Resumen

Durante escenarios de accidentes de fusión del núcleo a alta presión postulados, se pueden alcanzar valores de temperatura de más de 800 °C en la línea de refrigerante del reactor y la línea de sobrepresión de un reactor de agua a presión (PWR), antes de que el fondo del recipiente de presión del reactor experimente un aumento significativo de temperatura debido a la fusión del núcleo. Para la evaluación de los componentes del circuito de refrigeración primario, GRS utiliza dos métodos. Uno es el método simplificado ASTOR (tiempo aproximado de ruptura estructural). Este método emplea la hipótesis de acumulación lineal de daño para modelar la progresión del daño. Un tiempo de falla superficial generado por análisis de elementos finitos estructurales de cargas de presión y temperatura variables sirve como base para estimaciones de tiempos de falla. El segundo método es realizar cálculos termohidráulicos y mecánicos de estructuras para el escenario de accidente en consideración utilizando modelos de cálculo complejos. El documento describe brevemente

• Materias:Ebullición transitoria Combustible de óxido Teoría de la perturbación Modelos numéricos Simulación de núcleos
• Subjects:Transient boiling Oxide fuel Perturbation theory Numerical models Simulation of nuclei
• Palabras claves:Postulado; Alta presión; Accidente de fusión del núcleo; Línea de refrigerante del reactor; Reactor de agua a presión; Método ASTOR
• Keywords:Postulated; High-pressure; Core melt accident; Reactor coolant line; Pressurised water reactor; ASTOR method