Resumen

Los reactores nrdicos de agua en ebullicin (BWR) emplean la refrigeracin de los residuos fuera de la vasija como estrategia de gestin de accidentes graves (SAM). La masa fundida del ncleo se libera en una piscina profunda de agua donde la formacin de un lecho de residuos no refrigerables y la explosin de vapor fuera de la vasija pueden suponer amenazas crebles para la integridad de la contencin. El xito de la estrategia depende del escenario de liberacin de la fusin de la vasija que determina los fenmenos de interaccin fusin-refrigerante. Las condiciones de liberacin de la masa fundida vienen determinadas por la fase de progresin del accidente grave dentro de la vasija. En concreto, las propiedades de los residuos reubicados en el pleno inferior influyen en el fallo de la vasija y en el modo de liberacin de la masa fundida. En este trabajo utilizamos el cdigo MELCOR para la prediccin de los restos reubicados. A lo largo de los aos, se han realizado muchas modificaciones del cdigo para mejorar la prediccin de la progresin de accidentes graves en reactores de agua ligera. El objetivo principal de este trabajo es evaluar el efecto de los modelos y las mejores prcticas en diferentes versiones del cdigo MELCOR en la fase dentro de la vasija de diferentes escenarios de progresin de accidentes en BWR nrdicos. Los resultados del anlisis muestran que las versiones 1.86 y 2.1 del cdigo MELCOR generan resultados cualitativamente similares. Se han encontrado discrepancias significativas en el momento del fallo del soporte del ncleo y de la reubicacin de la masa de escombros en el MELCOR 2.2 en comparacin con el MELCOR 1.86 y 2.1 para un dominio de escenarios con retraso en el momento de la despresurizacin. Las discrepancias en los resultados pueden explicarse por los cambios en la modelizacin de la degradacin de los componentes del ncleo y los cambios en el modelo de desecacin de Lipinski en MELCOR 2.2.

• Materias:Desechos nucleares Transferencia de calor Análisis termohidráulico Mantenimiento de equipos Flujo de calor
• Subjects:Nuclear waste Heat transfer Thermohydraulic analysis Equipment maintenance Heat flow
• Palabras claves:Nordic; Reactores de agua en ebullición; Estrategia de gestión de accidentes graves; Fusión del núcleo; Refrigerabilidad de los residuos; Liberación de la fusión
• Keywords:Nordic; Boiling water reactors; Severe accident management strategy; Core melt; Debris coolability; Melt release