Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1

En el presente trabajo de tesis se desarrollo un modelo del reactor RA1 mediante el cual se analizaron Eventos Mas Allá de la Base de Diseño en dicha instalación. El principal objetivo perseguido fue la capacitación y perfeccionamiento en la técnica de análisis determinista de seguridad nuclear. Dad...

Descripción completa

Guardado en:
Detalles Bibliográficos
Autor principal: Beretta, Enzo F.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2019
Materias:
Ingeniería nuclear
Research reactors
Reactores de investigación
RA-1 reactor
Reactor RA-1
Nuclear safety
Seguridad nuclear
[Deterministic safety analysis
Análisis determinista]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/894/1/Beretta.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
id I25-R131-894
record_format dspace
institution Instituto Balseiro
institution_str I-25
repository_str R-131
collection Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB)
language Español
orig_language_str_mv es
topic Ingeniería nuclear
Research reactors
Reactores de investigación
RA-1 reactor
Reactor RA-1
Nuclear safety
Seguridad nuclear
[Deterministic safety analysis
Análisis determinista]
spellingShingle Ingeniería nuclear
Research reactors
Reactores de investigación
RA-1 reactor
Reactor RA-1
Nuclear safety
Seguridad nuclear
[Deterministic safety analysis
Análisis determinista]
Beretta, Enzo F.
Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1
topic_facet Ingeniería nuclear
Research reactors
Reactores de investigación
RA-1 reactor
Reactor RA-1
Nuclear safety
Seguridad nuclear
[Deterministic safety analysis
Análisis determinista]
description En el presente trabajo de tesis se desarrollo un modelo del reactor RA1 mediante el cual se analizaron Eventos Mas Allá de la Base de Diseño en dicha instalación. El principal objetivo perseguido fue la capacitación y perfeccionamiento en la técnica de análisis determinista de seguridad nuclear. Dado que el RA1 se encuentra en un proceso de renovación de licencia operativa, se espera que este trabajo resulte en una contribución valiosa al análisis de seguridad nuclear de la instalación. El modelo de planta se construyo de acuerdo a la información geométrica y operativa del reactor, con el fin de ser utilizado con el código termohidráulico RELAP5 3.3gl. Se consideraron las características particulares del reactor para definir los parámetros a evaluar en el análisis de resultados. Se modelaron los componentes mas relevantes de la instalación: núcleo del reactor con sus refrectores internos, la pileta del reactor, el tanque separador ubicado dentro de la pileta, y el sistema de refrigeración. La neutrónica se incluyo a través de los parámetros de cinética puntual teniendo en cuenta el sistema de extinción del reactor y las realimentaciones de reactividad debido a cambios en la temperatura de combustible y reflector, y en la densidad de moderador. Debido a la característica de núcleo abierto del reactor se considero útil la discretización del núcleo en varias zonas, construyendo de hecho cuatro modelos de núcleo, los cuales fueron contrastados con una experiencia de inserción de reactividad llevada a cabo en el reactor. Esta comprobación permitió inferir una buena capacidad del modelo para representar el acople termohidráulico y neutrónico de la instalación. Posteriormente se simularon tres eventos mas allá de base de diseño: extracción inadvertida de la placa absorbente mas pesada, perdida de suministro eléctrico y falla total del secundario. El análisis de dichas simulaciones permite concluir que, frente a estos eventos, el reactor se mantiene refrigerado adecuadamente mediante la actuación de los coeficientes de realimentación de reactividad. Un resultado destacable fue la influencia del modelado del núcleo del reactor en la etapa mas exigente del evento RIA, en la cual se vio que a mayor discretización se predice una potencia máxima mayor. Otra información valiosa que se desprende del análisis de los transitorios, es el impacto que tiene la nodalización de la parte superior del núcleo en la predicción de la convención establecida entre el núcleo y la pileta del reactor. La herramienta de visualización espacial actualmente en desarrollo en la Sección Seguridad de Reactores Experimentales del CAB resulto de gran utilidad en el análisis de este efecto.
format Tesis
NonPeerReviewed
author Beretta, Enzo F.
author_facet Beretta, Enzo F.
author_sort Beretta, Enzo F.
title Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1
title_short Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1
title_full Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1
title_fullStr Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1
title_full_unstemmed Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1
title_sort análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. caso de aplicación : ra1
publishDate 2019
url http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/894/1/Beretta.pdf
work_keys_str_mv AT berettaenzof analisisdeterministasdeeventosmasalladelabasededisenoenreactoresexperimentalesdebajapotenciacasodeaplicacionra1
_version_ 1794277853840277504
spelling I25-R131-8942021-04-12T15:22:05Z Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1 Beyond design basis event analysis on low power research reactors. Aplications case: RA1 Beretta, Enzo F. Ingeniería nuclear Research reactors Reactores de investigación RA-1 reactor Reactor RA-1 Nuclear safety Seguridad nuclear [Deterministic safety analysis Análisis determinista] En el presente trabajo de tesis se desarrollo un modelo del reactor RA1 mediante el cual se analizaron Eventos Mas Allá de la Base de Diseño en dicha instalación. El principal objetivo perseguido fue la capacitación y perfeccionamiento en la técnica de análisis determinista de seguridad nuclear. Dado que el RA1 se encuentra en un proceso de renovación de licencia operativa, se espera que este trabajo resulte en una contribución valiosa al análisis de seguridad nuclear de la instalación. El modelo de planta se construyo de acuerdo a la información geométrica y operativa del reactor, con el fin de ser utilizado con el código termohidráulico RELAP5 3.3gl. Se consideraron las características particulares del reactor para definir los parámetros a evaluar en el análisis de resultados. Se modelaron los componentes mas relevantes de la instalación: núcleo del reactor con sus refrectores internos, la pileta del reactor, el tanque separador ubicado dentro de la pileta, y el sistema de refrigeración. La neutrónica se incluyo a través de los parámetros de cinética puntual teniendo en cuenta el sistema de extinción del reactor y las realimentaciones de reactividad debido a cambios en la temperatura de combustible y reflector, y en la densidad de moderador. Debido a la característica de núcleo abierto del reactor se considero útil la discretización del núcleo en varias zonas, construyendo de hecho cuatro modelos de núcleo, los cuales fueron contrastados con una experiencia de inserción de reactividad llevada a cabo en el reactor. Esta comprobación permitió inferir una buena capacidad del modelo para representar el acople termohidráulico y neutrónico de la instalación. Posteriormente se simularon tres eventos mas allá de base de diseño: extracción inadvertida de la placa absorbente mas pesada, perdida de suministro eléctrico y falla total del secundario. El análisis de dichas simulaciones permite concluir que, frente a estos eventos, el reactor se mantiene refrigerado adecuadamente mediante la actuación de los coeficientes de realimentación de reactividad. Un resultado destacable fue la influencia del modelado del núcleo del reactor en la etapa mas exigente del evento RIA, en la cual se vio que a mayor discretización se predice una potencia máxima mayor. Otra información valiosa que se desprende del análisis de los transitorios, es el impacto que tiene la nodalización de la parte superior del núcleo en la predicción de la convención establecida entre el núcleo y la pileta del reactor. La herramienta de visualización espacial actualmente en desarrollo en la Sección Seguridad de Reactores Experimentales del CAB resulto de gran utilidad en el análisis de este efecto. In the present thesis work an analysis of Beyond Design Basis Accidents on the RA1 Reactor was carried out using a model developed with that end. The main goal was to train on the nuclear safety deterministic analysis technique. Since the RA1 reactor is currently on a license renewal process, this work is expected to contribute to the safety analysis of the facility. The plant model for the thermal-hydraulic code RELAP5 3.3gl was built according to the geometric and operational information of the reactor. The particular features of the reactor were taken into account in order to dene the relevant parameters needed to evaluate the results. The main components of the reactor were modeled: the reactor core with its internal refrectors, the reactor pool, the inner tank and the cooling system.The neutronic was included through the point kinetic parameters considering the shutdown system and the reactivity feedback due to changes in the fuel and refrector temperature, as well as in the moderator density. Due to the fact that the RA1 reactor is an open core reactor, it was considered useful to discretize the core in several parts. Consequently, four core models were built, which were constrasted with a reactivity insertion experience carried out in the reactor. This verication granted the model good capacity to represent the thermal-hydraulic and neutronic coupling of the facility. Later, three Beyond Design Basis Events were simulated: inadvertent heaviest control rod withdrawal, loss of electric power, and total failure of the secondary system. The analysis of these simulations allows to conclude that, in dealing with these events, the reactor is kept adequately cooled through reactivity feedbacks. A notable result was the influence the reactor core modeling had in the most demanding stage of the RIA event, in which it was observed that the greater the discretization of the reactor core the higher the maximum power. Another valuable conclusion extracted from the transient analysis was the impact the nodalization of the upper part of the core had on the circulation established between the core and the reactor pool. The spatial visualization tool, which is currently being developed in the Research Reactor Safety Section at the CAB, proved to be of great value in the analysis of this effect. 2019-12-06 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/894/1/Beretta.pdf es Beretta, Enzo F. (2019) Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1 / Beyond design basis event analysis on low power research reactors. Aplications case: RA1. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/894/

Ejemplares similares