Resumen

En este trabajo se analiza la simulación de un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en el reactor de agua en ebullición (BWR) de la Planta Nuclear de Laguna Verde (LVNPP) operando al 105% de su potencia nominal. El modelo de LVNPP fue desarrollado utilizando el código RELAP/SCDAPSIM. La falta de agua de enfriamiento después del LOCA lleva a la fusión del núcleo en la LVNPP, superando la base de diseño de la planta nuclear (NPP) lo suficiente como para causar el fallo de estructuras, materiales y sistemas necesarios para garantizar el enfriamiento adecuado del núcleo del reactor por medios normales. Ante un accidente grave, la primera respuesta es mantener el enfriamiento del núcleo del reactor por cualquier medio disponible, pero para llevar a cabo tal intento es necesario comprender completamente la progresión del daño del núcleo, ya que dicha acción tiene efectos que pueden ser decisivos en la progresión del accidente. La simulación considera un LOCA en el bucle

• 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:Accidente con pérdida de refrigerante; Reactor de agua en ebullición; Central nuclear de Laguna Verde; Código RELAP/SCDAPSIM; Progresión del daño en el núcleo; Inyección de agua de refrigeración
• Keywords:Loss-of-coolant accident; Boiling water reactor; Laguna Verde Nuclear Power Plant; RELAP/SCDAPSIM code; Core damage progression; Cooling water injection