Tesis:
Best Estimate Analysis of a Loss of Coolant Accident in a Pressurized Water Reactor
- Autor: CONCEJAL BERMEJO, Alberto
- Título: Best Estimate Analysis of a Loss of Coolant Accident in a Pressurized Water Reactor
- Fecha: 2015
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS DE MINAS
- Departamentos: SISTEMAS ENERGETICOS
- Acceso electrónico: http://oa.upm.es/42868/
- Director/a 1º: QUERAL SALAZAR, José César
- Resumen: Uno de los requisitos que todo solicitante de autorización de explotación de una central nuclear debe satisfacer es la elaboración de un Estudio de Seguridad, que ha de contener la información necesaria para realizar un análisis de la instalación desde el punto de vista de la seguridad nuclear y protección radiológica. En particular, debe contemplar el análisis de los accidentes previsibles derivados del mal funcionamiento de elementos y aparatos, de errores de operación, o de agentes externos a la instalación y sus consecuencias. Uno de los accidentes a considerar en el análisis, que constituye la base para el diseño de los sistemas de refrigeración de emergencia (Emergency Core Cooling System) del núcleo, es el accidente con pérdida de refrigerante (Loss of Coolant Accident). Hasta 1988, el accidente con pérdida de refrigerante se analizaba siguiendo los requisitos establecidos en el título 10 del Código Federal de Regulaciones de los Estados Unidos, parte 50, sección 50.46. Y mas concretamente en su apéndice K, en el que se establecían los modelos y correlaciones a utilizar en los análisis de modo que se reprodujera con gran conservadurismo la fenomenología física asociada al accidente. Los criterios de aceptación establecidos en el 10CFR50.46 y los métodos de cálculo especificados en el Apéndice K se establecieron en 1974, y se basaron en la experiencia y el entendimiento que se tenía del comportamiento de los sistemas de refrigeración de emergencia en ese momento. Como resultado de los programas de investigación establecidos por la industria para la mejora del entendimiento de la fenomenología asociada al accidente se concluyó que los métodos y modelos establecidos en el Apéndice K del 10CFR50.46 eran demasiado conservadores. Es decir, la temperatura máxima esperada en una varilla de combustible durante un hipotético accidente con pérdida de refrigerante era muy inferior a la obtenida utilizando los métodos de cálculo establecidos en el Apéndice K. Adicionalmente, el programa tambien proporcionó información para cuantificar el conservadurismo de los métodos. En reconocimiento del exceso de conservadurismo encontrado, la NRC adoptó, en primer lugar una normativa interna (SECY-83-472) para permitir el uso de modelos de evaluación mejorados y posteriormente (1988) revisó la norma para permitir modelos de evaluación de los sistemas de refrigeración de emergencia completamente realistas. El paso clave en el análsis realista es la necesidad de cuantificar las incertidumbres de los modelos físicos, incertidumbre de los datos y condiciones de contorno de la planta. El primer paso es la cualificación del código de análisis utilizado y la cuantificación de las incertidumbres de los modelos físicos utilizados en el mismo. En esta tesis se desarrolla la cualificación del código de cálculo TRAC-PF1/IBER para el análisis realista del accidente con pérdida de refrigerante en un reactor de tipo PWR. ABSTRACT One requirement that all applicants for authorization to operate a nuclear power plant must meet is developing a Safety Study, which must contain the information necessary to make an analysis of the installation from the point of view of nuclear safety and radiation protection. In particular, it should include an analysis of foreseeable accidents resulting from malfunction of elements and apparatus, operating errors or external agents and its consequences. One of the accidents to be considered in the analysis, which constitutes a design basis analysis for Emergency Core Cooling Systems (ECCS), is the loss of coolant accident (LOCA). Until 1988, the loss of coolant accident was analyzed following the requirements established in Title 10 of U.S Code of Federal Regulations, part 50, section 50.46. And more specifically in its appendix K, in which the models and correlations used in the analysis, so that they would reproduce with great conservatism physical phenomena associated to the accident were established. The acceptance criteria in 10CFR50.46 and calculation methods specified in Appendix K were established in 1974 and based on the experience and understanding of ECCS performance at that time. As a result of research programs established by the industry to improve the understanding of the phenomenology associated with the accident it was concluded that the methods and models set out in Appendix K of 10CFR50.46 were too conservative. That is, the maximum expected temperature in a fuel rod for a hypothetical loss of coolant accident was much lower than that obtained using the calculation methods set forth in Appendix K. In addition, the program also provided information to quantify such conservatism. In recognition of excess conservatism found, the NRC adopted in first place internal regulations (SECY-83-472) to allow the use of improved assessment models and later (1988) revised the rule to allow fully best estimate models. The key step in a realistic analysis is the assessment of uncertainties associated with the physical models, data uncertainty and plant boundary conditions. The first step is the qualification of the code used in the analysis and the assessment of the uncertainty associated to physical models within the code. In this thesis the qualification of TRAC-PF1 / IBER code for best estimate loss of coolant accident analysis in a PWR type reactor is developed.