Hilal, Roberto E. (2012) Análisis determinista de seguridad de reactores nucleares de investigación. / Deterministic safety analysis of research reactors. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
![[img]](/style/images/fileicons/application_pdf.png)
| PDF (Tesis) Español 5Mb |
Resumen en español
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.
Resumen en inglés
This work was developed within the general framework provided by UBERA 6 project. One of the main goals of this project was a core reconversion of RA-6 reactor, sited at Centro Atómico Bariloche, from High Enrichment Uranium (HEU) to Low Enrichment Uranium (LEU, 20%). Simultaneously, a power upgrade from 500 kW to 3 MW was originally proposed, in order to improve current applications and enable the development of new facilities. Core reconversion was successful and since 2009, RA-6 operates with LEU fuel and its power was increased to 1 MW. The project is still ongoing and the power increase to 3 MW is currently being analyzed. The purpose of this thesis was to study the deterministic behavior of RA-6 dynamics, under scenarios postulated by certain characteristic events (initiating events), known to constraint safety design through fail/success of safety systems. This study directly impacts on the evaluation of RA-6 safety criteria and licensing requirements. In order to accomplish our objective, we participated in the selection of initiating events and developed a RA-6 plant modeling based on RELAP. With this model we were able to study the most important sequences originated from the proposed events. Additionally, given its impact on safety evaluation and criteria, we critically tested the validity of the model as well as the implementation made by RELAP. In detail, we developed a RELAP model which analyzes the plant behavior resulting from the sequence originated from certain events constituting the Design Basis safety requirements. In particular, events analyzed here belong to general families of safety initiating events, such as loss of flow, loss of coolant and loss of heat sink. We also analyzed sequences resulting from events beyond design constraints (“Events beyond Design Basis”). In these cases, initiating events are unlikely, in the strict meaning given by an occurrence with a frequency less than those constituting the events in the Design Basis; for example, failure of the reactor protection system and/or other safety systems. These events are relevant from an overall evaluation, given by the Probabilistic Safety Analysis. We applied a conservative approach; i.e. hypotheses as well as the model used for obtaining all results were framed under the “worst case” criteria. Particularly, transient behavior is analyzed in the most adverse conditions, safety margins are applied and failure criterion is set as simple. To represent dynamical outputs we focused on key representative parameters of relevant fields, such as core power, reactivity and different temperatures, for each of the accidental conditions postulated. To test the general validity of the code and, in particular, heat transfer correlations in different operative conditions, we participated in a series of experiments made in thermo-hydraulics labs at Centro Atómico Bariloche and Centro Atómico Constituyentes. Numerical results from our model were compared with experimental data in stationary conditions and a good agreement was found. Given that source code for RELAP is unavailable, we complementary modeled the experimental loop of thermo-hydraulics lab at Centro Atómico Bariloche, for which experimental data is available, in order to identify the correlations used by RELAP in different flow regimes and determine Reynolds number ranges were special attention has to be taken to model RA-6 thermo-hydraulics conditions.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Research reactors; Reactores de investigación; Safety analysis; Analisis de seguridad; RELAP Code; Código RELAP |
| Referencias: | Referencias al final de cada capítulo. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Seguridad nuclear |
| Código ID: | 367 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 30 Oct 2012 12:00 |
| Última Modificación: | 30 Oct 2012 12:00 |
Personal del repositorio solamente: página de control del documento
