1. INTRODUCCIÓN 2. DESCRIPCIÓN DEL REACTOR PHENIX
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40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 Desarrollo del modelo del reactor PHENIX con el código termohidráulico RELAP5-Na y simulación del transitorio PHENIX-EOL de circulación natural C. Berna1, A. Escrivá1, J.L. Muñoz-Cobo1 & L. E. Herranz2 1 Instituto de Ingeniería Energética Universidad Politécnica de Valencia Camino de Vera 14, 46022 Valencia (España) Tel.: +34 963879245, Fax: +34 963877639, Email: aescriva@iqn.upv.es 2 Unit of Nuclear Safety Research Division of Nuclear Fission, CIEMAT Avda.Complutense 22, 28040 Madrid (España) Tel.: +34 913466219, Fax:+34 913466233, Email: luisen.herranz@ciemat.es Resumen – El trabajo expuesto en este documento se encuadra dentro de las labores de validación de los códigos best-estimate, las cuales se están llevando a cabo a lo largo de las últimas décadas. Concretamente, se ha comprobado la capacidad del código RELAP5 en su versión preparada para modelar los reactores que trabajan con sodio como fluido de trabajo. Para ello, se ha desarrollado un modelo del reactor Phenix, una vez implementado dicho modelo y alcanzado un estado estacionario, se ha realizado la simulación de un transitorio de circulación natural. Transitorio del cual se dispone de datos experimentales, dado que fue llevado a cabo durante el año 2009 en dicho reactor como uno de los últimos tests antes de su desmantelamiento definitivo. En cuanto a los resultados obtenidos, decir que se ha desarrollado de forma satisfactoria el modelo de la planta, habiéndose alcanzado un estado estacionario con unas condiciones similares a las de planta. Finalmente, tomando como punto de partida dicho estacionario, se ha realizado el transitorio, teniéndose unos resultados también satisfactorios, dado que se trata de una primera versión del modelo, en el que se tienen pendientes algunas mejoras. 1. INTRODUCCIÓN Los reactores de IV generación y dentro de ellos los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR) suponen un avance significativo respecto a los actuales. Aspectos clave son la sostenibilidad, seguridad, fiabilidad y economía. Es aquí donde las herramientas numéricas tienen gran importancia, sobre todo de cara a prever las consecuencias de accidentes en planta. Por ello se hace necesario el desarrollo de modelos de planta y la simulación de casos. El modelo desarrollado en este trabajo tiene por objeto fundamental el testeo de las capacidades del código RELAP5-Na, tanto para reproducir el estado estacionario del reactor PHENIX como el posterior transitorio con inserción de barras de control y parada de bombas. En particular, se pretende evaluar la capacidad para la reproducción de los fenómenos de convección natural, cuyo fin último es evaluar la capacidad del código para reproducir la eliminación del calor residual. 2. DESCRIPCIÓN DEL REACTOR PHENIX1 El reactor PHENIX es una planta prototipo de reactor rápido refrigerado por sodio, la cual fue operada desde 1973 hasta 2009 por el CEA y el EDF en Marcoule. Cesó su producción de energía eléctrica hacia principios del año 2009, pero siguió funcionando hasta octubre de ese mismo año, periodo en el que se llevaron a cabo varios transitorios con fines investigadores. La potencia nominal fue de 563 MWth, si bien, desde 1993 operó con una potencia de 250 MWth, extrayendo dicha energía a través del secundario mediante 2 lazos en lugar de los 3 lazos originales. 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 En el reactor PHENIX la vasija del circuito primario contiene el núcleo, las bombas y los intercambiadores intermedios (IHX), Figura 1. La vasija se divide en la piscina fría (en verde) y la caliente (en rojo) mediante una vasija interna. El sodio proveniente del núcleo alcanza la piscina cliente, donde transfiere su calor a los 6 IHX y vuelva a la piscina fría. El calor es transferido a los intercambiadores de calor de los 3 circuitos secundarios (2 IHX por cada uno de ellos). La circulación del sodio desde la piscina caliente a la fría es asegurado por las 3 bombas del circuito primario. Una pequeña fracción del sodio ((~10 %) baipasea el núcleo para refrigerarlo. La cobertura inerte de ambas piscinas es de argón. Figura .1 Vista esquemática del reactor PHENIX. 3. DESCRIPCIÓN DEL TRANSITORIO DE CIRCULACIÓN NATURAL1 En 2009, antes de la parada definitiva del reactor, tuvo lugar una campaña de experimentación con el fin de tener datos para la validación de códigos de simulación sobre la neutrónica, termohidráulica y comportamiento del combustible. El objetivo del test PHENIX OEL de circulación natural era el estudio de los fenómenos de establecimiento de circulación natural en el circuito primario mediante la parada de las 3 bombas del primario. Previamente al test la planta se mantuvo en un estado estacionario alrededor del 35% de su potencia nominal (121.7 MWth), Tabla 1. El test se llevó a cabo durante las siguientes 7 horas aproximadamente, en la Tabla 2 se muestran los eventos principales que tuvieron lugar durante este periodo. El test de circulación natural comenzó con el vaciado de los generadores de vapor 1 y 3, manteniendo constante la velocidad de las bombas del primario y del secundario. La falta de refrigeración produjo el aumento de la temperatura en los IHX desde los 307 a los 420 ºC. Las variaciones en el feedback de la reactividad produjo un descenso de la potencia hasta el 40% (50MWth). Como consecuencia de la disminución de la diferencia de temperatura entre los circuitos primario y secundario, se tiene un aumento de la temperatura del núcleo, desde 360 a 400 ºC en unos 280 s. Durante las 2 horas siguientes no se realiza ninguna acción, se produce el establecimiento de la circulación natural. Unos 5 minutos después del scram, el aumento de la temperatura de salida del núcleo finaliza, debido al establecimiento de la circulación natural. Tras 10320 segundos (2 horas) se 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 abre la envolvente de los generadores de vapor, lo que produce un aumento de la refrigeración, con el consecuente mayor descenso de la temperatura en ambos circuitos. El calor residual es totalmente eliminado en alrededor de 10 horas. Tabla 1: Condiciones estacionarias. Variables Potencia Térmica Unidades Potencia Nominal Test Circulación Natural MW(th) 351.7 121.7 toneladas 801+40=841 841 Nivel Sodio (piscina cliente) metros 2.061 1.876 Nivel Sodio (piscina fría) metros 1.325 1.569 Temperatura Entrada Núcleo ºC 385 358 Temperatura Salida Núcleo ºC 525 432 IHX 1º temperatura entrada ºC 525 432 IHX 1º temperatura salida ºC 385 360 IHX 2º temperatura entrada ºC 320 308 IHX 2º temperatura salida ºC 525 432 Gato Másico Circuito Primario kg/s 2210 1427 Gasto Másico Circuito de Baipás kg/s - 143 Gasto Másico Núcleo kg/s 1988 1284 Gasto Másico Circuito Secundario kg/s - 4*190 Salto de Presión Núcleo bar 1.955 0.839 Salto de Presión IHX bar 0.0565 0.0236 Salto de Presión PP bar 2.09 0.8956 Masa Sodio (CC+CF+CORE) Tabla 2: Eventos principales durante el test de circulación natural. Tiempo (s) Eventos 0 Vaciado de los generadores de vapor 1 y 3. Velocidad bombas no varía 458 Scram y bombas 1 y 3 del secundario reducen su velocidad a 110 rpm en 1 minuto 466 Parada de las 3 bombas del primario, inicio de la primera fase 4080 Velocidad de las bombas del secundario se reducen a 100 rpm (motores de back-up) 10320 Generadores de vapor refrigerados por aire, inicio de la segunda fase 25000 Fin del transitorio 4. DESARROLLO DEL MODELO Y DEL FICHERO DE ENTRADA El desarrollo del modelo en el código RELAP5-Na se compone fundamentalmente de 2 aspectos, por una parte, la definición de la geometría de la instalación y, por otra parte, la introducción de las condiciones de contorno y de los eventos fundamentales que tienen lugar durante el transitorio. Para ello se ha empleado la información existente en el documento de la IAEA No. 17031 junto con algunos datos facilitados por el IRSN. Los manuales del código RELAP5/MOD3.3 se han usado también como guía para el desarrollo del modelo2,3.a pesar que la versión del código RELAP adaptada para sodio presenta algunas diferencias respecto a la desarrollada para agua. 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 4.1. Definición de la Geometría del Modelo en RELAP-Na El modelo del reactor PHENIX presentado en esta ponencia se ha desarrollado a partir de los datos comentados con anterioridad, la Figura 2 muestra de forma esquemática el modelo realizado para este trabajo. El circuito primario consta del núcleo conectado a 6 intercambiadores de calor intermedios (IHX), se tienen 3 bombas conectadas a la parte inferior del núcleo (2 IHX por cada bomba). El circuito secundario se compone de 6 volúmenes simples (tuberías en las que se han introducido las condiciones a la entrada y salida del circuito 2º de los IHX). La conexión entre ambos elementos se realiza mediante estructuras de calor. El núcleo se ha modelado mediante 5 tuberías 1D concéntricas (núcleo interno, externo, zona fértil, reflector de acero y protección neutrónica lateral). En estas zonas se han implementado estructuras de calor en las que se tiene la geometría y propiedades de los elementos del combustible. Los 6 IHX se han modelado mediante tuberías (las del primario con flujo descendente y ascendente para las del secundario). En el circuito primario hay 2 IHX por cada bomba, si bien solamente 4 de ellos estaban en funcionamiento en el presente test. El circuito secundario se compone únicamente de las citadas tuberías a las que se les ha impuesto las condiciones de entrada especificadas para el test. Figura 2. Vista esquemática del modelo de RELAP-Na. 4.2 Condiciones de Contorno y Eventos Principales del Test El transitorio se ha dividido en dos etapas (0-2000 s y 2000-25000 s). En la primera se tienen 3 eventos principalmente: vaciado de los IHX (0 s), el scram (458 s) y la parada de las bombas del primario (466 s). El final de esta primera etapa se tiene con el establecimiento de la circulación natural en el circuito primario. La segunda etapa viene dada por la refrigeración con aire de los generadores de vapor (10320 s). El vaciado de los IHX se ha simulado con la variación de las condiciones de entrada del secundario de estos (datos basados en los datos experimentales del flujo másico en el 2º de los IHX). El decremento de la potencia ha sido impuesto en el modelo (datos experimentales de la curva de decaimiento del calor nuclear, a las 10 horas se finaliza la extracción de la totalidad del calor residual). En cuanto a las bombas se tiene que su 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 parada se produce 8 segundos después del scram, decreciendo a la mitad de su velocidad nominal en 30 segundos y deteniéndose completamente a los 144 s. Durante las 3 horas siguientes no se realiza ninguna acción y la circulación natural se establece en el circuito primario. Tras 10320 segundos, se abre el recubrimiento del 2º de los IHX, lo que permite que se incremente la refrigeración del circuito 2º. Este evento se simula mediante un mayor decremento de la temperatura de entrada del 2º de los IHX (10900 s). Finalmente se tiene la evacuación total del calor residual en unas 10 horas. 5. COMPARACIÓN DE LOS RESULTADOS EXPERIMENTALES CON LAS PREDICCIONES DE LOS CÓDIGOS DE SIMULACIÓN En los párrafos siguientes se muestra la comparación de los resultados experimentales con los obtenidos mediante las simulaciones con varios códigos (RELAPNa y MARS-LMR4). Los resultados se han agrupado en dos secciones, la primera dedicada a la comparación del estado estacionario, mientras que en la segunda se presentan los resultados del transitorio de circulación natural. Tabla 3: Comparación del estado estacionario inicial. PHENIX (Experimental) MARS-LMR RELAP5 Temperatura Entrada Núcleo(ºC) 358 362.1 363.0 Temperatura Salida Núcleo (ºC) 432 435.3 444.0 T Núcleo (ºC) 74 73.3 80.9 IHX 1º Temperatura Entrada (ºC) 432 435.3 443.9 IHX 1º Temperatura salida (ºC) 360 362.2 362.9 T IHX 1º (ºC) 72 73.1 81.0 IHX 2º Temperatura entrada (ºC) 308 306.8 306.9 IHX 2º Temperatura salida (ºC) 432 434.3 443.8 T IHX 2º (ºC) 124 127.5 137.0 Gasto Másico Circuito 1º (kg/s) 1427 - 1426.8 Gasto Másico Circuito Baipás (kg/s) 143 - 141.2 Gasto Másico Núcleo (kg/s) 1284 1284.1 1285.5 Gasto Másico Núcleo Interno (kg/s) - - 564.5 Gasto Másico Núcleo Externo (kg/s) - - 502.7 Gasto Másico Zona Fértil (kg/s) - - 150.0 Gasto Másico Reflector Acero (kg/s) - - 68.3 Variables Gasto Másico 1º IHX (kg/s) Gasto Másico 2º IHX (kg/s) 1284 (4*321) - 1285 (4*321.26) 760 760 760 (4*190) (4*190) (4*190) 5.1. El Estado Estacionario Recordar que el estado estacionario inicial de la planta en este caso se tiene en alrededor del 35% de la potencia nominal (121.7 MWth). En la Tabla 3 se presenta la comparación de las principales variables, experimentales y halladas con los códigos. En ella se aprecia que en todos los casos se obtienen unos valores similares, únicamente se 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 aprecian diferencias significativas en los saltos de presión entre algunos componentes. Destacar también que para el RELAP-Na se tiene un salto térmico mayor (9%) que para el resto de códigos y para los resultados experimentales, esta discrepancia se debe al menor valor del calor específico a presión constante que tiene implementado el RELAP-Na. 5.2 Evolución del Transitorio del Test de Circulación Natural El transitorio se ha dividido en dos etapas. La primera, que finaliza con el establecimiento de la circulación natural, consta de 3 eventos principales (vaciado de los IHX, 0 s; scram, 458 s; parada de bombas del primario, 466 s). En la segunda se tiene como único evento significativo la refrigeración con aire del 2º de los IHX (10320 s). El gasto másico a través de las diferentes zonas del núcleo se presenta en las Figuras 3 a 6. El gasto másico inicial a través del primario es alrededor de 1427 kg/s, de los cuales 1285 kg/s atraviesan el núcleo y el resto circulan a través del baipás. Tras la parada de las bombas este cae prácticamente a 0, para estabilizarse alrededor de los 60 kg/s a partir de los 2000 s, cuando la circulación natural está totalmente establecida. Figura 3. Valores del gasto másico en la parte interna del núcleo calculada por RELAP. Figura 4. Valores del gasto másico en la parte externa del núcleo calculada por RELAP. Figura 5. Valores del gasto másico en la zona fértil calculada por RELAP. Figura 6. Valores del gasto másico en la zona del reflector de acero calculada por RELAP. El gasto másico en el estacionario calculado por ambos códigos es similar, pero tras el scram se aprecian diferencias significativas. Destacar que en el código RELAP se tiene flujo reverso durante unos 1000 segundos (tiempo de establecimiento de la circulación natural), mientras que para el MARS-LMR no se produce (2 regiones en el núcleo, parte interna y externa). Este fenómeno puede ser explicado por qué durante el establecimiento de la circulación natural los movimientos del fluido son princialmente causados por las diferencias de densidad. Y dado que en las partes externas del núcleo existe un calentamiento mucho menor (densidad prácticamente constante) lo que hace que 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 predominen las fuerzas de gravedad. Si bien la aparición de este flujo reverso puede ser causado por errores de cálculo del código. En los datos experimentales no existen medidas que puedan confirmar o desmentir estas afirmaciones. La apertura de la envolvente de los IHX, alrededor de las 3 horas del inicio del transitorio, favorece la eficiencia de la refrigeración, lo que hace que aumente el gasto másico (80 kg/s en el RELAP). La temperatura de salida del núcleo es uno de los parámetros más importantes que debe ser estimado en los fenómenos de circulación natural, Figura 7. En ella se aprecia la abrupta caída de temperatura causada por el descenso de la potencia del núcleo (scram a los 458 s). Seguido de este descenso se tiene un brusco aumento causado por la parada de las bombas del primario (466 s). A partir de este momento se tiene un descenso de la temperatura con una pendiente parecida en todos los códigos, la cual tiene un aumento cuando se abre la envolvente de los IHX (10320 s), mejora de la refrigeración de los IHX. Figura 7. Comparación de la temperatura de salida del núcleo. Figura 8. Comparación de la temperatura de entrada de los IHX. Figura 9. Comparación de la temperatura de salida de los IHX. La temperatura a la entrada y a la salida del 1º de los IHX se presenta en las Figuras 8 y 9. Para la entrada de los IHX se aprecian como diferencias entre los códigos decir que la abrupta caída de la temperatura tras el scram es mayor en las predicciones de MARS-LMR que en los valores experimentales y en las predicciones de RELAP. En cuanto a la posterior recuperación de la temperatura también se aprecian importantes diferencias (MARS-LMR muy pronunciada; RELAP recuperación poco pronunciada y más prolongada en el tiempo; experimental sin recuperación;). A partir de este punto se tiene la evolución con una pendiente bastante constante y el aumento en la pendiente con la apertura de la envolvente de los IHX para todos los casos estudiados. En cuanto a la evolución de la temperatura a la salida, los códigos MARS-LMR y RELAP presentan resultados prácticamente idénticos, mientras que los datos experimentales tienen una menor subida 40ª Reunión Anual de la SNE Valencia (Valencia) España, 1-3 octubre 2014 de temperatura inicial. El resto de la evolución del transitorio es bastante similar, aunque durante todo el transitorio se sitúa por encima de las predicciones de ambos códigos. Como resumen, decir que los resultados de los 2 códigos son consistentes, estando ambos en los rangos de los valores experimentales. Los dos capturan el descenso de temperatura (scram) y la posterior subida (parada de las bombas), si bien presentando algunas diferencias en las evoluciones. Con respecto a la parte final del transitorio, ambos capturan el aumento de la pendiente en las diferentes magnitudes producido por la mayor refrigeración que tiene lugar tras la apertura de la envolvente de los IHX. 6. CONCLUSIONES Como es bien conocido los códigos 1-D tienen limitaciones para la predicción de transitorios en los que aparecen fenómenos de circulación natural. En este trabajo se ha presentado una descripción de una test de circulación natural para un reactor SFR (reactor PHENIX), para ello se ha desarrollado un fichero de entrada para el código RELAP-Na (modelo de planta junto a las condiciones de contorno del transitorio). Además los resultados obtenidos se han comparado con los datos experimentales disponibles y con los del código MARS-LMR. La confirmación de las capacidades analíticas del código RELAP5-Na para modelar el reactor PHENIX y para simular el estado estacionario al 35 % de su potencia nominal es la principal conclusión de este trabajo. En cuanto a los resultados, decir que han sido buenos en líneas generales, aunque habrían sido mejores si las tablas de propiedades empleadas por el código hubiesen sido las idóneas (valores del Cp del sodio menor a los hallados en la bibliografía). En cuanto al transitorio de circulación natural, señalar que las dificultades del código para la reproducción del caso son mucho mayores, si bien se han alcanzado unos resultados aceptables teniendo en cuenta que, por una parte, se trata de un primer modelo del reactor (posibilidades de mejoras futuras) y, por otra, que se trata de un código que está en desarrollo para este tipo de reactores. En lo que se respecta al test de circulación natural de la serie experimental PHENIX EOL decir que las dificultades para la simulación son mayores, dadas las limitaciones de los códigos 1-D para simular este tipo de transitorios. Unido a ello, las discrepancias entre los valores del calor específico a presión constante que tiene implementado el RELAP-Na con respecto a los valores hallados en la bibliografía y la necesidad de la mejora de algunos aspectos del modelo desarrollado hacen que los resultados presentados no sean definitivos. En un futuro se espera realizar la implementación de algunas mejoras a dicho modelo (implementación más detallada de componentes, mejora en la estimación de pérdidas de calor, etc.) con la consiguiente mejora de los resultados. AGRADECIMIENTOS Los autores desean agradecer los fondos recibidos del “7th Framework Programme of the European Comission” a través del proyecto JASMIN (contrato número 295803). REFERENCIAS 1- IAEA TECDOC No. 1703 “Benchmark analyses on the natural circulation test performed during the PHENIX End-Of-Life experiments” Julio, 2013. 2- Idaho National Engineering Laboratory (INEL). “RELAP5/MOD3.3 code manual, Volume II: User’s guide and input requirements”. NUREG/CR-5535/Rev P4-Vol II, October 2010. 3- Idaho National Engineering Laboratory (INEL). “RELAP5/MOD3.3 code manual, Volume II: Appendix A, input requirements”. NUREG/CR-5535/Rev P4-Vol II App A, October 2010. 4- Jeong H.-Y., Ha K.-S- and Choi C.-W. “Multi-dimensional pool analysis of PHENIX end-of-life natural circulation test with MARS-LMR code”. Annals of Nuclear Energy, Vol. 63, p.p. 309-316, 2014.
