Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.

Diseño mecánico conceptual de rotores para centrífugas.

En la actualidad casi la totalidad de los reactores nucleares necesitan, como combustible, uranio con una concentración de U"235 mayores a las naturales. En un marco de autoabastecimiento se impone la necesidad de dominar la tecnología necesaria para enriquecer uranio, siendo las centrifugas el método usado industrialmente hoy en día. Esta tecnología, por cuestiones de proliferación, es considerada sensitiva y en consecuencia la información sobre la misma se encuentra fuertemente limitada. En el presente trabajo se propone un modelo simplificado para diseñar y evaluar conceptualmente diseños mecánicos de rotores, proponiendo como figura de merito el trabajo separativo para centrifugas de gas. Con el mismo se pudo, evaluando distintos materiales para el rotor, encontrar radios y alturas óptimos para la capacidad separativa por unidad de masa para cada uno de ellos. Se evaluaron los parámetros que definen la recirculación interna del flujo dentro del rotor y los parámetros de diseño mecánico. Al comparar los resultados con los disponibles en bibliografía se vio que presentan buena concordancia mecánica.