Tesis:
Influencia del material de control en los procesos de degradación severa del núcleo de reactores de agua ligera.
- Autor: FERNANDEZ BENITEZ, José Antonio
- Título: Influencia del material de control en los procesos de degradación severa del núcleo de reactores de agua ligera.
- Fecha: 2004
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA NUCLEAR
- Acceso electrónico:
- Director/a 1º: GALLEGO DIAZ, Eduardo
- Resumen: El accidente en la central nuclear de Three Mile Island (EEUU, 1979) demostró que el escenario accidental base del diseño de los reactores y pilar sobre el que se sustentaba la cultura de la seguridad nuclear podía ser superado en sus fatales consecuencias por otro escenario aún más catastrófico pero creíble: el accidente severo. Desde entonces y a través de ambiciosos programas internacionales de investigación, se ha hecho un notable esfuerzo por conocer y caracterizar los procesos implicados en el mismo. El accidente severo o accidente con daño grave al núcleo del reactor abarca una amplia y muy variada fenomenología, que incluye aspectos puramente termohidráulicos, de comportamiento térmico-mecánico de las estructuras y reacciones químicas entre materiales, además de fenómenos de liberación y transporte de los productos de fisión. En concreto, el estudio de la degradación del núcleo implica asimismo una gran variedad de procesos, la mayor parte de los cuales ahora resultan sobradamente conocidos y adecuadamente simulados en los modelos matemáticos integrados en los códigos de cálculo actuales. Uno de estos códigos, ICARE2 es objeto de revisión en esta tesis doctoral. A medida que se incrementa el potencial de cálculo de los computadores, los códigos de simulación se sofistican e incluyen modelos matemáticos más avanzados que sustituyen a los modelos originales más simples, y/o modelos que simulan procesos secundarios, de menor importancia frente a otros procesos básicos. Aun así, se han detectado escenarios accidentales que no son convenientemente resueltos con los modelos existentes en el mencionado código ICARE2. El autor propone entonces tres nuevos modelos que cubren las deficiencias observadas. Tales modelos tienen por denominador común el que atienden a procesos derivados del fallo temprano de las estructuras de control. Con ello pretende poner de manifiesto el importante papel que el material de control juega en la degradación temprana del núcleo de los reactores de agua ligera.