Modelos de SGTR y su impacto sobre estudios de APS
En el reactor nuclear el proceso que produce calor es el de fisión (separación) de los átomos de uranio situados en el núcleo de dicho reactor. El calor se traslada desde el núcleo a través de dos circuitos, uno primario y el otro secundario. El agua que circula a través del circuito primario se calienta. El circuito pasa después a través de un generador de vapor donde calienta el circuito secundario mediante un "haz" de tubos de intercambiador de calor, por lo general formado por un gran número de tubos en forma de U. El problema que se intenta resolver es el de la rotura de los tubos del generador de vapor (SGTR, "steam generator tube rupture") en los reactores de agua a presión. Los tubos que van en el interior del generador de vapor se degradan con el tiempo. En última instancia esta degradación puede causar incluso la rotura de los tubos que, cuando va unida a otros fallos, puede producir la liberación de productos radiactivos de la fisión del circuito primario al secundario y también al medio ambiente. La gravedad que supone este escape es menor si la mayor parte de los productos radiactivos quedan retenidos dentro del generador de vapor, siendo precisamente el objeto de este proyecto SGTR crear una base de datos sobre las posibilidades de retención de los productos de fisión. En el proyecto se especifican las situaciones más características de accidentes sobre la base de estudios previos de análisis probabilístico de seguridad (APS), que evalúan las circunstancias de un escape radiactivo tras haberse producido un daño y calculan la magnitud y frecuencia de estos problemas. A partir de todo ello se determinó que las condiciones de contorno más importantes para los estudios experimentales eran: las condiciones de humedad y sequedad en la parte secundaria, el número de tubos rotos, la gravedad y lugar en el que se produce el daño, el caudal de la rotura, la concentración de productos de fisión y la velocidad a la que se produce la inundación. Se utilizaron modelos a escala reducida de dos tipos de generadores de vapor de reactores de agua a presión para estudiar la retención de los productos de fisión en los tubos del generador de vapor y en la parte secundaria del reactor. Si bien existen aún muchos aspectos por investigar, el proyecto ha conseguido dar respuesta a una serie de cuestiones importantes en relación con la deposición y la resuspensión de aerosoles en situaciones de rotura de tubos. La información obtenida podrá utilizarse para medir la eficacia de diferentes estrategias de gestión de accidentes y así mejorar la seguridad de los reactores.
