EVALUACIÓN TERMOHIDRÁULICA DEL NÚCLEO DEL REACTOR RP-10 PARA DETERMINAR LA MÁXIMA POTENCIA Cáceres G.(1) gcaceres@ipen.gob.pe; Nieto M.(1) (1) Departamento de Cálculo, Análisis y Seguridad – IPEN / Lima, Perú RESUMEN - Se ha evaluado los parámetros termohidráulicos del núcleo del reactor RP-10 a partir del canal más exigido térmicamente. Determinación de potencia térmica máxima de operación, considerando los márgenes de seguridad y tratamiento estadístico de los factores de incertidumbre. Tsat z Tsat 100 P * z Patm - PROCEDIMIENTO DE CÁLCULO 0.255 Determinación del Flujo Térmico Máximo: Para una potencia térmica se calcula el flujo térmico promedio, dividiendo la potencia térmica (w) entre el área total de las placas de los elementos combustibles (cm 2). Para determinar el flujo térmico máximo, se multiplica el factor pico de potencia por el flujo promedio. Este flujo está ubicado en el punto medio de la placa combustible materia de estudio. Pot FI0 K Ft S C * Np MODELACIÓN TERMOHIDRÁULICA Se define como volumen de control del modelo al canal más exigido en el núcleo del reactor, pudiendo ser este canal formado por dos placas combustibles (canal normal) o una placa combustible y una placa guía de las barras de control (canal reducido). Para determinar el canal más exigido, se hace uso del factor pico de potencia, este se define como la relación entre el flujo térmico máximo y el flujo térmico promedio. Distribución Axial del Flujo Térmico: El flujo térmico a lo largo de la placa combustible tiene una distribución que se aproxima a una función cosenoidal, pudiendo determinarse la siguiente distribución axial: *z FIz FI0 * cos 2 * Lp Generación de Potencia Térmica: Considerando un área diferencial en la cara frontal de la placa se expresa: *z * P * dz dFI0 FIz * cos 2 * Lp C La potencia térmica y el flujo térmico es únicamente producido por la fisión del uranio contenido en las placas de los elementos combustibles, y es transferido al refrigerante que circula por el canal. Distribución de Temperaturas: Por transferencia de calor se tiene: dFIz dPrefri Se define la temperatura en el sentido axial del refrigerante como: OBJETIVOS - Determinar el valor de los parámetros termohidráulicos durante una operación a una potencia determinada. Determinar la máxima potencia de operación para las diferentes condiciones limitantes determinadas por los márgenes de seguridad y lograr una disminución en los costos de operación. Evaluar los parámetros termohidráulicos en el núcleo del reactor a partir de un análisis al canal más exigido del núcleo. o dPrefr m* Cp * dT 183 Operando luego de igualar las expresiones, se tiene: Tz Te 2 * Pc * L p * C p * S * Vc * FI 0 * z sen 2 * L p Para la distribución de temperaturas en la pared de la placa se emplea: Pplac z hcz * Tp z Tz sen * L 2 * Lp Se define un margen de seguridad para el fenómeno de Burn Out: Rb Donde se define Tp z Tz FIz hcz Qc FIz Cálculo de la Potencia de Excursión de Flujo Inestable: Existe una relación entre la caída de presión en el canal y el flujo másico de refrigerante que fluye por él. Para un flujo térmico el refrigerante se vaporiza, generando un desbalance que ocasiona temperaturas altas. La ecuación que gobierna este efecto es: 4.18 * Vc * S1 * Tsat TE * FIz FRDz D 0.29 1 3.15 * * 1.08 * Vc * * Pot 2*L El régimen del flujo del refrigerante define el Número de Nusselt, luego tenemos: K hc z * Nu L Evolución de la Temperatura de Saturación: Se obtiene una relación a partir de los valores de temperatura y presión del agua en el estado de líquido saturado. Se define un margen de seguridad para el fenómeno de redistribución de flujo dado por: Evolución de la Temperatura de Ebullición Nucleada: Esta es la temperatura que determina el inicio de la ebullición nucleada (ONB: Onset of nucleate boiling), que origina pequeñas burbujas de vapor de agua en la superficie de las placas. Esta es una condición limitante Para el cálculo se usa la correlación de Foster & Greif. Rr FRDz FIz Altura de Agua en el Rompesifón: Es condición limitante de la velocidad del refrigerante y como consecuencia del caudal de refrigeración, donde se determina una velocidad máxima para evitar que las pérdidas de presión en el sistema de refrigeración produzcan una disminución menor a 1,50 m de columna de agua en el rompesifón. Definiéndose: dTsat z 4.57 * FI0z.35 * Pz0.23 Teb z Tsat z dTsat z Velocidad Crítica del Refrigerante: Es otra condición limitante de la velocidad del refrigerante, que determina una velocidad crítica donde la depresión producida en el canal genera fuerzas capaces de deformar la geometría del mismo produciendo una disminución del flujo de refrigerante. Flujo Térmico para Burn Out: Es el que define el fenómeno en el cual se produce el efecto de Deperture from Nucleate Boiling (DNB), en el cual la diferencia entre las temperaturas de pared y de saturación alcanzan magnitudes elevadas bruscamente. La correlación de Mirkshark calcula esta condición. Qc 151* Q1 * Q2 * Q3 EVALUACIONES REALIZADAS Donde se define: La evaluación termohidráulica bajo esta modelación puede realizarse para toda configuración del núcleo en cualquier modo de funcionamiento. Para los modos de convección forzada se tomó la configuración del núcleo 17 para los modos I, II, III, V, VI, cuyos resultados se muestran a continuación. Q1=1+0.1198*Vc Q2=1+0.00914*dTsubenfriamiento Q3=1.0.19*Pz dTsubenfriamiento=Tsatz - Tz 184 Datos de Entrada: DATOS DE ENTRADA Mod I II III V VI Ncn 21 21 21 21 21 Ncc 5 5 5 5 5 Kt 2,557 2,557 2,557 2,557 2,557 Qt (m3/hr) 1640,0 1130,0 578,0 1480,0 881,0 Te (°C) 40 40 40 40 40 Condiciones Limitantes: DPn (mbar) 308,0 150,0 41,0 244,0 92,0 Si determinamos que la máxima potencia de operación, para los diferentes modos de operación a partir del análisis termohidráulico en el núcleo del reactor, son las que se indican: Temperatura de pared Tpz < 130ºC Temperatura de pared Tpz<Temp. de ebullición Margen Flujo Burn Out Rb < 2,0 Margen Flujo de Redistribución Rr<2,0 Altura de columna de agua en rompesifón > 1,50 m - Velocidad refrigerante < velocidad crítica - Modo Pot. Factores de Incertidumbre: Son factores propuestos para corregir los posibles errores en la fabricación, medición y/o cálculo. El tratamiento realizado a estos factores en esta oportunidad es el tratamiento estadístico, el cual realiza un análisis estadístico de las probabilidades de ocurrencia de estos factores en los parámetros analizados. POTENCIA MÁXIMA I II III V 15,0 10,0 5,0 13,0 VI 8,0 Determinadas las potencias máximas de operación, mostramos a continuación el comportamiento de los parámetros termohidráulicos para el canal normal (CN) en el Modo I para una potencia térmica de 15 Mw. El comportamiento de los parámetros en el canal reducido (CR) para este modo y en general para los otros modos de operación son similares a los aquí mostrados, teniendo algunas variación no muy significativa por las condiciones propias de operación, pero en ningún caso sobrepasando las condiciones limitantes. Resultados Obtenidos: Mediante cálculos de consigue las siguientes potencias térmicas máximas para cada modo de operación bajo las condiciones limitantes. Se realiza el análisis en el canal normal (CN) y el canal reducido (CR). D IS T R IB U C IO N D E T EM P ER A T U R A S M odo I - CN 150.0 POTENCIA MAXIMA "CN" Teb 130.0 25 z 110.0 Tp Pot (Mw) 20 T 90.0 15 70.0 10 50.0 5 30.0 Tz -4 0 . 0 0 I II Tpz<130 III Tpz<Teb Rb>2 V Rr>2 -2 0 . 0 VI 0.0 20.0 40.0 Z Hr>1.5 MARGEN DE SEGURIDAD DE FLUJOS Modo I- CN POTENCIA MAXIMA "CR" 12.0 30 10.0 25 Rb Pot (Mw) 8.0 20 R 6.0 15 10 4.0 5 2.0 0 I II Tpz<130 III Tpz<Teb Rb>2 V Rr>2 0.0 -40.0 VI Rr -20.0 0.0 Z Hr>1.5 185 20.0 40.0 Np : Nu : Pc : Pot : Prefri : : Sc : Te : Teb : Tpz : Tsat : Tz : z : COMENTARIOS Este análisis determina la máxima potencia que el núcleo del reactor puede generar, pero existen limitaciones en el sistema secundario. Los intercambiadores de calor y las torres de enfriamiento fueron diseñados para la potencia nominal del reactor, necesitando modificaciones para la nueva potencia propuesta (aumento de placas para los intercambiadores de calor y reducción de pérdidas hidráulicas en el sistema de refrigeración). Este estudio sirvió de base para la implementación de los modos de operación actual con costos de operación menor, cumpliendo con los objetivos iniciales del proyecto. número total de placas en el núcleo. número de Nusselt perímetro mojado del canal potencia térmica del reactor. calor transferido al refrigerante densidad del agua área total de la placa combustible. temperatura de entrada al canal temperatura de ebullición temperatura de pared temperatura de saturación temperatura del refrigerante eje de coordenadas REFERENCIAS [1] Cáceres G. Proyecto de Subida de Potencia del Reactor RP10 del IPEN Evaluación Termohidráulica del Núcleo del Reactor. Tesis de Grado. 1997. [2] Nieto M.; Lázaro G. Cálculo Termohidráulico Para la Subida de Potencia del Reactor de Investigación RP10. Instituto Peruano de Energía Nuclear. Lima. Mayo 1989. [3] Parkansky D.; García A.; Dellepiane J. Memoria de Cálculo Termohidráulico del Núcleo del reactor RP10. Proyecto Centro Atómico Perú. Comisión Nacional de Energía Atómica. Argentina. 1979. [4] Kreith F. Principios de Transferencia de Calor. Editorial Herrero Hermanos, sucesores. México 1970. NOMENCLATURA Cp FIz FIo hcz K KFt Lp m Ncc : calor especifico del agua : flujo térmico local : flujo térmico máximo : coeficiente convectivo : coeficiente de conductividad térmica : factor pico de potencia : longitud extrapolada : flujo másico : número de elementos combustibles de control Ncn : número de elementos combustibles normales 186