Resumen

Este documento presenta los resultados del análisis termohidráulico en estado estacionario para el núcleo de trabajo diseñado del Reactor de Investigación Nuclear de Dalat (DNRR) utilizando el código PLTEMP/ANL. El núcleo fue diseñado para ser cargado con 92 haces de combustible (FBs) de uranio poco enriquecido (LEU) VVR-M2 y 12 barras de berilio que rodean una trampa de neutrones en el centro del núcleo, para reemplazar el núcleo anterior con 104 FBs de uranio altamente enriquecido (HEU) VVR-M2. Antes de utilizar este código para el análisis termohidráulico del núcleo de trabajo LEU diseñado, se validó comparando los resultados de cálculo con datos experimentales recopilados del núcleo de trabajo HEU del DNRR. La discrepancia entre los resultados calculados y los datos medidos fue de un máximo de aproximadamente 0.8°C y 1.5°C para las temperaturas de recubrimiento de combustible y refrigerante de

• Materias:Seguridad nuclear Combustible nuclear Parámetros de neutrones Simulación secuencial Datos operativos
• Subjects:Nuclear safety Nuclear Fuel Neutron parameters Sequential simulation Operational data
• Palabras claves:Termohidráulico; Diseño del núcleo; Combustible LEU; Parámetros de seguridad; DNBR; ONBR
• Keywords:Thermal-hydraulic; Core design; LEU fuel; Safety parameters; DNBR; ONBR