, the interest is focused on those provoked by the total or partial loss of coolant (LOCA). To achieve this purpose some already existent modules had to be modified to include fast transients. An example of this is the fission gas release model which was subjected to revision. Other subroutines, particularly those to be applied after the accident initiation, had to be developed from scratch.
The progress recently reached in these fields and the improvement of the code predictions are presented in this work.
Key words: fuel rod, fission gas release, DIONISIO code, LOCA
1. Introducción
Para describir en forma ajustada los fenómenos que ocurren en una barra combustible en caso de accidente resulta imprescindible contar con una representación adecuada de los parámetros físicos y químicos del refrigerante y su capacidad para extraer calor del combustible.
Para la simulación de condiciones normales de operación, el código DIONISIO trabaja con modelos cuasi estacionarios, considerando las historias de potencia del reactor divididas en pasos de potencia lineal constante. Incluso las rampas de potencia se tratan como una sucesión de pequeños pasos constantes. Por el contrario, en condiciones de accidente, los fenómenos ocurren en forma muy rápida y la aproximación estacionaria deja de tener validez.
Los modelos destinados a analizar y cuantificar el comportamiento del fluido refrigerante fueron desarrollados desde scratch. Ellos permiten caracterizar la termo hidráulica del canal en función de la presión del sistema, la velocidad y flujo del refrigerante, las fracciones de vapor y el flujo de calor crítico (CHF) en el caso de altos flujos de calor con desprendimiento de la ebullición nucleada (DNB) y en bajos flujos de calor en pared seca (DRYOUT), teniendo en cuenta diversos factores que intervienen en la transferencia de calor vaina–refrigerante a lo largo de la barra.
Por otra parte, las variaciones rápidas de potencia que ocurren en caso de accidente dan lugar a incrementos repentinos en la cantidad de gas liberado que se suponen asociados a la creación de fisuras o microfisuras en la pastilla. Para dar cuenta de esta situación se propone un modelo que describe el fenómeno de liberación de gases de fisión en UO2 durante este tipo de transitorios, evaluando su respuesta ante historias de potencia que presentan rampas.
En el estado actual de su desarrollo, DIONISIO trata con dominios bi y tridimensionales, trabaja principalmente con el método de los elementos finitos y contiene más de 50 modelos interconectados (muchos de los cuales fueron desarrollados por miembros del grupo), destinados a distintos tipos de combustibles. El código tiene incorporado un módulo dedicado a pastillas cilíndricas, típicas de los reactores de potencia, y otro a placas planas, típicas de los reactores de investigación.
Ambos módulos comparten un kernel en donde se cimienta la ingeniería del código.
Por otro lado, se buscó en su construcción dotarlo de versatilidad, permitiendo una mejor interacción entre el usuario y el código, facilitando la modificación o adaptación del programa a las necesidades de cada uno y el manejo de resultados. Para ello se propusieron programas interactivos de visualización con las utilidades gráficas que ofrecen los nuevos sistemas operativos. El código DIONISIO ha sido comparado con resultados de numerosos experimentos llevados a cabo en el país y en el extranjero, participando en programas internacionales organizados por el OIEA, destinados a la validación de códigos. Actualmente es miembro del proyecto FUMAC (Fuel Modeling for Accident Conditions), organizado por la misma institución, que finalizará en 2017 y en el que participan 20 países. También es miembro del EGRFP-06 (Expert Group on Reactor Fuel Performance) destinado a la intercomparación de códigos en la simulación de PCMI (Pellet-Cladding Mechanical Interaction).
En este trabajo se describe la arquitectura del código y los fundamentos numéricos de su estructura. Asimismo, se presentan los principales resultados obtenidos recientemente y se realiza una breve reseña de los modelos que se utilizaron para el cálculo.
2. Modelos incorporados
a. Liberación de gases de fisión en rampas de potencia
Por cada evento de fisión nuclear en un combustible de óxido de uranio se generan diversos productos, entre los cuales se cuentan los elementos gaseosos Xe y Kr. Ellos son prácticamente insolubles en la matriz [1] por lo que precipitan formando burbujas que se localizan en el interior de los granos y en sus bordes. Durante la irradiación en condiciones normales, después de alcanzar un valor de saturación, dichos gases son liberados hacia el volumen libre de la barra combustible. Los gases de fisión afectan de diferentes modos el comportamiento del combustible. En particular, reducen la transferencia de calor desde la pastilla hacia el refrigerante, con el consecuente aumento de temperatura en la pastilla. Por otro lado provocan un aumento de presión interna en la barra combustible, lo que puede llevar a una eventual falla de la vaina y escape de productos de fisión al refrigerante. Por esta razón, el estudio y modelado del comportamiento de los gases de fisión es muy importante desde el punto de vista de la seguridad en la operación de un reactor nuclear.
El código DIONISIO incluye un modelo base que describe la generación y liberación de gases cuando el reactor opera en estado estacionario. Este modelo representa al material combustible como un conjunto de granos esféricos [1,2,3] y analiza la difusión en ellos de los átomos individuales de los productos de fisión gaseosos. Por un lado, las burbujas intragranulares, que se nuclean en sitios preferenciales de la red, actúan como trampas que captan a otros átomos de gas y, por otro, son redisueltas por impacto de los fragmentos de fisión de alta energía. Como resultado, se establece un equilibrio dinámico entre estos mecanismos opuestos. La acumulación de gas en las burbujas intergranulares, su saturación y ulterior interconexión constituye el mecanismo dominante de liberación de átomos de gas [4]. Otros mecanismos, como el recoil o retroceso, y el knock-out, contribuyen en menos del 1% a la liberación de gases.
El modelado de la difusión de gases en un grano esférico de UO2 da lugar a ecuaciones diferenciales no lineales. En el código DIONISIO se utiliza el método elementos finitos para resolverlas.
En el caso de presentarse cambios bruscos en la potencia del reactor, el comportamiento del material cambia [5], provocando una variación notable en la cantidad de gases de fisión liberados. Los modelos actualmente aceptados suponen que los aumentos bruscos de potencia (transitorios positivos) dan lugar a la formación de microfracturas en el material, las cuales incrementan la separación entre bordes de grano, facilitando así la rápida liberación de los gases de fisión que allí se encuentran.
Por otra parte, si la potencia disminuye bruscamente (transitorio negativo), disminuye también la concentración de átomos necesaria para alcanzar la saturación en borde de grano, lo cual provoca un repentino aumento en la fracción de gases liberados.
El modelo de liberación de gas en rampas, seleccionado a partir de la información consultada en la literatura [5,6], fue adaptado mediante algunas modificaciones en las condiciones de rampa. En general, tanto en estado estacionario como en transitorio, la tasa de liberación de gas ∂f/∂t es proporcional a la concentración de gas en bordes de grano, g, de la forma
t Kg
ttf
donde el factor K representa la dependencia con tres parámetros importantes:
temperatura, quemado y porosidad abierta. Para considerar los efectos de rampas de potencia, se debe incluir una modificación en el valor de la tasa de liberación, que tiene la forma
B A q g t t Af
q
B ´
en la cual AB es un parámetro que depende del incremento ∆B del quemado durante el transitorio y Aq depende de la variación ∆q´ de la densidad lineal de potencia. Ellos se expresan en la forma
lim lim 212 100 . 100 0
05 .
0
q q q q
q
Aq
/5 si 5MWd/kgU
MWd/kgU 5
si 1
B B
B B
AB
Durante un transitorio se libera desde los bordes de grano una cantidad de gas adicional a la que se produciría en estado estacionario. Para que esto sea correctamente simulado por el código, deben especificarse las condiciones que activan a la correspondiente subrutina. Hay dos criterios para fijarlas:
1) El pico de potencia debe ser mayor a 250 W/cm, mientras que el incremento de potencia debe ser, como mínimo, de 50 W/cm.
2) La tasa de variación debe superar un umbral. De acuerdo a experimentos existentes en la literatura [7] ese valor es del orden de los 1000 W/cm.día, que equivalen aproximadamente a 1.157 W/m.s .
En el código DIONISIO se adoptó el criterio (2) por considerarlo más realista. En particular, si un reactor opera a baja potencia lineal (< 50 W/cm) y sufre un incremento repentino (hasta 100 W/cm), es de esperarse que haya liberación de gas adicional aunque las potencias en juego no sean altas, siempre que los bordes de grano hayan alcanzado la saturación antes de la rampa. Una secuencia como ésta es correctamente descripta por el criterio (2). En cambio, de acuerdo con el criterio (1), no daría lugar al encendido de la subrutina de rampas.
Otro aspecto que fue sometido a revisión es el de la redisolución en el grano que puede sufrir una fracción del gas acumulado en el borde de grano, tanto en condiciones estacionarias como de rampas. Esta contribución, que afecta a la distribución de gas en el casquete externo del grano, puede incluirse en la expresión que describe la tasa de producción de gas, (r). Así tenemos
yF a r a
a r yF
res para 2
2 0
para
donde yF es la tasa de generación de gas debido al proceso de fisión y 2 representa la distancia de penetración de los átomos redisueltos en el grano. Se adoptó el valor
=2x10-8 m [8] para los cálculos. El término res indica la contribución de los átomos redisueltos, cuya expresión adopta diferentes formas en condiciones estacionarias y en transitorios. En el primer caso, es proporcional a la cantidad de átomos que ocupan el borde de grano. La constante de proporcionalidad bp (1/s) representa la tasa de redisolución de las burbujas intergranulares y es uno de los parámetros del modelo [8].
La aplicación de este modelo al caso de rampas de potencia conduce a una predicción insuficiente de la liberación de gas. Por este motivo, se introdujo para la tasa de redisolución la expresión empírica
caract p elem
p sup
res b
b d
b
c exp
donde csup es la concentración de gas en borde de grano, delem es el espesor de la capa externa del grano de UO2 mallado mediante elementos finitos y bcaract es un factor de peso sobre bp. Esta corrección permitió optimizar el porcentaje de gas liberado, obteniendo resultados en excelente acuerdo con datos experimentales publicados.
Todas las variables involucradas en el problema fueron introducidas en un módulo de prueba, desarrollado para examinar el comportamiento del modelo antes de su inclusión en el código DIONISIO [9,10].
b. Modelos termohidráulicos en condiciones de accidente severo
La generación y transferencia del calor en un sistema pastilla-gap-vaina-refrigerante están descriptas por la ecuación del calor en coordenadas cilíndricas. Considera, como fuentes de calor, a las reacciones de fisión en la pastilla y a la oxidación de la vaina.
Asimismo, una vez iniciado el accidente e interrumpida la reacción de fisión, considera como fuente al calor de decaimiento por reacciones beta y gamma. El modelo tiene en cuenta, además de las conductividades de los elementos que conforman el sistema, su densidad y su calor específico como funciones de la temperatura.
Al variar el flujo neutrónico a lo largo (del eje z) de la barra, se producen las variaciones axiales en la temperatura. DIONISIO particiona cada barra en un número de sectores a elección del usuario y en cada uno de ellos resuelve el conjunto de ecuaciones que describen la termomecánica y termoquímica con las condiciones locales, para calcular después de cada paso temporal el valor de los parámetros que corresponden a la barra entera.
Para determinar la temperatura en situación de accidente se debe atender a la capacidad de extracción de calor del sistema, que depende de las condiciones termohidráulicas del refrigerante. Las correlaciones de transferencia de calor entre la vaina y el refrigerante suelen expresarse mediante el coeficiente convectivo. Este parámetro relaciona al flujo de calor a través de la superficie de la vaina con la diferencia de temperatura entre esa superficie y el fluido. Para este modelo resulta crucial la determinación del flujo crítico, valor límite a partir del cual se modifican las condiciones en las que se produce la extracción del calor desde la barra combustible al refrigerante. Para las correlaciones de transferencia de calor se han utilizado modelos tomados de la literatura específica, desarrollados para cuantificar la tasa de intercambio de energía entre una superficie sólida y un fluido con velocidad sobre ella.
Es necesario considerar que en la zona adyacente a la pared caliente, el líquido se encuentra sobrecalentado. Allí se nuclean burbujas de vapor que conforman una capa.
Esa zona de coexistencia de burbujas y agua líquida fluyendo a velocidad se denomina partial nucleate boiling y condiciona al proceso de transferencia. Si el flujo de calor se incrementa por encima de un cierto límite, las burbujas de vapor aumentan en densidad y se genera una zona extensa de nucleación de burbujas que empobrece la transferencia calórica, con lo cual la temperatura de la superficie aumenta rápidamente.
Ese límite se suele denominar departure from nucleate boiling (DNB) condition. Su ocurrencia depende de diversos factores como la presión, la temperatura del refrigerante, la potencia lineal del sistema, las condiciones del flujo (caudal y velocidad), etc. y constituye una situación que debe evitarse en la operación del reactor.
Dadas las diferentes condiciones en que puede presentarse el fluido y las diferentes formas de transferencia de calor por convección forzada, pueden definirse una gran variedad de modos de transferencia. Los códigos termohidráulicos cuentan con una gran variedad de correlaciones empíricas para representar al coeficiente convectivo en cada uno de ellos. Para este trabajo se han elegido seis modos de transferencia, por considerarlos como los más representativos:
1) Convección forzada de líquido en una sola fase en ebullición nucleada subenfriada,
2) Ebullición saturada,
3) Ebullición de transición postcrítica, 4) Ebullición laminar postcrítica, 5) Fase vapor en convección forzada, 6) Radiación.
Cada uno de estos modos de transferencia de calor se manifiesta, dependiendo de las condiciones del caudal y tipo de flujo del refrigerante, en alguna región axial de la barra. En la Figura 1 se muestra, en una secuencia ideal de accidente, cómo se activa uno u otro coeficiente a lo largo de la barra.
0 2 4 6 8 10
0 10000 20000 30000 40000 50000 60000
Coeficiente convectivo h (W/m2K-1 )
Sector axial de la barra h radiacion
h liquido h transsicion h laminar h vapor h efectivo
Figura 1: Modos de transferencia de calor en distintos sectores de la vaina y el modo que efectivamente es considerado en un hipotético accidente
c. Crecimiento de la capa de óxido a altas temperaturas
La capa superficial de ZrO2 que crece a expensas del metal subyacente. Éste disuelve oxígeno en forma intersticial y da lugar, por un lado, a una capa de estructura hcp denominada α-Zr(O). Más internamente, y si la temperatura es suficientemente alta (>865°C), el metal se presenta con estructura bcc formando la llamada fase β-Zr(O). El óxido y las fases metálicas se encuentran separadas entre sí y del medio ambiente por interfases móviles.
En el rango de operación normal, el óxido crece según diferentes regímenes dependiendo del espesor alcanzado por la capa. Por debajo de un espesor límite, el
crecimiento que sufre en un intervalo de tiempo t es proporcional a (t)1/3 (cinética cúbica) pero, por encima de dicho límite lo hace en forma proporcional a t (cinética lineal) [11].
En cambio, en el rango de alta temperatura (>900°C) el refrigerante se encuentra en fase vapor y la capa de óxido que se forma sobre la superficie de la vaina de Zry crece mucho más rápidamente que a temperaturas normales de funcionamiento. A diferencia de lo que sucede a temperaturas normales de operación, en este rango ni el flujo de calor ni la química del refrigerante tienen influencia importante en el grado de oxidación. Para el crecimiento de las distintas fases en la región exterior a alta temperatura se utilizó la correlación de Cathcart-Pawel [12] en la que el crecimiento del óxido ocurre en forma proporcional a (t)1/2 (cinética parabólica).
La correcta simulación del espesor del óxido resulta de importancia para la predicción térmica ya que dicha capa representa una barrera térmica significativa.
d. Aspectos mecánicos
Para simular condiciones de accidente, existe la necesidad de incorporar al código modelos que describan distintos fenómenos mecánicos que ocurren en la vaina. Estas subrutinas consisten en la incorporación de un modelo de predicción de rotura de la vaina (burst stress) y su localización axial y, por otro lado, de un modelo de creep para evaluar el englobamiento (ballooning).
Se supone que la rotura de la vaina ocurre cuando la tensión circunferencial excede la tensión de rotura B. Para expresarla se eligió la siguiente correlación [13,14]
(1) B C1exp
-C2T
exp C0WfO
2
donde C0, C1 y C2 son constantes cuyos valores para el Zry en las fases α y β se detallan en la Tabla 1, T es la temperatura absoluta y Wf0 es la fracción total en peso de oxígeno capturado en la reacción agua-metal en alta temperatura
Para el cálculo de la rapidez efectiva de creep en la vaina se utilizó la correlación [14]
(2)
C wfO
VMnT C C
dt
d
5 4
3exp (- )exp
válida cuando el material de la vaina se encuentra en los rangos monofásicos α o β, wf0
es la fracción en peso de oxígeno en el espesor de la vaina y VM es la tensión de von Mises, las constantes C3, C4, C5 y n toman los valores que se dan en la Tabla 1. Para el caso de coexistencia de dos fases (α + β), la velocidad de creep se calcula como un promedio de las velocidades en cada fase ponderado por la fracción en volumen que ocupa cada una
puro α-Zr puro β-Zr
C0 1052.63 1052.63
C1 (N cm-2) 8.3x104 2.3x105
C2 (K-1) 0.001 0.003 C3 (s-1 N-n cm2n) 1.4523x10-8 2.1751x10-7
C4 (K) 38487.0 17079.0
C5 342.0 0.0
n 5.89 3.78
Tabla 1: Valores de las constantes usadas en las correlaciones (1) y (2) considerando solo fase α o β
3. Resultados
Para estudiar la respuesta del modelo de liberación de gases de fisión en rampas se supuso una historia de potencia ideal que incluye seis transitorios, separados por períodos de potencia lineal constante y diferente duración. En la Figura 4 se presentan algunos resultados obtenidos introduciendo leves variaciones en las velocidades del 4to y 6to transitorio, a fin de evaluar la activación del modelo de acuerdo al cumplimiento o no de la condición de rampa.
Figura 2: Respuesta del modelo de liberación de gases ante una historia de potencia ideal, con diferentes velocidades de transitorios.
Luego se examinó la respuesta del modelo ejecutando historias de potencia correspondientes a una serie de experimentos realizados en el marco de los programas FUMEX, organizados por el OIEA. En la Figura 5 se muestra la fracción de gas liberado obtenida con ambas subrutinas, tanto la correspondiente al modelo base de DIONISIO como aquella que incluye el modelo de rampas, indicadas por triángulos rellenos y rombos huecos respectivamente. Se observa que la introducción de los modelos de rampas y de redisolución mejora el ajuste con los datos experimentales, particularmente en la región de mayor porcentaje de liberación de gases.
Figura 3: Comparación entre valores calculados y experimentales del porcentaje de gas liberado A continuación se muestran las comparaciones de resultados obtenidos con DIONISIO incluyendo los modelos termohidráulicos de accidente con resultados en una serie de ensayos denominados IFA (Instrumented Fuel Assembly) [15]. Estos experimentos fueron concebidos para verificar y validar los criterios de seguridad en accidentes tipo LOCA, y fueron llevados a cabo en el reactor HALDEN en Noruega.
Entre los datos que se obtienen del experimento se encuentran: la temperatura del revestimiento, su deformación por ballooning, hidruración, oxidación, relocación del combustible y fragmentación.
0 100 200 300 400 500
0 100 200 300 400 500 600 700
Presion(Ncm-1 )
Tiempo (s) IFA 650-2
Historia de presion en DIONISIO
Figura 4: Historia de presión del experimento IFA 650-2 y la considerada como entrada en DIONISIO
En particular en esta presentación se comparan resultados del experimento IFA 650- 2 [16] con simulaciones efectuadas con DIONISIO. El dispositivo experimental consiste
en una barra combustible de 50 cm de longitud, diámetro exterior 9,50 mm y espesor 0,57 mm que contiene pastillas de UO2 en vaina de Zry, con una presión de llenado de 40 bar de He. La barra es calentada con resistencias eléctricas dentro de un loop de agua pesada a alta presión inicialmente a 700 Ncm-2 y flujo másico en el canal de 0.056 kg s-1. En la Figura 4 se observa la historia de presión registrada en el experimento y la tomada como entrada en DIONISIO.
En la Figura 5 se muestran los valores medidos experimentalmente de la presión interior de la vaina y los resultados calculados con DIONISIO. El descenso abrupto en el instante t=110 s es considerado en la subrutina de accidente como el momento que ocurre el burst en la vaina, con la consecuente liberación de los gases contenidos y caída de su presión interna.
0 50 100 150 200 250
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90
presion (bar)
tiempo (s)
experimental DIONISIO
Figura 5: Comparación de la presión interna de la vaina medida en experimento IFA 650-2 y el calculado con DIONISIO
0 20 40 60 80 100
-3,0 -2,5 -2,0 -1,5 -1,0 -0,5 0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5
3,0 experimental DIONISIO
elongacion (mm)
tiempo (s)
Figura 6: Comparación de la elongación axial de la vaina medida en experimento IFA650-2 y calculada con DIONISIO
En la Figura 6 se muestra la comparación de los valores medidos de la elongación axial de la vaina en el experimento IFA 650-2 con los resultados de DIONISIO. Estos
abarcan los primeros 110 segundos de comenzado el accidente. Luego de este período se produce el daño de la vaina.
En la Figura 7 se comparan las temperaturas alcanzadas en el borde exterior de la vaina medidas en el experimento IFA 650-2 y las calculadas con DIONISIO. Las mediciones en el experimento se realizaron en dos posiciones axiales distintas: la termocupla denominada TCC1 fue situada en la parte inferior de la vaina y las termocuplas TCC2 y TCC3 en la parte superior. También se muestran los instantes en que comienza a producirse ballooning y burst comparados con los cálculos de DIONISIO.
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 200
400 600 800 1000
1200 ballooning burst
temperatura (°C)
tiempo (s)
TCC1 - TCC2 - TCC3 DIONISIO
zona de ballooning experimental ballooning segun DIONISIO burst experimental
burst segun DIONISIO scram
Figura 7: Comparación de la temperatura exterior de la vaina alcanzada en el experimento IFA 650-2 y la calculada con DIONISIO en dos posiciones axiales de la barra e instantes donde se produce
ballooning y burst
4. Conclusiones
Los resultados obtenidos con el nuevo modelo de liberación de gases en transitorios representan una mejor aproximación y brindan flexibilidad al código DIONISIO, dado que permiten analizar un espectro más amplio de problemas, dando una respuesta más confiable ante historias de potencia que presenten rampas. Esto significa que se puede simular una mayor cantidad de situaciones, como por ejemplo bajas de potencia repentinas o excursiones de potencia, que inciden notablemente en la liberación de gases de fisión y en las condiciones de seguridad del material combustible. De hecho, en estas circunstancias, los datos experimentales muestran marcados aumentos en la cantidad de gas liberado durante rampas de potencia que son ahora correctamente reproducidos mediante el cálculo. Por otra parte, las modificaciones incorporadas al modelo de redisolución permitieron optimizar el balance de gas en el grano de UO2, reflejándose así en una mejora integral en la capacidad de respuesta del modelo.
El estado de avance del modelo termohidraúlico vaina-refrigerante, el de predicción de crecimiento de óxido a altas temperaturas y el de comportamiento mecánico, incorporados al código, permite analizar y cuantificar un gran número de parámetros y variables que intervienen en la evolución de la temperatura de la barra combustible en cada posición y en el tiempo: calor acumulado y su disipación, temperatura exterior de
la vaina (y del combustible en su conjunto), temperatura del fluido en el canal refrigerante, fracciones de vapor en volumen y en masa, caídas de presión y de caudal, además de la evolución de nuevas fases en la vaina y distintos aspectos mecánicos.
Estos parámetros se calculan no sólo en situaciones normales de operación del reactor sino también en casos de transitorios rápidos como los que suceden en accidentes tipo LOCA donde las condiciones de presión, caudal, temperatura, etc. del refrigerante varían drásticamente y pueden llegar incluso a afectar la integridad física y mecánica las barras combustibles.
El código se halla en continua mejora buscando constituir una herramienta de simulación que describa todas las condiciones que afectan a las barras combustibles.
La tarea actual aspira a reproducir en forma confiable las condiciones que imperan durante un LOCA. Resta aun abordar fenómenos como captura y liberación de hidrógeno a alta temperatura, fragilización del revestimiento y fenómenos físicos y mecánicos que sufre la pastilla combustible como fragmentación y relocación, que se encuentran en diversos estadios de análisis.
Referencias
[1] Olander, D., Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, Technical Information Center, Energy Research and Development Administration (1976).
[2] Booth, A., A method of calculating fission gas diffusion from UO2 fuel, Report Atomic Energy of Canada Limited, CRDC-721, 1957.
[3] Speight, M., A calculation of the migration of fission gas in material exhibiting precipitation and re-solution of gas atoms under irradiation, Nucl. Sci. & Eng., 37 (1969) 180.
[4] Lösönen, P., Modelling intragranular fission gas release in irradiation of sintered LWR UO2
fuel, J. Nucl. Mater. 304 (2002) 29.
[5] Hering, W., The KWU fission gas release model for LWR fuel rods, J. Nucl. Mater. 114 (1983) 41.
[6] Koo,Y-H., Lee, B-H., Sohn, D-S., Fission gas release and gaseous swelling in UO2 fuel under the effect of external restraint, J. Nucl. Mater. 280 (2000) 86.
[7] CASO RISO2-GEA, publicado en International Fuel Performance Experiments (IFPE) Database, Cases for FUMEX-III, FUMEX-III.V1 – 15-XII-2008.
[8] Denis, A., Piotrkowski, R., Simulation of isothermal fission gas release, J. Nucl. Mater. 229 (1996) 149.
[9] Soba, A., Simulación del comportamiento termomecánico de una barra combustible en operación, Tesis de Doctorado en Ciencias Físicas, UBA, 2007.
[10] Soba, A., Denis, A., Simulation with DIONISIO 1.0 of thermal and mechanical pellet- cladding interaction in nuclear fuel rods, J. Nucl. Mater. 374 (2008) 32.
[11] MATPRO Version 11, Handbook of materials properties for use in the analysis of light water reactor fuel behavior. In: NUREG/CR-0497,TREE-1280, (1979)
[12] Cathcart J. V., Pawel R. E.,Zirconium Metal-Water Oxidation Kinetics IV. Reaction Rate Studies, 1977
[13] Rosinger, H.E., A model to predict the failure of Zircaloy-4 fuel sheathing during postulated LOCA conditions. J. of Nucl. Mater, 120,1 (1984) 41-54.
[14] Manngard, T., Jernkvist, L. O. , Massih, A., Evaluation of Loss-of-Coolant Accident Simulation Tests with the Fuel Rod Analysis Code FRAPTRAN-1.4. Quantum Technologies AB, Report TR11-008V1 (2011).
[15] Lestinen, V., LOCA Testing at Halden, First Experiment IFA-650.1, HWR-762, OECD Halden Reactor Project, 2004
[16] Ek, M.,LOCA TESTING AT HALDEN; THE SECOND EXPERIMENT IFA-650.2, HWR-813 OECD Halden Reactor Project, 2005
