Simulación Computacional de la Prueba 1.1 del Proyecto PKL-2 en la Facilidad Rocom Mediante el Código de Sistemas TRACE

Autores/as

  • Juan Pedro Messiga Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) & Universidad de Buenos Aires. Facultad de Ingeniería & Matemática Aplicada, Grupo de Problemas Inversos. Ciudad Autónoma de Buenos Aires, Argentina.
  • Damián E. Ramajo Centro de Investigación de Métodos Computacionales (CIMEC), CONICET-UNL. Santa Fe, Argentina.
  • Santiago Corzo Centro de Investigación de Métodos Computacionales (CIMEC), CONICET-UNL. Santa Fe, Argentina.

DOI:

https://doi.org/10.70567/mc.v42.ocsid8283

Palabras clave:

Reactores nucleares, Cálculo termo-hidráulico, Rotura de línea principal de vapor, TRACE5

Resumen

TRACE5 es un código de sistemas de planta diseñado para realizar simulaciones de transitorios operacionales y accidentes en reactores nucleares. El mismo tiene la capacidad de simular ciertas zonas de la central nuclear con una discretización 3D de forma monolítica. Esta herramienta se permite representar zonas geométricamente complejas. En el presente trabajo se utilizó la misma para analizar la distribución de temperatura en el downcomer y la entrada al lower plenum en la facilidad experimental ROCOM, la cual representa un reactor KONVOI 1:5, en la prueba 1.1 del proyecto PKL-2. Estas representan la etapa de enfriamiento súbito en el primario producto del accidente de rotura de la línea de vapor principal. Como parte de estudio se prevé analizar la sensibilidad respecto a distintos niveles de refinamiento geométrica, esquemas numéricos y la capacidad de reproducir los cambios de temperatura del refrigerante. A partir de los resultados obtenidos con TRACE se concluyó que los mismos muestran un buen acuerdo respecto a los valores experimentales.

Citas

Division of System Analysis. U.S. NRC, TRACE V5.840 Theory Manual. 2013.

Lázaro Chueca, A., Ammirabile, L., Martorell, S., Adaptación y aplicación del código TRACE para el análisis de transitorios en el diseño de reactores rápidos refrigerados por plomo. 2015.

Matesha, P., Akram, Y., Khuwaileh, B., Alyammahi, N., Yoon, H. J., Validation of TRACE V5.0 for intermediate break in the cold leg of the reactor with passive emergency core cooling system via the ATLAS facility. 2024.

De Rosa, F., Lombardo, C., Mascari, F., Polidori, M., Chiovari, P., D’Amico, S., Moscato, I., Vella, G., Analysis of a Station Black-Out transient in SMR by using the TRACE and RELAP5 code. 2014.

Messiga, J. P., Ramajo, D. E., Troparevsky, M. I., Corzo, S. F. Assessment of flow mixing in ROCOM reactor using TRACE5 and CFD. 2013.

Carija, Z. Ledic, F. Sikirica, A, Niceno, B. CFD study of the PTS experiment in ROCOM test facility. 2020.

Página web oficial de ROCOM: https://www.hzdr.de/db/Cms?pOid=11974&pNid=2737

Página official Proyecto PKL de la OECD: www.oecd-nea.org/jcms/pl_25236/primarycoolant-loop-test-facility-pkl-project.

Coscarelli, E., An Integrated Approach to Accidente Analysis in PWR, Universitá di Pisa, 2013

Descargas

Publicado

2025-12-05

Número

Sección

Artículos completos del congreso MECOM 2025

Artículos más leídos del mismo autor/a