Simulación de la secuencia accidental de pérdida del sistema de evacuación del calor residual en operación de 3/4 de lazo en un reactor nuclear

Abstract

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[ES] El interés que suscita establecer los condiciones de operación, fenomenología y valores límites alcanzados por las variables de un sistema termo-hidráulico nuclear, bajo la concurrencia de diversos sucesos accidentales, implica el desarrollo, validación y mejora de los códigos computacionales, de estimación óptima y no conservadores, que se encuentran actualmente en una fase de mejora y comprobación. La simulación de determinadas secuencias accidentales, ya ejecutadas de forma experimental en diversas instalaciones construidas para tal efecto, provee los resultados necesarios para realizar la etapa de validación de estos códigos, mediante la comparación y análisis de los resultados que las simulaciones con estos códigos ofrecen. La identificación de fenómenos físicos que tienen lugar en las instalaciones experimentales al realizar los transitorios, en primer lugar, ofrece el primer paso para identificar los parámetros a ajustar en los modelos teóricos de entrada a estos códigos. En segundo lugar, las desviaciones de sus resultados, ofrecen respuesta a la validez de los modelos empleados, correlaciones y métodos numéricos implementados. En particular el uso de estas instalaciones en el estudio de transitorios en condiciones de parada En este trabajo se presenta un caso de simulación sobre datos procedentes de la instalación PKL, la identificación detallada de la fenomenología termohidráulica que tiene lugar bajo el escenario descrito, y el análisis de los resultados procedentes de la simulación. Se subrayarán las debilidades y fortalezas del código termo-hidráulico TRACE en relación a las anteriores consideraciones.