Evaluación de sistemas de seguridad alternativos para la refrigeración de reactores de investigación.
Actualmente los reactores de investigación de pileta abierta utilizan como sistemas de seguridad para eventos con pérdida de caudal de refrigeración (LOFA), el volante de inercia y las clapetas de convección natural. Sin embargo, para altas potencias la aplicación práctica de grandes volantes de...
Guardado en:
| Autor principal: | |
|---|---|
| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2017
|
| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/618/1/1Freile.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | Actualmente los reactores de investigación de pileta abierta utilizan como sistemas
de seguridad para eventos con pérdida de caudal de refrigeración (LOFA), el volante
de inercia y las clapetas de convección natural. Sin embargo, para altas potencias la
aplicación práctica de grandes volantes de inercia no resulta ser la más adecuada.
Es por ello que en el presente trabajo se planteó como objetivo principal encontrar
los niveles de potencia y flujos calóricos para los cuales la aplicación práctica de los
volantes de inercia se cuestiona, tanto para reactores con caudal ascendente como
descendente. Habiendo hallado dicho límite se propuso para los reactores con caudal
descendente la adición de sistemas alternativos de refrigeración, con el objeto de mejorar
la seguridad inherente de este tipo de reactores mediante el retraso de la inversión de
caudal en el núcleo.
Los sistemas alternativos propuestos fueron dos: un tanque auxiliar abierto a la
atmósfera conectado a la pileta del reactor de forma pasiva y una bomba auxiliar
acoplada al circuito primario.
Para el modelado de estos reactores se utilizó el código de planta RELAP. Para el
modelado de reactores con caudal ascendente se partió de una nodalización utilizada
por la empresa INVAP en el diseño del reactor de Egipto (ETRR2). Por otra parte
para modelar reactores con caudal descendente se desarrolló una nodalización propia.
Se halló un límite en potencia para reactores con caudal ascendente y descendente
utilizando como figura de mérito el margen de apartamiento a la ebullición nucleada
(DNBr) y se impuso un criterio de volante de inercia tal que el tiempo necesario para
que la bomba se detenga completamente y el caudal sea igual a cero (tiempo de coast
down) admisible fuera de dos minutos debido a rozamientos o malfuncionamientos que
podrían llegar a darse en la aplicación práctica, lo cual derivaba en tiempos de apertura
de clapetas cercanos a este valor.
Utilizando el modelo del reactor con caudal descendente más exigido de acuerdo a
los límites impuestos, se prosiguió a añadir los sistemas alternativos de refrigeración
modificando la nodalización utilizada. Para el caso del tanque auxiliar se llegó a un
retraso en la inversión del caudal del orden de los 800 segundos, mientras que en el
caso de la bomba auxiliar se superaron los 1800 segundos.
Con los resultados obtenidos se llega a la conclusión que mediante la implementación
de los sistemas alternativos presentados, desde el punto de vista de transitorios con
pérdida de caudal de refrigeración, se podría llegar a potencias y flujos calóricos mayores
para los reactores actuales con caudal descendente. |
|---|