Resumen

En las últimas cuatro décadas, se han realizado grandes esfuerzos para proporcionar códigos de sistemas termohidráulicos confiables para el análisis de transitorios y accidentes en plantas nucleares. Mientras que los primeros códigos de sistema, desarrollados a principios de la década de 1970, utilizaban el modelo de equilibrio homogéneo con tres ecuaciones de balance para describir el flujo bifásico, hoy en día los códigos de sistema más avanzados se basan en el llamado modelo de dos fluidos con separación de las fases de agua y vapor, lo que resulta en sistemas con al menos seis ecuaciones de balance. La amplia campaña experimental, constituida por pruebas de efectos integrales y separados, realizadas bajo el paraguas de la OECD/CSNI, fue la base del desarrollo y validación de los códigos de sistemas termohidráulicos, con los que han alcanzado el actual alto grado de madurez. Sin embargo, a pesar de las enormes cantidades de recursos financieros y humanos invertidos, los resultados pred

• Materias:Núcleo del reactor Simulación numérica Residuos por Transmutación Dinámica de reactores Seguridad en reactor
• Subjects:Reactor Core Numerical simulation Transmutation Residues Reactor Dynamics Reactor Safety
• Palabras claves:Códigos de sistemas termohidráulicos; Modelo de dos fluidos; Centrales nucleares; Transitorios; Accidentes; Validación
• Keywords:Thermal-hydraulic system codes; Two-fluid model; Nuclear power plants; Transients; Accidents; Validation