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Nuevos modelos para reforzar la seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio

La seguridad supone uno de los retos principales en lo que concierne a los nuevos reactores de neutrones rápidos de cuarta generación (Gen-IV). Se han realizado trabajos de investigación y desarrollo, gracias a la financiación de la UE, que han deparado una actualización de los códigos informáticos existentes para modelizar con exactitud diseños innovadores de reactor y también escenarios de accidente.
Nuevos modelos para reforzar la seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio
El proyecto JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors), financiado por la UE, se ha puesto en marcha con miras a proporcionar una herramienta integral de modelización para una de las seis tecnologías Gen-IV, el reactor rápido refrigerado por sodio (SFR). La plataforma ASTEC-Na se fundamenta en el Codigo para la Evaluacion de Términos Fuente en relación a Accidentes (ASTEC) para los casos de accidentes severos en reactores de agua ligera (LWR).

Los códigos informáticos disponibles actualmente se desarrollaron en la década de los años ochenta para los diseños de SFR de neutrones de anteriores generaciones. El nuevo código ASTEC-Na destinado a los SFR de cuarta generación constituye una herramienta integrada con una arquitectura moderna y flexible que facilita la integración de modelos físicos nuevos, necesarios para desarrollar diseños avanzados e incorporar características específicas. Su desarrollo se basa en módulos ya existentes del software LWR ASTEC y en módulos derivados de la herramienta de simulación SCANAIR. Además se desarrollaron algunos modelos físicos mejorados que abordan fenómenos específicos de los SFR así como los resultados de investigaciones recientes.

Esta herramienta numérica avanzada es capaz de evaluar las consecuencias de fallos en varillas combustibles sobre la reubicación de materiales y las cargas sobre el primario. Además, estima el posible término fuente radiológico y químico debido tanto al material radioactivo producido por la reubicación de productos de fisión como a la formación de partículas de óxido e hidróxido de sodio que puedan haberse liberado accidentalmente al ambiente.

El código informático de ASTEC-Na y sus modelos abordan cuatro áreas de la seguridad que guardan relación con el sodio: termohidráulica, termomecánica de las varillas combustibles, término fuente y neutrónica. Concretamente, los nuevos modelos describen la correlación de la transferencia de calor y masa del sodio dentro del reactor, la deformación de vainas, la liberación de gas de fisión, el comportamiento termomecánico del combustible y la síntesis físicoquímica de los aerosoles de sodio liberados al ambiente.

ASTEC-Na constituye ya el código de referencia en Europa para los escenarios de accidentes severos en los LWR y su uso se ha ampliado a otros reactores refrigerados por agua, incluidos el reactor de agua a presión, el reactor de producción de energía refrigerado y moderado por agua (VVER), el reactor de agua en ebullición y el reactor canadiense de deuterio y uranio (CANDU).

Aprovechando el conocimiento adquirido con el software ASTEC-Na y la base de datos experimental, los frutos de JASMIN contribuyen a la conservación del conocimiento acumulado a lo largo de más de cuarenta años de investigación y desarrollo.

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Palabras clave

Reactor rápido refrigerado por sodio, reactores de neutrones rápidos, escenarios de accidente, JASMIN, ASTEC-Na
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