Sistema de refrigeración de parada de un dispositivo de irradiación a utilizar en el Reactor RA-3

Abstract

El principal objetivo de este documento es evaluar la evacuación de calor de dacaimiento radiactivo y parámetro termohidráulicos en el circuito de refrigeración de parada de un dispositivo de irradiación de barras combustibles de centrales nucleares a utilizarse en el reactor RA3. La evaluacion incluye los mecanismos de transferencia de calor en el interior del dispositivo de irradiación a la pileta del reactor RA3 para un nivel de potencia determinado. Análisis del material más adecuado del caño de disipación de calor. El objetivo del módulo de irradiación es poder testear el comportamiento de distintas barras combustibles de reactores de potencia a ser utilizados en los reactores Atucha I, Atucha II, Embalse y Carem. Esta facilidad debe replicar las condiciones de operación a encontrarse en las centrales de potencia, como son la tasa de fisiones, temperatura, presión, velocidad y química del refrigerante. El módulo de irradiación cuenta con un circuito cerrado de circulación independiente de los sistemas del reactor, usa agua liviana como refrigerante y moderador, cuenta con la posibilidad de irradiar hasta 3 barras combustibles de reactores de potencia cuyos tramos oscilan entre 40 y 650 cm de longitud, posee un sistema de control de presión con presurizador y un sistema pasivo de refrigeración de parada y, la entrada y salida del refrigerante es desde boca de tanque. Para poder verificar las condiciones de operación y estudiar el comportamiento de las barras combustibles, el dispositivo debe estar instrumentado de modo de poder medir los siguientes parámetros: - Temperatura de vaina - Temperatura en el centro de la pastilla combustible - Temperatura de entrada y salida del líquido refrigerante - Caudal del refrigerante - Flujo neutrónico. La potencia generada en las barras combustibles está determinada por la potencia del reactor de manera que el apagado de la facilidad de irradiación será alcanzado a través del apagado del reactor.