Simulación Computacional Termo-Hidráulica del Reactor Nuclear TRIGA Mark I - IPR-R1

Abstract

Se simuló mediante Mecánica de Fluidos Computacional (CFD) el reactor experimental TRIGA modelo Mark I - IPR-R1 ante una condición de funcionamiento anormal provocada por una falla en el sistema de refrigeración. El objetivo es evaluar la capacidad del reactor de disipar mediante convección natural el calor generado en el núcleo. Para ello se construyó un modelo detallado del núcleo y la pileta asumiendo la distribución real de potencia sobre los combustibles. El modelo permitió determinar la tasa de incremento de temperatura promedio de la pileta y el patrón de temperatura en el núcleo. Los resultados se compararon con datos obtenidos experimentalmente y con simulaciones realizadas con RELAP. Adicionalmente, se analizaron los patrones de flujo en la pileta y alrededor de los combustibles, observando los perfiles de velocidad para determinar la aparición de zonas de baja velocidad y la presencia de puntos calientes sobre la superficie del material combustible.