Simulación y análisis determinista de seguridad aplicado al LOOP del RA-10: Análisis en estado estacionario y evolución del sistema frente a un LOFA con evaluación del volante de inercia de la bomba del SPTC

cnea.localizacionCentro Atómico Ezeiza
cnea.tipodocumentoTRABAJO FINAL DE ESPECIALIZACIÓN
dc.contributor.advisorHilal, Roberto
dc.contributor.authorCarabajal, Catalina
dc.contributor.cneaproductorComisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
dc.date.accessioned2024-03-19T15:38:31Z
dc.date.available2024-03-19T15:38:31Z
dc.date.created2018-06-29
dc.description.abstractEl objetivo de la seguridad nuclear plantea el hecho de que resulta fundamental concebir un diseño que garantice la proteccion de las personas, la sociedad y el medio ambiente frente a los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes logrando un alto grado de confianza en el diseño. Para lograrlo el analisis se centra en aquellos sucesos o fallos de sistemas y/o componentes que lleven a la planta a un estado anormal en su funcionamiento. Para ello se hace uso de dos enfoques complementarios entre si, el enfoque determinista y el enfoque probabilista. En particular, para este informe se tomo como caso de análisis el LOOP del RA-10, y se hizo uso del enfoque determinista para analizar por un lado el estado de la planta en condiciones normales de funcionamiento en estado estacionario. Y por otro lado se analizo el LOOP en el caso de un transitorio especifico, analizando la sensibilidad del sistema frente a cambios en un dado componente del sistema, es decir, en el volante de inercia de la bomba del SPTC. En el caso del analisis del estado estacionario, se considero la cofiguracion en modo rampa, para un dado perfil de potencia constante en el tiempo. En consecuencia se pudo observar que los resultados obtenidos, en comparacion con los calculos hechos por el codigo RELAP (datos de los informes de seguridad) resultaron ser muy similares puesto que la variacion en la temperatura central del combustible entre uno y otro resulto ser de 86 C; y en la temperatura de pared de vaina se llego a una diferencia de 5 C.En el caso del transitorio, se simulo un LOFA con el codigo de calculo RELAP, evaluando la evolucion del sistema frente al evento. En el analisis se pudo observar una falla en la valvula clapeta (no apertura de la valvula) y el comienzo del evento a los 200 segundos de la simulacion. Luego, se analizo la sensibilidad del sistema frente a cambios en la inercia de la bomba, llegandose a la conclusion mediante el analisis del CHFr que el uso de grandes volantes de inercia no son convenientes, siendo mas adecuado el uso de un volante de 1kg=m2, puesto que la evolucion de dicho ratio resulta ser muy similar. Por ultimo se analizo la influencia del intervalo de tiempo seleccionado para el calculo y los resultados obtenidos, en dicho analisis se pudo observar la importancia de seleccionar un intervalo de tiempo adecuado, en terminos de la confiabilidad de los resultados obtenidos.
dc.description.institutionalaffiliationFil.: Carabajal, Catalina. Comisión Nacional de Energía Atómica. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson; Argentina.
dc.description.recordsetseriesEvaluación Académica
dc.format.extent106 p.
dc.identifier.cneaTFE-IDB_EA-00268-2018carabajal
dc.identifier.cnea268
dc.identifier.urihttps://nuclea.cnea.gob.ar/handle/20.500.12553/5166
dc.language.ISO639-3spa
dc.publisherComisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
dc.publisherUniversidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
dc.rights.accesslevelinfo:eu-repo/semantics/openAccess
dc.rights.urihttps://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/4.0/
dc.subject.inisREACTOR RA-10
dc.subject.inisPERDIDA DE ENERGIA EXTERNA
dc.subject.inisRADIACIONES IONIZANTES
dc.subject.inisVOLANTES DE INERCIA
dc.subject.inisFLUJO DE CALOR CRITICO
dc.subject.inisRA-10 REACTOR
dc.subject.inisLOSS OF OFF-SITE POWER
dc.subject.inisIONIZING RADIATIONS
dc.subject.inisFLYWHEELS
dc.subject.inisCRITICAL HEAT FLUX
dc.titleSimulación y análisis determinista de seguridad aplicado al LOOP del RA-10: Análisis en estado estacionario y evolución del sistema frente a un LOFA con evaluación del volante de inercia de la bomba del SPTC
dc.typeTESIS
dc.type.openaireinfo:eu-repo/semantics/bachelorThesis
dc.type.snrdinfo:ar-repo/semantics/tesis de maestrÍa
dc.type.versioninfo:eu-repo/semantics/publishedVersion
thesis.degree.grantorUniversidad Nacional de San Martín. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson.
thesis.degree.nameIngeniería Nuclear con Orientación en Aplicaciones

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