Resumen

Los boquines de entrada del Vaso de Presión del Reactor (RPV) y la pared del bajante en los Reactores de Agua a Presión (PWR) pueden sufrir graves choques térmicos causados por agua fría del Sistema de Inyección de Seguridad (SIS) del reactor en algunos escenarios de accidente inesperados. Esto implica la formación de un gran gradiente de temperatura en los boquines de entrada y la pared del RPV, lo que conduce a tensiones localizadas y propagación de posibles defectos que aparecieron en el material. En este artículo, se realizó un análisis termohidráulico multiescala para la Central Nuclear de Chashma (NPP) bajo el escenario de operación inadvertida del SIS. El lazo primario y el SIS se modelaron utilizando un método unidimensional, mientras que se establecieron modelos tridimensionales de la tubería fría del reactor, los boquines de entrada del RPV y el bajante. Luego, se simuló el escenario de operación inadvertida del Sistema de Inyección de Seguridad utilizando

• Materias:Termohidráulico Seguridad nuclear Flujo bifásico Componentes de presión
• Subjects:Thermohydraulics Nuclear safety Two-phase flow Pressure components
• Palabras claves:Vasija de presión del reactor; Choque térmico; Sistema de inyección de seguridad; Gradiente de temperatura; Toberas de entrada de la RPV; Análisis termohidráulico.
• Keywords:Reactor pressure vessel; Thermal shock; Safety injection system; Temperature gradient; RPV inlet nozzles; Thermal hydraulic analysis