Resumen

Durante muchos aos se han llevado a cabo investigaciones sobre el comportamiento termohidrulico de reactores de agua a presin en condiciones de accidente en la instalacin de pruebas PKL de AREVA NP en Erlangen, Alemania. La instalacin PKL modela todo el lado primario y partes significativas del lado secundario de un reactor de agua a presin (PWR) a una escala de altura de 1:1. Los volmenes, las potencias y los flujos de masa se escalan con una relacin de 1:145. La instalacin experimental consta de 4 bucles primarios con bombas de circulacin y generadores de vapor (SG) dispuestos simtricamente alrededor de la vasija de presin del reactor (RPV). Las investigaciones realizadas abarcan un espectro muy amplio, desde simulaciones de escenarios de accidentes con roturas grandes, medianas y pequeas, pasando por la investigacin de procedimientos de parada tras una amplia variedad de accidentes, hasta la investigacin sistemtica de fenmenos termohidrulicos complejos. Este documento presenta un estudio de los objetivos y programas de pruebas realizados hasta la fecha. Tambin describe las instalaciones de ensayo en su estado actual. Se comentan a modo de ejemplo algunos resultados importantes obtenidos a lo largo de los aos, centrndose en las investigaciones llevadas a cabo desde el inicio de la cooperacin internacional.

• Materias:Ebullición transitoria Combustible de óxido Teoría de la perturbación Modelos numéricos Simulación de núcleos
• Subjects:Transient boiling Oxide fuel Perturbation theory Numerical models Simulation of nuclei
• Palabras claves:Comportamiento termohidráulico; Reactores de agua a presión; Condiciones de accidente; Instalación de pruebas PKL; Lado primario; Lado secundario
• Keywords:Thermal-hydraulic behavior; Pressurized water reactors; Accident conditions; PKL test facility; Primary side; Secondary side