Resumen

El objetivo de este estudio fue evaluar conceptos de combustible tolerante a accidentes (ATF) que se están considerando para los reactores CANDU. Varios conceptos, incluyendo combustible compuesto de dióxido de uranio/carburo de silicio (UO-SiC), combustibles densos, combustibles microencapsulados y recubrimiento ATF, fueron modelados en Serpent 2 para obtener parámetros de física de reactor, incluidos parámetros importantes de retroalimentación como la reactividad del vacío del refrigerante y el coeficiente de temperatura del combustible. Además, se modeló la transferencia de calor del combustible y se probó un modelo de accidente simple en varios casos de ATF para comparar con UO. En general, varios conceptos requerirían enriquecimiento de uranio para evitar penalizaciones significativas de agotamiento, especialmente los combustibles uranio-molibdeno (U-Mo) y microencapsulados totalmente cerámicos (FCM). Además, ninguno de los tipos de combustible tiene una ventaja significativa sobre UO en términos de respuesta general

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Objetivo del estudio; Combustible tolerante a accidentes; Reactores CANDU; Serpent 2; Parámetros físicos del reactor; Reactividad del vacío del refrigerante; Coeficiente de temperatura del combustible; Transferencia de calor del combustible; Modelo de accidente; Enriquecimiento de uranio; Penalizaciones por quemado; Uranio-molibdeno; Combustibles microencapsulados totalmente cerámicos; Liberación de productos de fisión; Generación de hidrógeno; Evaluación de riesgos; Nitruro de uranio; Quemado de salida.
• Keywords:Study objective; Accident-tolerant fuel; CANDU reactors; Serpent 2; Reactor physics parameters; Coolant void reactivity; Fuel temperature coefficient; Fuel heat transfer; Accident model; Uranium enrichment; Burnup penalties; Uranium-molybdenum; Fully ceramic microencapsulated fuels; Fission product release; Hydrogen generation; Risk assessment; Uranium nitride; Exit burnup