Estudi de transitoris de ruptura de tubs d’un generador de vapor en una central nuclear PWR
Visualitza/Obre
Estadístiques de LA Referencia / Recolecta
Inclou dades d'ús des de 2022
Cita com:
hdl:2099.1/26202
Tipus de documentProjecte/Treball Final de Carrera
Data2015-04
Condicions d'accésAccés obert
Llevat que s'hi indiqui el contrari, els
continguts d'aquesta obra estan subjectes a la llicència de Creative Commons
:
Reconeixement-NoComercial-SenseObraDerivada 3.0 Espanya
Abstract
Aquest projecte final de carrera té l’objectiu de realitzar un estudi dels diversos escenaris que
poden produir-se després de la ruptura de tubs en un generador de vapor d’una central
nuclear com les d’Ascó i Vandellòs. Aquests models de centrals són anomenades PWR,
Pressurized Water Reactor, degut a que el refrigerant del nucli és d’aigua lleugera a alta
pressió.
Per a la simulació dels diferents escenaris s’han utilitzat els models existents de la central
nuclear d’Ascó amb el codi de càlcul RELAP5/Mod3.2.
En el cos del document s’analitza un cas base de ruptura d’un tub, i un altre de ruptura múltiple de tubs en un generador de vapor. En aquests dos escenaris es segueixen les
Instruccions d’Operació d’Emergència que disposen els operadors de la sala de control de la central nuclear, de manera que s’ha seguit de la forma més similar possible el procediment d’actuació en un cas real.
Dintre del cas base de ruptura d’un tub, s’han analitzat les accions més crítiques que afecten als paràmetres d’estabilitat i seguretat. Aquestes són, per una banda, el refredament del sistema del refrigerant del reactor, mitjançant les vàlvules d’alleujament dels generadors de vapors no afectats. I per l’altra, la disminució de pressió del sistema del refrigerant del reactor, mitjançant la vàlvula de dutxa normal, per tal de minimitzar el cabal a través del tub trencat.
En el cas de ruptura de tubs múltiple, que probabilíssimament succeeix amb menys
freqüència, s’ha realitzat l’anàlisi d’actuació del grup d’operació, amb la hipòtesi de no aturada de les bombes de refrigerant del reactor. Mitjançant aquesta hipòtesi es tracta el cas
de ruptura múltiple, realitzant les accions corresponents a una ruptura simple.
MatèriesNuclear power plants -- Safety measures, Pressurized water reactors -- Safety measures, Centrals nuclears -- Mesures de seguretat, Reactors nuclears d'aigua a pressió -- Mesures de seguretat
ProvinençaAquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web
TitulacióENGINYERIA QUÍMICA (Pla 2000)
Fitxers | Descripció | Mida | Format | Visualitza |
---|---|---|---|---|
MemòriaPFC.pdf | Memòria | 1,196Mb | Visualitza/Obre |