SIMULACIÓN CON TRACES DE UNA ROTURA EN LA LÍNEA PRINCIPAL DE VAPOR JUNTO CON UNA ROTURA DE UN TUBO DEL GENERADOR DE VAPOR

Autores UPV
Año
Revista Nuclear España

Abstract

Uno de los accidentes más importantes en una central nuclear es la rotura de un tubo del generador de vapor (SGTR). En este tipo de accidentes, se debe actuar minimizando la descarga desde el generador de vapor afectado. Para ello se debe prever la inundación del sistema secundario mediante el sistema de emergencia de agua de alimentación (ECCS) así como, la despresurización del sistema primario. Con este fin se ha simulado el experimento 5 dentro del Proyecto OECD/NEA ROSA-2 que se ha llevado a cabo en la instalación Large Scale Test Facility (LSTF) de la Agencia Japonesa de Energía Atómica (JAEA) y que reproduce una rotura en la línea principal de vapor (MSLB) junto con una rotura de uno de los tubos del generador de vapor (SGTR) en un reactor de agua a presión. El resultado de ambas roturas es la despresurización tanto del sistema secundario como del sistema primario en el lazo del generador de vapor afectado. En general, se puede decir que TRACE5 reproduce adecuadamente todos los fenómenos que tienen lugar durante el transitorio: la caída de presión del sistema primario tras producirse la rotura, la estabilización de la presión del sistema primario después de abrir la válvula de alivio del generador de vapor intacto, las caídas de presión después de las dos aperturas de la válvula de alivio del presionador (PORV) y la posterior recuperación del nivel de líquido en el presionador tras ambos cierres de la PORV. Las diferencias principales entre los resultados experimentales y los simulados se encuentran durante los periodos en los que la PORV está abierta. Durante la apertura de la PORV se produce una brusca caída en la presión del sistema primario que produce una redistribución del refrigerante en el presionador diferente al fenómeno que se observa en los resultados experimentales disponibles.