Más seguridad para los reactores nucleares rápidos de sodio

El proyecto JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors), financiado por la UE, se ha puesto en marcha con miras a proporcionar una herramienta integral de modelización para una de las seis tecnologías Gen-IV, el reactor rápido refrigerado por sodio: ASTEC-Na parte del Código Europeo de Evaluación del Término Fuente en Accidentes (ASTEC) para los casos de accidentes graves en reactores de agua ligera.

De hecho, los códigos informáticos actualmente disponibles se desarrollaron en la década de los años ochenta para los diseños de reactores de neutrones rápidos refrigerados por sodio (SFR) de anteriores generaciones. El nuevo código ASTEC-Na destinado a los SFR de cuarta generación constituirá una herramienta integrada con una arquitectura moderna y flexible que facilitará la integración de modelos físicos nuevos, necesarios para desarrollar diseños avanzados e incorporar características específicas. Su desarrollo se basa en módulos ya existentes del software LWR ASTEC y en módulos derivados de la herramienta de simulación SCANAIR. Además se están desarrollando algunos modelos físicos mejorados que abordan fenómenos específicos de los SFR así como los resultados de investigaciones recientes.

Con ASTEC-Na centrado en la fase primaria de los escenarios de accidentes, a la conclusión del proyecto JASMIN se deberá poder evaluar las consecuencias de un fallo de una barra de combustible sobre la reubicación de materiales y las cargas del sistema primario. Además, ASTEC-Na también permitirá estimar de manera preliminar el posible término fuente radiológico y químico debido tanto al material radioactivo producido por la reubicación de productos de fisión como a la formación de partículas de óxido e hidróxido de sodio que puedan haberse liberado accidentalmente al entorno.

Las labores de investigación han avanzado en las cuatro áreas más relevantes de cara a la seguridad, relacionadas con la termohidráulica del sodio, la termomecánica de las barras de combustible, el término fuente y los efectos neutrónicos.

Las especificaciones para desarrollar ASTEC-Na están definidas y ya se ha elaborado la matriz de pruebas de validación para investigar la termohidráulica, la termomecánica de las barras de combustible, los productos de fisión dentro de la contención y la neutrónica. Para las dos primeras áreas se trata de once pruebas concebidas para los reactores experimentales Cabri y Scarabee, que se hallan en Cadarache (Francia). El equipo de JASMIN ha iniciado la validación de la primera versión de ASTEC-Na.

Asimismo, aprovechando el conocimiento adquirido con el software ASTEC-Na y la base de datos experimental, el proyecto JASMIN colabora en la conservación del conocimiento generado a lo largo de más de cuarenta años de investigación y desarrollo.