Calificación del programa Wims de cálculo neutrónico para diseño, seguimiento de operación y análisis de accidentes de reactores nucleares

Abstract

Este trabajo incluye el análisis de los procesos físicos más importantes que ocurren en la celda de un reactor nuclear y la calificación del programa de celda WIMS, que calcula los parámetros neutrónicos asociados a esos procesos. Nos hemos centrado particularmente en los aspectos referidos a métodos y modelos seleccionados para calcular reactores de potencia de agua pesada. WIMS, programa de origen inglés, ha sido extensamente utilizado en todo el mundo. En nuestro país, como dijimos, ha sido utilizado para cálculos de reactores de agua liviana, en varios de los cuales se han hecho posteriormente mediciones que significaron convalidaciones parciales importantes. Algunos ejemplos de ello son los reactores argentinos RA-3 y RA-6, y el reactor peruano RP-10. No se había hecho en el país, hasta la fecha, una calificación sistemática y completa de WIMS aplicada a los reactores de nuestro interés: aquellos cuyo combustible es uranio natural, y que están refrigerados y moderados con agua pesada, como los de las centrales de potencia en operación en la Argentina. Hemos organizado el trabajo en cinco capítulos. En el primero, se presenta el marco en el cual se han desarrollado las actividades en materia de códigos de cálculo de reactores en nuestro país. Se analizan los conceptos básicos referidos a la física de los reactores, y se presentan las ecuaciones que describen el comportamiento de la población de neutrones en un medio multiplicativo. Se describen los objetivos de este trabajo y se introduce el código de cálculo WIMS. En el segundo capítulo se describen los principales parámetros de diseño de un reactor. Se calculan experiencias en facilidades críticas y en reactores de potencia con combustible fresco, en las cuales es posible medir algunos de esos parámetros, comparándose cálculos con mediciones. El tercer capítulo contiene el cálculo de los parámetros neutrónicos para los diferentes estados de un reactor: frío, caliente, en equilibrio. Se evalúan parámetros neutrónicos correspondientes a combustible irradiado, tanto para facilidades críticas como para reactores de potencia. Se comparan valores calculados con mediciones. En el cuarto capítulo se introduce el concepto de accidente. Se analizan los parámetros neutrónicos relevantes para el caso de algunas situaciones accidentales. Se simula en particular un accidente de pérdida de refrigerante en un reactor tipo CANDU. El quinto y último capítulo es el de las conclusiones, en el cual se resumen los resultados de los distintos aspectos considerados.