Resumen

Se han simulado y analizado casos de bloqueo transitorio del flujo de refrigerante del núcleo para el reactor de investigación TRIGA IPR-R1 utilizando el código RELAP5-MOD3.3. Los transitorios están relacionados con la obstrucción parcial y total de los canales de refrigerante del núcleo. Se analizó el comportamiento del reactor después de la pérdida de flujo, así como los cambios en las temperaturas del refrigerante y del combustible. Se analizó el comportamiento de los parámetros termohidráulicos de las simulaciones transitorias. Para un bloqueo parcial, se observó que el reactor alcanza una nueva operación en estado estable con nuevos valores para los parámetros termohidráulicos. El bloqueo total del núcleo lleva al reactor a una operación anormal causando un aumento en la temperatura del núcleo.

• Materias:Reactores Seguridad nuclear Parámetros termohidráulicos Sistema de enfriamiento Contaminación nuclear
• Subjects:Reactors Nuclear safety Thermohydraulic Parameters Cooling system Nuclear contamination
• Palabras claves:Bloqueo del flujo de refrigerante del núcleo; Transitorios; Reactor de investigación TRIGA IPR-R1; Código RELAP5-MOD3.3; Parámetros termohidráulicos; Temperatura del reactor
• Keywords:Core coolant flow blockage; Transient; TRIGA IPR-R1 research reactor; RELAP5-MOD3.3 code; Thermal hydraulic parameters; Reactor temperature