Resumen

El análisis del término fuente es importante en el diseño y análisis de seguridad de reactores nucleares avanzados y también proporciona una base de análisis de seguridad radiológica para el Reactor Modular de Alta Temperatura Refrigerado por Gas (HTR). El diseño de Módulos de Lecho de Bolas del Reactor Refrigerado por Gas de Alta Temperatura (HTR-PM) de China es un típico Gen-IV y debido a diferentes conceptos y sistemas de seguridad, la implementación del análisis del término fuente en reactores de agua ligera no es completamente aplicable al HTR-PM. Para resolver este problema, se ha desarrollado el Código de Análisis del Término Fuente de HTR-PM (HTR-STAC) y se ha completado la V&V relacionada. HTR-STAC consta de cinco unidades, incluyendo LOOP (Código de Análisis del Término Fuente del Circuito Primario), NORMAL (Código de Análisis del Término Fuente en Condiciones Normales de Aire), ARCC (Código de Cálculo de Categoría de Liberación de Accidentes

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Análisis del término fuente; Reactor de alta temperatura refrigerado por gas; HTR-PM; Análisis de seguridad; V&V; Término fuente aerotransportado
• Keywords:Source term analysis; High-temperature gas-cooled reactor; HTR-PM; Safety analysis; V&V; Airborne source term