Resumen

Se han desarrollado muchos códigos de simulación de seguridad de reactores para plantas de energía nuclear (NPPs). Sin embargo, es muy importante evaluar estos códigos mediante la prueba de diferentes escenarios de accidentes en condiciones reales de la planta. En el análisis del reactor, el accidente de pérdida de refrigerante por rotura pequeña (SBLOCA) es un problema de seguridad importante. El software de Modularización Visualizada RELAP5-MV es reconocido como uno de los mejores programas de simulación transitoria de estimación de reactores de agua ligera (LWR). RELAP5-MV tiene nuevas opciones para métodos de modelado mejorados y visualización gráfica interactiva. Aunque los mismos modelos incorporados en RELAP5/MOD 4.0 están en RELAP5-MV, la diferencia significativa de este último es la interfaz para preparar la baraja de entrada. En este documento, RELAP5-MV se aplica para el análisis transitorio de la variación del sistema primario de parámetros de termohidráulica en el lazo primario bajo SBLOCA en la NPP

• Materias:Termohidráulico Seguridad nuclear Flujo bifásico Componentes de presión
• Subjects:Thermohydraulics Nuclear safety Two-phase flow Pressure components
• Palabras claves:Seguridad de reactores; Códigos de simulación; Centrales nucleares; RELAP5-MV; SBLOCA; Análisis transitorio
• Keywords:Reactor safety; Simulation codes; Nuclear power plants; RELAP5-MV; SBLOCA; Transient analysis