Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (Riunet)[es] El transitorio de rotura de tubos de un generador de vapor (SGTR, Steam Generator Tube Rupture) en reactores de agua a presión (PWR, Pressurized Water Reactors) es conocido por ser uno de los más exigentes para las licencias de operación (operadores y supervisores de sala de control). El SGTR es un tipo especial de transitorio que puede dar lugar a emisiones de dosis radiactivas sin daño al núcleo ni fallo de la contención, con lo que constituye un camino directo entre el agua de refrigeración del reactor (RCS, Reactor Coolant System) y el exterior. En este proyecto se ha realizado un estudio del comportamiento de un reactor tipo PWR de tres lazos ante un accidente SGTR, cuyo principal problema son las emisiones de radiactividad al exterior. Para llevar a cabo dicho transitorio se van a utilizar dos métodos: el primero es crear un modelo de una central nuclear empleando el código termohidráulico TRACE, simulando un SGTR. Por otro lado, se va a realizar el mismo transitorio en un simulador en tiempo real por parte de un equipo de operación de una central nuclear PWR española. Para finalizar, se calculará la dosis emitida al exterior. Para ello se ha utilizado el código de cálculo RADTRAD. Dichas emisiones han sido analizadas y comparadas con los valores límite descritos en la normativa vigente. Este proyecto ha sido desarrollado en el Departamento de Ingeniería Química y Nuclear de la Universitat Politècnica de València por Gaspar Antonio García Prieto. El principal objetivo de este proyecto es mostrar la importancia de la acción de los operadores ante un transitorio SGTR para mitigar las consecuencias radiológicas.García Prieto, GA. (2015). Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance. http://hdl.handle.net/10251/48722.Archivo delegad