06/B210

Análisis de la Central Nuclear Atucha I caudales y tiempos de funcionamiento de un sistema de aspersores en el espacio anular para disipar energía del recinto de la contención.
Analysis of Nuclear Power Atucha I flow and times of an operating system in the annular sprinklers energy dissipation enclosure of containment.

Director: NUÑEZ MC LEOD, Juan Esteban
Correo Electrónico: jmclead@cediac.uncu.edu.ar

Co-Director: GONZALEZ VIDELA, Eduardo

Integrantes: MUÑOZ, Gonzalo Javier; POMIER, Lázaro.

Resumen Técnico: El objeto de este trabajo es optimizar la barrera de seguridad de la contención en la Central Nucleoeléctrica Atucha I (CNAI) mediante el agregado de un sistema activo de contención consistente en aspersores en el espacio anular para evacuar calor eficiente a largo plazo como se verifico en el trabajo anterior y un sistema interno a la esfera de acero y sobre el cilindro biológico cuyo fin es prevenir picos de presión. Lo que se hará en el presente trabajo es optimizar los caudales tiempos de acción y tamaño de las gotas de los aspersores para lograr un óptimo funcionamiento. Estos trabajos se harán modelando en códigos MELCOR y/o CONTAIN. En el interior del Volumen del Cilindro Biológico se encuentra el Reactor Nuclear, las Bombas Principales de Circulación del Circuito Primario, los Generadores de Vapor, el Presurizador y  el Tanque de Alivio del Presurizador. Se postulará un corte del suministro eléctrico en que dejan de funcionar las bombas y luego de un tiempo la presión comienza a aumentar abriéndose la válvula de  seguridad del Presurizador a fin de reducir la presión, la presión continúa en ascenso. Lo importante es que se postula la rotura de la vasija del reactor y una fuerte perdida hacia la contención.  Se liberan una gran cantidad de materiales radiactivos que si llegaran a la Atmósfera Exterior podrían ser riesgosos para la población local.  Se considerarán explosiones de hidrógeno proviene de la oxidación del Circaloy del núcleo del reactor con vapor de agua, al quedar este des-cubierto por la vaporización debido al aumento de temperatura y a la despresurización del circuito primario. El recalentamiento del núcleo lo funde y perfora la parte inferior de la vasija cayendo el corium fundido al suelo de hormigón del cilindro biológico con generación de vapor. La reacción corium-hormigón genera calor, dióxido de carbono, monóxido de carbono e hidrógeno. También se genera vapor por la deshidratación del hormigón. Los elementos y sus temperaturas, tanto los aportados por el Tanque  de Alivio al Cilindro Biológico como los generados por la interacción de corium con el agua y el hormigón ya fueron calculadas por el código MELCOR en el proyecto anterior : ANÁLISIS DE LA CONTENCIÓN DE LA CENTRAL NUCLEAR DE ATUCHA  I  ESTUDIO DE POSIBLES VARIANTES DE SISTEMAS ACTIVOS PARA DISMINUIR EL RIESGO DE SU ROTURA ANTE UN ACCIDENTE GRAVE.

Summary: The purpose of this study is to optimize the security barrier in the containment of a nuclear power plant Atucha I (CNAI) by adding an active control system consisting of sprinklers in the annular space to remove heat efficiently in the long term as was observed in previous work and an internal system to the field and on the steel cylinder whose biological purpose is to prevent pressure surges. What will be done in the present work is to optimize the flow times of action and size of the drops of sprinklers to achieve optimal performance. This work will be modeled in MELCOR codes and / or CONTAIN. Inside the cylinder volume is the Biological Nuclear Reactor, the Main Circulation Pumps of the primary circuit, the steam generators, pressurized and the Relief of the tank pressurized. We hypothesize a power outage when the pumps stop working and after a time the pressure starts to increase the opening of Pressurized safety valve to reduce pressure, the pressure continues to rise. The important thing is that it is postulated rupture of the reactor vessel and a heavy loss to the containment. Hydrogen is considered explosions coming from the oxidation of Zircaloy reactor core with water vapor, to be covered by this des-vaporization due to increased temperature and depressurization of the primary circuit. The warming melts the heart and piercing the bottom of the bowl down to the molten corium concrete floor of the cylinder with biological generation of steam. Corium-concrete reaction generates heat, carbon dioxide, carbon monoxide and hydrogen. It also generates steam for drying concrete. The elements and their temperatures, both those provided by the tank to relieve the cylinder as Biológico engendered by the interaction of corium with water and concrete and were calculated by MELCOR code in the previous draft: ANALYSIS OF THE CONTAINMENT OF CENTRAL NUCLEAR ATUCHA I STUDY OF POSSIBLE VARIANTS ACTIVE SYSTEMS FOR DECREASE YOUR RISK OF SERIOUS ACCIDENT TO RUPTURE.