CIMEC   24726
CENTRO DE INVESTIGACION DE METODOS COMPUTACIONALES
Unidad Ejecutora - UE
congresos y reuniones científicas
Título:
ESTUDIO TERMO-HIDRÁULICO DE LA PÉRDIDA DEL SUMINISTRO ELÉCTRICO EXTERNO EN LA CENTRAL NUCLEAR EMBALSE UTILIZANDO RELAP5
Autor/es:
MARIA VIRGINIA GUALA; SANTIAGO CORZO; ALEJANDRO LAZZARTE
Lugar:
Buenos Aires
Reunión:
Congreso; Asociación Argentina de Tecnologías Nucleares; 2017
Resumen:
En el marco de la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse, la Autoridad Regulatoria Nuclear ha desarrollado un modelo termo-hidráulico de la planta en RELAP5 mod. 3.3 patch4 que incluye la cinética puntual, con el fin de simular accidentes dentro de la base de diseño. Este modelo independiente es utilizado como herramienta para estudios de evaluaciones de seguridad de la Central Nuclear Embalse. El presente trabajo tiene por objetivo la simulación de un evento de pérdida de la convección forzada, debido a la indisponibilidad del suministro eléctrico principal. En este evento, todos los sistemas activos de la central se detienen hasta el arranque de los equipos de suministro eléctrico de emergencia. De esta manera, la transferencia de energía hacia el circuito secundario se reduce inicialmente, incrementando así la presión y temperatura del circuito primario. Esto provoca la apertura de las válvulas de alivio líquido para mitigar dicho incremento de presión. Durante la reducción de caudal en el núcleo, y en consecuencia del aumento de temperatura se favorece la producción de vapor en los canales y el incremento de la potencia debido al coeficiente de realimentación por vacío de refrigerante. Luego, el primer sistema de extinción apaga el reactor reduciendo la potencia. A largo plazo, el termo-sifonado garantiza la refrigeración del núcleo utilizando como sumidero de calor los generadores de vapor, evaporando el inventario disponible y liberando a la atmosfera. Con el arranque de los generadores diésel, se recupera el suministro de alimentación auxiliar a los generadores de vapor y, de esta manera, se garantiza la refrigeración del núcleo a través de los GVs. Mediante la simulación termohidráulica y teniendo en cuentas hipótesis conservativas para el análisis, se estudió la secuencia del accionamiento de los sistemas de seguridad, el mapa de cobertura de los sistemas de extinción y la refrigeración a largo plazo. De esta manera, se verificó el cumplimiento de las funciones de seguridad requeridas y que los tiempos de acción se producen de acuerdo con lo esperado por diseño, demostrándose que el modelo independiente es una herramienta útil con la capacidad para realizar estudios para licenciamiento.