摘要：En este trabajo se analiza la deformación de los tubos de presión en un reactor nuclear CANDU6 bajo un evento Station BlackOut. En una primera etapa, se presenta la simulación termo-hidráulica del reactor utilizando RELAP5Mod3 para obtener los perfiles de temperatura y presión tanto espacial como temporal en los cinco canales refrigerantes más representativos del núcleo. Luego, estos campos se mapean en un modelo mecánico para cada tubo de presión y se analiza la deformación por creep en cada uno. Para abordar el modelo mecánico se desarrolló un nuevo código en OpenFoam-5.0 basado en correlaciones de deformación efectiva propuestas por Shewefelt para la aleación Zr – 2.5% Nb. El contacto entre el tubo de presión y el tubo de Calandria en este tipo de eventos provoca una gran transferencia de calor del refrigerante al moderador, lo que genera un sumidero de calor adicional para la refrigeración de las barras combustibles. Si bien el contacto entre ambos tubos no fue modelado, la zona y área de contacto fue estimada en términos de los diámetros de ambos tubos y permitió detallar los mapas de contacto en cada una de las zonas del reactor.
