Estudio y caracterización de accidentes tipo LOCA (Loss of Coolant Accident) de diferentes tamaños en reactores nucleares de agua en ebullición

Abstract

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (9220)

[ES] La seguridad es el parámetro de mayor importancia a la hora de operar un reactor nuclear para producir energía eléctrica. Las centrales nucleares tienen que ser seguras incluso en caso de que se produzcan accidentes que afecten a sus componentes, lo que se consigue mediante la actuación de diversos sistemas de emergencia en caso de accidente. Para garantizar que las centrales nucleares son seguras cuando se producen accidentes, es indispensable realizar simulaciones informáticas que sean capaces de predecir el comportamiento de la central cuando se produce un accidente. Los códigos de cálculo son una herramienta fundamental en la realización de simulaciones informáticas, requiriendo la creación de modelos de la central empleando el lenguaje de dicho código. Para la realización de una simulación informática es de vital importancia que el código de cálculo con que se ha desarrollado dicha simulación este validado para poder emplear los resultados de la simulación correctamente. En caso de realizar simulaciones con un código no validado se pueden tomar como verdaderos resultados erróneos y realizar graves fallos de diseño u operación de una central. En este proyecto se ha realizado un estudio de los reactores de agua en ebullición y particularmente de los accidentes de pérdida de refrigerante y sus consecuencias. Para ello se ha creado un modelo de una central nuclear empleando un código termo-hidráulico y se ha simulado su comportamiento al producirse una rotura en una tubería. Se ha estudiado particularmente la influencia del tamaño de la rotura en la evolución del accidente y como afecta a los diversos elementos del sistema. Este proyecto ha sido desarrollado por Albert Sendra Garcia en colaboración con el personal del Departamento de Ingeniería Química y Nuclear de la Universitat Politècnica de València. El objetivo de este proyecto es crear un modelo de una central nuclear de agua en ebullición genérico con el objetivo de estudiar en profundidad el comportamiento de los reactores de agua en ebullición cuando se producen accidentes de pérdida de refrigerante.