Simulación Computacional de la Prueba 1.1 del Proyecto PKL-2 en la Facilidad Rocom Mediante el Código de Sistemas TRACE
DOI:
https://doi.org/10.70567/mc.v42.ocsid8283Palabras clave:
Reactores nucleares, Cálculo termo-hidráulico, Rotura de línea principal de vapor, TRACE5Resumen
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
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