Freile, Ramiro (2017) Evaluación de sistemas de seguridad alternativos para la refrigeración de reactores de investigación. / Evaluation of alternative safety coolig systems for open pool research reactors. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
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.
Resumen en inglés
At present open pool research reactors use flywheels and flap valves for natural circulation as core cooling systems for loss of flow accidents (LOFA) initiating events. However, for high power levels the practical application of large flywheels is cuestioned. In this work the main objective was finding limit values of power and heat fluxes for research reactors with upward and downward flow, where flywheel's application is argued. For the mentioned limits, the addition of alternative cooling systems was proposed for reactors with downward flow, with the object of improving its inherent safety by delaying the flow inversion in the core, The proposed alternative systems were two; an auxiliary tank opened to the atmosphere, passively connected to the reactor pool and an auxiliary pump coupled to the primary cooling system. With the objective of modeling these reactors, the thermohydraulic code RELAP was used. Reactors with upward flow were modeled using a nodalization developed by INVAP for ETRR2 reactor. Moreover, an own nodalization was developed for reactors with downward flow. Using the departure of nucleate boiling ratio as the acceptance criterion (DNBr) and imposing alimit of two minutes in the maximum total coast down time admissible by the flywheel, the maximum power level and heat flux for reactors with downward and upward flow were found. This resulted in flap valves' opening times close to this time limit. Total coast down time must be interpreted as the required time for the bomb to completely stop, that is to say primary flow equal to zero. With the nominal parameters for the downward flow reactor with maximum admissible power and heat flux, alternative cooling systems were added, modifying the nodalization. For the case of the auxiliary tank, the delay of core flow inversion in the core was approximately of 800 seconds, while in the case of the auxiliary bomb a delay of 1800 seconds was reached. With the obtained results the conclusion is that through the implementation of the described alternative core cooling systems, from the point of view of LOFA transients, actual reactors with downward flow could be designed with higher levels of power and heat fluxes.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Research reactors; Reactores de investigación; [RELAP code; Código RELAP; LOFA; Loss flow accidents; Upflow and downflow; Caudal ascendente y descendente] |
| Referencias: | [1] Kwong-Yeong Lee, Hyun-Gi Yoon. An Innovative Passive Residual Heat Removal System of an Open-Pool Type Research Reactor with Pump Flywheel and Gravity Core Cooling Tank. Science and Technology of Nuclear Installations. Volume 2015. 2015 July. 14 [2] Doval A, Mazufri C. IT-INV/RA-10/0130-2-006, Criterios de diseño termohidráulico. 30 [3] García J C. IT-44/RA-10/0450-2-001, Criterios termohidráulicos para el diseño de los dispositivos experimentales externos al núcleo. 31 [4] Mishima K, Nishihara H. Effect of channel geometry on critical heat flux for low pressure water. International Journal of Heat and Mass Transfer. Volume 30. 1987. 31 [5] Hilal R. Análisis determinista de seguridad de reactores de investigación. Tesis carrera de maestría en ingeniería. Junio de 2012. 21 |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 618 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 18 Aug 2017 11:17 |
| Última Modificación: | 18 Aug 2017 11:17 |
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