Estudio termohidráulico en el transitorio producido durante los primeros segundos de un accidente por pérdida de refrigerante en la Central Nuclear ATUCHA II

Abstract

En este trabajo se presenta un estudio de una simulación realizada con RELAP5 3.3 de una rotura 2A en la rama fría del circuito primario de la central nuclear Atucha II. Esta central utiliza uranio natural como combustible y agua pesada como refrigerante y moderador. Cuando ocurre la rotura del cño, además aparece una excursión de reactividad. El estudio se realizó durante los primeros 8 s del accidente, previo a la inyección de agua liviana mediante los acumuladores de alta presión. Durante el accidente, se considera que no hay caída de barras y el sistema de inyección de boro controlará la reactividad. El sistema actual de boro tiene un retraso tal que no podría llegar a controlar una rotura 2A en la rama fría. Finalmente, se realizará un cambio en dicho sistema y se espera que el tiempo se reduzca a 0.5 s. Dicho valor será el empleado a lo largo del presente trabajo para verificar que el reactor alcanza un estado subcrítico. Adicionalmente se estudió la sensibilidad de los resultados a los distintos modelos de flujos hidrodinámicos-termodinámicos como el de dos-fluidos y el homogéneo, y la sensibilidad a los modelos de flujo crítico, Henry-Fauske y Ransom- Trapp. Los resultados mostraron que el modelo homogéneo es más conservativo que el de dos-fluidos, y que los modelos de flujo crítico dieron lugar a resultados muy parecidos entre sí. Se estudió, además, la sensibilidad con respecto a un coeficiente de descarga en las válvulas que simulan la rotura, y se observó que cuando el mencionado coeficiente decrece, la potencia y reactividad máxima disminuyen pero la temperatura máxima alcanzada por la vaina aumenta. Asociado a estos resultados se verificó que una rotura menor a la 2A podría alcanza una potencia máxima o una temperatura mayor. La máxima temperatura de vaina para la rotura 2A fue de 1250 K con el modelo de dos-fluidos, de 1425 K con el modelo homogéneo, y 1395 K con una rotura 0.8A.

In this work it is presented a study of a simulation performed with RELAP5 mod 3.3 of a 2A break in the cold leg of the primary circuit of Atucha II nuclear power plant. The Atucha II power plant has natural uranium as fuel and heavy water as coolant and moderator. When the break occurs, a reactivity excursion develop as well. The study was performed during the first 8 s of the accident before the injection of the high pressure light water accumulators. It is assumed that during the accident there is no action of the control rod and the fast boron injection system will controls the reactivity. The actual boron system has such a delay that it would be impossible to bring the core to a subcritical state in a 2A break in the cold leg. Finally, small changes would speed up the boron injection up to 0.5 s. This value will be used for performing all the calculation along this work to verify that the cores reach to a subcritical state. In addition, it was studied the sensibility of the results to different, hydrodynamicsthermodynamics models such as the homogenous and two-fluid models, and critical flow models such as the Henry-Fauske and Ransom-Trapp. The results showed that the homogeneous model is more conservative than the two-fluid model, and the critical flow models gave, both, similar results. Besides, we studied the sensibility to the discharge coefficient of the valves used for the break, and we found that with the increasing of the coefficient, the maximum power and reactivity decrece as well, but the clad temperature increase. It is showed in the work that a break area smaller than 2A could bring a high peak power and a high clad temperature. The peak clad temperature for a 2A was 1250 K with a two-fluid model, 1425 K with the homogeneous model and 1395 K in a 0.8A break.