Resumen

Este artículo presenta una validación experimental de RELAP5 y TRACE5 para estudios de licenciamiento de la planta de energía nuclear Atucha II-PHWR. Se construyó una instalación experimental a escala, que representa el sistema de inyección de boro de Atucha II. El sistema tiene una importancia fundamental para accidentes de pérdida de refrigerante (LOCA) y transitorios anticipados sin disparo (ATWS). El experimento consiste en la descarga de un tanque que representa el tanque de boro lleno de aire o una mezcla de aire-agua en un tanque de descarga que representa el tanque moderador. Ambos tanques están conectados por un tubo que incluye una válvula y una placa de orificio para modelar las pérdidas de presión debido a las conexiones en el sistema real. La presión y el nivel de agua medidos en los tanques se comparan con las predicciones de RELAP5 y TRACE5. Los códigos predicen con precisión la presión en los tanques. Sin embargo, ambos códigos sobreestiman la transferencia de calor en la interf

• Materias:Plomo radiogénico Reactor Térmico Sistema de aspersión Actividades nucleares Simulación atomística
• Subjects:Radiogenic lead Thermal reactor Spraying system Nuclear activities Atomistic simulation
• Palabras claves:Validación experimental; RELAP5; TRACE5; Atucha II-PHWR; Central nuclear; Accidentes con pérdida de refrigerante
• Keywords:Experimental validation; RELAP5; TRACE5; Atucha II-PHWR; Nuclear power plant; Loss of coolant accidents