Análisis y simulación de una pérdida pequeña de refrigerante, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE

Abstract

[ES] Las centrales nucleares son una fuente fiable de generación de energía eléctrica en la que los estudios de seguridad son requisitos indispensables en tanto en el diseño como en la explotación y desmantelamiento de la planta. De esta forma, los estudios de seguridad conducen a una mejora en los diseños de las instalaciones, los sistemas y procedimientos de seguridad de la central. Gran parte de estos estudios se basan en realizar experimentos en instalaciones experimentales que son modelos a escala de una determinada tecnología de reactores en las que se reproducen de forma fiable y precisa, situaciones accidentales para poder extrapolar los resultados a las centrales comerciales mediante códigos de simulación. En este Trabajo fin de Grado se hace uso del código termohidráulico TRACE, utilizado por los organismos reguladores y por el sector nuclear para la simulación de un accidente en el que se postula una pérdida de refrigerante en la rama fría de un reactor nuclear a presión, así como analizar la actuación de los sistemas de seguridad son suficientemente eficientes para mitigar el accidente. Estos objetivos se realizan mediante la simulación del accidente y posterior comparación de los resultados obtenidos en el cálculo con los proporcionados por los organizadores del experimento. Los datos experimentales se han obtenido de la participación en el proyecto CAMP-España, en el que se proponen varias series experimentales sobre la instalación PKL. En concreto, se ha simulado mediante TRACE una rotura pequeña en el circuito refrigerante en condiciones de alta presión, que supone unos de los casos de la serie experimental E llevada a cabo en la instalación. En las conclusiones del TFG se discutirá la capacidad del código y del modelo en la simulación del accidente como la efectividad de las medidas propuestas para mitigar el accidente.

[EN] Nuclear power plants are a reliable source of electric power generation in which safety studies are essential requirements in both the design and operation and dismantling of the plant. In this way, the safety studies lead to an improvement in the designs of the plant's facilities, safety systems and procedures. A large part of these studies are based on conducting experiments in experimental facilities that are scale models of a certain reactor technology in which accidental situations are reproduced reliably and accurately in order to extrapolate the results to the commercial plants using simulation codes. In this Final Degree Project, the TRACE thermohydraulic code is used, used by regulatory agencies and by the nuclear sector to simulate an accident in which a loss of refrigerant is postulated in the cold branch of a pressurized nuclear reactor, as well as analysing the performance of the security systems are efficient enough to mitigate the accident. These objectives are carried out by simulating the accident and subsequently comparing the results obtained in the calculation with those provided by the organizers of the experiment. The experimental data has been obtained from participation in the CAMP-Spain project, in which several experimental series on the PKL facility are proposed. Specifically, a small break in the refrigerant circuit under high pressure conditions has been simulated using TRACE, which is one of the cases of the experimental series E carried out at the facility. The conclusions of the TFG will discuss the capacity of the code and the model in the simulation of the accident as well as the effectiveness of the measures proposed to mitigate the accident.