Relap5 model of the Embalse Nuclear Power Plant: LOCA of 2.5% break of the reactor inlet header
Creators
- 1. Autoridad Regulatoria Nuclear, Buenos Aires (Argentina)
Description
As part of the life extension of Embalse Nuclear Power Plant (CNE), the ARN has developed a full thermohydraulic model with point kinetics using RELAP5 mod.3.3 Patch4, for the simulation of accidents within the design basis. This model is being used to review independently the safety analysis performed by the designer and operator. Comparisons between results of the model developed by ARN and the present state of plant were performed to verify the model and then, design changes for the life extension were implemented. After several verifications of the ARN's model response, a break of 2.5% area of an inlet header (HDR6) was simulated at 100% of full power to evaluate the plan evolution. The event was simulated considering conservative boundary and initial conditions, in agreement with a conservative methodology. The event simulation consisted, firstly, of getting a trip coverage and secondly, a long term evolution an analysis of the response of the plant, the performance of the safety systems (emergency core cooling system etc.) and the actuation of the protection system. A simulation of a hot channel is performed to evaluate that fuel and sheath temperatures are not jeopardized. This work will verify that there is, at least, one effective reactor protection signal and that the plant reaches a safe state. In addition, the accident phenomenology will be studied to know the evolution the plant throughout the transient. (authors)
Abstract (Spanish)
En el marco de la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse (CNE), la ARN desarrolló un modelo termohidráulico completo de la planta con cinética puntual en RELAP5 mod. 3.3 patch4, con el fin de simular accidentes dentro de la base de diseño. Este modelo está siendo utilizado para revisar de manera independiente parte del Informe de seguridad. Se compararon los resultados del modelo desarrollado por la ARN con datos de la planta original para luego implementar las modificaciones de diseño previstas para la extensión de vida. Luego de varias pruebas de la respuesta del modelo realizado por la ARN, se simuló una rotura del 2.5% del área de un colector de entrada desde el 100% de plena potencia con el objetivo de evaluar la evolución de la planta. El evento fue simulado considerando condiciones de contorno e iniciales conservativas consistentes con un estudio de seguridad del tipo conservativo. La simulación del evento consistió, por un lado, en la obtención de una cobertura de disparos y, por otro, del análisis de la evolución de la planta, actuación de los sistemas de seguridad (sistema de refrigeración de emergencia del núcleo) y de los disparos del sistema de protección a largo plazo (3000 s). En paralelo, se realizó una simulación de un canal caliente con el objetivo de verificar que se satisfacen los criterios de aceptación relativos al combustible y vaina. Se verificó finalmente que existe, al menos, un disparo efectivo y que la planta llegue a un estado seguro. Se estudió la fenomenología del accidente para conocer la evolución la planta. Los resultados obtenidos se compararon con los del diseñador y se pudo verificar que los mismos son concordantes con lo esperado. (autores)Files
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Additional details
Additional titles
- Original title (Spanish)
- Modelo de la Central Nuclear Embalse con Relap5: pérdida de refrigerante, rotura de 2.5% del área de un colector de entrada
Identifiers
Publishing Information
- Publisher
- ARN
- Imprint Place
- Buenos Aires (Argentina)
- Imprint Title
- Technical Memory 2016. Nuclear Regulatory Authority
- Imprint Pagination
- [197 p.]
- Journal Page Range
- 16 p.
- Report number
- INIS-AR-A--40
Conference
- Title
- Annual Meeting of the Argentine Association of Nuclear Technology
- Original Conference Title
- Reunión Anual de la Asociación Argentina de Tecnología Nuclear
- Dates
- 21-25 Nov 2016
- Place
- Buenos Aires (Argentina)
INIS
- Country of Publication
- Argentina
- Country of Input or Organization
- Argentina
- INIS RN
- 50033944
- Subject category
- S61: RADIATION PROTECTION AND DOSIMETRY; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- ARGENTINE ARN; COMPUTERIZED SIMULATION; EMBALSE REACTOR; FLOW MODELS; LOSS OF COOLANT; NUCLEAR POWER PLANTS; REACTOR ACCIDENTS; SAFETY ANALYSIS; STEAM GENERATORS; THERMAL HYDRAULICS
- Descriptors DEC
- ACCIDENTS; ARGENTINE ORGANIZATIONS; BOILERS; CANDU TYPE REACTORS; FLUID MECHANICS; HEAVY WATER COOLED REACTORS; HEAVY WATER MODERATED REACTORS; HYDRAULICS; MATHEMATICAL MODELS; MECHANICS; NATIONAL ORGANIZATIONS; NUCLEAR FACILITIES; PHWR TYPE REACTORS; POWER PLANTS; POWER REACTORS; PRESSURE TUBE REACTORS; REACTOR ACCIDENTS; REACTORS; SIMULATION; THERMAL POWER PLANTS; THERMAL REACTORS; VAPOR GENERATORS
Optional Information
- Notes
- 5 refs.; 1 tab.; 18 figs. Imprint:Memoria Tecnica 2016. Autoridad Regulatoria Nuclear