Análisis de un evento de desvío de caudal de refrigeración del núcleo por apertura espuria de una clapeta del circuito primario del reactor RA-10

Transcripción

1 Análisis de un evento de desvío de caudal de refrigeración del núcleo por apertura espuria de una clapeta del circuito primario del reactor RA-10 Hilal R., Papadakis S.,Maturana R., Giménez M. Centro Atómico Bariloche, CNEA, Proyecto RA-10 Resumen Durante el año 2013, dentro del marco del Proyecto RA-10, en el Departamento de Seguridad Nuclear del Centro Atómico Bariloche (CAB), se desarrolló un modelo del reactor RA-10 para efectuar el análisis de seguridad del mismo. Se realizaron simulaciones deterministas de secuencias de eventos iniciantes, que fueron incluidas en el Informe Preliminar de Seguridad. En este trabajo se describe el comportamiento del reactor ante un evento iniciante de Desvío de caudal de refrigeración del núcleo por apertura espuria de una clapeta del circuito primario del reactor RA-10, que es considerado como un Evento Base de Diseño (EBD). Este Evento Iniciante Postulado (EIP) pertenece a la familia de eventos de Pérdida de Caudal de Refrigeración.Se considera que la apertura de una de las clapetas del sistema de refrigeración primario puede producirse por falla propia en la misma, es decir por falla de algún componente interno. El análisis se realizó utilizando el código de cálculo termo-hidráulico RELAP5 3.3gl, en el cuál se desarrolló un modelado del reactor. El mismo incluye la representación del núcleo del reactor, del Sistema de Refrigeración Primario (PRI), las tuberías del primario, sus bombas y la pileta del reactor (PRE), entre otros componentes relevantes. El Sistema de Refrigeración Secundario (SEC) se modeló como una condición de borde. En la secuencia analizada se postula la apertura instantánea de una de las clapetas del PRI con el reactor operando a plena potencia. Para la extinción del reactor se postula el éxito del Primer Sistema de Parada (PSP) con falla simple (inserción de las placas absorbentes con falla de la más pesada desde el punto de vista neutrónico). En el núcleo del reactor se asume,de manera conservativa, la no actuación de los coeficientes de realimentación de reactividad por temperatura de combustible y densidad de refrigerante. Como consecuencia de la apertura de la clapeta, se produce un desvío de caudal de la rama fría hacia la pileta del reactor, lo que provoca una disminución del caudal por el núcleo, resultando en un incremento de las temperaturas de combustible y de refrigerante. Cuando el aumento del salto térmico en el núcleo alcanza un valor dado, se demanda la inserción de las barras de control por actuación del Primer Sistema de Parada. Del análisis se concluye que el reactor es extinguido y refrigerado correctamente (por convección forzada), verificando los respectivos criterios de aceptación, a saber: margen a la redistribución de caudal y al apartamiento de la ebullición nucleada.

2 Abreviaturas EIP Evento iniciante postulado IC MBO MDNB MRD PRI PSP SPR EIP IC Intercambiador de Calor. Margen al quemado (Burn-Out) Margen de apartamiento de la ebullición nucleada Margen a la redistribución de caudal Sistema de Refrigeración Primario Primer Sistema de Parada Sistema de Protección del Reactor Evento iniciante postulado Intercambiador de Calor. Introducción El Proyecto RA-10 tiene como finalidad diseñar, construir y licenciar un Reactor Nuclear de Investigación y Producción Multipropósito, de flujo neutrónico suficientemente alto como para garantizar su utilización simultánea en una amplia gama de aplicaciones médicas, industriales e investigación científica. Dentro de los análisis de seguridad necesarios para el proceso de licenciamiento del Reactor RA-10, se realizaron estudios deterministas de seguridad de Eventos Base de Diseño (EBD). Con este propósito se realizó un modelotermohidraúlico del reactor desarrollado en base al código de planta RELAP5. El modelo incluye la nodalización de los componentes más relevantes:pileta del reactor,núcleo del reactor, Primario (Chimenea, Tanque de decaimiento, Bombas, Intercambiadores y tramos de cañerías) y se incluye el modelado del PSP y SSP. En este trabajo se describe el comportamiento del reactor ante un evento de desvío de caudal de refrigeración del núcleo por apertura espuria de una clapeta del circuito primario del reactor RA-10. Identificación de las causas y descripción del evento Se considera que la apertura de una de las clapetas del PRI puede producirse por falla propia en la misma, es decir por falla de algún componente interno. Este EIP pertenece a la familia Pérdida de Caudal de Refrigeración. El objetivo del presente análisis es demostrar que el reactor es extinguido correctamente y refrigerado a través del SEC, mediante la verificación de los respectivos criterios de aceptación.

3 Hipótesis particulares de modelado Se postula la apertura espuria e instantánea de una de las clapetas del PRI. Se postula la apertura de la clapeta inferior de la rama 400-AR-B-030. De analizar la apertura individual de cada una de las cuatro clapetas, la elegida corresponde al evento en el que se produce la mayor disminución de caudal a través del núcleo. La apertura de la clapeta se produce a tiempo 0 s. Tiempo de simulación de 1000 s. El área de la abertura corresponde al área de pasaje de refrigerante a través de una clapeta totalmente abierta. Se postula que la potencia permanece constante hasta la actuación del PSP, no dando crédito a la disminución de la potencia por realimentaciones de reactividad. Resultados Desde el punto de vista fenomenológico, el evento de apertura espuria de una clapeta del PRI, con actuación del PSP, puede dividirse en 3 fases: Fase 1, aumento de las temperaturas de núcleo debido a la reducción de caudal a través del núcleo (0 s 5.5 s): comprende el lapso desde la apertura espuria de la clapeta, hasta la actuación del PSP. Se caracteriza por un aumento de las temperaturas del combustible y del refrigerante que atraviesa el núcleo. En esta fase de obtienen los valores mínimos de los márgenes de seguridad (MDNB y MBO), y se alcanzan nuevos valores estacionarios de caudales. Fase 2, extinción del reactor (5.5 s 15 s): comprende el lapso posterior a la actuación del PSP. Se caracteriza por una rápida disminución de la potencia generada en el núcleo, de la temperatura del combustible y del refrigerante a la salida del núcleo. Fase 3, propagación de frentes de temperatura (15 s 1000 s): comprende el lapso luego de la extinción del reactor hasta el final del transitorio. Se caracteriza por la presencia de frentes de temperatura en el PRI, consecuencia de los fenómenos de las fases 1 y 2, que producen inicialmente un aumento de la temperatura de entrada al núcleo y finalmente una disminución monótona de la misma hacia tiempos mayores. Fase 1: En la Figura 1 se muestra la evolución del caudal másico en varias posiciones de interés del PRI. En esta primera fase se observa la aparición de caudal a través de la clapeta. Debido a las pérdidas de carga en el núcleo, la presión en el interior de la rama fría es mayor que en la pileta del reactor (a un mismo nivel). Por ello, al abrirse la clapeta, el flujo de refrigerante se produce desde la rama fría hacia la pileta del reactor, reflejándose como un caudal con signo negativo en la figura. Hacia el final de esta fase, el caudal expulsado por la clapeta alcanza un valor estacionario equivalente al 64% del caudal nominal por el núcleo antes de producirse la apertura. Es importante mencionar que la apertura de esta clapeta no produce la apertura de las demás clapetas por disminución de la presión en la rama de retorno. Debido al desvío de caudal por la clapeta, se produce una disminución de caudal de refrigerante a través del núcleo, llegando a un nuevo estacionario correspondiente al 60% de su valor nominal a plena potencia. También se observa el incremento del caudal a través de las bombas del PRI debido a la disminución de la pérdida de carga como consecuencia de la apertura espuria de la clapeta.

4 En las Error! No se encuentra el origen de la referencia. se presenta la evolución de las temperaturas de vaina de la placa combustible promedio (T VCP ), y en la Error! No se encuentra el origen de la referencia. las correspondientes a la placa combustible caliente (T VCC ). Se observa que presentan un incremento debido a la disminución de la refrigeración del núcleo, alcanzando un valor máximo de T VCP = 87.5 ºC y T VCC = 144 ºC. En estos valores de temperatura de vaina, es esperable que se produzca el fenómeno de ONB. Dicho fenómeno favorece a la transferencia de calor de las placas, por lo que no es dañino para las mismas. En la Error! No se encuentra el origen de la referencia. se muestra la evolución de las temperaturas del refrigerante a la entrada y salida del núcleo, y la temperatura de refrigerante primario a la salida del intercambiador de calor ICB (1010-BI-001B). Debido al aumento del tiempo de residencia del refrigerante en la región activa del núcleo, se observa un rápido incremento en la temperatura de salida del núcleo hasta los 53 ºC. Como consecuencia, la temperatura a la salida del ICB aumenta con la llegada del frente de mayor temperatura proveniente del núcleo. La temperatura de entrada al núcleo no se ve modificada dado los cortos tiempos de esta fase. En la Error! No se encuentra el origen de la referencia. se presenta la evolución de la potencia. En ella se observa que la misma se mantiene constante en los primeros segundos hasta la actuación del PSP. En la Error! No se encuentra el origen de la referencia. se muestra la reactividad de realimentación. Como se observa, para esta simulación no se da crédito a las realimentaciones de reactividad por densidad y temperatura de combustible que tenderían a disminuir la potencia del núcleo por calentamiento. La reactividad negativa observada en la figura, corresponde a la reactividad insertada por el PSP. En la Error! No se encuentra el origen de la referencia. se muestra la evolución de los márgenes al alejamiento de la ebullición nucleada (MDNB) y a la redistribución de caudal (MRD). Se observa que en esta fase disminuyen ambos márgenes debido al calentamiento del combustible, como consecuencia de la reducción de caudal a través del núcleo, alcanzando sus valores mínimos MDNB = 1.63 y MRD = Fase 2: A los 5.5 s de iniciado el evento, actúa el PSP demandado por la señal de alta diferencia de temperatura en el núcleo, suponiendo falla de la primera señal dada por baja caída de presión en el núcleo (2 s). Tal como se observa en la Error! No se encuentra el origen de la referencia. y la Error! No se encuentra el origen de la referencia. la inserción de reactividad negativa produce una rápida disminución de la potencia generada en el núcleo, alcanzando valores correspondientes a los de decaimiento y manteniéndose en dicho estado hasta el final de la simulación. Es decir, se observa que el PSP (con falla única) extingue exitosamente al reactor. Debido a la disminución de la potencia generada por la extinción del reactor, en esta fase decrecen las temperaturas de combustible y de refrigerante en el núcleo, sin verse modificada la temperatura de entrada al núcleo. Fase 3: A los 15 s el frente caliente de refrigerante originado en el núcleo, producto de la apertura de la clapeta, reingresa al mismo elevando la temperatura de entrada hasta 38.7 ºC, y luego disminuye gradualmente debido al frente de menor temperatura provocado por el apagado del reactor. Debido a que durante toda la simulación, los intercambiadores de calor funcionan normalmente, después de extinguido el reactor la temperatura de entrada al núcleo disminuye por debajo de 38 ºC (temperatura nominal de entrada al núcleo), tendiendo a un valor cercano a la temperatura de entrada del lado secundario del intercambiador de calor (31 ºC). En la Tabla 1 se muestra la cronología del evento y en la Tabla 2 los márgenes críticos y temperaturas de vaina.

5 Tablas y Figuras Tabla 1: Cronología del evento. Tiempo [s] Suceso Señal Comentarios Inicio de la apertura espuria de la clapeta inferior de la rama 400-AR-B-030 Máximas temperaturas de vaina Mínimos márgenes de seguridad Primer parámetro válido de demanda al PSP Segundo parámetro válido de demanda al PSP Inicio de la reducción del caudal a través del núcleo al 60% del valor nominal T VCP,MÁX = 87.5 ºC T VCC,MÁX = 144 ºC MDNB MÍN = 1.63 MRD MÍN = 1.86 Baja caída de presión (80% - SPR) Alta diferencia de temperatura (2.5 ºC - SPR) Por hipótesis de modelado, no se da crédito alprimer parámetroválido de disparo Inicio de la extinción del reactor 6.4 Reactor extinguido Final de la actuación del PSP 15.0 Aparición de frentes de temperatura a la entrada del núcleo Fin de la simulación La temperatura de entrada al núcleo empieza a incrementarse hasta un valor máximo. Reactor extinguido por el PSP y refrigerado a través de los intercambiadores de calor del PRI Tabla 2: Márgenes críticos y temperaturas de vaina. Parámetro Límite Resultado DNBR > MRD > Temperatura máxima de vaina en placa combustible más caliente - cara externa- Temperatura máxima de vaina en placa combustible promedio -cara externa ºC ºC

6 Bomba PRI Núcleo Clapeta Caudal másico (kg/s) Figura 1: Caudal másico de refrigerante en varias posiciones del PRI Canal Caliente Volumen 6 Canal Caliente Volumen 5 Canal Caliente Volumen 4 Canal Caliente Volumen 3 Canal Caliente Volumen 2 Temperatura de vaina ( C) Figura 2: Temperaturas de vaina en los distintos volúmenes del canal caliente.

7 Canal Promedio Volumen 6 Canal Promedio Volumen 5 Canal Promedio Volumen 4 Canal Promedio Volumen 3 Canal Promedio Volumen 2 Temperatura de vaina ( C) Figura 3: Temperaturas de vaina en los distintos volúmenes del canal promedio Salida del ICB Entrada al núcleo Salida del núcleo Temperatura de refrigerante (ºC) Figura 4: Temperaturas de refrigerante en los distintas posiciones del PRI.

8 32 28 Potencia Total Potencia de Decaimiento 24 Potencia (MW) Figura 5: Potencias de núcleo. 1 0 Reactividad insertada por el PSP -1 Actuación del PSP 5.5s -2 Reactividad ($)

9 Figura 6: Reactividad de realimentación en función el tiempo. 6.0 Márgenes al flujo crítico de calor MDNB MRD Límite de seguridad para MDNB (1.5) Límite de seguridad para MRD y MBO (1.3) Figura7: Márgenes de seguridad. Analysis of a core cooling flow bypass event produced by spurious opening of a flap valve at the primary cooling circuit of the RA-10 reactor Abstract During 2013, within the framework of the RA-10 project, in the Department of Nuclear Safety at Bariloche Atomic Center, we have developed a plant model of the primary cooling circuit of the RA-10 reactor to make the safety analysis of it. Deterministic simulations of sequences of initiating events were performed and also were included in the Preliminary Safety Report. In particular, derived sequences of Design Basis Events were analyzed. This paper describes the behavior of the reactor during an initiating event known as "core cooling flow bypass produced by spurious opening of a flap valve in the primary cooling circuit", which is considered as a Design Basis Event. This initiating event belongs to the even

10 family named "Loss of Cooling Flow". It is considered that the opening of one of the flap valves of the primary cooling system may occur by the failure of itself. In other words, it is a failure of an internal component. The analysis was performed using the thermal-hydraulic code RELAP5 3.3gl, which was used to develop a model of the reactor. The model includes the representation of the reactor core, the primary cooling system, its primary pipes, pumps and the reactor pool. The secondary cooling circuit was modeled as a boundary condition. In the analyzed sequence, it was postulated an instantaneous opening of one flap valve of the primary cooling system with the reactor operating at full power. For reactor extinction it was postulated the success of the First Shutdown System with single failure (insertion of absorbent plates with the failure of the heavier one). In the reactor core performance we have assumed no fuel temperature and coolant density reactivity coefficients feedback. The simulations made with the developed model allowed to conclude that the design meets safety goals. The last criterion is based on the demonstration that the reactor is properly extinguished and cooled by forced convection. Furthermore, the simulations verify the acceptance criteria imposed by the margin to redistribution of the flow and the departure from nucleate boiling.