Modelo de evaluación de LOCA de espectro completo y metodología de análisis.

Un sistema de cálculo adaptado para realizar un análisis de seguridad de un accidente con pérdida de refrigerante postulado en un reactor nuclear para un espectro completo de tamaños de rotura que incluye roturas grandes,

roturas intermedias y roturas pequeñas, que comprende:

un modelo de entrada que incluye nodalizar un espectro completo de tamaños de rotura del accidente con pérdida de refrigerante postulado, incluyendo dicho modelo de entrada un conjunto de datos de entrada que identifica los parámetros del reactor nuclear seleccionados del grupo que consiste en la geometría del reactor, las condiciones iniciales y las condiciones de contorno, y los parámetros del accidente con pérdida de refrigerante postulado, incluyendo dichos parámetros, parámetros constantes y parámetros variables;

una base de datos de incertidumbre que incluye un muestreo aleatorio de valores de incertidumbre para parámetros específicos que identifican los fenómenos que se espera que se produzcan durante el accidente con pérdida de refrigerante postulado, incluyendo un intervalo de dichos parámetros específicos el espectro completo de tamaños de rotura del accidente con pérdida de refrigerante postulado, de tal manera que se identifica un muestreo aleatorio de los valores de incertidumbre para el espectro completo de tamaños de rotura del accidente con pérdida de refrigerante que incluye roturas grandes, roturas intermedias y roturas pequeñas;

un procesador de entrada para asignar los valores de incertidumbre para el tamaño de rotura del accidente con pérdida de refrigerante postulado, para extraer los valores de incertidumbre de la base de datos de incertidumbre, para generar un conjunto de datos de entrada que incluya los valores de incertidumbre para el tamaño de rotura y para ejecutar una simulación de accidente con pérdida de refrigerante para cada uno de los valores de incertidumbre; incluyendo dicha simulación de accidente con pérdida de refrigerante una pluralidad de simulaciones transitorias para que se ejecuten en paralelo en un clúster de procesadores,

en el que los valores de incertidumbre son variados y se combinan siguiendo el muestreo aleatorio y en el que una función de transferencia (C (t)) entre un conjunto aleatorio de valores para el parámetro de incertidumbre X y una cifra de méritos de acuerdo con la temperatura pico de vaina (PCT) y la oxidación local máxima (MLO) se analizan usando la siguiente formulación:

**(Ver fórmula)**

en la que N representa un tamaño de muestra; y

un código para calcular una respuesta del reactor nuclear a la simulación de accidente con pérdida de refrigerante para cada uno de los valores de incertidumbre.

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2011/061987.

Solicitante: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC.

Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.

Dirección: 1000 Westinghouse Drive Cranberry Township, Pennsylvania 16066 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.

Inventor/es: FREPOLI,CESARE, OHKAWA,KATSUHIRO.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • G21C17/00 SECCION G — FISICA.G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › Vigilancia; Ensayos.
  • G21D3/00 G21 […] › G21D INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR.Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general  G21C 7/00).
  • G21D3/04 G21D […] › G21D 3/00 Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general  G21C 7/00). › Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).

PDF original: ES-2640792_T3.pdf

 

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