Resumen

La planta de energía nuclear de módulo de lecho de guijarros de reactor enfriado por gas de alta temperatura (HTR-PM) consta de dos módulos de sistema de suministro de vapor nuclear, cada uno de los cuales impulsa la turbina de vapor con el flujo de vapor sobrecalentado y es alimentado por el flujo de agua calentada. El sistema de vapor/agua compartido induce efectos mutuos en las condiciones de operación normal y en los transitorios de la planta de energía nuclear, lo cual es motivo de preocupación en términos de seguridad y de estudio intensivo. En este documento, se desarrolló un paquete de códigos de acoplamiento con los códigos TINTE y vPower para comprender cómo opera el HTR-PM. El código TINTE se utilizó para analizar el núcleo del reactor y el circuito primario, mientras que el código vPower simuló el flujo de vapor/agua en la isla convencional. Se construyeron dos modelos TINTE y se acoplaron a un modelo vPower a través del intercambio de datos

• Materias:Refrigeración en reactores Termohidráulico Flujo de calor Seguridad radiológica Productos de fisión
• Subjects:Reactor Cooling Thermohydraulics Heat flow Nuclear safety Fission products
• Palabras claves:Reactor refrigerado por gas; Módulo de lecho de guijarros; Central nuclear; Turbina de vapor; Sistema vapor/agua; Problemas de seguridad
• Keywords:Gas-cooled reactor; Pebble-bed module; Nuclear power plant; Steam turbine; Steam/water system; Safety concerns