ACOPLE NEUTRÓNICO-TERMOHIDRÁULICO ENTRE PUMITA Y RELAP5 PARA LA SIMULACIÓN DE TRANSITORIOS DEL REACTOR CAREM-25 RESUMEN

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1 ACOPLE NEUTRÓNICO-TERMOHIDRÁULICO ENTRE PUMITA Y RELAP5 PARA LA SIMULACIÓN DE TRANSITORIOS DEL REACTOR CAREM-25 Breitembücher, A. 1, Etchepareborda, A. 1,2, Hosid, A. 1,2, Lema, F. 1,2 1 Departamento Control de Procesos CAB CNEA 2 Instituto Balseiro Universidad Nacional de Cuyo ariel.hosid@cab.cnea.gov.ar RESUMEN El presente trabajo se enmarca en el proyecto de desarrollo de un simulador de alcance total para el reactor CAREM-25. Se presenta el acople entre el código de planta RELAP5 y el código de núcleo PUMITA, el cual se realizó con el fin de obtener un modelo detallado del núcleo del reactor CAREM-25 para la simulación de transitorios. Se menciona el tipo de mapeo utilizado y los modelos involucrados, así como las herramientas empleadas para llevar a cabo dicho acople. Finalmente, se presentan los resultados obtenidos a través de simulaciones de diferentes transitorios. 1

2 COUPLING NEUTRONIC THERMAL-HYDRAULIC BETWEEN PUMITA AND RELAP5 CODES FOR TRANSIENT ANALYSIS OF CAREM-25 REACTOR ABSTRACT This work is part of the development of a full-scope simulator project for the CAREM-25 reactor. The coupling between the RELAP5 thermal-hydraulic code and the PUMITA neutronic code is presented. This coupling is performed in order to obtain a detailed CAREM-25 reactor core model for transient analysis. The type of mapping used, models involved as well as the tools used to carry out such coupling are mentioned. Finally, the results obtained through different transient simulations and comparisons performed are shown. 2

3 INTRODUCCIÓN El SimFase2 es un simulador gráfico interactivo (SGI) del reactor CAREM-25 que (al día de hoy) constituye una de las fases del desarrollo del Simulador de Alcance Total), cuya finalidad principal será el entrenamiento de los operadores del reactor. Este SGI será utilizado como una herramienta para reproducir las simulaciones de transición entre distintos estados operativos y de eventos postulados base de diseño (EPBD). De esta manera, el SGI SimFase2 servirá para verificar el desempeño de los lazos principales de regulación y los límites de disparo de los sistemas de seguridad del reactor. Asimismo, permitirá observar el efecto de las regulaciones principales del reactor ante la ocurrencia de diferentes EPBD, postuladas con fallas o representadas a través de condiciones de contorno estáticas en los modelos utilizados para los análisis de seguridad presentados en el Informe de Diseño del reactor [1]. El modelo de núcleo para los simuladores SimFase2 y de Alcance Total debe representar fehacientemente el comportamiento neutrónico-termohidráulico del reactor para todo el rango de operación. Este modelo debe tener en cuenta los cambios espaciales en la distribución de potencia y los valores de flujo neutrónico en las distintas partes del núcleo a lo largo de una simulación. Asimismo debe considerar los efectos espaciales producidos por las barras de control y por los venenos neutrónicos (Xenón) frente a cambios de potencia. Dado que estas características no pueden ser provistas por el modelo de cinética puntual que tiene RELAP5 [2][3], es necesario acoplar el modelo termohidráulico de RELAP5 con un código de núcleo externo que provea dichas características y que permita realizar, además, simulaciones en tiempo real para cumplir con las especificaciones de tiempo de cálculo que requiere el Simulador de Alcance Total. Así, el SGI SimFase2 se presenta como una evolución del SGI SimFase1 [4][5], donde el modelo neutrónico de cinética puntual (CP) queda reemplazado por un modelo de cinética espacial (CE). De esta manera, el modelo neutrónico-termohidráulico del núcleo del reactor se obtiene a través del acople entre el modelo neutrónico 3D, representado con el código PUMITA, y el modelo termohidráulico 1D o cuasi 2D (dependiendo del modelo que se utilice), representados con el código de planta RELAP5. El acople entre ambos códigos se hará entonces a través del pasaje de información a lo largo de una simulación. Finalmente, se omite la presentación y descripción del reactor CAREM-25, la cual se encuentra detallada en [6][7]. DESCRIPCIÓN DE LOS MODELOS Modelo neutrónico El modelo neutrónico consiste de un núcleo 3D modelado con PUMITA que representa los elementos combustibles divididos en trozos axiales, además del barrel y el reflector que los rodea. El modelo es de geometría fija y se han generado versiones, a través de distintas compilaciones, en geometría triangular y en geometría hexagonal. PUMITA resuelve las ecuaciones de difusión en las 3 direcciones espaciales, determinando para cada paso de tiempo el flujo neutrónico discretizado en energía a través del uso de tablas de secciones eficaces indexadas por condiciones termohidráulicas y la presencia de la 3

4 barra de control. Las secciones eficaces abarcan un amplio rango de densidades y temperaturas de refrigerante, temperaturas de combustible y posición de barras de control, representando así distintas condiciones de operación. El código calcula además la potencia de fisión instantánea y la generada por el decaimiento de los productos de fisión, junto con la concentración de xenón, la cual toma importancia cuando ocurren cambios significativos de potencia. Desde el archivo de entrada se puede configurar el tipo de método para resolver las ecuaciones (adiabático o directo), si se quiere acople termohidráulico (con RELAP5 por ejemplo) y si se tienen en cuenta los efectos del Xenón. También se debe especificar la distribución de quemado para cada uno de los canales al igual que la distribución de temperatura de combustible, temperatura de refrigerante y densidad de refrigerante. El modelo cuenta con 28 barras de control que se mueven en forma independiente o por bancos a través de distintos comandos. Dichos comandos pertenecen a la interfaz del módulo y están descriptos en [8]. Modelo termohidráulico Se realizó el acople de PUMITA con los tres modelos de núcleo descriptos en [9]. El resto del modelo de planta está descripto en [1]. Estos modelos de RELAP5 representan distintas nodalizaciones radiales al agrupar distinta cantidad de elementos combustibles en canales paralelos. Así, quedan determinados modelos con 1 canal paralelo, 2 canales paralelos y 5 canales paralelos, donde los nodos de cada canal están unidos con los nodos correspondientes de su canal vecino, con el fin de representar el flujo cruzado del refrigerante. De esta manera, el modelo con un canal (modelo 1) representa todos los elementos combustibles. El modelo con 2 canales paralelos (modelo 2) representa todos los elementos combustibles internos con un solo canal y los elementos combustibles externos con el segundo canal. Mientras que el modelo con 5 canales (modelo 3) representa con cada uno de los canales diferentes agrupaciones de elementos combustibles, donde el canal 1 representa el anillo central (combustible central) y el canal 5 el anillo externo, (todos los combustibles externos). Cada uno de los modelos tiene la misma cantidad de estructuras de calor que canales. Estas estructuras representan la masa asociada a los elementos combustibles, teniendo en cuenta las diferentes composiciones. El acople con PUMITA requiere el pasaje de información de las variables termohidráulicas correspondientes a la zona activa del núcleo, tanto para los canales como para las estructuras de calor. Dichos componentes consisten de la misma cantidad de nodos axiales (con la misma longitud) que lo nodos neutrónicos de PUMITA. Esta discretización axial es la misma para todos los canales y estructuras de calor de los diferentes modelos de núcleo. 4

5 MAPEO ENTRE MODELOS Para lograr el acople entre los modelos de RELAP5 y PUMITA es necesario establecer el agrupamiento espacial entre nodos neutrónicos y nodos termohidráulicos. Esto se realiza a través de un mapeo entre nodos que determina cómo es la asignación de la potencia en las estructuras de calor del modelo termohidráulico y la asignación de variables termohidráulicas en los nodos neutrónicos. Estas variables son: temperatura de combustible, temperatura de refrigerante, densidad de refrigerante y concentración de boro; y se le pasan a PUMITA a través de ciertos comandos programados [8]. Existen diferentes tipos de mapeos que se diferencian entre sí por los criterios utilizados para asignar los elementos combustibles del modelo neutrónico a los canales del modelo termohidráulico. Estos criterios abarcan una amplia cantidad de características a los que están sometidos los elementos combustibles, como por ejemplo la geometría y el tipo, la ubicación, el quemado, el modo del flujo neutrónico y si poseen elementos de control. Sin embargo, dadas las características del reactor CAREM-25, en este trabajo se realizó un mapeo del tipo termohidráulico siguiendo la metodología planteada en [10] y [11], donde cada canal está formado por aquellos elementos combustibles que presentan características termohidráulicas similares. De esta manera, los elementos combustibles del modelo neutrónico quedan agrupados a través de anillos o coronas para corresponderse con los canales del modelo RELAP5. Dado que existen diferencias en las dimensiones de los modelos (3D para el modelo neutrónico y 1D y cuasi 2D para los modelos termohidráulicos) es necesario, según sea el caso, condensar o extender los datos que se pasan los códigos. Esta condensación y extensión de datos es necesaria realizarla en dirección radial, ya que ambos modelos comparten la misma discretización axial (misma cantidad y tamaño de nodos). La condensación de datos se realiza cuando se pasa la potencia, calculada por PUMITA, a las estructuras de calor de RELAP5. Esta condensación debe realizarse para las potencias de todas las coronas de elementos combustibles que se corresponden a los canales del modelo termohidráulico, repitiéndose el procedimiento para cada tramo axial. La misma consiste en sumar dichas potencias del modelo neutrónico y asignarlas a los nodos termohidráulicos correspondientes. De esta manera, se obtienen diferentes condensaciones dependiendo de la cantidad de canales que tenga el modelo RELAP5. Luego, la extensión de datos se realiza cuando se pasan las variables termohidráulicas a los nodos neutrónicos del módulo PUMITA. El proceso consiste en asignar las variables de cada nodo termohidráulico a los nodos neutrónicos asociados, los cuales pueden pertenecer a distinta cantidad de coronas o anillos de elementos combustibles, dependiendo del modelo RELAP5 que se utilice. Este manejo y pasaje de información entre códigos se realiza a través de la S-Function [12] Relap_Pumita_sf que funciona con el servicio relapservice [13]. A través de esta S-Function se configuran y especifican diferentes parámetros como el modelo termohidráulico elegido (modelo 1, modelo 2 o modelo 3), el paso de tiempo de simulación y la geometría del modelo neutrónico, entre otros. 5

6 VERIFICACIÓN DE RESULTADOS Se realizaron simulaciones para verificar el acople RELAP5/PUMITA. Se presenta la verificación de los acoples para los modelos de 1 y 5 canales paralelos (modelo 1 y modelo 3) a través de la comparación de simulaciones utilizando modelos de núcleo equivalentes. Para lograr la equivalencia entre los modelos neutrónicos se adaptó el modelo neutrónico (y termohidráulico) de RELAP5, de manera que quede con la misma distribución de quemado (implementado a través de los coeficientes de realimentación), perfiles de potencia, parámetros cinéticos y peso de barras que el modelo neutrónico de PUMITA. Movimiento de una barra de control Se comparó la respuesta del reactor al 100% de potencia nominal ante el movimiento de una barra de control en ambos modelos neutrónicos. El modelo termohidráulico utilizado fue el modelo nominal de 1 canal para la zona del núcleo y no se tuvieron en cuenta los efectos del xenón. Este movimiento consistió en mover cada banco de barras 2 cm respecto de sus posiciones de equilibrio. El movimiento se realizó de a un banco por vez, quedando el resto en sus posiciones de equilibrio. Se realizaron comparaciones correspondientes a tres bancos de barras distintos, ubicados en distintas partes del núcleo. En la Figura 1 se presenta la nodalización del núcleo del reactor utilizada por PUMITA junto con la localización de los bancos de barras de control que se utilizaron para realizar las comparaciones: el banco 1 (BC 1), el banco 9 (BC 9) y el banco 7 (BC 7), donde el BC 1 está constituido por una barra de control y los dos restantes por tres barras de control cada uno. El movimiento de un paso en cada uno de los bancos de barras implica la inserción de distintas reactividades. Esto se debe principalmente a que los bancos se encuentran en distinta posición radial y axial, además de la diferencia en la constitución de los mismos. En la Tabla 1 se presenta la reactividad insertada para cada uno de los casos, y en la Figura 2 las evoluciones temporales de la potencia para el modelo con PUMITA (cinética espacial). En el gráfico superior de la Figura 2 se presenta el mismo gráfico que el inferior pero con mayor detalle temporal. Se observa que cuanto mayor es la reactividad introducida mayor es el pico de potencia en el transitorio. 6

7 Figura 1. Nodalización del núcleo y denominación alfanumérica de los elementos combustibles junto con la localización de los bancos de barras de control utilizados. BC 1 BC 9 BC 7-0,017 usd -0,0411 usd -0,0082 usd Tabla 1. Reactividad insertada para un paso del banco de barras de control, quedando el resto de los bancos quietos, para un determinado punto del ciclo. Figura 2. Evolución de la potencia del reactor ante el movimiento de un paso de 2 cm de los bancos de barras de control BC 1 (azul), BC 9 (verde) y BC 7 (rojo). 7

8 A continuación se presentan las comparaciones entre ambos modelos neutrónicos para los tres bancos de barras mencionados. En el gráfico superior de cada figura se presenta el transitorio con mayor detalle temporal que en el gráfico inferior. En la Figura 3, Figura 4 y Figura 5 se presentan las respuestas del reactor ante el movimiento de los bancos BC 1, BC 9 y BC 7 respectivamente, donde se observan la potencia del reactor, la presión del primario y el caudal del refrigerante que circula por el sistema primario. Figura 3. Evolución temporal del reactor ante el movimiento de un paso del BC 1. Se presenta la potencia del reactor (a), la presión del primario (b) y el caudal del primario (c). 8

9 Figura 4. Evolución temporal del reactor ante el movimiento de un paso del BC 9. Se presenta la potencia del reactor (a), la presión del primario (b) y el caudal del primario (c). Figura 5. Evolución temporal del reactor ante el movimiento de un paso del BC 7. Se presenta la potencia del reactor (a), la presión del primario (b) y el caudal del primario (c). 9

10 Para el caso del BC 1 (Figura 3) se observa en el transitorio que los picos de potencia no presentan diferencias significativas en magnitud y constantes de tiempo, siendo distinto el caso del BC 9 (Figura 4) y del BC 7 (Figura 5), donde los picos de cinética espacial observados en los primeros segundos del transitorio son mayor y menor respectivamente. Por otro lado, en las variaciones de presión se presentan diferencias notables entre ambos modelos neutrónicos para los casos del BC 9 y del BC 7, siendo sus diferencias de aproximadamente 30 KPa y 10 KPa respectivamente para el estado estacionario. Finalmente, el caudal del refrigerante en el estado estacionario final no presenta diferencias significativas entre ambos modelos para ninguno de los tres bancos, siendo levemente mayor el correspondiente al modelo de PUMITA (CE). Cambios de potencia Se realizaron simulaciones con cambios en la referencia de potencia eléctrica utilizando los modelos de planta y controladores de [14]. Se utilizó un modelo de planta que incluye un modelo de núcleo con 5 canales paralelos acoplado a PUMITA. De esta manera se comparó el acople realizado para el modelo 3 con el modelo nominal de 1 canal con cinética puntual, utilizado para el diseño de las regulaciones principales del reactor. Como se mostró en [14], los cambios en la referencia de potencia se simularon sin tener en cuenta el efecto del xenón, el cual es un producto de fisión donde uno de sus isótopos tiende a inestabilizar al sistema debido principalmente a la dinámica que presenta y a su gran valor de sección eficaz de absorción. La aparición del xenón se vuelve importante cuando ocurren cambios significativos de potencia ya que es ahí cuando ocurren cambios grandes en su concentración. La ventaja de contar con un modelo de xenón en el modelo de cinética espacial brinda la posibilidad de observar cómo se ven afectadas las regulaciones cuando ocurren cambios significativos en la potencia, es decir, la modificación en las acciones de control para compensar el efecto del xenón. En [14] se mostró cómo es la evolución del reactor cuando la referencia de potencia eléctrica se reduce al 60% a través de un modelo de cinética puntual y sin xenón. Previo a la inclusión del modelo neutrónico con xenón, en la Figura 6 se presenta la comparación entre los modelos de cinética puntual y cinética espacial sin xenón para el mismo cambio en la referencia de potencia eléctrica. Se observa que la potencia se comporta de la misma manera para ambos modelos y que existen pequeñas diferencias en la presión del domo, que son irrelevantes a los efectos de las acciones que puede tomar la regulación. En la Figura 7 se presenta la evolución temporal del reactor cuando se implementan modelos neutrónicos de PUMITA (cinética espacial) con y sin xenón. El efecto del xenón es visible y obliga a realizar movimientos adicionales de la barra de control. Para este caso particular, donde la referencia de potencia eléctrica se reduce al 60% y la planta se queda operando en esas condiciones, el transitorio del xenón dura varias horas y su máxima concentración se alcanza alrededor de las 13 hs. Esta maniobra requiere la intervención de otros bancos de barras de control pertenecientes al sistema de ajuste de reactividad para regular las variables de interés, ya que al BC 1 no le alcanza su reactividad para hacerlo. 10

11 Figura 6. Cambio en la referencia de potencia eléctrica al 60%: comparación entre el modelo de PUMITA (cinética espacial) sin xenón (rojo) y el modelo de cinética puntual (azul) para la potencia del reactor (a) y presión del domo (b). Figura 7. Cambio en la referencia de potencia eléctrica al 60%: comparación de la evolución temporal de la potencia del reactor (a), de la presión del domo (b), de la concentración de xenón (c) y de la inserción del BC 1 (d) entre modelos de PUMITA (cinética espacial) con y sin xenón. 11

12 CONCLUSIONES Se realizó el acople entre los códigos RELAP5 y PUMITA, implementándose un mapeo del tipo termohidráulico para el agrupamiento espacial entre nodos neutrónicos y termohidráulicos. De esta manera, los elementos combustibles quedan agrupados a través de anillos o coronas para corresponderse con los canales del modelo RELAP5. El acople se realizó entre un modelo neutrónico 3D y 3 modelos termohidráulicos diferentes, los cuales tienen distinta cantidad de canales paralelos que dan lugar a modelos 1D y cuasi 2D. Se utilizó el servicio relapservice y la S-Function Relap_Pumita_Lib para el intercambio y manejo de variables de acople. Estas herramientas permiten intercambiar variables de entrada y salida entre los modelos RELAP5 y modelos externos a lo largo de una simulación (en este caso, PUMITA). Se realizaron simulaciones de diferentes transitorios con el modelo PUMITA/RELAP5 con el fin de verificar los resultados de dicho acople. Se realizaron simulaciones del movimiento de barras de control para el modelo de núcleo de 1 canal con cinética puntual y con cinética espacial (acoplado a RELAP5), logrando una comparación entre modelos equivalentes que compartían la misma distribución de quemado (implementado con los coeficientes de realimentación), perfiles de potencia y parámetros cinéticos y peso de barras de control. También se realizaron simulaciones del cambio en la referencia de potencia eléctrica y se compararon los resultados entre el modelo de núcleo de 1 canal con cinética puntual y el de 5 canales paralelos acoplado a PUMITA (cinética espacial). Con estas pruebas quedó verificado el correcto acople entre los códigos ya que no se encontraron diferencias significativas en las comparaciones realizadas. Para aquellos transitorios donde se obtuvieron cambios significativos de potencia, la aparición de Xenón dejó al descubierto la necesidad de utilizar bancos adicionales a la barra de control central para cumplir con las regulaciones del reactor. Este acople entre códigos permite realizar simulaciones en tiempo real (en caso de así desearlo) con mayor grado de detalle que las que ofrece el modelo de cinética puntual. Además, el modelo de núcleo otorga información sobre la distribución de flujo neutrónico que lo hace apto para ser implementado en el Simulador de Alcance Total, con el cual se entrenarán los futuros operadores del reactor CAREM-25. REFERENCIAS [1] IPS: Desarrollo de modelo del reactor CAREM para simulación de transitorios e hipotéticos accidentes con el código RELAP5. Seguridad Nuclear, CNEA, Informe CAREM IN-CAREM25S-15. [2] SAIC & Best Estimated Simulation Technology, LLC. RELAP5-RT Code Manual Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods, [3] Information Systems Laboratories (2002), Inc., RELAP5/MOD3.3 Code Manuals. [4] Hosid, A., et al. Simulador Gráfico Interactivo del reactor CAREM. XLI Reunión Anual de la Asociación Argentina de Tecnología Nuclear (AATN), Buenos Aires, [5] Manual del Simulador del CAREM, Fase 1. Dinámica, Control y Simulación de Procesos, CNEA, Informe CAREM IN-CAREM25IS

13 [6] Delmastro, D., et al. Características Generales del reactor CAREM-25. XXVII Reunión Anual de la Asociación Argentina de Tecnología Nuclear (AATN), Buenos Aires, [7] Zanocco, P. Dinámica de Reactores Auto-presurizados, Refrigerados por Convección Natural. Instituto Balseiro UNCuyo CNEA, Tesis Doctoral de la Carrera de Doctorado en Ciencias de la Ingeniería. [8] Desarrollo de un módulo de ejecución rápida para el cálculo 3D de la distribución de flujo y potencia en cinética espacial para su uso en simuladores en tiempo real del reactor CAREM. Sector Estudios de Reactores y Centrales, Gerencia Ingeniería de Reactores y Centrales Nucleares, CNEA. Informe CAREM IN-CAREM25N-45. [9] Elaboración de un modelo cuasi-3d del núcleo del reactor CAREM 25 para el código de planta RELAP5. Seguridad Nuclear, CNEA. Informe CAREM IN-CAREM25S-79. [10] J. Peltonen, W. Ma, T. Kozlowski, Effective spatial mapping for coupled code analysis of thermal-hydraulics/neutron-kinetics of boiling water reactors, Annals of Nuclear Energy, Volume 63, p , [11] J. Peltonen. Effective spatial mapping for coupled code analysis of thermal-hydraulics/neutron-kinetics of boiling water reactors. School of Engineering Sciences, KTH, Doctoral Thesis. [12] Documentación en línea de Matlab/Simulink. [13] Conector Relap-Matlab/Simulink. Dinámica, Control y Simulación de Procesos, CNEA, Informe CAREM IN-CAREM25IS-7. [14] Descripción de las regulaciones principales del reactor CAREM. Dinámica, Control y Simulación de Procesos, CNEA, Informe CAREM IN-CAREM25IS