Gracía, Juan M. (2013) Modelado y análisis de las características distintivas de la progresión de accidentes severos en una central nuclear tipo PHWR . / Modeling and analysis of the main severe accident progression characteristics in a PHWR nuclear power plant. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
![[img]](/style/images/fileicons/application_pdf.png)
| PDF (Tesis) Español 3236Kb |
Resumen en español
En este trabajo se estudian los principales fenómenos y procesos que intervienen en la progresión de un accidente nuclear severo, del tipo del ocurrido en Three Mile Island en 1979, o recientemente en Fukushima, en Marzo de 2011. Los análisis se enfocan principalmente a la etapa del accidente previa a la rotura del recipiente de presión del reactor, en la cual los principales fenómenos están relacionados con la degradación del núcleo y sus consecuencias para la evolución del accidente. Estos análisis se aplican a una Central Nuclear tipo Atucha, lo cual requirió un estudio previo de los principales sistemas de la planta, y de las características de diseño más relevantes a ser tenidas en cuenta para un modelado adecuado de un hipotético accidente severo. La herramienta de cálculo utilizada es el código de planta Melcor, desarrollado por Sandia National Laboratories para la simulación de accidentes nucleares severos. El modelo de planta utilizado se elaboró en el marco del Análisis Probabilístico de Seguridad de la Central Nuclear Atucha II. Con el objetivo de representar adecuadamente con Melcor las características de la planta, se estudiaron en detalle los modelos de cálculo relacionados con la degradación, relocalización y transferencia de calor de los distintos componentes del núcleo. En este sentido, la opción de modelado de núcleo tipo BWR demostró ser capaz de representar adecuadamente las características de diseño de un reactor tipo Atucha. Se presenta un estudio detallado de la evolución de dos secuencias accidentales severas con características dinámicas diferentes, y de interés desde el punto de vista de la seguridad nuclear: una secuencia de pérdida total de suministro eléctrico y otra de pérdida de refrigerante por la rotura parcial de una cañería del sistema moderador. A partir del análisis de estas dos secuencias accidentales se obtienen conclusiones cualitativas generales respecto a la evolución de un accidente severo en un reactor tipo Atucha: La gran cantidad de agua presente en el tanque del moderador funciona como un sumidero de calor capaz de retrasar el proceso de degradación de núcleo. El arreglo de elementos combustibles espaciados, cada uno ubicado dentro de un canal refrigerante, no permite la formación de una pileta de material fundido (como ocurrió en Three Mile Island) durante la progresión de la degradación del núcleo. En un reactor tipo Atucha, los materiales degradados del núcleo se relocalizan al fondo del tanque del moderador. La presencia de los cuerpos de relleno de acero en el cabezal inferior del recipiente de presión retrasa la eventual rotura de este último, debido a que absorben parte del calor generado por el material fundido del núcleo luego de la falla del fondo del tanque del moderador. Es así que para la secuencia de pérdida total de suministro eléctrico la falla del recipiente ocurre recién alrededor de las 24 horas, mientras que para la secuencia de pérdida de refrigerante tiene lugar luego de 16 horas de iniciado el accidente.
Resumen en inglés
The main phenomena and processes involved in the progression of a nuclear severe accident are studied. The accidents occurred in Three Mile Island (1979) and recently in Fukushima (2011) represent two examples of this kind of events. The analyses are mainly focused in the in-vessel phase of the accident, which takes place before the failure of reactor pressure vessel. These analyses are applied to an Atucha type nuclear power plant. For this purpose, the main systems and design characteristics of the plant affecting the course of a hypothetical severe accident were studied. The computational tool used in the analyses is the Melcor code, developed by Sandia National Laboratories. The Melcor model of the nuclear plant was developed as part of the Probabilistic Safety Analysis of the plant, required for the licensing process. In order to adequately represent the plant characteristics with Melcor, the implemented models related to the degradation, relocation and heat transfer of the core components were studied in detail. In this sense, the Melcor BWR core option has proven to be capable of representing the unique design characteristics of an Atucha type nuclear reactor. Finally, two severe accident sequences are presented and analyzed in detail. Both are of interest from the nuclear safety point of view: one is a total blackout sequence; the other is a loss of coolant accident, initiated in a pipe break located in the moderator system. From these simulations, general qualitative conclusions were obtained related to the evolution of a severe accident in an Atucha type nuclear reactor: The liquid water of the moderator tank works as a heat sink delaying the overall core degradation process. The well spaced arrange of fuel assemblies in the core, each one of them located inside a coolant channel, prevents the formation of a molten pool (like Three Mile Island) during the core degradation process. In an Atucha-like nuclear reactor the corium generated during this process is relocated on the bottom of the moderator tank. The presence of the steel filler pieces in the bottom head of the reactor pressure vessel delays the eventual failure of the RPV, due to the absorption of part of the heat generated in the corium after the failure of the moderator tank bottom. Thus, the failure of the RPV occurs at about 24 hours for the blackout sequence, while for the loss of coolant sequence this event takes place 16 hours after the beginning of the accident.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Accidents; Accidentes; Nuclear power plants; Centrales nucleares; PHWR Type reactors; Reactores tipo PHWR; Severe accident; Accidentes severos |
| Referencias: | Incluye referencias bibliográficas al final de cada capítulo. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Gcia. de área de Energía Nuclear > Gcia. de Ingeniería Nuclear > Seguridad nuclear > Accidentes severos |
| Código ID: | 424 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 19 Feb 2014 14:02 |
| Última Modificación: | 19 Feb 2014 14:04 |
Personal del repositorio solamente: página de control del documento
