IC428 - Evaluación conceptual de una rotura múltiple de tubos ?U? en uno de los generadores de vapor de la Central Nuclear Embalse

SANTIAGO CORZO; ALBERTO CARDONA

2017-12-01/2018-03-30

1-59

Modelo computacional

Energia-Reactores

El objetivo del presente informe es evaluar conceptualmente el documento 18RF-03500-AR-043_R00 [1] donde se estudia el evento de rotura múltiple de tubos en ?U? en uno de los GVs de la Central Nuclear Embalse (CNE) y verificar la factibilidad de simular el evento con el modelo desarrollado por ARN.El estudio por evaluar fue realizado por ?SNC-Lavalin Group? analizando los efectos termohidráulicos, la liberación de radio nucleídos y dosaje. En el estudio se abordan dos alternativas:1. asumiendo el trip de turbina por alto nivel en generadores de vapor (GVs) y2. sin tener en cuenta esta señal.La rotura múltiple de los tubos del GV implica la liberación de refrigerante al circuito secundario y al sistema de agua de alimentación, transportando consigo materiales activados y productos de fisión.El principal inconveniente de este evento es la liberación de radio nucleídos a la atmosfera debido al aumento de presión.El propósito del informe [1] es verificar los criterios de aceptación definidos por NA-SA y particularmente verificar que no se sobrepasen los límites de dosaje estipulados. Si bien la roturamúltiple de tubos en ?U? es altamente improbable, más aún considerando la rotura de doble guillotina, NA-SA asume esta condición para su análisis. De esta manera, basado en recomendaciones europeas [2], el evento se asume con la rotura doble guillotina de 10 tubos en ?U?. Para el estudio se consideran condiciones LOE (Limit of Operating Envelope). El análisis consta de un estudio termo-hidráulico de la central completa y en base a los resultados obtenidos se realizan estudios de transporte de radioisótopos en el GV dañado y trasporte aéreo en el exterior para estimar los dosajes límites. También, debido a las condiciones de sobre-potencia previo al apagado del reactor, se analiza la integridad del combustible sobre un modelo de canal individual. Se recomienda a la ARN realizar una evaluación del impacto radiológico ambiental de este eventopara verificar los resultados obtenidos por NA-SA en [1]. En el Apéndice del presente informe se resumen los detalles del modelo de NA-SA, sus hipótesis y los resultados. Esta evaluación excede los alcances del presente informe.