Tesis:
Un modelo para el análisis de la circulación natural de vapor a alta presión en accidentes severos de centrales nucleares de agua a presión
- Autor: MARTIN-FUERTES HERNANDEZ-SONSECA, Francisco
- Título: Un modelo para el análisis de la circulación natural de vapor a alta presión en accidentes severos de centrales nucleares de agua a presión
- Fecha: 1998
- Materia: CENTRALES NUCLEARES
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA NUCLEAR
- Acceso electrónico:
- Director/a 1º: ALONSO SANTOS, Agustín
- Resumen: Los Análisis Probabilistas de Seguridad (APS) y Exámenes Individuales de Planta (EIP) de centrales nucleares de agua a presión han demostrado que los accidentes severos que ocurren a alta presión, como por ejemplo los iniciados por la pérdida de energía eléctrica exterior e interior, son contribuyentes principales a la probabilidad de fusión del núcleo. Una característica importante de este tipo de secuencias es que, durante un cierto período de tiempo, el calentamiento del núcleo y de la vasija está condicionado por efectos tridimensionales de pequeña escala, de convección natural del vapor a medida que desciende el nivel del líquido en ebullición. Es lógico, por tanto, que los códigos de cálculo diseñados para ser aplicados a APS/EIP sean capaces de tratar eficazmente estas situaciones. En esta tesis doctoral se ha analizado la capacidad de uno de estos códigos, el MELCOR 1.8.2, desarrollado por los Laboratorios Nacionales Sandia para la Comisión Reguladora Nuclear de EE.UU. para hacer frente a una situación como la que se ha descrito. El resultado del estudio ha aconsejado la modificación de la ecuación de cantidad de movimiento del programa fuente: por un lado, incluyendo el término convectivo, en formulaciones uni y bidimensional (no contemplado originalmente), y por otro, redefiniendo la formulación del término gravitatorio para la fase gaseosa. El análisis ha derivado otra sugerencia fundamental, que es construir una malla de cálculo, al menos bidimensional, que abarque el núcleo y pleno superior de la vasija. Ahí se plantea el nuevo modelo termohidráulico, de manera que cada nodo muestra correspondencia con la malla de cálculo para el calentamiento y degradación del núcleo, en principio independiente. El modelo global resultante tras estas consideraciones se ha aplicado a simular una fase del accidente de la central nuclear norteamericana de la Isla de las Tres Millas-2, en el que se especula que se establecieron lazos de circulación natural del vapor dentro de la vasija durante cierto período de tiempo. El ejercicio se ha enfrentado a dificultades de partida, siendo la principal que no existe una estimación exacta del gasto de agua de inyección de emergencia durante el accidente. A pesar de ello, se han realizado seis casos de sensibilidad intentando acotar la incertidumbre, y se ha recomendado un probable valor del caudal de inyección. Aceptado éste, se ha observado la compatibilidad de los lazos de circulación natural del vapor con la evolución del accidente en esta fase. Los resultados de la degradación del núcleo son razonables en una primera aproximación, aunque se señalan algunos aspectos mejorables que abren líneas de investigación, en particular sobre los criterios de fragmentación del núcleo del reactor, el comportamiento del material de las barras de control y en un acoplamiento más fino entre la termohidráulica y la degradación del núcleo. Se presenta, finalmente, una aplicación del modelo al cálculo completo de una secuencia de pérdida de suministro eléctrico interno y externo en un prototipo de central PWR de un lazo y 510 MW térmicos de potencia. El resultado principal de este ejercicio es que se predice el establecimiento automático de lazos de convección natural del vapor, dentro y fuera de la vasija, que conducen al fallo del sistema primario en la tubería de la línea de compensación del presionador, no siendo descartable el fallo de los tubos del generador de vapor