Modelado del SAG en Canales Combustibles de la Central Nuclear Embalse

Resumen

Un aspecto esencial en el manejo de la vida útil de los canales combustibles en reactores del tipo CANDU es la prevención del contacto entre el Tubo de Presión (PT) y el Tubo de Calandria (CT). En condiciones normales de operación, dicho contacto puede ocurrir como resultado del creep por irradiación. Por lo tanto, el desarrollo de modelos computacionales que permitan predecir la respuesta del conjunto PT-CT resulta de gran interés en la industria nuclear. En este contexto, se presenta la implementación de un modelo de viga basado en elementos finitos que incorpora un modelo constitutivo simple de creep por irradiación. Este modelo se emplea para analizar el comportamiento del conjunto PT-CT a lo largo de la vida operativa del reactor. Los resultados obtenidos se ajustan a los valores derivados de inspecciones en servicio, permitiendo además realizar estimaciones sobre la vida útil restante del reactor.