Análisis de un accidente tipo LOCA en un reactor nuclear de agua a presión PWR

Abstract

Creation of a model of a Nuclear plant of pressure water with three loops. Simulation using the TRACE code of a break with loss of refrigerant of 7 different sizes and 3 different orientations in the own pipe. Evaluation of the different plant parameters, as well as their evolution within the transient and comparison according to sizes of breakage and orientation. Creation of an animated model simulating a control panel and plant monitoring.

Creación de un modelo de una planta Nuclear de agua a presión con tres lazos. Simulación mediante el código TRACE de una rotura con pérdida de refrigerante de 7 tamaños y 3 orientaciones diferentes en la propia tubería. Evaluación de los diferentes parámetros de planta, así como su evolución dentro del transitorio y comparación según tamaños de rotura y orientación. Creación de un modelo animado simulando un panel de control y monitorizado de planta.