Beretta, Enzo F. (2019) Análisis deterministas de eventos mas allá de la base de diseño en reactores experimentales de baja potencia. Caso de aplicación : RA1 / Beyond design basis event analysis on low power research reactors. Aplications case: RA1. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
En el presente trabajo de tesis se desarrollo un modelo del reactor RA1 mediante el cual se analizaron Eventos Mas Allá de la Base de Diseño en dicha instalación. El principal objetivo perseguido fue la capacitación y perfeccionamiento en la técnica de análisis determinista de seguridad nuclear. Dado que el RA1 se encuentra en un proceso de renovación de licencia operativa, se espera que este trabajo resulte en una contribución valiosa al análisis de seguridad nuclear de la instalación. El modelo de planta se construyo de acuerdo a la información geométrica y operativa del reactor, con el fin de ser utilizado con el código termohidráulico RELAP5 3.3gl. Se consideraron las características particulares del reactor para definir los parámetros a evaluar en el análisis de resultados. Se modelaron los componentes mas relevantes de la instalación: núcleo del reactor con sus refrectores internos, la pileta del reactor, el tanque separador ubicado dentro de la pileta, y el sistema de refrigeración. La neutrónica se incluyo a través de los parámetros de cinética puntual teniendo en cuenta el sistema de extinción del reactor y las realimentaciones de reactividad debido a cambios en la temperatura de combustible y reflector, y en la densidad de moderador. Debido a la característica de núcleo abierto del reactor se considero útil la discretización del núcleo en varias zonas, construyendo de hecho cuatro modelos de núcleo, los cuales fueron contrastados con una experiencia de inserción de reactividad llevada a cabo en el reactor. Esta comprobación permitió inferir una buena capacidad del modelo para representar el acople termohidráulico y neutrónico de la instalación. Posteriormente se simularon tres eventos mas allá de base de diseño: extracción inadvertida de la placa absorbente mas pesada, perdida de suministro eléctrico y falla total del secundario. El análisis de dichas simulaciones permite concluir que, frente a estos eventos, el reactor se mantiene refrigerado adecuadamente mediante la actuación de los coeficientes de realimentación de reactividad. Un resultado destacable fue la influencia del modelado del núcleo del reactor en la etapa mas exigente del evento RIA, en la cual se vio que a mayor discretización se predice una potencia máxima mayor. Otra información valiosa que se desprende del análisis de los transitorios, es el impacto que tiene la nodalización de la parte superior del núcleo en la predicción de la convención establecida entre el núcleo y la pileta del reactor. La herramienta de visualización espacial actualmente en desarrollo en la Sección Seguridad de Reactores Experimentales del CAB resulto de gran utilidad en el análisis de este efecto.
Resumen en inglés
In the present thesis work an analysis of Beyond Design Basis Accidents on the RA1 Reactor was carried out using a model developed with that end. The main goal was to train on the nuclear safety deterministic analysis technique. Since the RA1 reactor is currently on a license renewal process, this work is expected to contribute to the safety analysis of the facility. The plant model for the thermal-hydraulic code RELAP5 3.3gl was built according to the geometric and operational information of the reactor. The particular features of the reactor were taken into account in order to dene the relevant parameters needed to evaluate the results. The main components of the reactor were modeled: the reactor core with its internal refrectors, the reactor pool, the inner tank and the cooling system.The neutronic was included through the point kinetic parameters considering the shutdown system and the reactivity feedback due to changes in the fuel and refrector temperature, as well as in the moderator density. Due to the fact that the RA1 reactor is an open core reactor, it was considered useful to discretize the core in several parts. Consequently, four core models were built, which were constrasted with a reactivity insertion experience carried out in the reactor. This verication granted the model good capacity to represent the thermal-hydraulic and neutronic coupling of the facility. Later, three Beyond Design Basis Events were simulated: inadvertent heaviest control rod withdrawal, loss of electric power, and total failure of the secondary system. The analysis of these simulations allows to conclude that, in dealing with these events, the reactor is kept adequately cooled through reactivity feedbacks. A notable result was the influence the reactor core modeling had in the most demanding stage of the RIA event, in which it was observed that the greater the discretization of the reactor core the higher the maximum power. Another valuable conclusion extracted from the transient analysis was the impact the nodalization of the upper part of the core had on the circulation established between the core and the reactor pool. The spatial visualization tool, which is currently being developed in the Research Reactor Safety Section at the CAB, proved to be of great value in the analysis of this effect.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Research reactors; Reactores de investigación; RA-1 reactor; Reactor RA-1; Nuclear safety; Seguridad nuclear; [Deterministic safety analysis; Análisis determinista] |
| Referencias: | [1] IS-EN RA1J-001: Capítulo 1 - Introducción y Descripción General de la Instalación. Scolari, H. [2] Estado actual de la ingeniería de reactores de investigación en la República Argentina. Ing. A. J. Elder, Departamento de Reactores. Comisión Nacional de Energía Atómica, Buenos Aires, Argentina, 1972. [3] Proyecto RA-10: Reactor Nuclear Argentino Multipropósito, Ricardo De Dicco. Buenos Aires, Abril de 2014. OETEC - CLICET, Area de Tecnología Nuclear. [4] IT 1028/91. Análisis del accidente de reactividad del reactor RA-1, R. Waldman, Gerencia de Ingeniería. [5] IS-EN-GRYCN-RA1-015, Capítulo 15: Análisis de accidentes. [6] Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores de investigación, AR 4.1.3, Revisión 2, 2002. [7] Jun Yang, Michael Avery, Matthew Angelis, M. Scott Greenwood, Mark Anderson, Michael Corradini, Earl Feldman, Floyd Dunn, Jim Matos, Critical Heat Flux at Conditions Representative of TRIGA-Type Reactors - Single, Three Rod and Four Rod Bundle CHF Data, Fusion Technology Institute, University of Wisconsin, October 2012. [8] Mishima K. and Nishihara Hideaki, Effect of channel geometry on critical heat flux for low pressure water. Research Reactor Institute, Kyoto University. 1986. [9] IT 41-032-2012-0, Cálculo de la temperatura de inicio de la ebullición nucleada en los canales de un elemento combustible del reactor RA-6. Papadakis, S. [10] Bergles and W.M. Rohsenow, Forced-Convection Surface Boiling Heat Transfer and Burnout of Small Diameter DSR Report No. 8767-21, Department of Mechanical Engineering, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, Massachusetts, 1962. [11] F.P Incropera, D.P DeWitt,Fundamentals of Heat and Mass Transfer, John Wiley and Sons Inc.(Third Edition) 1990. [12] IS-EN-GRyCN-RA1-002 - Capítulo 4, EL REACTOR. [13] IS-EN-GRyCN-RA1-005 - SISTEMAS DE REFRIGERACIÓN Y SISTEMAS CONEXOS - CAPITULO 5. [14] Hilal, R., Analisis Determinista de Seguridad de Reactores Nucleares de Investigación, Capitulo 5. Tesis carrera de maestría en ingenieria, Instituto Balseiro, 2012. [15] IS-EN-GRyCN-DAN-008, Calculo de parámetros neutrónicos del reactor RA-1. Bazzana, S. Barberis, C. [16] IT 1028/91, Análisis del accidente de reactividad del reactor RA-1. Parkanski D. [17] IS-EN-GRyCN-RA1-002-0 - CAPITULO 4, EL REACTOR. Bazzana, S. Barberis, C. [18] IS06RC-004, CAPITULO 4: EL REACTOR. [19] IS-EN-GRyCN-ERC-015, Medición de coeficientes de reactividad en el reactor RA-1. Bellino,P., Bazzana, S. [20] RELAP5/MOD3.3 Code Manual. Volume IV: Models and Correlations (page 211). [21] IN-CAREM25S-193-B0230, Análisis parámetrico de velocidad máxima de extracción de barras del SAC. Hegoburu, P. [22] "Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants - LWR Edition". Section 4.2: Fuel System Design. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Report NUREG-0800 (2007). |
| Materias: | Ingeniería nuclear |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Seguridad nuclear |
| Código ID: | 894 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 22 Mar 2021 11:58 |
| Última Modificación: | 12 Abr 2021 12:22 |
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