Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

Jiménez Varas, Gonzalo; Queral Salazar, José Cesar y Martínez-Murillo Méndez, Juan Carlos (2011). Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR. En: "38 Reunion Anual de la Sociedad Nuclear Española", 28/09/2011 - 30/09/2011, Burgos, España.

Descripción

Título: Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR
Autor/es:
  • Jiménez Varas, Gonzalo
  • Queral Salazar, José Cesar
  • Martínez-Murillo Méndez, Juan Carlos
Tipo de Documento: Ponencia en Congreso o Jornada (Artículo)
Título del Evento: 38 Reunion Anual de la Sociedad Nuclear Española
Fechas del Evento: 28/09/2011 - 30/09/2011
Lugar del Evento: Burgos, España
Título del Libro: Actas de 38 Reunion Anual de la Sociedad Nuclear EspañolaRevista de la Sociedad Nuclear española
Fecha: 2011
Materias:
Escuela: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Departamento: Ingeniería Nuclear [hasta 2014]
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Más información

ID de Registro: 12428
Identificador DC: http://oa.upm.es/12428/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:12428
Depositado por: Memoria Investigacion
Depositado el: 28 Ago 2012 08:17
Ultima Modificación: 01 Mar 2017 16:51
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