Análisis determinista de seguridad de reactores nucleares de investigación.
El presente trabajo de Tesis de Maestría en Ingeniería se desarrolla en el contexto general del proyecto UBERA6. Uno de los principales objetivos de este proyecto fue el cambio del núcleo del reactor RA-6 del Centro Atómico Bariloche de combustibles de alto enriquecimiento a combustibles de bajo...
Guardado en:
| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2012
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/367/2/1Hilal.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | El presente trabajo de Tesis de Maestría en Ingeniería se desarrolla en el contexto
general del proyecto UBERA6. Uno de los principales objetivos de este proyecto fue el
cambio del núcleo del reactor RA-6 del Centro Atómico Bariloche de combustibles de
alto enriquecimiento a combustibles de bajo enriquecimiento (20%). Otro de los
objetivos fue un aumento de la potencia del reactor de 500 kW a 3 MW. La conversión
del Núcleo fue llevada a cabo con éxito y el reactor se encuentra funcionando
completamente con uranio de bajo enriquecimiento y a una potencia de 1 MW. Aún se
está trabajando en el proyecto para llevar el rector a 3MW.
El objetivo del trabajo es analizar en forma determinista la evolución del reactor RA-6
ante la ocurrencia de ciertos eventos iniciantes postulados (EIP), con éxito o falla de los
sistemas de seguridad.
Para ello en el desarrollo de este trabajo de tesis se estudió la planta, se participó en la
selección de eventos iniciantes, se desarrolló un modelo de planta utilizando como
herramienta el código RELAP, se simularon las secuencias seleccionadas y se analizó la
validez de la herramienta de cálculo para el caso particular.
Se desarrolló un modelo en RELAP que analiza el comportamiento de la planta frente a
algunos eventos representativos Base de Diseño y se incluye también, un análisis de los
llamados “Eventos más allá de Base de Diseño”. Estas secuencias más allá de base de
diseño son aquellas en las que se considera la falla del sistema de protección del reactor
y/o la falla de otros sistemas de seguridad. Las mismas tienen una frecuencia de
ocurrencia menor a las de Base de Diseño y sirven de soporte al Análisis Probabilístico
de Seguridad, necesario para el licenciamiento del reactor.
Los eventos analizados se encuentran dentro de las familias de pérdida de caudal de
refrigeración, de pérdida de refrigerante y de pérdida de fuente fría.
Las hipótesis y modelos que se emplean en el cálculo son aplicando el criterio del “peor
caso”, es decir, se postula que el transitorio ocurre bajo las condiciones consideradas más
desfavorables. Se aplica además el criterio de falla simple.
Se muestra la evolución de los principales parámetros representativos de cada familia
tales como potencia, reactividad y temperaturas durante distintas situaciones
accidentales.
A los fines de evaluar la aplicabilidad del código, en lo que respecta al conjunto de
correlaciones de transferencia de calor para evaluación de la temperatura de vaina del
combustible en las distintas condiciones operativas, se realizó una serie de experimentos
a cargo de los Laboratorios de Termohidráulica del CAB y del CAC. Los datos
experimentales se comparan con los resultados obtenidos con el modelo de cálculo
verificando la validez de la herramienta para el estado estacionario.
En forma complementaria se modeló el loop experimental del CAB y se realizaron una
serie de ejercicios numéricos a fin de identificar las correlaciones empleadas por el código
frente a los cambios de régimen del flujo refrigerante en el canal combustible
determinando rangos en función del Reynolds en donde se deberá tener especial atención
para cálculos de temperaturas de vaina. |
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