Abstract
El análisis de seguridad en reactores se ha incrementado rápidamente en las últimas décadas.
Debido a esto se han visto desarrollados métodos avanzados para la predicción de la
fenomenología que tiene lugar en el núcleo del reactor. Este desarrollo se hace significativo
en el campo termohidráulico centrado en la escala subcanal.
CTF es una versión del código subcanal COBRA-TF mejorada por el ISIRYM. El código
ha de ser validado comparando datos de experimentales y los resultados obtenidos al
modelar el evento correspondiente, dentro la variedad de transitorios posibles. Como
parámetro de para el análisis de reactores de agua ligera se emplea la fracción de huecos.
Este parámetro será analizado en diversos escenarios del benchmark incluyendo estado
estacionario y transitorio.
Los resultados mostrados en este trabajo muestran una predicción satisfactoria por parte
del código CTF en la simulación de los distintos casos del benchmark PSBT modelados.
Además las posibles discrepancias han sido justificadas empleando datos de distintos
códigos participantes en el benchmark. Esto permite a su vez comparar la capacidad del
CTF en relación con el estado de las diversas herramientas de simulación en la actualidad
en el campo de la termohidráulica a escala subcanal, y situando el código CTF en una buena
posición comparativa para la predicción de la fracción de huecos.