Modelo de la Central Nuclear Embalse con RELAP5 : Accidente de pérdida de refrigerante en la tubería de aspiración de una de sus bombas

En el marco de la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse, la Autoridad Regulatoria Nuclear con soporte externo del Centro de Investigación de Métodos Computacionales (CIMEC) ha desarrollado un modelo termo-hidráulico de la planta en RELAP5 mod. 3.3 patch4 que incluye la cinética puntual, co...

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Detalles Bibliográficos
Autores principales: Corzo, Santiago F., Lazarte, Alejandro I., Guala, Maria V.
Formato: Objeto de conferencia
Lenguaje:Español
Publicado: 2017
Materias:
Ingeniería
Central Nuclear Embalse
LOCA
RELAP5
Acceso en línea:http://sedici.unlp.edu.ar/handle/10915/105197
https://cimec.org.ar/ojs/index.php/mc/article/view/5393
Aporte de:
SEDICI (UNLP) de Universidad Nacional de La Plata
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description En el marco de la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse, la Autoridad Regulatoria Nuclear con soporte externo del Centro de Investigación de Métodos Computacionales (CIMEC) ha desarrollado un modelo termo-hidráulico de la planta en RELAP5 mod. 3.3 patch4 que incluye la cinética puntual, con el fin de simular accidentes dentro de la base de diseño. Este modelo independiente es utilizado para la revisión del análisis de seguridad de la Central Nuclear Embalse. El presente trabajo tiene por objetivo la simulación de un accidente de pérdida de refrigerante primario (LOCA), debido a la rotura de la cañería de aspiración de una de las bombas principales, con pérdida del suministro eléctrico normal. En el caso de este tipo de reactores, la rotura conduce a una rápida descarga de refrigerante provocando el incremento de la fracción de vacío en el núcleo y una rápida inserción de reactividad que causa un aumento de la potencia que es controlado por los mecanismos de extinción para el apagado del reactor. El aumento de la presión en el edificio de la contención, produce el inicio del sistema de rociado para mitigar ese aumento de presión. Como la presión del circuito primario se reduce considerablemente (debido a la pérdida de inventario) y aumenta la presión en la contención, se dispara la señal de LOCA que habilita al sistema de inyección de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS). El presente análisis consiste en la verificación de la secuencia del accionamiento de los sistemas de seguridad, los tiempos de disparo del correspondiente mapa de cobertura de los sistemas de extinción y la acción del ECCS para reinundar el núcleo con refrigerante líquido. Se verifica el cumplimiento de las funciones de los sistemas de seguridad y que los tiempos de disparo se producen de acuerdo con lo esperado por diseño, demostrándose que el modelo independiente es una herramienta útil con la capacidad para realizar estudios de licenciamiento.
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