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...
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| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2019
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/894/1/Beretta.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | 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. |
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