Publicación: Calificación de equipos para uso nuclear. Revisión de métodos de ensayo y diseño conceptual de una instalación
cnea.localizacion | Centro Atómico Ezeiza | |
cnea.tipodocumento | TRABAJO FINAL DE ESPECIALIZACIÓN | |
dc.contributor.advisor | Ottaviani, Anahi | |
dc.contributor.advisor | Ranalli, Juan | |
dc.contributor.author | Marchena, Martin | |
dc.contributor.cneaproductor | Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson | |
dc.date.accessioned | 2024-02-16T15:26:48Z | |
dc.date.available | 2024-02-16T15:26:48Z | |
dc.date.created | 2013-05-17 | |
dc.description.abstract | Reactores nucleares comerciales son diseñados bajo los criterios de defensa en profundidad y barreras múltiples. Parte de este proceso implica la localización del reactor y de buena parte de los sistemas frontales de seguridad en el interior de una contención hermética. Las contenciones son diseñadas con válvulas de aislación típicamente redundantes para todas las penetraciones de piping que se sellan en el caso de un accidente severo. En el caso de producirse dicho accidente, el ambiente interior de la contención sufre una liberación significativa de vapor, que llevaría a un aumento significativo de la presión y temperatura, así como una liberación de inventario radiactivo que implicaría la presencia de elevados campos de radiación durante y después del accidente. A estos efectos se le debe sumar el posible daño producido por la liberación de fluidos químicamente agresivos como por ejemplo acido bórico, o las cargas sísmicas en el caso de que el accidente tenga como origen un terremoto. Todo esto resulta en condiciones ambientales extremas para los componentes alojados en el interior de la contención. El objetivo principal de la calificación de equipos, según las definiciones del OIEA (Ref. 1 y 2) es demostrar razonablemente que los componentes para los cuales se ha establecido una vida calificada pueden llevar a cabo su función de seguridad sin experimentar fallas antes, durante y después de un accidente base de diseño a pesar de las condiciones ambientales a las que esté sometido. Aunque en general se considera que un accidente con pérdida de refrigerante es el escenario más severo, usualmente se analizan también otros accidentes posibles con el objetivo de determinar ciertos parámetros requeridos en el diseño y construcción de los equipos. En este contexto, el análisis de potenciales eventos sísmicos es relevante para el dimensionamiento o la verificación de los soportes y los ensayos de inundación interna son necesarios para establecer y validar los requerimientos de aislación eléctrica, entre otros. Llevar a cabo la calificación ambiental requiere a grandes rasgos dos etapas: -Envejecimiento acelerado de los especímenes a testear -Ensayo del desempeño del espécimen bajo condiciones simuladas de accidente. En un ensayo de tipo se somete al espécimen a un envejecimiento acelerado a fin de simular los efectos de la degradación en servicio. A continuación se procede al ensayo funcional del equipamiento envejecido a las condiciones en las que estaría solicitado en un accidente. Si el accidente que se desea simular es un sismo, se procede al ensayo en una mesa sísmica y el proceso recibe el nombre de calificación sísmica. Si se desea simular condiciones ambientales que difieren de las de operación se procede al ensayo en una cámara en dónde se reproducen éstas condiciones ambientales de presión, temperatura, humedad, etc , a la que se vería sometido el espécimen en caso de accidente. El proceso se denomina Calificación Ambiental. Los ciclos típicos que se simulan son LOCA (rotura con pérdida de refrigerante), HELB (rotura de línea de vapor de alta energía) e inundación interna (Ref. 3). En este trabajo se desarrollarán los aspectos fundamentales de los procesos de calificación, la normativa y el enfoque adoptado en los diferentes países, se realiza una revisión del equipamiento necesario para llevar a cabo dicho proceso. Se analiza la situación de las plantas en argentina y se realiza un relevamiento de las capacidades disponibles en la CNEA y en otras instituciones científico-técnicas del país como ser universidades, INTI, etc. Por último se presenta el diseño conceptual y algunos avances de la ingeniería básica de un laboratorio de calificación que se proyecta construir en el predio CAREM Lima, como parte del futuro Centro de Servicios a las Centrales Nucleares que está desarrollando la CNEA. El autor de este trabajo se encuentra actualmente a cargo del desarrollo de la ingeniería de este proyecto como parte de sus tareas en la Gerencia de Coordinación de Proyectos a la que pertenece. | |
dc.description.institutionalaffiliation | Fil.: Marchena, Martin. Comisión Nacional de Energía Atómica. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson; Argentina. | |
dc.description.recordsetseries | Evaluación Académica | |
dc.format.extent | 60 p. | |
dc.identifier.cnea | TFE-IDB_EA-00154-2013marchena | |
dc.identifier.cnea | 153 | |
dc.identifier.uri | https://nuclea.cnea.gob.ar/handle/20.500.12553/5061 | |
dc.language.ISO639-3 | spa | |
dc.publisher | Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson | |
dc.publisher | Universidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson | |
dc.rights.accesslevel | info:eu-repo/semantics/openAccess | |
dc.rights.uri | https://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/4.0/ | |
dc.subject.inis | SIMULACION DE ACCIDENTES DE REACTOR | |
dc.subject.inis | SIMULACION COMPUTERIZADA | |
dc.subject.inis | TERREMOTOS | |
dc.subject.inis | NORMAS DE SEGURIDAD | |
dc.subject.inis | ANALISIS DE DATOS | |
dc.subject.inis | EVALUACIONES COMPARATIVAS | |
dc.subject.inis | REACTOR ACCIDENT SIMULATION | |
dc.subject.inis | COMPUTERIZED SIMULATION | |
dc.subject.inis | EARTHQUAKES | |
dc.subject.inis | SAFETY STANDARDS | |
dc.subject.inis | DATA ANALYSIS | |
dc.subject.inis | COMPARATIVE EVALUATIONS | |
dc.title | Calificación de equipos para uso nuclear. Revisión de métodos de ensayo y diseño conceptual de una instalación | |
dc.type | TESIS | |
dc.type.openaire | info:eu-repo/semantics/bachelorThesis | |
dc.type.snrd | info:arrepo/semantics/trabajo final de grado | |
dc.type.version | info:eu-repo/semantics/publishedVersion | |
dspace.entity.type | Publication | |
thesis.degree.grantor | Universidad Nacional de San Martín. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson. | |
thesis.degree.name | Especialización en Reactores Nucleares y su Ciclo de Combustible |
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