Desarrollo preliminar de un modelo termohidráulico de la facilidad experimental tipo PWR por medio del código trace5

JUAN PEDRO MESSIGA; TROPAREVSKY, M.I.; CORZO SANTIAGO F.

Buenos Aires

Conferencia; AATN Asociación Argentina de Tecnología Nuclear; 2022

Las facilidades experimentales se han diseñado y construido a lo largo de los años para proporcionar información sobre los distintos fenómenos que pueden ocurrir en los reactores nucleares. El modelo ROCOM (Rossendorf Coolant Mixing Model) fue una instalación de prueba que emulaba un reactor PWR KONVOI. El mismo permitía el análisis de fenómenos de importancia crítica para la integridad estructural y funcional del reactor, como el mezclado de corrientes a distintas temperaturas y PTS (Pressurized Thermal Shock). La bibliografía sobre esta facilidad es amplia y permite el modelado del mismo por medio de códigos termohidraulicos. En el presente trabajo se realizó un cálculo utilizando TRACE5 patch 5 (código desarrollado por US-NRC) con la finalidad de evaluar uno de los transitorios documentados en esta facilidad. En el mismo se simula la prueba 1.1 del proyecto OECD PKL2 y se compara con resultados experimentales. Dicha prueba consiste en el mezclado de agua fría (loop 1) y agua caliente (Loops 2 a 4). Entre los aspectos más relevantes del estudio, se puede mencionar la utilización del componente “vessel” en el modelado del reactor, el cual permite discretizar el mismo de forma tridimensional. Además, tiene la capacidad de incorporar porosidad, cambios de área en celda y pérdidas de carga, entre otros aspectos. Los resultados mostraron buen acuerdo respecto a los datos experimentales, demostrando la capacidad de este componente frente a eventos en la vasija de un reactor.