Resumen

Este artículo tiene como objetivo simular la caída repentina y rápida de presión del refrigerante del núcleo del reactor VVER-1000, en relación con el fenómeno acústico. Se utiliza para adquirir un método más preciso con el fin de simular los diversos accidentes del núcleo del reactor. Las ecuaciones neutrónicas deben resolverse simultáneamente mediante los códigos de acoplamiento DRAGON 4 y DONJON 4. Los resultados del paquete desarrollado se comparan con WIMS/CITATION y el informe final de análisis de seguridad del reactor VVER-1000 de Bushehr (FSAR). Posteriormente, las ecuaciones termohidráulicas dependientes del tiempo se responden empleando el método de Canal Calentado Único por Fluidos Compresibles Seccionados. Luego, los resultados obtenidos fueron validados por la misma simulación transitoria en un núcleo de reactor de agua presurizada. Luego, los módulos termohidráulicos y neutrónicos se acoplan simultáneamente mediante la producción

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Simular; Caída de presión; Refrigerante del núcleo del reactor VVER-1000; Fenómeno acústico; DRAGON 4; DONJON 4
• Keywords:Simulate; Pressure drop; VVER-1000 reactor core coolant; Acoustic phenomenon; DRAGON 4; DONJON 4