Volumen II - SAM

Congreso SAM/CONAMET 2009 Buenos Aires, 19 al 23 de Octubre de 2009
ASPECTOS PROBABILÍSTICOS DEL COMPORTAMIENTO DE MATERIALES
NUCLEARES Y SU INFLUENCIA EN EL DISEÑO DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES
A.C. Marino (1,2)
(1) División DAEE – Gerencia Ciclo del Combustible Nuclear
Centro Atómico Bariloche - Comisión Nacional de Energía Atómica
Av. E. Bustillo Km. 9500, (R8402AGP) Bariloche, Argentina.
(2) Instituto Balseiro - Universidad Nacional de Cuyo
Av. E. Bustillo Km. 9500, (R8402AGP) Bariloche, Argentina.
E-mail (autor responsable): marino@cab.cnea.gov.ar
RESUMEN
Toda medición, especialmente las efectuadas en los experimentos, tiene asociada un error producido por el
instrumento y el método de medición. Para el caso de los resultados de los códigos de cálculo no se plantea
una situación equivalente. El código BaCo (BArra COmbustible, simulación del comportamiento de una
barra combustible nuclear bajo irradiación) incluye el tratamiento del error estadístico proveniente de los
datos de entrada y de los parámetros de las diferentes correlaciones y/o modelos de comportamiento
incluidos, en particular las constantes de los materiales utilizados para los combustibles nucleares. El
análisis paramétrico (o de sensibilidad) y el análisis probabilístico (o estadístico) son las herramientas
incluidas en el código BaCo que, junto con el cálculo estándar y el análisis de los casos extremos de
comportamiento, conduce a resultados relevantes que el análisis habitual del combustible nuclear no
preveían, diseños mas seguros y económicos, y, además, establece un marco realista donde analizar,
plantear y evaluar los experimentos.
Palabras clave: (Combustible nuclear, códigos, Uranio, Zircaloy).
1. INTRODUCCIÓN
Un EC (“Elemento Combustible”) para un reactor de potencia consiste en un conjunto de barras
combustibles ensambladas con elementos estructurales. Cada BC (“Barra Combustible”) consta de una vaina
(o tubo) de Zircaloy (Zry-4 para combustibles Atucha y CANDU) en cuyo interior se apilan pastillas
cilíndricas de dióxido de Uranio (UO2). El comportamiento termo-mecánico de una BC sometida a
irradiación es un proceso complejo en el que se acoplan gran cantidad de fenómenos físico-químicos
interrelacionados. Las pastillas de UO2 soportan fenómenos tales como la expansión térmica, deformaciones
elásticas, “creep” bajo irradiación, fisuramiento, reestructurado, densificación térmica (y por irradiación),
generación de productos de fisión (especialmente I, Cs, Xe y Kr), “swelling” (hinchado de la pastilla
producido por productos de fisión gaseosos) entre los dominantes y, en las vainas de Zircaloy se reconocen
principalmente los fenómenos de expansión térmica lineal, elasticidad, plasticidad y “creep” bajo irradiación
[1]. Los experimentos efectuados en reactores experimentales distan mucho de dar cuenta completa de tal
comportamiento en razón de las dificultades experimentales inherentes al proceso. Tanto los modelos, como
los resultados son predicciones determinísticas de procesos que distan de serlo. Por lo tanto, lo único que
puede exigírseles para ser tenidos en cuenta como predicción confiable, es que ajuste a los datos
experimentales existentes. El código BaCo (para la simulación del comportamiento de combustibles
nucleares) ha sido desarrollado, y es constantemente mejorado, en CNEA [2]. BaCo ha demostrado ser una
eficaz herramienta matemática en cuyo marco presentar los resultados experimentales, asignándoles su
importancia relativa para el comportamiento del EC, como así también dar una guía dentro de la cual ensayar
los elementos combustibles, disminuyendo el número de costosas experimentos que pueden plantearse [3].
BaCo permite cálculos iterativos como parte de su estructura de programación para la búsqueda de casos
extremos de comportamiento, análisis probabilístico (o estadístico), análisis paramétrico (o de sensibilidad),
análisis de un núcleo completo y puede incluir las incertezas asociadas con datos de fabricación, parámetros
del código, constantes de materiales y de los modelos incluidos [4]. BaCo es uno de los pioneros es este tipo
de técnicas [5]. Los diseños del combustible CARA y del combustible para el reactor CAREM hacen uso
intensivo de esta metodología. En este trabajo se analiza el comportamiento de los materiales involucrados
en la temática del diseño, fabricación, control de calidad y seguridad de elementos combustibles nucleares
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