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Análisis y simulación de una rotura en la línea de vapor principal, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE

RiuNet: Institutional repository of the Polithecnic University of Valencia

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Análisis y simulación de una rotura en la línea de vapor principal, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE

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dc.contributor.advisor Villanueva López, José Felipe es_ES
dc.contributor.advisor Carlos Alberola, Sofía es_ES
dc.contributor.author León Gayán, Rafael es_ES
dc.date.accessioned 2020-09-22T06:59:15Z
dc.date.available 2020-09-22T06:59:15Z
dc.date.created 2020-07-09
dc.date.issued 2020-09-22 es_ES
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/150518
dc.description.abstract [ES] La seguridad es en la industria nuclear hoy en día un elemento clave en su operación, y su objetivo es proteger a las personas y al medioambiente de los posibles efectos de un accidente. Aunque el nivel de seguridad de esta industria es elevado, la percepción del riesgo por gran parte de la población sigue siendo importante debido a la potencial gravedad de los posibles accidentes. De hecho, las centrales de todo el mundo basan sus estudios en la filosofía de ¿defensa en profundidad¿ aumentando sus exigencias tras los accidentes de Three Mile Island, Chernóbil y Fukushima. En el campo de la seguridad nuclear se realizan dos aproximaciones: La probabilista, que analiza el riesgo de accidente en función de los riesgos individuales de los equipos que componen la planta, así como la forma en la que están relacionados. Y el determinista, que analiza el comportamiento de una planta bajo unas condiciones concretas. La aproximación determinista se estudia, mediante recogida de datos en secuencias accidentales realizados en las instalaciones experimentales (donde se simula a escala de una planta o partes de ella) , determinados accidentes y sus contramedidas, para su posterior reproducción mediante los códigos termohidráulicos donde, haciendo uso de ecuaciones termodinámicas, se analiza el comportamiento de la planta ante una secuencia accidental. Los resultados obtenidos experimentalmente en instalaciones o plantas se comparan con los obtenidos bajo unas mismas condiciones en códigos termohidráulicos, lo que sirve para validar dichos códigos y extrapolar los resultados a plantas comerciales con el objetivo de incrementar su seguridad. En este Trabajo Fin de Grado se hace uso del código termohidráulico TRACE para simular una secuencia accidental cuyo iniciador es una rotura en la línea principal de vapor de la instalación experimental PKL, la cual reproduce un reactor de agua a presión. Los datos experimentales recogidos en el experimento van encaminados a decidir si las contramedidas utilizadas son efectivas en la mitigación del transitorio. Partiendo de los datos geométricos y de condiciones de la planta se realiza el modelo para TRACE de la misma y se simula el transitorio haciendo uso del interfaz SNAP, tal como se realiza en la industria nuclear y en los organismos reguladores. Finalmente se realizará un análisis de los resultados obtenidos comparando los cálculos y los datos experimentales. Como conclusiones del TFG se analizará la validez del código TRACE para la simulación de este tipo de accidentes termohidráulicos, así como la eficiencia de las contramedidas propuestas en el experimento en la mitigación del accidente. es_ES
dc.description.abstract [EN] Nowadays, safety is in the nuclear industry a key element in its operation, and its objetive is to protect people and the environment of the possible effects of an accident. Although the level of security in this industry is quite high, the perception of the risk is quite significant for a many people due to the potential severity of the possible accidents. Actually, nuclear power plants worldwide base their studies in the ¿defense in depth¿ philosophy, extending their safety requirements after the accidents of Three Mile Island, Chernobyl and Fukushima. In the field of nuclear safety two approaches are made: probabilistic, which analyzes the accident risk in function of the individual risks of the components and systems that make up the plant and the way they are related. And the deterministic, which analyzes the behavior of a nuclear power plant under certain conditions. The deterministic approach is studied, through the gathering of data at accidental sequences reproduced at experimental facilities (which is modeled after a nuclear power plant or a part of it) that simulates certain accidents and their countermeasures, for its later reproduction in thermohydraulic codes where, making use of thermodynamic equations, the behavior of the plant is analyzed after an accidental sequence. The results obtained experimentally in facilities or plants are compared with the obtained under the same conditions in thermohydraulic codes, which can be useful to validate those codes and extrapolate the results to commercial plants with the objective of increasing its safety. In this BT the thermohydraulic code TRACE is used to simulate an accidental sequence which initiator is a main steam line break at the PKL facility, which reproduces a pressurized water reactor. The experimental data gathered in the experiment are to decide if the used countermeasures are effective mitigating the transient. Starting at the geometrical data and initial conditions of the plant, the modelling in TRACE is made identically and the transient is simulated making use of the interface SNAP, just like it is done in the nuclear industry and the regulation organisms. Finally, an analysis of the obtained result is made comparing the calculations and the experimental data. As conclusions of the BT, the validation of the code will be studied for the simulation of these kind of thermohydraulic sequences, as well as the efficiency of the proposed countermeasures in the mitigation of the accident. es_ES
dc.format.extent 54 es_ES
dc.language Español es_ES
dc.publisher Universitat Politècnica de València es_ES
dc.rights Reserva de todos los derechos es_ES
dc.subject Seguridad nuclear es_ES
dc.subject Código termohidráulico TRACE es_ES
dc.subject Instalación experimental PKL es_ES
dc.subject Simulación es_ES
dc.subject Validación es_ES
dc.subject Rotura es_ES
dc.subject Línea de vapor principal es_ES
dc.subject Nuclear safety es_ES
dc.subject Thermohydraulic code TRACE es_ES
dc.subject Experimental facility PKL es_ES
dc.subject Simulation es_ES
dc.subject Validation es_ES
dc.subject Break es_ES
dc.subject Main Steam Line es_ES
dc.subject.classification INGENIERIA NUCLEAR es_ES
dc.subject.other Grado en Ingeniería de la Energía-Grau en Enginyeria de l'Energia es_ES
dc.title Análisis y simulación de una rotura en la línea de vapor principal, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE es_ES
dc.type Proyecto/Trabajo fin de carrera/grado es_ES
dc.rights.accessRights Abierto es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales - Escola Tècnica Superior d'Enginyers Industrials es_ES
dc.description.bibliographicCitation León Gayán, R. (2020). Análisis y simulación de una rotura en la línea de vapor principal, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE. http://hdl.handle.net/10251/150518 es_ES
dc.description.accrualMethod TFGM es_ES
dc.relation.pasarela TFGM\131806 es_ES


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