Resumen

Durante un accidente severo hipotetizado, un edificio de contención está diseñado para actuar como una barrera final para prevenir la liberación de productos de fisión al medio ambiente en las plantas nucleares. Sin embargo, en un escenario de derivación de la ruptura del tubo del generador de vapor (SGTR), los nuclidos radiactivos pueden ser liberados al medio ambiente incluso si la contención no se rompe. Por lo tanto, se necesitan estrategias de mitigación exhaustivas para prevenir esa liberación no filtrada de los nuclidos radiactivos durante los accidentes de SGTR. Para mitigar las consecuencias del accidente de SGTR, este estudio se llevó a cabo para idear un enfoque conceptual de instalar una Válvula de Alivio en la Contención (ICRV) desde el generador de vapor (SG) hacia el espacio libre en el edificio de contención y se simuló mediante el código MELCOR para análisis numérico. Los resultados de la simulación muestran que los nuclidos radiactivos no fueron liberados al medio ambiente en el caso de la I

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Accidente; Edificio de contención; Nucleidos radiactivos; Rotura del tubo del generador de vapor; Estrategias de mitigación; Válvula de alivio en la contención
• Keywords:Accident; Containment building; Radioactive nuclides; Steam generator tube rupture; Mitigation strategies; In-Containment Relief Valve