Efectividad de la despresurización del secundario de los generadores de vapor como medida ante un SBLOCA en el primario. Experimento PKL G7.

Transcripción

1 Efectividad de la despresurización del secundario de los generadores de vapor como medida ante un SBLOCA en el primario. Experimento PKL G7.1 J. F.Villanueva, F. Sánchez-Sáez, S. Carlos, S. Martorell Departamento de Ingeniería Química y Nuclear Universitat Politècnica de València Cami de Vera, sn, Valencia jovillo0@iqn.upv.es 1. INTRODUCCIÓN El programa de test OCDE-PKL2 tiene como objetivos, entre otros, investigar los problemas actuales de seguridad relevantes para reactores de agua a presión (PWR) así como nuevos conceptos de diseño para dichas centrales, centrándose en los complejos mecanismos de transferencia de calor en los generadores de vapor bajo determinadas situaciones accidentales. Estos problemas se están investigadas por medio de experimentos termo-hidráulicos que se llevan a cabo en la instalación experimental PKL. Esta ponencia se centra en la simulación, utilizando código best-estimated TRACE, de uno de dichos experimentos PKL cuyo objetivo principal es el estudio de la efectividad de la despresurización del secundario de los generadores de vapor como medida ante una rotura pequeña en la rama caliente del sistema refrigerante del reactor (SBLOCA) y fracaso total en la inyección de seguridad de alta presión (HPIS). Las simulaciones llevadas a cabo que reproducen el experimento G7.1 de PKL señalan que ante el fallo del HPIS se requiere una acción que evite el descubrimiento del núcleo optándose por una rápida despresurización del secundario de los generadores de vapor iniciada a determinada temperatura a la salida del núcleo, utilizada como indicador de la temperatura máxima de vaina. Esto provoca una suficiente despresurización del primario que permite la inyección por parte de los acumuladores permitiendo una transición a la fase de baja presión con la inyección del sistema de baja presión. En un escenario de accidente de parada con descubrimiento de núcleo es de especial interés la máxima temperatura de vaina de los elementos combustibles (PCT). La dificultad para medir directamente esta temperatura hace que se busque la medida de la temperatura de salida del núcleo (CET). Dicha lectura es usada en muchos casos como criterio para la iniciación de los procedimientos de gestión de accidentes e involucra a los procedimientos de operación de emergencia y a las guias de gestión de accidentes graves en numerosos países [1]. En esta ponencia se plantea además estudiar la correlación entre estos parámetros básicos de medida en una planta comercial, a partir de los resultados de la simulación de casos diferentes mediante el código termo-hidráulico TRACE. 1

2 2. LOCA PEQUEÑO EN RAMA CALIENTE DEL PRIMARIO CON FALLO DE SISTEMAS ADICIONALES. Para este tipo de roturas el sistema del refrigerante de un reactor convencional se despresuriza, produciéndose el disparo del reactor y la señal de inyección de seguridad por baja presión del presionador. En estas circunstancias pese a la inyección de seguridad en muchos casos no es suficiente como para volver a represurizar el primario necesitándose de acciones posteriores. El desarrollo de sucesos obliga pues en la mayoría de plantas a un enfriamiento paralelo del primario vía el secundario hasta condición de parada fría. Este proceso de enfriamiento se puede iniciar automáticamente o manualmente y puede ser de forma completa o parcial en función de la planta. En caso de fallo del sistema de inyección de alta presión todo el sistema primario se encuentra en condiciones de saturación y con una continua pérdida de refrigerante hasta el momento de dejar descubierta la rotura, permitiendo que el caudal a través de la misma pase de ser bifásico a ser todo de vapor. El primario se despresuriza lentamente junto con los generadores de vapor, pero su presión sigue siendo ligeramente superior a la del secundario. Esto permite mantener el incremento de temperatura necesario para evacuar una pequeña parte de calor residual que no puede evacuarse a través del caudal de la rotura, pero que resulta insuficiente al no haber inyección de seguridad a alta presión que permitiría mantener al sistema del refrigerante del reactor en una condición con núcleo cubierto y la presión del sistema suficientemente estable, siempre por encima de la de descarga de los acumuladores [2] En caso de fallo del sistema de inyección a alta presión y del enfriamiento vía el secundario de los generadores de vapor como es el caso objeto de este test, se hacen necesarias medidas adicionales ya que se produce descubrimiento del núcleo para presiones superiores a las de activación de los acumuladores y sistema de inyección a baja presión por lo que dichos sistemas no pueden entrar. Se requieren por tanto medidas que faciliten esa transición hacia presiones menores. Sin este enfriamiento vía secundario de los generadores de vapor, la presión en el secundario se puede estabilizar ya sea través de las válvulas de seguridad como de alivio, alrededor de una presión bastante inferior pero todavía insuficiente para asegurar una situación estable, ya que en el primario la evolución de la presión no depende solo de la presión del secundario si no del tamaño de rotura que provoca un desacople primario secundario a partir que la rotura queda descubierta y el núcleo comienza a descubrirse, por lo que sin acciones de mitigación podría ocurrir anteriormente a que puedan actuar los acumuladores por presión. Dentro de los procedimientos de una central, se hace seguimiento de la temperatura máxima de vaina (PCT) para que no alcance determinados valores que ponga en peligro la integridad de los elementos combustibles y además se evite la formación de hidrógeno. Esta temperatura es la que se toma como referencia en el presente test para inicio de la despresurización del secundario de los generadores de vapor que provoque la del primario y por lo tanto la entrada de los sistemas de acumuladores y 2

3 de inyección a baja presión. Dicha temperatura es difícil de medir y en su defecto se utilizan otras medidas que permiten estimar dichos valores o correlacionarlos de alguna forma. Estas medias, como niveles y temperaturas a la salida del núcleo, de más fácil lectura son utilizadas a menudo, no solo como estimadores por su relación con la PCT, sino también como indicadores para la activación de medidas compensatorias o de gestión de los accidentes, por lo que es de vital importancia comprender la relación existente entre dichas medidas y la PCT, para comprobar la efectividad de las contramedidas que se inician tras el suceso accidental y que tienen como señal de activación estas mismas cuando alcanzan determinados valores. 3. DESCRIPCIÓN MODELO TERMOHIDRÁULICO. INSTALACIÓN EXPERIMENTAL PKL La instalación experimental PKL simula el comportamiento de un reactor de agua a presión (PWR) de diseño occidental con una potencia nominal de 1300 MWe, y se utiliza para la investigación del comportamiento termohidráulico de este tipo de plantas bajo condiciones de accidente [1]. Figura 1: Nodalización de la instalación PKL para TRACE5. Primario. 3

4 La instalación simula completamente el primario, con 4 lazos distribuidos simétricamente alrededor de la vasija, y las partes más importantes del secundario del reactor con una escala de 1:145 en volumen y potencia, mientras que la longitud de los volúmenes corresponde con las dimensiones reales de la planta. La figura 1 muestra un esquema de la instalación experimental PKL. Además, esta instalación también dispone de los sistemas operacionales y de seguridad tanto en el primario como en el secundario. Entre los sistemas de los que dispone la instalación PKL se encuentran cuatro inyecciones de seguridad a alta y baja presión, independientes para cada lazo, el sistema de extracción del calor residual, 8 acumuladores dispuestos tanto en las ramas calientes como en las frías de los lazos del primario, a la entrada y salida de la vasija, el sistema de control de la presión en el presionador, y el sistema de control de volumen. Todo esto hace que con esta instalación se puedan simular un amplio espectro de escenarios accidentales. En la Figura 1 y 2 se presentan la nodalización del primario y secundario de dicha instalación para TRACE adecuadas para la simulación de los diferentes transitorios que se pretenden reproducir. Figura 2: Nodalización de la instalación PKL para TRACE5. Secundario. El modelo de planta para TRACE contempla el primario de la misma y el secundario hasta las válvulas de admisión de la turbina. 4

5 El modelo se ha generado para la realización de los casos de la presente ponencia, todos desarrollados en condiciones de baja potencia y parada, motivo por el cual no se han contemplado aquellos sistemas específicos para el funcionamiento a plena potencia y solo los necesarios en los transitorios simulados. 4. RESULTADOS. La evolución del transitorio se puede dividir en 4 fases. En la primera fase se estudia el descubrimiento del núcleo y la caída de presión del primario por debajo de la del secundario así como de la relación de la CET y la PCT. en la segunda fase una vez se alcanza la temperatura a la salida del núcleo de 623 K (350 ºC) se estudiala despresurización del secundario. El descenso en la presión del primario permite la inyección de lo acumuladores en la tercera fase mientras que ne la cuarta fase se produce la inyección de seguridad a baja presión. En la Figura 3 se resumen los principales hitos referidos. Small Break LOCA en rama caliente CET alcanza 350 ºC Comienza despresurización del secundario de los generaodres de vapor Presión primario desciende hasta setpoint acumuladores Inyección acumuladores Presión primario desciende hasta setpoint LPIS Inyección LPIS Fin transitorio Figura 3: Evolución del transitorio. Una vez que se produce la rotura, el refrigerante fluye hacia fuera a través de ella reduciendo el inventario de agua. La reducción del inventario y el calor generado en el núcleo conduce a descubrir el núcleo y el refrigerante primario comienza a calentarse. La formación de vapor en el núcleo produce un aumento en las temperaturas del lado primario, hasta que la temperatura a la salida del núcleo (CET) llega a 641K (Figura 4). En este momento, la despresurización rápida del lado secundario, que se establece como una medida de gestión de accidentes, se inicia, reduciendo el valor de presión primaria hasta el punto de ajuste de presión de acumuladores (Figura 5). Después de la inyección de los acumuladores, la única forma de evacuar calor disponible es la descarga de vapor a través de la rotura, hasta que llegue a presión de activación del LPIS. 5

6 Figura 4: Temperaturas a la salida del núcle y máxima de vaina. Figura 5: Presiones primario y secundario. En las Figuras 6 y 7 se analiza la relación entre CET y PCT. Esta relación es muy importante debido a la gestión del accidente se produce mediante la medida de CET, y el objetivo de la misma (despresurización en el lado secundario) es la de prevenir daño al núcleo, que se evalúa con la PCT. la Figura 6 muestra la diferencia entre PCT y CET y la Figura 7 muestra el cociente entre PCT y CET. Los resultados simulados con TRACE5 predicen bien las relaciones del experimento. En la figura 6, se puede observar que la diferencia máxima entre PCT y CET respecto a la subida de las temperaturas es alrededor de 160 K para los datos experimentales 6

7 y de 130 K para la simulación. Así, en la Figura 7, el valor máximo del cociente entre PCT y CET es 1.25 y 1.2 para experimental y TRACE respectivamente. Los resultados d TRACE presenta menores diferencias entre las dos medidas, siendo la PCT muy bien estimada pero sobrevalorando el valor de la CET en comparación con los datos experimentales. Figura 6: PCT-CET. Figura 7: PCT/CET. 7

8 6. CONCLUSIONES Este trabajo presenta los resultados de la simulación mediante TRACE de un accidente de pequeña rotura con primario cerrado y presurizado con fallo de HPIS y otros sistemas iniciales, accidente desarrollado en la instalación PKL (Test G7.1). De los resultados obtenidos en los apartados anteriores, se puede concluir que la fenomenología principal observada en el experimento se reproduce en la simulación mediante TRACE, donde las presiones primarias y secundarias, niveles y las temperaturas siguen la evolución de las mediciones experimentales. La despresurización del secundario postulada como medida de mitigación de accidentes para liberar la presión del circuito primario, evitando las altas temperaturas en el núcleo y permitir la actuación de acumuladores y LPIS, parece funcionar adecuadamente. Una vez que las inyecciones de seguridad mediante los acumuladores y el LPIS se establecen, se produce una situación estable de la planta con una reinundación del núcleo. Con respecto a las diferencias entre PCT y CET, hay una diferencia de temperatura máxima de 130 K en la simulación de TRACE5, mientras que en el experimento PKL la diferencia es de 160 K. La diferencia en relación con el comportamiento de la CET, implica para mejorar la medición de la temperatura y un mejor estudio acerca de por qué es mayor que el experimental. En general, los resultados de TRACE para PKL son coherentes con los datos experimentales. AGRADECIMIENTOS El trabajo presentado en este artículo es parte de la labor desarrollada por la Universitat Politècnica de València en el proyecto de OECD/PKL2, en la que los autores han participado bajo el liderazgo del Consejo de Seguridad Nuclear. Los autores también quieren agradecer a los organizadores del experimento del programa PKL III, especialmente a AREVA para la útil información proporcionada. REFERENCIAS [1] Test PKL III G7.1: SB-LOCA with Total Failure of HPSI (Counterpart Testing with ROSA/LSTF) - Quick Look Report - AREVA NP GmbH - NTCTP-G/2011/en/0008 [2] WCAP-9601 "REPORT ON SMALL BREAK ACCIDENTS FOR WESTINGHOUSE NSSS SYSTEM",JUNIO