Cálculo de benchmark transitorio de reactor tipo LWR con Puma

Abstract

La futura incorporacion de CAREM a la matriz energetica nacional ampliara la oferta nuclear con la adicion del primer reactor de potencia moderado con agua liviana. Resulta consecuentemente necesario estudiar el desempeno en la simulacion de reactores de tipo LWR con los c´odigos de calculo actualmente utilizados en la operacion de las centrales de potencia. En el presente trabajo se eval´ua la respuesta del codigo neutronico de nucleo PUMA -basado en el metodo de diferencias finitas- en la resolucion de un benchmark de un reactor BWR (LRA-3D) que experimenta un accidente severo iniciado con la caıda de una o cuatro barras de material absorbente. El benchmark incluye reacoplamiento termohidraulico, calentamiento adiabatico y retroalimentacion Doppler. Se realizan analisis de convergencia sobre los problemas estaticos y dinamicos a partir del refinamiento de la red y optimizando los esquemas de paso de tiempo en el caso transitorio y se comparan los resultados con los de otros codigos de calculo utilizados como referencia. En general, los resultados obtenidos son consistentes con los presentados por las referencias y el acercamiento al modelo convergido es monotono. No obstante, se observaron limitaciones en PUMA para la resolucion de este reactor, destacado la necesidad de un refinamiento de red relativamente elevado, no siempre representable por PUMA, y tiempos de calculo excesivos.

CAREM’s future incorporation into the national power grid will expand the nuclear market with the addition of the first nuclear power generation plant moderated with light water in Argentina. Therefore, it becomes necessary to study the performance of the nuclear codes currently used in the operation of nuclear power plants, when applied to simulations of LWR-type reactors. In this document, full-core nuclear code PUMA -based on finite differences method- is evaluated in the simulation of a BWR-type reactor benchmark (LRA- 3D) that undergoes a power trip as a consequence of the drop of 1 or 4 control rods. This benchmark includes thermohydraulic coupling, adiabatic heating and Doppler feedback. A convergence study is conducted over static and transient problems, focusing both on the mesh refinement and time step scheme. Results are weighed against those obtained by other codes, that are used as reference. In general, the results align with those published by the references and the model converges monotonically to a solution. However, the model demonstrates limitations regarding its ability to simulate this particular reactor, requiring a relatively high mesh refinement, which is not always possible to allocate in PUMA, and excessive run-times.