Verificación de Guías de Gestión de Accidente Severo : secuencias de SBO en reactores PWR

Mena Rosell, Luis (2017). Verificación de Guías de Gestión de Accidente Severo : secuencias de SBO en reactores PWR. Thesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM). https://doi.org/10.20868/UPM.thesis.47293.

Description

Title: Verificación de Guías de Gestión de Accidente Severo : secuencias de SBO en reactores PWR
Author/s:
  • Mena Rosell, Luis
Contributor/s:
  • Queral Salazar, José César
Item Type: Thesis (Doctoral)
Date: 2017
Subjects:
Faculty: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Department: Ingeniería Energética
Creative Commons Licenses: Recognition - No derivative works - Non commercial

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Abstract

Las secuencias de Station Blackout (SBO) en reactores nucleares de agua a presión se encuentran dentro de los accidentes fuera de la Base de Diseño más importantes dentro de la industria nuclear. Para analizar la problemática de la gestión de este tipo de secuencias en condiciones de accidente severo se han ampliado las capacidades de la metodología del Análisis Integrado de Seguridad (ISA) a secuencias de accidente severo, la cual fue desarrollada inicialmente por el Consejo de Seguridad Nuclear. La metodología ISA es una herramienta que permite obtener los denominados Dominios de Daño, los cuales se corresponden con la región de los parámetros inciertos donde se supera un límite de daño para la secuencia de interés en función de los tiempos inciertos de recuperación de sistemas o de actuación del grupo de operación. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico MAAP4 (Modular Accident Analysis Program), siendo éste un código de carácter integral específico para el análisis de accidentes severos en reactores de agua ligera. El objetivo principal de esta tesis doctoral es el análisis detallado sobre la fenomenología (in-vessel) de accidente severo y la gestión del accidente por parte del grupo de operación en secuencias de SBO en un reactor PWR Westinghouse de tres lazos. Como principales incertidumbres se han tenido en cuenta un hipotético fallo de la corriente continua después del SBO y una posible recuperación posterior de la corriente alterna. Las principales aplicaciones realizadas han sido la verificación de la efectividad de las Guías de Gestión de Accidente Severo (GGAS) así como la propuesta de posibles cambios en las estrategias de gestión del accidente severo relativas a la progresión in-vessel. Dentro de los análisis realizados se han abordado dos casos altamente diferenciados, como son: las secuencias de SBO con LOCA de sellos y las secuencias de SBO sin LOCA de sellos gracias a la implementación de los nuevos sellos pasivos en las bombas del refrigerante del reactor. Para este análisis se han tenido en cuenta diversos límites de daño discretos como: Criterio de fragilización de la vaina (temperatura máxima de la vaina >1477 K); condiciones de refrigeración inadecuada del núcleo (temperatura a la salida de los termopares >922 K); fusión local en el combustible (temperatura del combustible >2499 K); relocalización del combustible en el plenum inferior y finalmente el fallo de vasija. Así mismo se han analizado otros indicadores de daño continuo como por ejemplo el porcentaje de combustible relocalizado. Como conclusión global cabe destacar que la aplicación de la metodología ISA para diferentes estrategias de gestión de accidente severo ha mostrado la capacidad de la misma para comparar la eficiencia de dichas alternativas de gestión así como la obtención de los tiempos disponibles para las distintas acciones por parte del grupo de operación. ABSTRACT Station Black-Out (SBO) sequences in Light Water Pressurized Reactors comprises one of the most critical Beyond Design Basis Accident within the nuclear industry. An extension of the Integrated Safety Analysis (ISA) methodology capabilities to severe accident sequences have been carried out in order to analyse the problematic of managing this type of sequences in severe accident conditions, originally developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN). ISA methodology allows obtaining the so-called Damage Domain (DD), the region of uncertain parameters space where the damage limit is exceeded, for each sequence of interest as a function of the uncertain times for systems recovery or crew actuation times. Along with the development of this thesis, the thermal-hydraulic MAAP4 (Modular Accident Analysis Program) code is implemented, representing an integral code specifically focused for severe accident analysis in light water reactors. The main objective of this thesis is to develop a detailed analysis of the severe accident (in-vessel) phenomenology and the severe accident management by the crew for SBO sequences in a 3-Loop PWR Westinghouse reactor. The main uncertainties considered are the failure of direct current after SBO and a possible further recovery of the alternating current. The main applications of this work correspond to the verification of the effectiveness of the different Severe Accident Management strategies and the proposal to implement possible changes to these strategies with regards to the in-vessel damage progression. Two different scenarios have been addressed in these analyses: SBO sequences with seal LOCA and SBO sequences without seal LOCA in the RCPs by the implementation of the new passive seals in the reactor coolant pumps. These analyses account for several discrete damage limits such as: cladding embrittlement criteria (Peak cladding temperature >1477 K), inadequate core cooling conditions (Core Exit Thermocouples temperature >922 K), local fuel melting (fuel temperature >2499 K), fuel relocation in lower plenum, and finally vessel failure. Other continuous damage indicators such as percentage of relocated molten core have been also evaluated. As a general conclusion, the application of ISA methodology to different severe accident management strategies proves its capability when comparing the impact of the different management alternatives as well as regarding the allocation of the available times for crew actions.

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Item ID: 47293
DC Identifier: http://oa.upm.es/47293/
OAI Identifier: oai:oa.upm.es:47293
DOI: 10.20868/UPM.thesis.47293
Deposited by: Archivo Digital UPM 2
Deposited on: 24 Jul 2017 06:58
Last Modified: 20 Jan 2018 23:30
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