Simulación de un accidente de pérdida de refrigerante de gran ruptura tipo guillotina del VVER-1000 utilizando RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.5
Autores: Thulu, Fabiano Gibson Daud; Elshahat, Ayah; H. M. Hassan, Mohamed
Idioma: Inglés
Editor: MDPI
Año: 2021
Acceso abierto
Artículo científico
2021
Simulación de un accidente de pérdida de refrigerante de gran ruptura tipo guillotina del VVER-1000 utilizando RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.5
Categoría
Ingeniería y Tecnología
Subcategoría
Ingeniería Nuclear
Palabras clave
Rendimiento de seguridad
Plantas de energía nuclear
LB-LOCA
Respuestas del reactor
ECCS
Temperatura de la superficie del revestimiento
Licencia
CC BY-SA – Atribución – Compartir Igual
Consultas: 29
Citaciones: Sin citaciones
El rendimiento de seguridad de las plantas de energía nuclear (NPPs) es un factor muy importante en la evaluación de la sostenibilidad de la energía nuclear. El análisis de seguridad de los sistemas de seguridad pasivos y activos tiene una influencia positiva en la mitigación de transitorios del reactor. Uno de los transitorios comunes es la ruptura del circuito de refrigerante primario. Este estudio se centró en la pérdida de refrigerante por ruptura de guillotina (LB-LOCA) en uno de los vasos del reactor, en el que ocurrió la ruptura del circuito frío, después de establecer una condición de estado estable para el VVER-1000. Se investigaron las respuestas del reactor y el rendimiento de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCSs). El principal margen de seguridad considerado durante esta simulación fue verificar el valor máximo de la temperatura de la superficie del revestimiento, y luego se comparó con el límite de licencia de diseño de 1474 K. Los cálculos de la progresión del evento utilizaron el programa térmico-hidráulico de nivel de ingeniería RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.5, que también proporciona un tratamiento más detallado de la hidráulica térmica del sistema de refrigerante y el comportamiento del núcleo. Los resultados obtenidos muestran que la activación de los ECCSs en sus puntos de activación proporcionó enfriamiento del núcleo al inyectar agua en el vaso de presión del reactor, como se esperaba. La temperatura máxima del revestimiento no superó el límite de licencia durante este transitorio de LB-LOCA. La presión primaria sobre el núcleo disminuyó rápidamente de 15.7 MPa a 1 MPa en menos de 10 s, luego se estabilizó hasta el final del transitorio. La temperatura del combustible disminuyó de 847 K a 378 K durante los primeros 30 s del tiempo transitorio. La fuga de refrigerante se redujo de 9945 kg/s a aproximadamente 461 kg/s durante los primeros 190 s del transitorio. En general, el estudio muestra que, dentro del diseño del VVER-1000, los sistemas de seguridad tienen una robustez inherente para contener el LB-LOCA por guillotina.
Descripción
El rendimiento de seguridad de las plantas de energía nuclear (NPPs) es un factor muy importante en la evaluación de la sostenibilidad de la energía nuclear. El análisis de seguridad de los sistemas de seguridad pasivos y activos tiene una influencia positiva en la mitigación de transitorios del reactor. Uno de los transitorios comunes es la ruptura del circuito de refrigerante primario. Este estudio se centró en la pérdida de refrigerante por ruptura de guillotina (LB-LOCA) en uno de los vasos del reactor, en el que ocurrió la ruptura del circuito frío, después de establecer una condición de estado estable para el VVER-1000. Se investigaron las respuestas del reactor y el rendimiento de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCSs). El principal margen de seguridad considerado durante esta simulación fue verificar el valor máximo de la temperatura de la superficie del revestimiento, y luego se comparó con el límite de licencia de diseño de 1474 K. Los cálculos de la progresión del evento utilizaron el programa térmico-hidráulico de nivel de ingeniería RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.5, que también proporciona un tratamiento más detallado de la hidráulica térmica del sistema de refrigerante y el comportamiento del núcleo. Los resultados obtenidos muestran que la activación de los ECCSs en sus puntos de activación proporcionó enfriamiento del núcleo al inyectar agua en el vaso de presión del reactor, como se esperaba. La temperatura máxima del revestimiento no superó el límite de licencia durante este transitorio de LB-LOCA. La presión primaria sobre el núcleo disminuyó rápidamente de 15.7 MPa a 1 MPa en menos de 10 s, luego se estabilizó hasta el final del transitorio. La temperatura del combustible disminuyó de 847 K a 378 K durante los primeros 30 s del tiempo transitorio. La fuga de refrigerante se redujo de 9945 kg/s a aproximadamente 461 kg/s durante los primeros 190 s del transitorio. En general, el estudio muestra que, dentro del diseño del VVER-1000, los sistemas de seguridad tienen una robustez inherente para contener el LB-LOCA por guillotina.