Análisis y modelado mediante RELAP5 del sistema de refrigeración de emergencia del Núcleo de la CNE

Abstract

La Central Nuclear Embalse (CNE) está siendo reacondicionada para un nuevo período de operación. Esta tarea implica la introducción de varios cambios, algunos en los sistemas relacionados con la seguridad de la planta. Parte del objetivo del reacondicionamiento es incrementar la potencia de operación y en consecuencia aumentar la transferencia de calor al sistema secundario, contar con dos o más parámetros de disparo efectivos del reactor en cada sistema de parada, y la implementación de mejoras de procesos. Con el fin de mejorar la confiabilidad del "Emergency Core Cooling System" (ECCS) se introducirán cambios tales como la conmutación automática de la inyección de media presión, el reemplazo de la señal de condicionamiento por alta temperatura por una baja presión sostenida en el SPTC, etc. En este sentido surge la necesidad de realizar una revisión de los análisis de seguridad. La técnica utilizada para tal fin es la incorporación de los cambios de diseño en un modelo de computadora de la planta. Es decir, el modelado de la planta es una de las herramientas de base para realizar este tipo análisis. La Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) ha realizado en RELAP5 Mod3.3 un modelo de planta completamente independiente al del diseñador o al del operador en el cual uno de los sitemas modelados fue el ECCS. Este sistema tiene la función mantener la refrigeración del núcleo inyectando agua al SPTC, luego de eventos con pérdidad de refrigerante. Al inyectar agua en el núcleo, se podrá mantener el combustible sumergido y refrigerado, disminuyendo así el riesgo de falla de los elementos combustibles. En este trabajo se describe el proceso de modelado del ECCS, partiendo de la ingeniería básica y conceptual hasta la verificación del correcto modelado del sistema. Si bien este sistema se presenta en forma aislada, éste forma parte integrante de un modelo completo de la planta nuclear de potencia.