Resumen

Con el fin de mejorar la capacidad de mitigacin de accidentes graves en los reactores de agua a presin (PWR), se han propuesto diferentes tipos de estrategias de mitigacin de accidentes graves. La retencin dentro de la vasija (IVR) es uno de los medios importantes de gestin de accidentes graves mediante la refrigeracin externa de la vasija del reactor. La cavidad del reactor se sumergira para enfriar el corion fundido cuando se produce un accidente grave. El criterio de xito de la estrategia IVR es que el flujo de calor que se transfiere desde la piscina de corio debe ser inferior al flujo de calor crtico local (CHF) de la pared exterior de la vasija de presin del reactor (RPV) y el espesor residual de la pared de la RPV puede mantener la integridad. El espesor residual de la RPV viene determinado por la transferencia de flujo de calor desde la piscina de corio y la capacidad de refrigeracin de la pared exterior de la RPV. Hay varios factores que influiran en el CHF y en la capacidad de refrigeracin de la pared exterior de la RPV. Con el fin de verificar el diseo optimizado que es beneficioso para la transferencia de calor y la circulacin natural fuera de la vasija del reactor real, se ha construido una instalacin a gran escala Reactor Vessel External Cooling Test (REVECT). Se llevaron a cabo un gran nmero de pruebas de sensibilidad, para estudiar cmo afectan estos factores de sensibilidad al valor CHF y a la circulacin natural. Segn los resultados de las pruebas, la estructura del canal de flujo de la seccin de prueba tiene un efecto evidente en la distribucin del CHF. El canal de flujo optimizado puede mejorar eficazmente el valor de CHF, especialmente para mejorar el valor de CHF cerca de la regin de foco de calor de la piscina fundida. El nivel de agua en el foso del reactor tambin tiene un gran impacto en el flujo de circulacin natural. Aunque la circulacin natural se puede mantener con un nivel de agua bajo, se producir una disminucin de la capacidad de refrigeracin. Mientras tanto, se han encontrado algunos fenmenos de prueba dignos de mencin, que tambin son esenciales para el diseo del sistema de inundacin de la fosa del reactor.

• Materias:Refrigeración en reactores Termohidráulico Flujo de calor Seguridad radiológica Productos de fisión
• Subjects:Reactor Cooling Thermohydraulics Heat flow Nuclear safety Fission products
• Palabras claves:Mitigación de accidentes graves; Retención en la vasija; Piscina de corio; Flujo de calor crítico; Ensayo de refrigeración externa de la vasija del reactor; Circulación natural
• Keywords:Severe accident mitigation; In-Vessel Retention; Corium pool; Critical heat flux; Reactor Vessel External Cooling Test; Natural circulation