Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors.

El Generation IV International Forum (GIF) [1] es un programa internacional dedicado a apoyar, coordinar y dirigir las iniciativas de investigación y desarrollo encaminados a implementar las soluciones tecnológicas que caracterizarán a la siguiente generación de reactores nucleares. Estos reactores se caracterizaran por una gestión más eficiente del combustible nuclear, un incremento en las exigencias de seguridad y una alta competitividad económica. \nCon tales objetivos, GIF propuso una serie de diseños potencialmente capaces de alcanzarlos. Estos diseños son tecnológicamente muy distintos a las plantas nucleares comerciales actuales al utilizar neutrones de espectro rápido y consecuentemente refrigeración por metales líquidos. \n\nEstos nuevos diseños requieren el desarrollo y validación de herramientas computacionales capaces de simular el comportamiento de la planta tanto en fase estacionaria como en transitoria y por tanto sean aplicables en los procesos de diseño y licitación de dichas plantas. \n\nEl objetivo de esta tesis es el de adaptar los códigos computacionales actuales aplicados a la simulación de reactores refrigerados por agua a reactores rápidos refrigerados por metales líquidos, tales como el sodio o el plomo y el desarrollo de modelos capaces de simular de una manera consistente el comportamientos de los sistemas ante determinados eventos que constituyen la base de diseño de la planta \n\nPara ello se adaptaran dichos códigos a la fenomenología específica de estos reactores, se desarrollaran modelos termo-hidráulicos y neutrónicos tanto unidimensionales como tridimensionales de los diseños propuestos y se validarán los resultados para demostrar su aplicabilidad. \n\nEl trabajo incluye la implementación de correlaciones específicas para habilitar los códigos para el cálculo de la condiciones termo-hidráulicas de los refrigerantes así como la adaptación de los esquemas de acoplamiento termo-hidráulico-neutrónicos existentes a esta nueva tecnología.