Análisis del evento "Pérdida de refrigerante del circuito primario del Reactor RA-10 a la entrada de la bomba"

Abstract

Durante el desarrollo de este trabajo, se realizó un Análisis Termohidráulico sobre el comportamiento del Reactor RA-10 tras la ocurrencia de un Evento con Pérdida de Inventario, a la entrada de la Bomba del Circuito Primario de Refrigeración. El objetivo fue comprender el uso e importancia del Código de Planta RELAP5 3.3, basado en el análisis de los resultados del modelo calculado, como soporte a las técnicas de Análisis Seguridad. El modelado se realizó postulando hipótesis conservativas para el mencionado evento, de manera tal que considerando las incertezas asociadas, se cumpla con los márgenes de seguridad. Se realizó por último un análisis paramétrico, teniendo en cuenta dos áreas de roturas. La fenomenología del transitorio fue la esperada, cumpliendo en ambos casos con los márgenes de seguridad antes mencionados. Esto permitió concluir favorablemente sobre la factibilidad del uso del Código de Cálculo RELAP5 3.3, tanto como herramienta del área Determinista, complementaria al Análisis Probabilístico de Seguridad, como así también para dar soporte en el Diseño y Licenciamiento del Reactor.