Análisis termohidraulico de piscinas de combustible gastado PWR

Abstract

Dentro del estudio de Seguridad en Parada de centrales nucleares se ha analizado el comportamiento del reactor bajo diferentes secuencias accidentales utilizando códigos de estimación óptima. Además, en dicha configuración de planta (en parada) las piscinas de combustible gastado están conectadas mediante el canal de transferencia con la cavidad de recarga para realizar la recarga de elementos combustibles. En estas condiciones, un determinado iniciador puede tener consecuencias tanto en el núcleo del reactor como en las piscinas de combustible gastado. Con el objetivo de analizar el comportamiento termohidráulico de las piscinas, y tomando como planta de referencia la central nuclear de Ascó, se ha construido un modelo de TRACE para la piscina haciendo uso de una componente Vessel-3D en coordenadas cartesianas. Dicho modelo ha sido utilizado para la simulación de dos escenarios transitorios: uno de ellos supone la pérdida del sistema de refrigeración de la piscina, mientras que en el segundo se postula la pérdida del sistema de refrigeración junto con una pérdida de refrigerante a través del canal de transferencia, ya que es muy importante conocer los tiempos disponibles de actuación que logren mantener la integridad de los elementos de combustible gastado frente a una pérdida de refrigerante. Ambos escenarios se han simulado suponiendo que la piscina se encuentra completamente llena de elementos combustibles, con lo que la generación de calor residual es la máxima posible.