Resumen

Una de las estrategias de gestión de accidentes graves para reactores nucleares es la retención del corio fundido dentro del recipiente a presión del reactor. El trabajo presentado en este artículo investiga la aplicación de la estrategia de gestión de accidentes graves de retención in-vessel (IVR) en un reactor BWR. Las investigaciones se realizaron asumiendo un escenario con una rotura grande LOCA sin inyección de agua de enfriamiento. Se utilizó un código informático RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 para la simulación numérica del accidente. Utilizando un modelo de todo el reactor, se presenta una secuencia completa del accidente desde la gran rotura hasta la exposición y calentamiento del núcleo, así como la reubicación del corio en la parte inferior. El enfriamiento fuera del recipiente fue modelado para evaluar la aplicabilidad del código RELAP/SCDAPSIM para predecir los flujos de calor y las temperaturas de la pared del recipiente a presión del reactor. Se compararon los resultados de diferentes modos de transferencia de calor fuera del recipiente

• Materias:Seguridad nuclear Refrigeración en reactores Ecuaciones cinéticas Neutrones térmicos
• Subjects:Nuclear safety Reactor Cooling Kinetic equations Thermal neutrons
• Palabras claves:Gestión de accidentes graves; Retención en la vasija; Reactor BWR; RELAP/SCDAPSIM; Transferencia de calor; Reubicación del corio
• Keywords:Severe accident management; In-vessel retention; BWR reactor; RELAP/SCDAPSIM; Heat transfer; Corium relocation