Cálculo termohidráulico del Nucleo del Reactor CAREM utilizando el código Thermit

Abstract

El objetivo del presente trabajo consiste en familiarizarse con el manejo de un código de cálculo termohidráulico de núcleo y obtener un modelo para el reactor CAREM. El código empleado es el THERMIT. Este código describe el flujo y transferencia de calor en doble fase mediante las ecuaciones de dos fluidos (líquido y vapor). Como producto final de este trabajo, se obtiene un modelo adecuado del núcleo que nos permita determinar las fracciones de vacío entre otras condiciones termohidráulicas para reactor CAREM-25. El reactor CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares) corresponde a un prototipo de baja potencia de 25 megavatios eléctricos (25 MWe), y fue planteado desde sus orígenes como un diseño avanzado, precursor de conceptos innovativos en materia de seguridad y facilidad de montaje. El diseño CAREM-25 está basado en un reactor integrado de agua liviana, que utiliza como combustible uranio levemente enriquecido. En la primer parte del trabajo se estudian dos problemas ejemplos para comprender las entradas y salidas del código. Luego se relevan condiciones de operación y datos de diseño del reactor CAREM para generar el modelo del núcleo. Finalmente se realiza un análisis de los resultados obtenidos. Se debe destacar que en este trabajo no se obtendrá un cálculo termohidráulico final, sino que se trata de obtener un primer modelo que represente el núcleo. Posteriormente el mismo podrá sufrir modificaciones para optimizar los resultados y con este modelo definitivo realizar un reacoplamiento neutrónico termohidráulico. Este código además permite evaluar condiciones de flujo crítico que en este caso no serán utilizadas ya que las correlaciones existentes en el THERMIT no son correlaciones específicas para las condiciones de operación del CAREM debido a su baja velocidad. Por lo que se planea a futuro estudiar la introducción de esas correlaciones al código.