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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

Analysis of the contention of the nuclear power station of Atucha I. Study of possible variants of active systems to diminish the risk of their break before a serious accident

 

Director: GONZÁLEZ VIDELA, Eduardo

Correo electrónico: gonzalez@cediac.uncu.edu.ar

 

Co-Director: NÚÑEZ MC LEOD, Juan Esteban

 

Integrantes: BARÓN, Jorge Horacio

 

Resumen Técnico: El objeto de este trabajo es calcular las condiciones físicas atmosféricas que pueden provocar la falla de la contención de la central termonuclear ATUCHA I y probar distintas variantes de sistemas activos y modificaciones en las acciones de la gestión del accidente en la contención que permitan llegar a presiones y temperaturas en la misma menos exigidas para su diseño.  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. Al cortarse el suministro eléctrico 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 llenándose de agua el Presurizador y a través de su válvula de seguridad el tanque de Alivio del Presurizador empieza a presurizarse dejando escapar a través de su membrana  al Volumen del Cilindro Biológico masa de vapor de agua, de agua líquida, y de hidrógeno con gran cantidad de energía térmica. También se liberan una gran cantidad de materiales radiactivos que si llegaran a la Atmósfera Exterior podrían ser riesgosos para la población local.  El 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 serán calculadas por el código MELCOR. En la actualidad se está desarrollando un programa de gestión de accidentes severos (PGAS) para la central nuclear Atucha I. Este programa esta destinado a la mitigación y prevención de accidentes severos a través de planes y acciones que garanticen al personal preparación para tomar medidas técnicas y administrativas adecuadas.

 

Summary: The object of this work is to calculate the atmospheric physical conditions that can cause the flaw of the contention of the thermonuclear power station ATUCHA I and to prove different variants of active systems and modifications in the stocks of the administration of the accident in the contention that they allow to arrive to pressures and temperatures in the same one less demanded for its design.   The elements and their temperatures, so much the added ones for the Tank of Relief to the Biological Cylinder as those generated by the corium interaction with the water and the concrete will be calculated by the code MELCOR.   At the present time a program of several accident management is developing (PGAS) for the nuclear power station Atucha I. This program this dedicated to the mitigation and prevention of severe accidents through plans and stocks that they guarantee to the personal preparation to take technical measures and appropriate office workers.