Simulación de la inercia térmica del uranio a partir de un material equivalente en las vainas de combustible nuclear gastado con STAR-CCM+

Abstract

El combustible nuclear gastado, es decir, aquel que ha sido irradiado en el seno de un reactor nuclear, requiere de una gestión adecuada para garantizar unos niveles de seguridad aceptables, en lo que respecta tanto al público como al medio ambiente. Tras un periodo inicial en piscina, los sistemas de almacenamiento en seco constituyen actualmente la solución más aceptada para su gestión a largo plazo, ya que permiten, entre otras ventajas, la refrigeración pasiva.
Este tipo de almacenamiento debe cumplir una serie de criterios de seguridad, como el mantenimiento de la subcriticidad, la minimización de la dosis del público y los trabajadores o la conservación de la integridad de las vainas. Estos criterios se encuentran estrechamente relacionados con la temperatura de las vainas, pues fenómenos como la fluencia, el swelling o la reorientación de hidruros dependen principalmente de esta variable. Como consecuencia, se ha establecido la Peak Cladding Temperature (PCT) – máxima temperatura de vaina – como el parámetro principal para determinar si el almacenamiento es adecuado.
Entre las diferentes estrategias dentro del almacenamiento en seco, el empleo de contenedores constituye una de las opciones predilectas para cumplir con los criterios ya mencionados. Como consecuencia, el estudio multidisciplinar (mecánico, térmico, material…) es imprescindible para llevar
a cabo el diseño, construcción y evaluación del comportamiento de los contenedores ante distintas
circunstancias. En lo que concierne a este trabajo, el análisis termohidráulico, puede desarrollarse a través de distintos medios. Una de las herramientas son los códigos CFD (Computational Fluid Dynamics), los cuales, no solo en el ámbito de este proyecto sino en innumerables aplicaciones, son fundamentales gracias en parte a su versatilidad. Esto permite la elaboración de modelos con distintas aproximaciones y niveles de detalle en función de los objetivos en cuanto a escala y precisión.
Sin embargo, el coste computacional asociado puede ser excesivo, lo que lleva al interés en la simplificación de los modelos. Algunas estrategias relativas al estudio de contenedores que se han empleado son la sustitución de los elementos de su interior por un medio poroso, el aprovechamiento de las simetrías que tiene su geometría o la construcción de modelos a escala. Por último, otra herramienta consiste en el diseño e implementación de experimentos. No se trata de una vía independiente a los códigos CFD, sino que es complementaria y absolutamente necesaria, puesto que los estudios experimentales son imprescindibles en el proceso de validación de las
simulaciones. Aunque existen algunos estudios experimentales conducidos a partir de combustible nuclear real, la mayoría de ellos se llevan a cabo a partir de dummy assemblies – elementos en los que la potencia térmica es aportada por resistencias eléctricas –, reduciendo considerablemente los costes.
Este trabajo, mediante el código STAR-CCM+ y a partir de los experimentos realizados en el Dry Cask Simulator (DCS) de Sandia National Laboratories (SNL), tiene como objetivo validar una metodología que permita evitar el modelado de las pastillas de uranio en transitorios, con el consiguiente ahorro computacional. Por medio del cálculo de materiales equivalentes y modificando adecuadamente las propiedades de las vainas, se estudia si es posible introducir el efecto de la inercia térmica y la conductividad de las pastillas.
Siguiendo una estrategia empleada en otras investigaciones de este carácter, dada la complejidad de un sistema como el DCS (9x9 varillas y componentes adicionales), se lleva a cabo, como primera aproximación, un estudio previo en un sistema sencillo de 3x3 varillas . Este modelo
simplificado permite analizar la influencia que tienen distintos parámetros y propiedades (sobre la PCT) sin incurrir en un coste computacional excesivo.
Para conseguir la equivalencia entre modelos es necesario modificar el material de las vainas, para así incorporar la inercia térmica y la conductividad del modelo con uranio. Equivalencia que para el caso de estudio hace referencia a la obtención de una respuesta termohidráulica similar entre los modelos. Como consecuencia, se han calculado densidad, calor específico y conductividad térmica equivalentes.
A pesar de no disponer de datos de la configuración exacta de las heater rods y sus materiales, lo cual influye notablemente en los valores de las propiedades, ni de haberlas configurado en función de su altura como dos materiales equivalentes distintos, las simulaciones han capturado adecuadamente el carácter de la evolución para ambas variables. Esto demuestra el gran potencial que puede alcanzar esta metodología. Por un lado, una vez validada, permite obtener información adicional y complementaria a los propios experimentos, posibilitando una mayor comprensión de los fenómenos termohidráulicos que suceden en el interior de los contenedores. En las Figuras 102 y 103, se muestra un ejemplo de ello, con la evolución del perfil de temperatura y de la posición de la PCT durante el experimento (500W – 8 bar), observando claramente cómo se produce la transición de un perfil conductivo, plano, a un perfil convectivo, con la PCT en la parte superior del elemento. Por otro, esta metodología podría continuar desarrollándose y aplicarse para otras condiciones, como pueden ser situaciones accidentales de pérdida de refrigerante.