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Análisis de sensibilidad de la temperatura máxima de vaina durante un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación nuclear

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Análisis de sensibilidad de la temperatura máxima de vaina durante un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación nuclear

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dc.contributor.advisor Gallardo Bermell, Sergio es_ES
dc.contributor.advisor Querol Vives, Andrea es_ES
dc.contributor.author Jiménez Alfonso, Mario es_ES
dc.date.accessioned 2015-09-21T15:05:15Z
dc.date.available 2015-09-21T15:05:15Z
dc.date.created 2015-09-09
dc.date.issued 2015-09-21 es_ES
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/54901
dc.description.abstract [ES] El presente Trabajo Fin de Grado (TFG) consiste en la simulación de un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación experimental que simula una central nuclear de agua presión (PWR). Para ello se ha utilizado el código termohidráulico TRACE5. En un transitorio de pérdida de refrigerante, se pueden producir excursiones de temperatura del refrigerante en el núcleo que deben limitarse. Experimentalmente se mide la temperatura de salida del núcleo (Core Exit Temperature, CET) e intenta relacionarse con la temperatura máxima de vaina (Peak Cladding Temperature, PCT). Uno de los objetivos de los actuales trabajos de investigación en este campo es el establecimiento de una relación entre la CET y la PCT. En este contexto, en el TFG se analizan algunas de las variables que influyen en el transitorio de pérdida de refrigerante (tales como el tamaño de la rotura o el coeficiente de descarga), realizando simulaciones con el código TRACE. Se analiza cómo evolucionan las principales variables del sistema (presión del primario, presión del secundario, caudal por la rotura, nivel de líquido en el núcleo, CET y PCT) cuando se modifican ligeramente las condiciones de la rotura que causa el accidente de pérdida de refrigerante. Para una mejor simulación de las condiciones del transitorio, la vasija se ha modelado mediante un componente tridimensional (VESSEL). Por último, se ha obtenido la relación entre la CET y la PCT para cada una de las condiciones simuladas, con objeto de poder predecir la PCT cuando únicamente se conoce la CET y también para comprobar el efecto de algunas variables en dicha relación. El TFG se completa con un apartado dedicado a las conclusiones del estudio y el presupuesto del trabajo. es_ES
dc.description.abstract [CA] El present Treball Fi de Grau (TFG) consisteix en la simulació d'un accident de pèrdua de refrigerant en una instal·lació experimental que simula una central nuclear d'aigua pressió (PWR). Per a això s'ha utilitzat el codi termohidràulic TRACI5. En un transitori de pèrdua de refrigerant, es poden produir excursions de temperatura del refrigerant en el nucli que han de limitar-se. Experimentalment es mesura la temperatura de sortida del nucli (Core Exit Temperature, CET) i intenta relacionar-se amb la temperatura màxima de beina (Peak Cladding Temperature, PCT). Un dels objectius dels actuals treballs de recerca en aquest camp és l'establiment d'una relació entre la CET i la PCT. En aquest context, en el TFG s'analitzen algunes de les variables que influeixen en el transitori de pèrdua de refrigerant (tals com la grandària del trencament o el coeficient de descàrrega), realitzant simulacions amb el codi TRACE. S'analitza com evolucionen les principals variables del sistema (pressió del primari, pressió del secundari, cabal pel trencament, nivell de líquid en el nucli, CET i PCT) quan es modifiquen lleugerament les condicions del trencament que causa l'accident de pèrdua de refrigerant. Per a una millor simulació de les condicions del transitori, l'atuell s'ha modelat mitjançant un component tridimensional (VESSEL). Finalment, s'ha obtingut la relació entre la CET i la PCT per a cadascuna de les condicions simulades, a fi de poder predir la PCT quan únicament es coneix la CET i també per comprovar l'efecte d'algunes variables en aquesta relació. El TFG es completa amb un apartat dedicat a les conclusions de l'estudi i el pressupost del treball. es_ES
dc.description.abstract [EN] This Final Project (TFG) consists of the simulation of a Loss-Of-Coolant Accident (LOCA) in an experimental facility that simulates a Pressurized Water Reactor (PWR). For this reason, it has been used the thermalhydraulic code TRACE5. In a LOCA, a coolant temperature excursion in the core may occur and it should be limited. Experimentally, the Core Exit Temperature (CET) is measured trying to be related with the Peak Cladding Temperature (PCT). One of the aim of current research in nuclear safety is the establishment of a relationship between CET and PCT. In this frame, the TFG discusses some of the model parameters that affect this transient (such as the break size or the discharged coefficients), performing simulations with TRACE5. The evolution of the main variables (primary and secondary pressures, break mass flow discharged through the break, liquid level in the core, CET and PCT) are discussed when some model parameters are varied. For a better simulation of the transient, the vessel has been modeled using a 3-D component (VESSEL). Finally, it has been obtained the relationship between CET and PCT in order to be able to predict the PCT when CET is known. The TFG is completed with a section devoted to the conclusions and budget. 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 Central nuclear Simulación código termohidráulico Transitorio de pérdida de refrigerante Análisis de sensibilidad. es_ES
dc.subject.classification INGENIERIA NUCLEAR es_ES
dc.subject.other Grado en Ingeniería en Tecnologías Industriales-Grau en Enginyeria en Tecnologies Industrials es_ES
dc.title Análisis de sensibilidad de la temperatura máxima de vaina durante un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación nuclear es_ES
dc.type Proyecto/Trabajo fin de carrera/grado es_ES
dc.rights.accessRights Cerrado es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales - Escola Tècnica Superior d'Enginyers Industrials es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear es_ES
dc.description.bibliographicCitation Jiménez Alfonso, M. (2015). Análisis de sensibilidad de la temperatura máxima de vaina durante un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación nuclear. http://hdl.handle.net/10251/54901. es_ES
dc.description.accrualMethod TFGM es_ES
dc.relation.pasarela TFGM\29507 es_ES


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