Put Paper Title Here - 42ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear

39ª Reunión Anual de la SNE
Reus (Tarragona) España, 25-27 septiembre 2013
Desarrollo de un modelo del NSSS de un reactor PWR con el código
termo-hidráulico GOTHIC
Ignacio Gómez García-Toraño (Karlsruhe Institute of Technology).
ignacio.torano@kit.edu
Gonzalo Jiménez (Universidad Politécnica de Madrid) gonzalo.jimenez@upm.es
Resumen – El código termo-hidráulico GOTHIC se suele emplear en la industria
nuclear para licenciar análisis transitorios en el recinto de contención de plantas de
Generación II (PWR, BWR) como de Gen III y III+ (AP1000, ESBWR, APWR). Tras
introducir la masa y energía liberada a la contención, previamente calculada por otros
códigos (RELAP5, TRACE), GOTHIC permite calcular detalladamente la evolución de
parámetros fundamentales en la contención. Sin embargo, surge la siguiente
pregunta: ¿se podría integrar todo el proceso en un único paso sin tener que recurrir a
un código externo?, que constituye la motivación del proyecto.
1. INTRODUCCIÓN
El principal objetivo del presente proyecto es desarrollar un modelo termo-hidráulico
del NSSS (Nuclear Steam Supply System) de un reactor PWR - 3 lazos y de diseño
Westinghouse con el código termohidráulico GOTHIC. Adicionalmente se pretende
comprobar la validez de dicho modelo en régimen de operación a potencia, para lo cual se
verificarán las principales variables del reactor: presión en el circuito primario, salto térmico
del refrigerante a través de la vasija, nivel de líquido en el presionador y en el generador
de vapor, potencia eléctrica generada, caudal del SRR (Sistema de Refrigeración del
Reactor) y caudal de vapor generado.
La elección de GOTHIC con respecto a otros códigos de contención para realizar
este modelo radica en la adecuación de sus modelos de condensación y formación de
niebla/mist, lo cual permite representar fidedignamente la temperatura y presión en el
interior de la misma. Por tanto, permitiría representar fielmente el comportamiento de la
contención ante un accidente comprendido tanto dentro como fuera de las bases de
diseño.
2. DESCRIPCIÓN DEL CÓDIGO GOTHIC
El código GOTHIC, desarrollado por NAI (Numerical Application Incorporaated) para
EPRI (Electric Power Research Institute) es el código estándar a la hora de licenciar los
análisis de transitorios en las contenciones de reactores PWR y BWR por parte de la NRC
(Nuclear Regulatory Comision), habiéndose sometido en repetidas ocasiones a una
extensa matriz de validación [1].
Una de las ventajas del código es la interfaz gráfica de la que consta, pudiendo
definir cómodamente un modelo termohidráulico (e.g Ilustración 1) a partir de un conjunto
de herramientas [2], destacando cuatro en particular:
-
Volumen de control (control volume): región que contiene un volumen libre de fluido
en su interior.
-
Camino de flujo (flow path): permite el intercambio de masa y energía entre dos
volúmenes de control.
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-
Condición de contorno (boundary condition): permite fijar la presión o el caudal en
un volumen de control.
-
Estructura de calor (heat structure): permite el intercambio de calor entre dos
volúmenes de control.
Ilustración 1: ejemplo de modelo termohidráulico en GOTHIC
-
Existen más herramientas dentro del código, que permiten modelar dispostivos tales
como intercambiadores de calor, recombinadores autocatalíticos de hidrógeno,
bombas, ventiladores, compresores, fuentes y sumideros de calor.
3. DESCRIPCIÓN DEL MODELO
El modelo se ha realizado secuencialemente desde la vasija. Posteriormente se
integran las ramas calientes y frías de los 3 lazos, los generadores de vapor, el
presurizador, el recinto de contención y el resto de los componentes. Se mostrarán los
diagramas hidráulicos de cada uno de los elementos integrantes del reactor en lugar de los
termohidráulicos (con estructuras de calor) a fin de lograr claridad.
En la vasija (Ilustración 2) el agua entra por el downcomer (1), desciende hasta el
lower plenum (2) y asciende al upper plenum (5) a través del núcleo del reactor (3) y el
bypass (4). En el núcleo se representa un calentador (1H), cuyo significado físico son las
reacciones de fisión generadas en el combustible. Una pequeña parte del agua del upper
plenum irá a la upper head (6), desde donde se recirculará al downcomer; el resto se
dirigirá hacia los generadores de vapor (Ilustración 4).
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Ilustración 2: modelo hidráulico de la vasija
del reactor PWR en GOTHIC
Ilustración 3: modelo hidráulico de las
ramas fría, caliente y presionador del lazo 1
del reactor PWR en GOTHIC
El agua del primario entra a la cámara caliente de la caja de aguas del generador de
vapor, sube a través de los tubos ascendentes (17), baja por los tubos descendentes (18)
y sale por la cámara fría en dirección a la vasija. En su recorrido, ésta intercambia calor
con el lado secundario del generador de vapor (19), produciendo un vapor que será
recogido en turbina, definida a partir de la condición de contorno de presión 1P. Al
introducir una condición de contorno de caudal entrante 2F, el lado secundario del
generador de vapor está continuamente alimentado.
En la Ilustración 3, se muestran las conexiones entre la vasija y el generador de
vapor; además se muestra el presionador (35), situado en el lazo 1. La rama caliente (32)
dirigirá el agua hacia el generador de vapor a través de 32, la cual retornará a la bomba
(1P) a través de 33. Posteriormente la bomba (1P) impulsará el agua a través de la rama
fría (34) hacia el downcomer. En relación al presionador, se han definido los elementos
característicos del mismo: calentadores de respaldo y proporcionales (2H,3H), rociadores
(1N) y válvulas de seguridad (1V,2V).
El modelo hidráulico de la contención se muestra en la Ilustración 5. Se ha
modelado muy compartimentada, de forma que puedan obtenerse propiedades
homogéneas del fluido en su interior. El modelo termohidráulico completo se muestra en la
Ilustración 6.
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Ilustración 4: modelo hidráulico del generador
de vapor del reactor PWR en GOTHIC
Ilustración 5: modelo hidráulico del
recinto de contención en GOTHIC
Ilustración 6: modelo termo-hidráulico de un reactor PWR integrado con
el recinto de contención en GOTHIC
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4. VALIDACIÓN DEL MODELO EN RÉGIMEN DE OPERACIÓN A
POTENCIA
Para validar el modelo de la planta en régimen de operación a potencia se van a
comparar una serie de parámetros clave con los proporcionados por Westinghouse en la
documentación [3]. Se considera alcanzado el estado estacionario cuando las variables
principales no varían su valor significativamente.
El salto térmico del agua a su paso por la vasija es de 37ºC, mientras que en la
documentación es de 38ºC, como se muestra en la Ilustración 7. Por otro lado, debido a
los controles de nivel introducidos en el generador de vapor y el presionador, el nivel de
ambos se ajusta muy próximo al valor real (Ilustración 8 e Ilustración 9).
Ilustración 7: salto térmico del agua a través
de la vasija
Ilustración 8: nivel de líquido en el
generador de vapor
La presión en el presionador se asemeja a la proporcionada en la documentación:
155,13 bar. Según se muestra en la Ilustración 10, esta variable sufre una larga secuencia
transitoria debido a la importancia de las condiciones iniciales escogidas, y a la inercia
térmica del agua frente al efecto de los calentadores.
Ilustración 9: nivel de líquido en el
presionador
Ilustración 10: presión en el presionador
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En la Tabla 1 se muestran los resultados de la validación. Se puede apreciar que el
error relativo entre la simulación y el dato de referencia para estado estacionario es menor
que el 5%, excepto para el caudal del SRR. En este caso el error se debe a la dificultad de
estimar las pérdidas de carga con el modelo, lo que provoca que la bomba deje de
funcionar en el punto nominal de funcionamiento.
Tabla 1: resultados de la validación
Variables principales
del reactor
Modelo de PWR
genérico en GOTHIC
Salto térmico a través
de vasija
Central
Westinghouse de
referencia
Error relativo (%)
37 ºC
38 ºC
2.63 %
154.6 bar
155.13 bar
0.34 %
68 bar
68 .11 bar
1.60 %
Caudal del SRR
3767 kg/s
4000 kg/s
5.83 %
Caudal de vapor
462 kg/s
460 kg/s
0.43 %
Nivel en el presionador
57.33 %
60 %
2.43 %
Nivel en los
generadores de vapor
70.28 %
70%
0.39%
919.30 MWe
930 MWe
1.15 %
Presión del primario
Presión del secundario
Potencia eléctrica
generada
5. CONCLUSIONES
Se ha demostrado que es posible construir un modelo termo-hidráulico de reactor
PWR integrado con el recinto de contención mediante GOTHIC, y que éste es capaz de
reproducir las principales variables en régimen de operación a potencia.
Es la primera vez que se modela un circuito primario completo de una planta con el
código GOTHIC. Por tanto, de cara a la futura simulación de accidentes con dicho modelo,
el cálculo de la liberación de masa y energía a la contención será realizado directamente
por el código en cada paso de tiempo y no será necesario recurrir a otros códigos externos
para obtener dicha liberación.
Ello constituye una mejora con respecto al modo usual de simular accidentes en la
contención, en los que para cada paso de tiempo se calcula la liberación de masa y
energía mediante códigos externos a GOTHIC (RELAP5,TRACE, LOFTRAN), para luego
introducirla a través de condiciones de contorno en GOTHIC y así calcular la evolución de
la temperatura y presión en la contención.
Desarrollado el modelo y verificada su validez, se abren nuevas vías de
investigación como analizar el comportamiento de la central tras un accidente base de
diseño en la contención. Asimismo y debido a los detallados modelos de combustión y
transporte de hidrógeno que GOTHIC tiene implementados, resultaría especialmente
interesante analizar el comportamiento de la central tras un accidente severo o la
comparación de este tipo de accidentes frente a benchmarks internacionales (MELCOR,
ASTEC, MAAP).
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AGRADECIMIENTOS
UPM, KIT.
REFERENCIAS
[1] Carstens, N. (December 2010). System Code Evaluation. Rockville.
[2] Rahn, F. (Junio 2011). GOTHIC 8.0 (beta2) Thermal Hydraulic Analysis Package User
Manual NAI 8907-02-Rev20.
[3] Westinghouse Nuclear Española. (1983). Descripción del SNGV Westinghouse.