Las secuencias de accidente con rotura de tubos en el generador de vapor (secuencias SGTR) están consideradas como contribuyentes del riesgo en reactores de agua a presión. Su relevancia radica en la potencial liberación de aerosoles radioactivos al medio ambiente en caso de accidente severo. Sin embargo, dichas partículas podrían quedar retenidas parcial o totalmente sobre las superficies del generador de vapor, incluso en condiciones extremas de ausencia de agua en el generador de vapor. La carencia de conocimiento en cuanto a la capacidad de retención de término fuente de este componente ha eludido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidente severo. Esta tesis es una contribución a la comprensión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que tienen lugar dentro del generador de vapor como consecuencia de los accidentes SGTR. La principal actividad llevada a cabo ha sido el desarrollo de un modelo teórico que calcula la capacidad de retención de aerosoles en la etapa de rotura de un generador de vapor seco. El modelo, llamado ARI3SG, está basado en una aproximación de filtro y tiene una naturaleza semi-empírica. En él se tienen en cuenta tanto la dinámica de aerosoles como la hidrodinámica de aerosoles que tiene lugar dentro del generador de vapor en este tipo de escenarios. Para esto último, se han llevado a cabo una serie de simulaciones con el código tridimensional FLUENT 6.2, que han sido validadas con datos experimentales. El comportamiento del modelo ha sido evaluado en profundidad: primero, a través de un proceso de verificación con el que se ha visto que es robusto. Segundo, a través de un proceso de validación frente a los datos experimentales disponibles. Tercero, a través del estudio del efecto de las incertidumbres del escenario y del modelo sobre los resultados. La comparación frente a los datos experimentales ha sido satisfactoria y muestra la viabilidad del uso de formulaciones como la de ARI3SG en códigos de sistema. / López Del Prá, C. (2012). A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/15183

[EN] In case of a severe accident in a NPP fission products are released from the degraded fuel and may reach the environment if their confinement is lost and/or bypassed. Given the high radio-toxic nature of nuclear aerosols for environment and population, their unrestricted release should be absolutely avoided. One particular situation is the core meltdown sequence with steam generator tube rupture (SGTR). The containment bypass turns this sequence into an indispensable scenario to model when assessing PWR risk. As a result, a significant database on the aerosol behavior in the secondary side of the steam generator (SG) has been developed within the international projects EU-SGTR, ARTIST and ARTIST-2. The role played by the break stage is particularly significant since it might be responsible for a good fraction of the total mass retained and for the shift of the particle size distribution towards smaller diameters. This awoke the interest in the effect of variables such as the particle nature, the breach type (size and shape) and the tubes vibration on the particle retention within the breach stage of a dry steam generator. Those aspects have been experimentally investigated in the first part of this thesis. Two experimental campaigns, CAAT2 and SET, were conducted in order to explore the potential influence of the particle nature on their retention. Moreover, the effect of the breach size and shape has been investigated in the CAAT2 campaign while the SET experiments were devoted to the tube vibration characterization and the effect of the vibration on the particle retention. The tests conducted highlighted several key insights: the strong effect of particle nature in the secondary side capability to scrub the particle-laden gas; the confirmation of the high retention efficiency when using compact particles and the significant one when using agglomerates; the similarities between guillotine and fish-mouth breaches in terms of efficiency, but their noticeable different deposition patterns; and the secondary effect of the breach size. Finally, the tube vibration is not as significant as the particle nature effect on the net deposition. The second part of the thesis is focused on the fraction of particles susceptible of leaving the containment in case of a severe accident regardless of the SGTR sequence. Accidents like Fukushima highlighted the importance of relying on efficient mitigation systems capable of reducing any release to the environment as much as possible. Although many reactors worldwide had installed filtered containment venting systems (FCVS) the interest in FCVS and even other mitigation systems has become of outstanding importance in nuclear safety. This is the frame of the PASSAM project in which an experimental sound database is being built to explore potential enhancement of existing source term mitigation devices and demonstrate the ability of innovative systems to achieve even larger source term attenuation. As a matter of fact, particle agglomeration processes via the propagation of acoustic vibrations through a gas could be applied for a better decontamination. High-intensity acoustic fields applied to an aerosol induce interaction effects among suspended particles, giving rise to successive collisions and agglomerations, resulting in larger particles that can be more easily removed or precipitated. The mitigative system acoustic agglomerator was built-up and tested in the AAA experimental campaign. The tests were conducted under a constant ultrasonic field with aerosols of different nature and size with different gas mass flow rates. The results pointed out two main insights: the small acoustic-agglomeration effect and the key effect of the gas mass flow rate and the aggregation state of the former particles in the agglomeration process. This research is the first approximation on the application of the ultrasonic chamber as an innovative system for the source term mitigation. / [ES] Durante un accidente severo en una central nuclear los productos de fisión liberados como consecuencia de la degradación del combustible podrían llegar a la atmósfera si se pierde la hermeticidad de la contención o si encuentran vías alternativas (bypass) para salir. Dada la radio-toxicidad del término fuente, las centrales nucleares deben contar con medios y medidas técnicas de seguridad para contener estos productos. En un reactor PWR, un caso particular de secuencia accidental donde los productos de fisión tienen acceso directo a la atmósfera, es aquella en el que además de la fusión de núcleo existe rotura de tubos del generador de vapor (secuencia SGTR). En este caso, es de vital importancia la evaluación del riesgo del suceso, objetivo de los proyectos internacionales EU-SGTR, ARTIST y ARTIST-2. Particularmente significativa es la "etapa de rotura" (break stage) del generador de vapor (SG), que es responsable de la retención de una fracción importante de partículas y de la evolución de su distribución a tamaños más pequeños. Estos motivos despertaron el interés hacia la propia retención de las partículas sobre los tubos y el efecto de variables como la naturaleza de la partícula, el tipo de rotura y la vibración de tubos sobre la retención en la etapa de rotura en condiciones secas; aspectos en los que se centra la primera parte de esta tesis. Con el objetivo de estudiar las cuestiones señaladas se han llevado a cabo dos campañas experimentales, CAAT2 y SET, con materiales enmarcados en el posible espectro de los aerosoles nucleares. La primera de ellas se centró en explorar la influencia potencial de la naturaleza de la partícula y el efecto del tipo de rotura de los tubos (forma y tamaño) sobre la retención de aerosoles. La segunda concierne la caracterización de la vibración de los tubos y el estudio de su efecto en la eficiencia de retención de partículas. Las pruebas realizadas resaltan varias ideas clave: el fuerte efecto de la naturaleza de la partícula sobre la retención en el lado secundario del SG; la alta eficiencia de retención cuando las partículas son compactas y la significativa retención cuando están aglomeradas; las pequeñas diferencias en eficiencia neta entre distintos tipos de rotura (guillotina vs. boca de pez) que resultan notables sobre los patrones de deposición, y el efecto secundario del tamaño de la rotura. Finalmente los resultados revelaron que frente a la naturaleza de la partícula, la vibración de tubos juega un papel secundario en la eficiencia de la retención. La segunda parte de este trabajo se centra en la fracción de partículas que es susceptible de alcanzar la contención en caso de accidente severo. Accidentes como el de Fukushima ponen de manifiesto la necesidad de tecnologías capaces de evitar las indeseadas consecuencias de la emisión de material radiactivo al medio ambiente. Esta es la dirección de investigación del proyecto PASSAM (7º Programa Marco de EURATOM) que está construyendo una base de datos experimental para el desarrollo de sistemas innovadores y la mejora de los sistemas de venteo filtrado de la contención que ya existen. Entre estos sistemas se encuentran las cámaras de ultrasonidos donde las ondas acústicas facilitan la aglomeración y el crecimiento de partículas, resultando sistemas potenciales para su mitigación. La campaña experimental AAA ha constituido una primera aproximación para la aplicación de las cámaras de ultrasonidos como sistemas innovadores para la mitigación del término fuente en la contención. El sistema de mitigación de aglomeración acústica (MSAA) se construyó y ha sido probado durante los experimentos AAA. Los resultados obtenidos ponen de manifiesto el leve efecto del campo acústico sobre el crecimiento de las partículas. Además, tanto el flujo másico de gas portador como la naturaleza de la partícula son claves en el proceso de aglomeración. / [CA] En cas d'accident sever d'una central nuclear els productes de fissió resultants del combustible degradat podrien assolir l'atmosfera si es perd la hermeticitat de la contenció o si troben un camí alternatiu que l'evitin. Donada la naturalesa radio-tòxica dels aerosols nuclears ha d'evitar-se per tots els mitjans que surtin a l'exterior. En un reactor PWR, un cas particular d'accident és en el qual a més de la fusió de nucli existeix trencament de tubs del generador de vapor. En aquest cas, l'alliberament de material radioactiu cap al medi ambient fa que l'escenari sigui indispensable de modelar en l'avaluació del risc d'aquest reactor. Aquesta és la raó dels projectes internacionals EU-SGTR, ARTIST i ARTIST-2, gràcies als quals s'ha construït una extensa base de dades sobre el comportament dels aerosols en el circuit secundari del generador de vapor (Steam Generator, SG). Particularment significativa és l'etapa de trencament, que és responsable de la retenció d'una fracció important de partícules i de modificar la seva distribució cap a les mides més petites. Aquests motius van despertar l'interès vers l'efecte de variables com la naturalesa de la partícula, el tipus de trencament i la vibració de tubs sobre la retenció de partícules sobre els tubs en condicions seques a l'etapa de trencament del SG. Aquests són els aspectes en els quals es centra la primera part d'aquesta tesi. Dues campanyes experimentals, CAAT2 i SET, s'han dut a terme amb diferents materials, tots ells emmarcats dins del possible rang dels aerosols nuclears. La primera d'elles es va centrar a explorar la influència potencial de la naturalesa de la partícula i l'efecte del tipus de trencament (forma i grandària) sobre la retenció d'aerosols en els tubs. La segona va seguir per la caracterització en termes de vibració dels tubs i el seu efecte en l'eficiència de retenció de partícules. Les proves realitzades ressalten diverses idees clau: el fort efecte de la naturalesa de la partícula sobre la retenció en el costat secundari del SG; l'alta eficiència de retenció quan les partícules són compactes i la també significativa retenció quan són aglomerats; les petites diferències en eficiència entre diferents tipus de trencament (guillotina vs. boca de peix), però notables sobre els patrons de deposició, i l'efecte secundari de la grandària de trencament. Finalment van revelar que enfront de la naturalesa de la partícula, la vibració de tubs juga un paper secundari en l'eficiència de retenció del feix de tubs. La segona part d'aquesta tesi es centra en la fracció de partícules que en cas d'accident sever, amb o sense seqüència SGTR, és susceptible d'aconseguir la contenció. Accidents com Fukushima posen de manifest la necessitat de tecnologia capaç de cobrir les indesitjades conseqüències de l'emissió de material radioactiu al medi. Aquesta és la raó del projecte PASSAM (7é Programa Marc d'EURATOM) que està construint una base de dades experimental per al desenvolupament de sistemes innovadors i millorar els sistemes de venteig filtrat que ja existeixen de la contenció. Les ones d'ultrasons faciliten l'aglomeració de partícules i resulten sistemes potencials per a la seva mitigació. S'ha realitzat una primera aproximació per a l'aplicació de les càmeres d'ultrasons com a sistemes innovadors per a la mitigació del terme font en la contenció. El sistema de mitigació d'aglomeració acústica (MSAA) es va construir i ha estat provat durant la campanya experimental AAA. Els experiments duts a terme en la planta PECA-MSAA del LASS. Els resultats obtinguts posen de manifest dues idees: el sistema MSAA és efectiu en la reducció de la massa de partícules i tant el flux màssic de gas portador com la naturalesa de la partícula són claus en l'eficiència de retenció del sistema. / Delgado Tardáguila, R. (2016). Experimental investigations on nuclear aerosols in a severe accident [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/63243

The turbulent submerged jets can be found fairly frequently in a great variety of processes, their study is essential in many industrial processes and engineering applications, such as in underwater propulsion, in metallurgical processes, in chemical processes or in the nuclear industry, among others. Within the nuclear world the submerged jets can occur in light water reactors (LWR), in both pressurized water reactors (PWRs) and boiling water reactors (BWR). These submerged jets are usually associated with complex multiphase flows, so that all processes occurring after such injection will be essentially unstable and turbulent. A hypothetical severe accident in a reactor can cause deterioration of the core, so that the fission products can escape from the core and be transported through the primary system and, finally, can be released to the surrounding environment. But if there is a volume of water in the escape pathway of aerosols, a discharge in the shape of submerged jet can occur, whether in a suppression pool (during an accident with loss of power, SBO, in a water reactor boiling BWR) or in the secondary of a steam generator (in an accidental breakage sequence tube / s in U in a steam generator, SGTR, in a pressurized water reactor, PWR). So that there is a capture of aerosols in those volumes, being reduced the amount of them that escape outside. Usually these sequences have been considered only for BWRs and for low discharge velocities, but these may also take place at higher velocities and, as mentioned previously, in PWRs. Throughout this thesis there is a contribution to a better understanding and quantification of natural mitigation processes that occur when a jet is discharged into a volume of water, so that it can be applied to discharges in suppression pools in a SBO sequence (BWRs), and inside of a steam generator during a SGTR event (PWRs). Being the central activity the expansion of SPARC90 code capabilities, so as to be able to quantify the aerosol capture that occurs when the discharge takes place at high velocity (originally the code only was developed to study discharges under globular regime, i.e., injection at low velocity). So the process followed to carry out this work can be divided into several stages. The first one focuses on the literature search for available information, in a specific way on submerged jets and, given the scarce specific information, this has been extended to the literature search of processes with phenomenologies that present analogies with submerged jets. Within this part, it has on the one hand, finding aspects of jet hydrodynamics and on the other, those related to aerosol capture processes. In a second stage, there are aspects of the implementation into the new code subroutines of the expressions found and / or developed in the previous stage. While for the third stage, remains the assessment of the capabilities and behavior of the new models implemented in the code. For this last stage, first, it has been proceeded to conduct a verification process which has been tested the code robustness. And secondly, it has been proceeded to perform a validation process, which has been carried out through the comparison of the results predicted by the code against the limited experimental data that are available under similar conditions to those of the model. Being the comparison against the experimental data satisfactory, showing a marked improvement in the code capabilities. / Los chorros sumergidos turbulentos se pueden encontrar con bastante asiduidad en muy diversos procesos, siendo esencial su estudio en gran cantidad de procesos industriales y aplicaciones ingenieriles, como por ejemplo, en la propulsión submarina, en procesos metalúrgicos, en procesos químicos o en la industria nuclear, entre otros. Dentro del mundo nuclear los chorros sumergidos pueden presentarse en los reactores de agua ligera (LWR), tanto en reactores de agua a presión (PWR), como en reactores de agua en ebullición (BWR). Estos chorros sumergidos llevan asociados complejos flujos multifásicos, de forma que los procesos que tienen lugar tras dicha inyección serán esencialmente inestables y turbulentos. Un hipotético accidente grave en un reactor puede causar el deterioro del núcleo, de forma que los productos de fisión pueden escapar del núcleo y ser transportados a través del sistema primario y, finalmente, pueden ser liberados al medio ambiente circundante. Pero si existe un volumen de agua en la vía de escape de los aerosoles puede tener lugar la descarga en forma de chorro sumergido, ya sea una piscina de supresión (durante un accidente con pérdida del suministro eléctrico, SBO, en un reactor BWR) o el secundario de un generador de vapor (en una secuencia accidental con rotura de tubo/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor PWR). De forma que se tiene una captura de los aerosoles en dichos volúmenes, viéndose reducida la cantidad que escapan al exterior. Habitualmente estas secuencias se han considerado solamente para reactores BWR y para descargas a bajas velocidades, pero estas podrían tener lugar también a velocidades mayores y, como se ha dicho con anterioridad, en reactores PWR. A lo largo de esta tesis se ha contribuido a una mejor compresión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que se producen cuando se descarga un chorro en un volumen de agua, de forma que puede ser aplicado para descargas en piscinas de supresión en una secuencia SBO (reactores del tipo BWR), como en el interior de un generador de vapor durante una secuencia SGTR (reactores del tipo PWR). Siendo la actividad central la ampliación de las capacidades del código SPARC90, de forma que sea capaz de cuantificar la captura de aerosoles que tiene lugar cuando la descarga se produce a alta velocidad (originalmente el código solamente fue desarrollado para el estudio de descarga en régimen globular, es decir, inyección a baja velocidad). De modo que el proceso seguido para llevar a cabo el presente trabajo se puede dividir en varias etapas. La primera se centra en la búsqueda bibliográfica de la información disponible, de una forma específica relativa a chorros sumergidos y, dada la escasa información específica existente, esta se ha extendido a la búsqueda bibliográfica de procesos con fenomenologías que presentan analogías con los chorros sumergidos. Dentro de esta parte, se tiene por un lado, la búsqueda de los aspectos relativos a la hidrodinámica del chorro y, por otro, los relativos a los procesos de captura de aerosoles. En una segunda etapa se tienen los aspectos relativos a la implementación dentro de las nuevas subrutinas del código de las expresiones halladas y/o desarrolladas en la anterior etapa. Mientras que para la tercera etapa resta la evaluación de las capacidades y el comportamiento de los nuevos modelos implementados en el código. Para esta última etapa, en primer lugar, se ha procedido a llevar a cabo un proceso de verificación con el que se ha comprobado la robustez del código. Y en segundo lugar, se ha procedido a realizar un proceso de validación, el cual ha sido llevado a cabo a través de la confrontación de los resultados predichos por el código frente a los limitados datos experimentales disponibles en condiciones similares a las introducidas en el modelo. Siendo la comparación frente a los datos experimentales satisfactoria, mostrando una me / Els dolls submergits turbulents es poden trobar amb prou assiduïtat en molt diversos processos, sent essencial el seu estudi en gran quantitat de processos industrials i aplicacions enginyerils, com per exemple, en la propulsió submarina, en processos metal·lúrgics, en processos químics o en la indústria nuclear, entre altres. Dins del món nuclear els dolls submergits poden presentar-se en els reactors d'aigua lleugera (LWR), tant en reactors d'aigua a pressió (PWR), com en reactors d'aigua en ebullició (BWR). Estos dolls submergits solen portar associats complexos fluxos multifàsics, de manera que els processos que tenen lloc després de la dita injecció seran essencialment inestables i turbulents. Un hipotètic accident greu en un reactor pot causar el deteriorament del nucli, de manera que els productes de fissió poden escapar del nucli i ser transportats a través del sistema primari i, finalment, poden ser alliberats al medi ambient circumdant. Però si existeix un volum d'aigua en la via de fuita dels aerosols pot tenir lloc la descàrrega en forma de doll submergit, ja siga una piscina de supressió (durant un accident amb perduda del subministrament elèctric, SBO, en un reactor d'aigua en ebullició, BWR) o el secundari d'un generador de vapor (en una seqüència accidental amb trencament de tub/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor d'aigua a pressió, PWR). De manera que es té una captura dels aerosols en els anteriorment dits volums, veient-se reduïda la quantitat d'ells que escapen a l'exterior. Habitualment aquestes seqüències s'han considerat solament per a reactors BWR i per a baixes velocitats de descàrrega, però aquestes podrien tenir lloc també a velocitats majors i, com s'ha dit amb anterioritat, en reactors PWR. Al llarg d'aquesta tesi s'ha contribuït a una millor compressió i quantificació dels processos naturals de mitigació que es produeixen quan es descarrega un doll en un volum d'aigua, de manera que pot ser aplicat per a descàrregues en piscines de supressió en una seqüència SBO (reactors del tipus BWR), com a l'interior d'un generador de vapor durant una seqüència SGTR (reactors del tipus PWR). Sent l'activitat central l'ampliació de les capacitats del codi SPARC90, de manera que siga capaç de quantificar la captura d'aerosols que té lloc quan la descàrrega es produeix a alta velocitat (originalment el codi solament va ser desenvolupat per a l'estudi de descàrrega en règim globular, és a dir, injecció a baixa velocitat). De manera que el procés seguit per dur a terme el present treball es pot dividir en diverses etapes. La primera d'elles se centra en la cerca bibliogràfica de la informació disponible, d'una forma específica relativa a dolls submergits i, donada l'escassa informació específica existent, esta s'ha estés a la cerca bibliogràfica de processos amb fenomenologies que presenten analogies amb els dolls submergits. Dins d'aquesta part, es té d'una banda, la cerca dels aspectes relatius a la hidrodinàmica del doll i, per un altre, els relatius als processos de captura d'aerosols. En una segona etapa es tenen els aspectes relatius a la implementació dins de les noves subrutines del codi de les expressions trobades i/o desenvolupades en l'anterior etapa. Mentre que per a la tercera etapa resta l'avaluació de les capacitats i el comportament dels nous models implementats en el codi. Per a aquesta última etapa, en primer lloc, s'ha procedit a dur a terme un procés de verificació amb el qual s'ha comprovat la robustesa del codi. I en segon lloc, s'ha procedit a realitzar un procés de validació, el qual ha estat dut a terme a través de la confrontació dels resultats predits pel codi enfront de les limitades dades experimentals disponibles en condicions similars a les introduïdes en el model. Sent la comparació enfront de les dades experimentals satisfactòria, mostrant una millora ostensible en les capacitats del codi. / Berna Escriche, C. (2017). Estimation of the radioactive aerosols capture in accidental sequences of nuclear power plants [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/90495

En reactores de agua a presión, las secuencias de accidente severo con rotura de tubos del generador de vapor (conocidas por sus siglas en inglés SGTR, Steam Generator Tube Rupture) son dominantes del riesgo, a pesar de ser sucesos de muy baja probabilidad. Su importancia reside en la potencial liberación de radiactividad, en forma de aerosol, que supondrían desde el circuito primario al medio ambiente, sin intervención de la contención. Sin embargo, las partículas radioactivas podrían retenerse parcialmente en el secundario del generador de vapor aun cuando no quedara agua en el mismo. La ausencia de información sobre la capacidad del generador de vapor para atenuar el Término Fuente en condiciones secas, ha impedido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidentes severos. Este trabajo describe las principales actividades y resultados de un programa experimental centrado en el estudio de la retención de aerosoles que se produce en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco. El trabajo está enmarcado en la contribución del CIEMAT al proyecto ARTIST (2003-2008) que ha sido financiada por el Consejo de Seguridad Nuclear. El objetivo general del trabajo fue desarrollar una base de datos de retención de productos de fisión en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco durante una secuencia SGTR de accidente severo. Los objetivos específicos del programa eran estimar tanto la influencia del campo de velocidades del gas, como la influencia de la naturaleza de las partículas en la retención de aerosoles en el haz de tubos. Para ello, se construyó una maqueta de tamaño intermedio con dimensiones y geometría representativas de una etapa un generador de vapor real. La caracterización aerodinámica del flujo en la etapa de rotura se realizó utilizando la técnica de velocimetría por imágenes de partículas (conocida por sus siglas en inglés PIV). La influencia de la naturaleza de la part / Sánchez Velasco, FJ. (2008). Experimental characterization of aerosol retention in the break stage of a dry steam generator in SGTR sequences [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/3839