Creación de un modelo termohidraulico del reactor nuclear de alta temperatura GTHTR-300c en el código trace

El desarrollo de reactores nucleares moderados por grafito y refrigerados por gas tiene sus raíces en los albores de la energía nuclear, en el contexto del proyecto Manhattan, siendo el reactor X-10 el primer reactor refrigerado por aire. Tras la Segunda Guerra Mundial países como Reino Unido o Alemania desarrollan los denominados reactores de alta temperatura (High Temperature Reactors, HTR), que permiten obtener temperaturas de salida de hasta 950ºC empleando helio como fluido refrigerante. Aunque eran reactores demostradores que validaron la tecnología, debido a diversas complicaciones se abandonaron estos proyectos. Sin embargo, en las últimas décadas se ha retomado el interés por los reactores HTR debido a que los avances tecnológicos permiten unas mayores eficiencias y operaciones más seguras que antes. En esta línea, los nuevos HTR están dentro de los denominados reactores de Generación IV, junto con otros diseños como los Molten Salt Reactors (MSR) o los Sodium Fast Reactos (SFR). En la actualidad, tanto empresas privadas como centros de investigación colaboran en el desarrollo activo de este tipo de reactores. El reactor escogido para analizar en el presente Trabajo Fin de Máster ha sido el GTHTR- 300C, desarrollado por la agencia japonesa de la energía atómica (Japan Atomic Energy Agency, JAEA). Este reactor que alcanza temperaturas de salida de hasta 950 ºC, y no solamente consigue una eficiencia de hasta un 50% en su ciclo termodinámico directo, sino que además se postula como flexible para poder aprovechar el calor en otros procesos. Uno de los procesos estudiados es la producción de hidrógeno a alta temperatura, debido al papel fundamental que está llamado a desempeñar en el futuro. Se ha optado por el desarrollo de un modelo termohidráulico de la parte principal del circuito de potencia de la planta del reactor GTHTR-300C en el código TRACE. El código TRACE permite el modelado y la simulación termohidráulica de reactores nucleares mediante la resolución de las ecuaciones que gobiernan el movimiento del fluido y la transferencia de calor a su paso por diferentes componentes. Para la creación del modelo, se ha recurrido a artículos de disponibilidad pública. Así, una vez recopilada la información, se han obtenido modelos equivalentes de cada uno de los componentes que componen el reactor. En algunos casos ha sido necesaria la introducción de modificaciones y aproximaciones para adaptarse a los límites e interfaz de TRACE. El resultado de la simulación se ha comparado con el teórico y en función del mismo se evalúan cuáles son las posibles fuentes de error, así como estrategias para mitigarlo. Esta modelización pretende evaluar la validez de TRACE a la hora de simular otros fluidos diferentes al agua ligera, ya que no son muchos los ejemplos de uso de otros fluidos. Con ello, el presente Trabajo Fin de Máster pretende evaluar la capacidad de TRACE para simular helio como fluido refrigerante mediante la aplicación a un caso real como lo es el reactor GTHTR-300C, que a su vez incorporar otros elementos como un nuevo tipo de combustible o un circuito secundario de producción de helio.