Aramayo, Cristian F. (2018) Análisis de transitorios de pérdida de refrigerante en reactores integrados para soporte al diseño de un sistema de inyección. / Analysis of loss coolant events in integrated reactors for passive safety inyection system design. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 182Kb |
Resumen en español
En el presente trabajo se analizó el comportamiento de un reactor integrado ante eventos de pérdida de refrigerante mediante un modelo simplificado del mismo, utilizando el código RELAP5. De esta manera se obtuvo un modelo de bajo orden, que emplea las mismas ecuaciones utilizadas en modelos de detalle y permitió simplificar el análisis del impacto de diversos parámetros de diseño en la evolución de la planta. En conjunto con el modelo simplificado del reactor se dimensionaron, en forma preliminar, los sistemas de seguridad que intervienen durante este evento. En particular, se verificó la factibilidad de inyección mediante un acumulador en una única etapa, analizando dependencias entre los diversos parámetros de diseño. Los resultados obtenidos se verificaron por comparación con resultados alcanzados con un modelo de detalle del reactor. Por otro lado, se realizó un análisis determinista de sensibilidad con base probabilista de las hipótesis de modelado y de los parámetros de diseño del sistema de inyección de refrigerante de seguridad del reactor CAREM. La función de seguridad de este sistema es la de mantener el núcleo cubierto durante el periodo de gracia establecido ante la ocurrencia de un evento de Pérdida de Refrigerante del Primario, permitiendo una rápida recuperación de nivel, minimizando a la vez las pérdidas del líquido a través de la rotura. El objetivo del análisis propuesto fue evaluar márgenes conservativos del volumen neto de N_2 de este sistema para que, al ser demandado, cumpla con su función de seguridad. Para ello, se estudiaron los casos envolventes de un evento de pérdida de refrigerante por roturas de acometidas al Recipiente de Presión del Reactor. El análisis determinista permitió identificar los siguientes parámetros de mayor impacto en las incertezas de cálculo: Temperatura, Presión y Volumen del N_2 del tanque acumulador del sistema de inyección. Dichos parámetros están relacionados entre sí y afectan la presurización del tanque acumulador del sistema. Teniendo en cuenta este problema se realizó un análisis de propagación de incertezas (base probabilista) para determinar la presión de ecualización del sistema y su incerteza. Por último, con los resultados del análisis de incerteza de la presión de ecualización junto con los márgenes conservativos que se obtuvieron para los demás parámetros (realizado en el estudio de sensibilidad), se determinó el rango de volúmenes netos de N_2 que verifica el cumplimiento de la función de seguridad, ante eventos de Pérdida de Refrigerante del Primario durante el periodo de gracia establecido. Este análisis permitió ajustar este sistema pasivo de seguridad para que el mismo cubra todo el espectro postulado de roturas, sin la necesidad de recurrir al esquema clásico de sistemas de inyección por etapas.
Resumen en inglés
In this work the behavior of an integral type reactor under a loss of coolant event is analyzed by means of a simplified model developed using the RELAP5 code. In this manner, a low-order model was obtained that uses the same equations that are involved in the detailed model. This approach allowed us to simplify the analysis of the impact of certain design parameters in plant evolution. The safety systems relevant for the evolution of the simulated event are dimensioned in a preliminary form together with the low-order model. Particularly, the feasibility of one stage injection by means of an accumulator is verified, analyzing dependencies between design parameters. The results are verified through comparison with results obtained of reactor detailed model. On the other hand, a deterministic sensitivity analysis (with probabilistic basis) was carried out of the modeling hypothesis and design parameters of the coolant safety injection system of CAREM reactor. The safety function of this system is to keep the core covered during the grace period in a loss of coolant event scenario, simultaneously allowing a rapid level recovery and to minimize the loss of fluid through the break. The main objective of the proposed analysis was to evaluate the conservative margins of the net N_2 volume of this system in order to comply with its safety function in case of being demanded. To achieve the proposed objective, the reactor pressure vessel connections breaks scenarios that define the high and low extreme conditions were studied. The deterministic analysis allowed us to identify the following parameters of greatest impact on calculation uncertainties: Temperature, pressure, and N_2 volume of the injection system accumulator tank. These parameters are related and affect the pressurization of the system accumulator tank. Taking into account this problem, an analysis of uncertainties propagation (probabilistic basis) to determine pressure equalization of the system and its uncertainty was performed. Finally, the range of the N_2 volumes that verify the fulfillment of the safety function during the grace period in loss of coolant events was determined using the results of uncertainty analysis of the equalization pressure coupled with conservative margins obtained for the other parameters (performed with the sensitivity analysis). This analysis allowed us to adjust this passive safety system to cover the entire postulated breaks, without the need to use the classical safety injection schemes of different stages.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Nuclear safety; Seguridad nuclear; Loss of coolant; Pérdida de fluido refrigerante; [CAREM; RELAP5; Integrated reactors; Reactores integrados; Accumulators; Acumuladores] |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Seguridad nuclear |
| Código ID: | 722 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 18 Sep 2018 13:54 |
| Última Modificación: | 18 Sep 2018 14:00 |
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