Resumen

La evaluación del código típicamente comprende casos de prueba básicos, pruebas de efectos separados y pruebas de efectos integrales. Por otro lado, los códigos del sistema termohidráulico como RELAP5/MOD3.3 están principalmente destinados a la simulación de transitorios y accidentes en reactores de agua ligera. Los datos medidos de la planta provienen principalmente de pruebas de puesta en marcha y eventos operativos. Además, para eventos operativos, los datos medidos de la planta pueden no ser suficientes para explicar todos los detalles del evento. Por lo tanto, el propósito de este estudio, además de la evaluación del código, fue demostrar que las simulaciones pueden ser muy beneficiosas para comprender profundamente la respuesta de la planta y tomar medidas correctivas adicionales. El evento anormal con disparo del reactor y activación de la señal de inyección de seguridad se simuló con el último código informático termohidráulico de mejor estimación RELAP5/MOD3.3 Patch 05. Los datos medidos y simulados concuerdan bien considerando las principales respuestas del sistema

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Casos de prueba; Códigos de sistemas termohidráulicos; RELAP5/MOD3.3; Simulación; Respuesta de la planta; Medidas correctoras
• Keywords:Tests cases; Thermal hydraulic system codes; RELAP5/MOD3.3; Simulation; Plant response; Corrective measures