Resumen

El impacto de riesgo de seguridad por choque térmico presurizado (PTS) en un recipiente de presión del reactor (RPV) es uno de los estudios más importantes para la gestión del envejecimiento de por vida de un reactor. Varios estudios han investigado el PTS inducido por accidentes postulados y otros transitorios anticipados. Sin embargo, no hay un estudio que analice el efecto del PTS inducido por una de las ocurrencias operativas anticipadas más frecuentes: la operación inadvertida del sistema de inyección de seguridad. En este documento, se propone un método de simulación secuencial Abaqus-FRANC3D para estudiar el estado de integridad de un reactor de agua a presión envejecido sometido a un PTS inducido por la activación inadvertida del sistema de inyección de seguridad. Se realiza primero un análisis de acoplamiento térmico-mecánico secuencial utilizando un modelo de elemento finito tridimensional del recipiente de presión del reactor (3D-FEM). Luego se crea un submodelo de mecánica de fractura elástica

• Materias:Seguridad nuclear Combustible nuclear Parámetros de neutrones Simulación secuencial Datos operativos
• Subjects:Nuclear safety Nuclear Fuel Neutron parameters Sequential simulation Operational data
• Palabras claves:Seguridad; Choque térmico presurizado; Vasija de presión del reactor; Método de simulación; Factores de intensidad de tensión; Tenacidad de fractura
• Keywords:Safety; Pressurized thermal shock; Reactor pressure vessel; Simulation method; Stress intensity factors; Fracture toughness