Guerra, Daiana B. (2018) Alternativas para la refrigeración de reactores de investigación frente a eventos de perdida de caudal. / Alternative system of the natural convection cooling on research reactors for loss of flow accident. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
![[img]](/style/images/fileicons/application_pdf.png)
| PDF (Tesis) Español 17Mb |
Resumen en español
En este trabajo se busca estudiar la factibilidad en la implementación en de un sistema Alternativo para la refrigeración en parada de reactores de investigación en de caudal ascendente ante un evento de pérdida de caudal. Actualmente, el sistema de refrigeración en por convección en natural implementado en este tipo de reactores cuenta con clapetas que se abren ante la pérdida de impulsión de las bombas del sistema primario y permiten el establecimiento del caudal de convección natural. Se propone el estudio de un sistema alternativo a este, el cual busca implementar diodos de vorticidad en lugar de las capetas. Este dispositivo se caracteriza por presentar una resistencia hidráulica mucho mayor en una dirección de flujo que en la contraria. La ventaja de esta implementación se basa en que es un dispositivo pasivo sin partes móviles. Esto reduce la probabilidad de falla del componente, mejorando los resultados del análisis probabilista de seguridad. Se realizo un modelado mediante una nodalización típica para este tipo de reactores de investigación. Dicha nodalización se módico colocando los diodos de vorticidad en reemplazo de dos de las clapetas de convección natural y en lugar de las dos restantes se colocaron rompesifones. Se investigaron las constantes de pérdida de carga localizada típicas para estos dispositivos antes de incluirlos en la nodalización alternativa. A partir de este modelado del reactor se realizo un análisis de parámetros termo hidráulicos mediante el código de planta RELAP 3.2. Se llevo a cabo un análisis paramétrico del reactor con el sistema de refrigeración alternativo en función de la potencia. Se analizaron distintos casos de reactores de 20 MW, 25 MW y 30 MW. Para cada potencia se analizo el comportamiento del reactor cambiando características intrínsecas como numero de elementos combustibles, caudal nominal de bombas y área de los diodos. El estudio de los distintos casos y potencias se baso en el cumplimiento de un criterio de aceptación. El mismo fue representado por el apartamiento de la ebullición nucleada tanto en operación normal como en el transitorio de pérdida de caudal de refrigeración. Además, se tomo como segundo parámetro representativo el comienzo de la ebullición nucleada en operación normal ya que este último no compromete la integridad de la primer barrera de contención de los productos de sion que es la placa combustible. Para cada uno de los casos analizados se estudiaron limitaciones como el área de los diodos de verticidad, el aumento del caudal nominal entregado por las bombas del primario y el número de elementos combustible. El área de los diodos es un punto importante a tener en cuenta ya que de la misma depende el caudal de fuga hacia la pileta del reactor en operación normal, por lo tanto el caudal de refrigeración del núcleo, y el caudal necesario para el establecimiento de la convención natural. Para los casos analizados de 20 MW, 25 MW y dos variaciones del caso de 30 MW se cumplió holgadamente con el criterio de aceptación propuesto. Ademas, para la potencia de 30 MW se variaron características del reactor hasta encontrar el caso más exigido, el cual llega a valores limites del criterio de aceptación. Se encontró que 30 MW es el límite de aumento de potencia para el reactor modelado con el sistema alternativo de refrigeración desde el punto de vista de un evento de pérdida de caudal.
Resumen en inglés
In this work, we seek to study the feasibility of implementing an alternative system for the natural convection cooling on research reactors of upward flow when a Loss of Flow Accident occurs. Currently, the natural convection cooling system implemented in this type of reactors has flap valves that open up before the loss of the primary system pumps and allow the establishment of the natural convection flow. The study of an alternative system is proposed, which replaces flap valves with vorticity diodes. These device are characterized by having a much greater hydraulic resistance in one flow direction than in the other. The advantage of this implementation is that it is a passive device with no moving parts. This reduces the probability of failure of the component, improving the results of the probabilistic safety analysis. Modeling was carried out using a typical nodalization for this type of research reactors. This nodalization was modied by placing the vorticity diodes in replacement of two of the natural convection flap valves, and instead of the remaining two, siphon breakers. The typical localized pressure loss constants for these devices were investigated before being included in the alternative nodalization. An analysis was performed using the RELAP 3.2 code. A parametric analysis with reactor power was calculated using the alternative cooling system. Dierent cases of reactors of 20 MW, 25 MW and 30 MW were analyzed. For each power, the behavior of the reactor was analyzed modifying number of fuel elements, nominal ow of pumps and diodes area. The study of the dierent cases was based on the fulllment of an acceptance criterion. This criterion was represented by the Departure from the Nucleated boiling in normal operation as well as in the transient. In addition, the start of the nucleated boiling in normal operation was taken as the second representative parameter since it does not compromise the integrity of the rfist barrier of the ssion products, which is the fuel plate. For each of the analyzed cases several limitations were studied, such as the area of the vorticity diodes, the increase of the nominal flow delivered by the primary pumps and the number of fuel elements. The area of the diodes is an important point to consider since it depends on the leakage flow to the reactor pool in normal operation, the cooling flow of the core, and the flow required for the establishment of the natural convection. For the analyzed cases of 20 MW, 25 MW and two variations of the 30 MW case, the proposed acceptance criterion was met. In addition, for the power of 30 MW, the characteristics of the reactor were varied until the extreme case was found, which reaches the limit values of the acceptance criterion. It was found that 30 MW is the limit of power increase for the reactor modeled with the alternative cooling system.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Parametric analysis; Análisis paramétrico; [Alternative cooling system; Sistema alternativo de refrigeración; RELAP; Acceptance criterion; Criterio de aceptación; Loss of flow accident; Accidente de pérdida de caudal] |
| Referencias: | [1] Amol, K., Vivek, R., Rajeev, R., Koganti, S. Pressure drop across vortex diodes: Experiments and design guide lines. Chemical Engineering Science, 64, 1285{ 1292, 2008. [2] Forsberg, Moses, Lewis, Gibson, Pearson, Reich, et al. Proposed and existing passive and inherent safety-related structures, systems, and components for alwrs. U.S. Department of Energy Oce of Nuclear Energy, 1989. [3] Incropera, DeWitt, Bergman, Lavine. Fundamentals of heat and mass transfer. tomo 6th, pag. 622. University of Notre Dame, 2007. [4] Kyoungwoo, S., Soon, K., Ho, Ji, K., Min, Kwon, L., Yeong, Namgyun, J., Dae, C., Young, et al. Annals of Nuclear Energy, 50, 94{102, 2012. [5] Doval, A., Mazufri, C. IT-INV/RA-10/0130-2-006, Criterios de dise~no termohidr aulico. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores Ingeniería mecánica > Termohidráulica |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 702 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 13 Nov 2019 14:29 |
| Última Modificación: | 13 Nov 2019 14:29 |
Personal del repositorio solamente: página de control del documento
