Ajuste del modelo de gestión de combustible de la Central Nuclear Embalse con mediciones obtenidas a baja y mediana potencia

Abstract

En la Central Nuclear Embalse se emplea para los cálculos de quemado y gestión de combustible el programa PUMA-C que utiliza teoría de difusión a dos grupos de energía en geometría cartesiana tridimensional. Se utiliza un modelo de representación del reactor de núcleo completo de 37, 30, 16 intervalos en cada uno de los tres ejes de coordenadas. Los elementos de control de reactividad se representan con incrementos de secciones eficaces calculados con métodos de multi celda sobre los volúmenes afectados. Se incluyen todos los elementos de control de reactividad juntamente con materiales de zircaloy de relativamente baja absorción de neutrones como tubos guía y toberas de inyección de veneno. Este trabajo presenta pequeños ajustes hechos al modelo de representación del reactor para la configuración nominal de mecanismos de reactividad para mejorar el grado de acuerdo con mediciones de flujo neutrónico realizadas con detectores de vanadio y cámaras de fisión a baia potencia y en la etapa de subida gradual a plena potencia.