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Análisis de la respuesta estructural del edificio de contención de un reactor nuclear PWR frente a una secuencia de Station Blackout
Martínez Casanovas, Josep Maria
Universitat Politècnica de Catalunya. Departament d'Enginyeria de la Construcció; Crusells Girona, Miquel
Después del Accidente que sucedió el 11 de marzo de 2011 en la central nuclear de Daichii-Fukushima, han sido muchos los debates reabiertos acerca de la seguridad que ofrecen los reactores nucleares en operación. Debido a las incertidumbres que este accidente ha suscitado, surge ésta tesina, en la que se pretende conocer y comprender técnicamente que sucedería si un accidente similar al de Fukushima ocurriese en uno de los reactores de nuestro país. Con el principal objetivo de encontrar respuesta a esta cuestión, se ha desarrollado este documento, en el que se presenta un conjunto de fundamentos, avalados mediante métodos numéricos y modelos matemáticos no sólo de los procesos termohidráulicos que desarrollan los accidentes severos, sino también de los sistemas estructurales que han sido proyectados con el objetivo de a hacer frente a las consecuencias de éstos. Esencialmente, éste documento se estructura en 3 secciones. En la primera, constituida por los capítulos 1 y 2, son expuestos los principios de la energía nuclear así como el tipo de reactores nucleares y el funcionamiento de éstos. También en esta sección, se describen ampliamente los reactores nucleares PWR, los más usados actualmente, profundizando en los sistemas de seguridad o sistemas de salvaguardias de éstos. Finalmente, en el capítulo 2, se analiza la secuencia del accidente de Fukushima (marzo 2011, reactor tipo BWR) y se diseña un accidente con condiciones de contorno análogas al de éste pero en un reactor PWR. En la segunda parte, después de introducir y comprender la metodología que emplea la ingeniería nuclear para la simulación de dichos accidentes, se realiza una simulación termohidráulica del accidente diseñado previamente. De éste modo se obtienen las variables que solicitarán el edificio de contención de dicho reactor. En la tercera sección, se construye un modelo de elementos finitos del edificio de contención de una central nuclear tipo PWR-Westinghouse, sometiéndolo posteriormente a las presiones internas que genera el accidente simulado. En última instancia, se determina la carga máxima que dicho edificio puede soportar previo colapso de éste. Nótese la singularidad de éste documento, el que en cuyas conclusiones recoge la carga máxima a la que puede estar sometido un edificio de contención similar al de las centrales en operación en nuestro país, comprobando el valor en el que se detienen las simulaciones termohidráulicas usadas para la toma de decisiones en las plantas nucleares en operación.
Àrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Centrals nuclears
Nuclear power plants--Accidents
reactor nuclear
Fukushima
accidente severo
PWR
BWR
salvaguardias
FEM
FDM
concrete damage plasticity
simulación termohidráulica
edificio de contención
station blackout
Abaqus
Centrals nuclears--Accidents
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info:eu-repo/semantics/bachelorThesis
Universitat Politècnica de Catalunya
         

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