A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT
Las secuencias de accidente con rotura de tubos en el generador de vapor (secuencias SGTR) están consideradas como contribuyentes del riesgo en reactores de agua a presión. Su relevancia radica en la potencial liberación de aerosoles radioactivos al medio ambiente en caso de accidente severo. Sin em...
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Other Authors: | |
Format: | Doctoral Thesis |
Language: | English |
Published: |
Universitat Politècnica de València
2012
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Subjects: | |
Online Access: | http://hdl.handle.net/10251/15183 |
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ndltd-upv.es-oai-riunet.upv.es-10251-151832020-12-02T20:21:36Z A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT López Del Prá, Claudia Herranz Puebla, Luis Enrique Muñoz-Cobo González, José Luís Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Mecánica y de Materiales - Departament d'Enginyeria Mecànica i de Materials Sgtr Aerosol Retention Severe Accident Sequence Ari3sg Model INGENIERIA NUCLEAR Las secuencias de accidente con rotura de tubos en el generador de vapor (secuencias SGTR) están consideradas como contribuyentes del riesgo en reactores de agua a presión. Su relevancia radica en la potencial liberación de aerosoles radioactivos al medio ambiente en caso de accidente severo. Sin embargo, dichas partículas podrían quedar retenidas parcial o totalmente sobre las superficies del generador de vapor, incluso en condiciones extremas de ausencia de agua en el generador de vapor. La carencia de conocimiento en cuanto a la capacidad de retención de término fuente de este componente ha eludido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidente severo. Esta tesis es una contribución a la comprensión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que tienen lugar dentro del generador de vapor como consecuencia de los accidentes SGTR. La principal actividad llevada a cabo ha sido el desarrollo de un modelo teórico que calcula la capacidad de retención de aerosoles en la etapa de rotura de un generador de vapor seco. El modelo, llamado ARI3SG, está basado en una aproximación de filtro y tiene una naturaleza semi-empírica. En él se tienen en cuenta tanto la dinámica de aerosoles como la hidrodinámica de aerosoles que tiene lugar dentro del generador de vapor en este tipo de escenarios. Para esto último, se han llevado a cabo una serie de simulaciones con el código tridimensional FLUENT 6.2, que han sido validadas con datos experimentales. El comportamiento del modelo ha sido evaluado en profundidad: primero, a través de un proceso de verificación con el que se ha visto que es robusto. Segundo, a través de un proceso de validación frente a los datos experimentales disponibles. Tercero, a través del estudio del efecto de las incertidumbres del escenario y del modelo sobre los resultados. La comparación frente a los datos experimentales ha sido satisfactoria y muestra la viabilidad del uso de formulaciones como la de ARI3SG en códigos de sistema. López Del Prá, C. (2012). A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/15183 Palancia 2012-04-17 info:eu-repo/semantics/doctoralThesis info:eu-repo/semantics/acceptedVersion http://hdl.handle.net/10251/15183 10.4995/Thesis/10251/15183 eng http://rightsstatements.org/vocab/InC/1.0/ info:eu-repo/semantics/openAccess Universitat Politècnica de València Riunet |
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Sgtr Aerosol Retention Severe Accident Sequence Ari3sg Model INGENIERIA NUCLEAR |
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Sgtr Aerosol Retention Severe Accident Sequence Ari3sg Model INGENIERIA NUCLEAR López Del Prá, Claudia A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT |
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Las secuencias de accidente con rotura de tubos en el generador de vapor (secuencias SGTR) están consideradas como contribuyentes del riesgo en reactores de agua a presión. Su relevancia radica en la potencial liberación de aerosoles radioactivos al medio ambiente en caso de accidente severo. Sin embargo, dichas partículas podrían quedar retenidas parcial o totalmente sobre las superficies del generador de vapor, incluso en condiciones extremas de ausencia de agua en el generador de vapor. La carencia de conocimiento en cuanto a la capacidad de retención de término fuente de este componente ha eludido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidente severo.
Esta tesis es una contribución a la comprensión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que tienen lugar dentro del generador de vapor como consecuencia de los accidentes SGTR. La principal actividad llevada a cabo ha sido el desarrollo de un modelo teórico que calcula la capacidad de retención de aerosoles en la etapa de rotura de un generador de vapor seco. El modelo, llamado ARI3SG, está basado en una aproximación de filtro y tiene una naturaleza semi-empírica. En él se tienen en cuenta tanto la dinámica de aerosoles como la hidrodinámica de aerosoles que tiene lugar dentro del generador de vapor en este tipo de escenarios. Para esto último, se han llevado a cabo una serie de simulaciones con el código tridimensional FLUENT 6.2, que han sido validadas con datos experimentales.
El comportamiento del modelo ha sido evaluado en profundidad: primero, a través de un proceso de verificación con el que se ha visto que es robusto. Segundo, a través de un proceso de validación frente a los datos experimentales disponibles. Tercero, a través del estudio del efecto de las incertidumbres del escenario y del modelo sobre los resultados.
La comparación frente a los datos experimentales ha sido satisfactoria y muestra la viabilidad del uso de formulaciones como la de ARI3SG en
códigos de sistema. === López Del Prá, C. (2012). A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/15183 === Palancia |
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