Estudio de los parámetros de transferencia de calor y de degradación del núcleo de un reactor PWR. Ajuste del modelo utilizado
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Tipus de documentProjecte/Treball Final de Carrera
Data2005-05
Condicions d'accésAccés obert
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Descripció
Esta memoria incluye una descripción de un modelo de planta de Ascó II, llevado a cabo en
el marco de un Proyecto Final de Carrera. Este modelo fue realizado utilizando el código de
cálculo RELAP/SCDAP a partir de un modelo de planta en desarrollo continuo en la Sección
de Ingeniería Nuclear, y de un modelo detallado de vasija incorporado al resto del modelo de
planta.
Posteriormente, se simulará el funcionamiento en régimen estacionario, a potencia de 2686
MW y se contrastarán los valores obtenidos con los valores reales de planta para la validación
del modelo.
Ajustado el modelo, se procederá al estudio de dos escenarios accidentales de LOCA (“Loss
Of Coolant Accident”). En concreto, se simulará, en primer lugar, una pérdida importante de
refrigerante en uno de los lazos del circuito primario de la central nuclear en el caso de que
actúen normalmente los sistemas de inyección de seguridad. Posteriormente, se considerará la
misma rotura, postulando un fallo del sistema de inyección de alta presión y un retardo de
unos 15 min del sistema de inyección de baja presión. Estos cálculos se harán con el
propósito de analizar los fenómenos de intercambio de calor (calor producido por oxidación,
calor transferido por convección y radiación, conducción térmica en las barras de
combustible, efecto del calentamiento sobre los materiales, etc).
Finalmente, se procurará evaluar el aporte de la utilización del código SCDAP para el estudio
de tales escenarios de transitorios de planta.
ProvinençaAquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web.
TitulacióENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994)
Fitxers | Descripció | Mida | Format | Visualitza |
---|---|---|---|---|
40895-1.pdf | Memoria | 2,586Mb | Visualitza/Obre |