Anàlisi d’accidents termohidràulics de condició IV per a reactors d’aigua a pressió
Visualitza/Obre
Memòria (2,617Mb) (Accés restringit)
Estadístiques de LA Referencia / Recolecta
Inclou dades d'ús des de 2022
Cita com:
hdl:2117/82248
Tipus de documentProjecte/Treball Final de Carrera
Data2015-09
Condicions d'accésAccés restringit per decisió de l'autor
Tots els drets reservats. Aquesta obra està protegida pels drets de propietat intel·lectual i
industrial corresponents. Sense perjudici de les exempcions legals existents, queda prohibida la seva
reproducció, distribució, comunicació pública o transformació sense l'autorització del titular dels drets
Abstract
El present projecte té per objectiu principal l’anàlisi de dos transitoris de categoria IV en reactors d’aigua a pressió utilitzant codis de càlcul de sistema i mitjançant càlculs de millor estimació.
Ambdós escenaris han estat proposats per ANAV (Associació Nuclear Ascó Vandellós) i per a la seva realització s’ha emprat el codi RELAP5 i el model de planta de la CNA (Central Nuclear d’Ascó) facilitat pel GET (Grup d’Estudis Termohidràulics) del Departament de Física i Enginyeria Nuclear de la UPC.
Per a les dues situacions s’ha dut a terme un exhaustiu anàlisi de les seves conseqüències que permet avaluar no només el comportament de la central davant d’un accident inesperat analitzant paràmetres decisius sinó també la influència de certes mesures de funcionament. Se segueix l’objectiu de corroborar la utilitat de la metodologia conservadora utilitzada encara avui en dia mitjançant la correlació i la corroboració de les hipòtesis més rellevants i dels resultats obtinguts amb el mètode realista. A més a més, es pretén produir resultats tècnics útils per a l’entrenament d’operadors i verificar que l’eina emprada és suficientment potent i fiable per analitzar de manera correcta transitoris d’elevada importància que, degut a les seves característiques, exigeixen un rigorós estudi i un fidedigne resultat.
El primer transitori estudiat és el d’un trencament important d’una canonada d’AAP (aigua d’alimentació principal). Com a estudi de sensibilitat, s’analitza també la repercussió que té la pèrdua de subministrament elèctric exterior en una situació accidental d’aquestes característiques. Per tal d’aproximar més l’escenari a la situació exposada en l’informe de seguretat conservador, s’ha dut a terme la incorporació d’un seguit de suposicions que permeten analitzar l’impacte d’aquests conservadorismes sobre el model realista obtingut. Posteriorment, el segon transitori que s’estudia en el present projecte, és el del bloqueig del rotor d’una única bomba de refrigerant del reactor. En aquest cas, es duen a terme fins a cinc estudis de sensibilitat independents entre ells per tal d’analitzar exhaustivament paràmetres rellevants per a la seguretat i la funcionalitat de la planta.
En conjunt, la feina realitzada durant aquest projecte i els resultats obtinguts de les corresponents simulacions permeten corroborar els resultats dels informes finals de seguretat respectius i produir informació útil de caire tècnica per als operadors de planta. A més, es consolida que l’eina emprada per a la realització de les simulacions és del tot apropiada i suficient i obre les portes a seguir construint una metodologia acceptada dins del marc CSN-UPC.
MatèriesPressurized water reactors -- Accidents -- Simulation methods, Reactors nuclears d'aigua a pressió -- Accidents -- Mètodes de simulació
ProvinençaAquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web
TitulacióENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994)
Fitxers | Descripció | Mida | Format | Visualitza |
---|---|---|---|---|
Memoria_Marta_Salvador.pdf | Memòria | 2,617Mb | Accés restringit |