Reproducción con TRACE de un LOCA de tamaño intermedio en la instalación experimental PKL

Abstract

[ES] El desarrollo de códigos termo-hidráulicos lleva muchos años avanzando debido a los esfuerzos invertidos en ellos. Mediante ellos, se reproduce el comportamiento ante accidentes y transitorios en reactores consiguiendo unos resultados cada vez más próximos a la realidad. Acuerdos entre la NRC y el CSN en el área de investigación en seguridad nuclear han dado como resultado el acceso del CSN a los códigos best-estimate en fase de desarrollo de la NRC, como el código TRACE. Con la previsión del uso del código TRACE en un futuro próximo para las simulaciones efectuadas en las actuales centrales nucleares, se están realizando numerosas series experimentales en diferentes instalaciones a escala de una planta comercial, que permiten obtener y comparar resultados reales para evaluar la capacidad del código. Este es el caso de PKL4, una instalación experimental a escala de un reactor comercial PWR de 1300MWe. Se ha llevado a cabo la simulación de un caso de pérdida de refrigerante por un orificio de tamaño intermedio (IBLOCA). El transitorio replica la reproducción de una rotura situada en la rama fría del lazo uno de la instalación, y tiene un tamaño del 17% respecto a esta. Los eventos que se producen debido a esta situación, tales como la activación de sistemas auxiliares de inyección de refrigerante, parada de bombas o decaimiento de potencia del núcleo, vienen dados a consecuencia de la despresurización en el circuito primario. Los resultados presentados en esta ponencia completan la simulación del transitorio y el análisis post-test de estos se centra en la comparación con las medidas reales. Con el presente trabajo, se contribuye a la evolución del código TRACE, constituyendo un paso hacia delante más en el testeo de sus capacidades.