Bovati Dávalos, Octavio F. (2017) Simulación y análisis determinista de un reactor integrado de potencia con el código de planta RELAP: Evaluaciones sobre el segundo sistema de extinción. / Simulation and deterministic analysis of an integrated power reactor with the RELAP code: evalutions of the boron injection system. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
En el presente trabajo se realizó un análisis determinista de seguridad, haciendo énfasis en el Segundo Sistema de Extinción por ácido bórico de un reactor integrado, autopresurizado y refrigerador por convección natural. Para ello se realizaron simulaciones de eventos postulados utilizando el código de planta RELAP, en base a una nodalización provista por el Departamento de Seguridad Nuclear del Centro Atómico Bariloche. Se probó que el diseño del núcleo del reactor es estable ante perturbaciones de pulsos de boro. Se estudió el fenómeno de transporte del Boro desde el punto de vista de la seguridad nuclear, teniendo en cuenta la dinámica de la planta y las aproximaciones del código para la resolución numérica de las ecuaciones que gobiernan el problema planteado. Se postuló el evento de fallas múltiples station black out con falla del primer sistema de extinción y éxito del segundo. Se realizaron simulaciones de este evento con dos nodalizaciones diferentes para el núcleo del reactor: una unidimensional y otra tridimensional. En esta última se estudió la influencia del flujo cruzado y de la posición de la boquilla de descarga directa sobre el núcleo del sistema de inyección de boro. Se observó, dado el perfil radial de potencia y las hipótesis utilizadas, que colocar dicha boquilla en una posición cercana al centro del núcleo contribuye a una disminución apreciable de las oscilaciones de potencia durante el transitorio, así como permite mejorar la eficiencia de los sistemas de seguridad. También se observó que el flujo cruzado es poco influyente a altos caudales, pero a menores caudales retarda el tiempo de trasporte del Boro. En ningún caso se violaron los márgenes de seguridad del flujo crítico de calor. Se probó que aún en las condiciones más desfavorables, el reactor evolucionó favorablemente y se cumplió exitosamente con las funciones de seguridad de control de potencia y refrigeración.
Resumen en inglés
In the present work, a deterministic safety analysis was performed, emphasizing the Boron Injection System of an integrated, self-pressured reactor, cooled by natural circulation. For this purpose, simulations of postulated events were carried out using the RELAP code, based on a nodalization provided by the Nuclear Safety Department of the Centro Atómico Bariloche. It was proved that the design of the reactor core is stable against boron pulses perturbations. The Boron transport phenomenon was studied from the point of view of nuclear safety, taking into account the dynamics of the plant and the approximations of the code for the numerical resolution of the equations that govern the problem. The multiple failure event station black out with failure of the Shut Down System and success of the Boron Injection System was postulated. Simulations of this event were performed with two different nodalizations for the reactor core: a one-dimensional and a three-dimensional. In this last case, the influence of the cross flow and the position of the direct discharge pipe on the core of the boron injection system was studied. It was concluded, given the radial power profile and the hypotheses used , that placing said pipe in a position close to the centre of the core contributes to an appreciable decrease of power oscillations during the transient, as well as to improve the efficiency of the safety systems. It was also shown that cross flow is not very influential at high flow rates, but at lower flow rates it slows Boron transport time. Safety margins for the critical heat flux were not violated in any case. It was proved that even in the most unfavourable conditions, the reactor presented a correct dynamic evolution. The safety functions of power control and refrigeration were achieved correctly.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Boron; Boro; Nuclear safety; Seguidad nuclear; Natural Convection; Convección natural; Critical flow; Flujo crítico; [RELAP; Integrated reactor; Reactor integrado] |
| Referencias: | 1] Incropera, F., De Witt, D.; Fundamentos de Transferencia de Calor; 4ta Edición, págs. 538 a 543. 2 [2] Delmastro, D., Gomez, S., Mizzi, R. y otros; Características generales del reactor CAREM-25, www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/public/32/068/32068427.pdf5 [3] Hegoburu, P.; Simulación de transitorios de inserción de reactividad en un reactor integrado con el código de planta RELAP; Instituto Balseiro, CAB, CNEA, 2009, págs. 38 a 40. 10 [4] Division of Systems Research Office of Nuclear Regulatory Research U. S. Nuclear Regulatory Commission; RELAP5/MOD3 Code Manual Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods, Idaho Falls, Idaho15 ; 2001. [5] Mahaffy, J. H.; Numerics of codes: stability, diffusion, and convergence; Nuclear Engineering and Design 145 (1993) 131-145, North-Holland. 16 [6] Roux, Vincent; Evaluation of RELAP5 Reactor Core Modeling Capability; University of Florida; 2001. 20 [7] Franklin, G. F., Powell, J. D.; Feedback Control of Dynamic Systems, 3er Edición. pág. 92. 33 |
| Materias: | Ingeniería nuclear Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Seguridad nuclear |
| Código ID: | 616 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 24 Aug 2017 12:07 |
| Última Modificación: | 24 Aug 2017 12:07 |
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