Modelado y análisis de las características distintivas de la progresión de accidentes severos en una central nuclear tipo PHWR .

En este trabajo se estudian los principales fenómenos y procesos que intervienen en la progresión de un accidente nuclear severo, del tipo del ocurrido en Three Mile Island en 1979, o recientemente en Fukushima, en Marzo de 2011. Los análisis se enfocan principalmente a la etapa del accidente previa a la rotura del recipiente de presión del reactor, en la cual los principales fenómenos están relacionados con la degradación del núcleo y sus consecuencias para la evolución del accidente. Estos análisis se aplican a una Central Nuclear tipo Atucha, lo cual requirió un estudio previo de los principales sistemas de la planta, y de las características de diseño más relevantes a ser tenidas en cuenta para un modelado adecuado de un hipotético accidente severo. La herramienta de cálculo utilizada es el código de planta Melcor, desarrollado por Sandia National Laboratories para la simulación de accidentes nucleares severos. El modelo de planta utilizado se elaboró en el marco del Análisis Probabilístico de Seguridad de la Central Nuclear Atucha II. Con el objetivo de representar adecuadamente con Melcor las características de la planta, se estudiaron en detalle los modelos de cálculo relacionados con la degradación, relocalización y transferencia de calor de los distintos componentes del núcleo. En este sentido, la opción de modelado de núcleo tipo BWR demostró ser capaz de representar adecuadamente las características de diseño de un reactor tipo Atucha. Se presenta un estudio detallado de la evolución de dos secuencias accidentales severas con características dinámicas diferentes, y de interés desde el punto de vista de la seguridad nuclear: una secuencia de pérdida total de suministro eléctrico y otra de pérdida de refrigerante por la rotura parcial de una cañería del sistema moderador. A partir del análisis de estas dos secuencias accidentales se obtienen conclusiones cualitativas generales respecto a la evolución de un accidente severo en un reactor tipo Atucha: La gran cantidad de agua presente en el tanque del moderador funciona como un sumidero de calor capaz de retrasar el proceso de degradación de núcleo. El arreglo de elementos combustibles espaciados, cada uno ubicado dentro de un canal refrigerante, no permite la formación de una pileta de material fundido (como ocurrió en Three Mile Island) durante la progresión de la degradación del núcleo. En un reactor tipo Atucha, los materiales degradados del núcleo se relocalizan al fondo del tanque del moderador. La presencia de los cuerpos de relleno de acero en el cabezal inferior del recipiente de presión retrasa la eventual rotura de este último, debido a que absorben parte del calor generado por el material fundido del núcleo luego de la falla del fondo del tanque del moderador. Es así que para la secuencia de pérdida total de suministro eléctrico la falla del recipiente ocurre recién alrededor de las 24 horas, mientras que para la secuencia de pérdida de refrigerante tiene lugar luego de 16 horas de iniciado el accidente