Análisis de un evento de extracción indeseada de una placa absorbente del reactor RA-10

Transcripción

1 Análisis de un evento de extracción indeseada de una placa absorbente del reactor RA-10 Maturana R., Papadakis S., Hilal 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, 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 extracción indeseada de la placa absorbente más pesada a velocidad nominal en operación normal, que es considerado como un Evento Base de Diseño. Este Evento Iniciante Postulado pertenece a la familia de eventos de Transitorios de reactividad. La extracción de una placa absorbente puede producirse por la falla propia del generador de señales que controla el motor del mecanismo de barras de control o del sistema de control de reactividad. Esto resulta en una señal continua que hace que se extraiga en forma indeseada la placa absorbente a velocidad nominal. 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, las tuberías del primario, sus bombas y la pileta del reactor, entre otros componentes relevantes. El circuito de refrigeración secundario se modeló como una condición de borde. En la secuencia analizada se postula el éxito del Primer Sistema de Parada con falla simple (inserción de las placas absorbentes con falla de la más pesada), y se asume la actuación de los coeficientes de realimentación de reactividad por temperatura de combustible y densidad de refrigerante. Como consecuencia de la extracción de la placa absorbente, se introduce en el núcleo una reactividad positiva que produce un aumento de potencia y de temperaturas de combustible y de refrigerante. El aumento del flujo neutrónico 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 al quemado y al apartamiento de la ebullición nucleada.

2 Abreviaturas EBD Evento Base de Diseño EIP EOP MBO MDNB MRD PRI PSP SEC SPR Evento Iniciante Postulado Evento Operacional Previsto 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 Refrigeración Secundario Sistema de Protección del Reactor 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 análisis deterministas de seguridad de Eventos Base de Diseño (EBD). Con este propósito se realizó un modelo termohidraúlico 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 primer sistema y segundo sistema de parada. En este trabajo se describe el comportamiento del reactor ante un evento iniciante de extracción indeseada de la placa absorbente más pesada a velocidad nominal en operación normal. Identificación de las causas y descripción del evento Se considera que la extracción de una placa absorbente puede producirse por la falla propia del generador de señales que controla el motor del mecanismo de barras de control o del sistema de control de reactividad. Esto resulta en una señal continua que hace que se extraiga en forma indeseada la placa absorbente a velocidad nominal. Este EIP pertenece a la familia Transitorios de Reactividad. El objetivo del presente análisis es demostrar que el reactor es extinguido correctamente y refrigerado a través del PRI, mediante la verificación de los respectivos criterios de aceptación.

3 Hipótesis particulares de modelado Se postula la extracción indeseada de la placa absorbente más pesada (placa Nº2). Se postula que la placa de control se extrae a velocidad nominal (3 mm/s). Previo a la extracción, se supone al reactor operando a plena potencia (30 MW), siendo refrigerado en convección forzada con el caudal nominal de operación. La extracción de la placa de control empieza a tiempo 0 s. Tiempo de simulación de 1000 s. El valor del beta efectivo para este transitorio es de 726 pcm, que corresponde al valor de principio de ciclo y con el reactor en operación normal. Inserción de reactividad: Tabla 1 Parte de la posición más desfavorable (placa extraída un 40%). Esta posición no es la planeada en la estrategia de movimientos de placas para el control de reactividad, pero permite un análisis conservativo. Finaliza la extracción cuando se demanda el PSP. Se supone que cuando se desenergizan las barras de control, se detiene la extracción de la placa más pesada. Para el PSP se asume que se introducen completamente las restantes 5 placas, quedando fija la placa Nº2 (criterio de falla simple). Corresponde a un peso total de placa de 2606 pcm (3.59 $), considerando una penalización del +10% sobre el peso total en reactividad. En la Tabla 1se muestra la reactividad introducida como función de la posición, tomando como referencia su posición inicial con reactor crítico. Se considera una penalización del -15 % sobre los coeficientes de realimentación de reactividad. En la Tabla 2 y la Tabla 3 se presentan los valores de reactividad en función de la temperatura de combustible y de la densidad de refrigerante, respectivamente, para el reactor en operación normal. Resultados Desde el punto de vista fenomenológico, el evento de extracción indeseada de la placa absorbente más pesada, en operación normal, con actuación del PSP, puede dividirse en 3 fases: Fase 1, aumento de las temperaturas de núcleo debido al aumento en la potencia por la inserción de reactividad positiva (0 s 3.8 s): comprende el lapso desde el comienzo de la extracción de la placa absorbente, hasta la actuación del PSP. Se caracteriza por un aumento de la potencia generada en el núcleo, con el consecuente incremento en las temperaturas del combustible y del refrigerante que atraviesa el núcleo. Al final de esta fase se obtienen los valores mínimos de los márgenes de seguridad (MDNB y MRD).

4 Fase 2, extinción del reactor (3.8 s 80 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 (80 s en adelante): 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 y la Figura 2 (detalle a corto plazo) se muestran la evolución de la potencia total generada en el núcleo, y la contribución de la potencia de decaimiento. En esta fase se observa un incremento inicial de la potencia de núcleo debido a la inserción de reactividad positiva producto de la extracción de la placa absorbente más pesada. En la Figura 2, se puede observar que a los 3.55 s la potencia del núcleo supera los 33 MW, valor de disparo de los dos grupos de cámaras (CIC y CAMPBELL) para la medición de flujo del PSP del reactor Error! No se encuentra el origen de la referencia.. Se supone la falla de un grupo de cámaras, con lo que el otro demanda la actuación del PSP con un retardo de 0.26 s producto de la electrónica y del instrumental de medición. La extinción del reactor por parte del PSP comienza a tiempo 3.8 s. La máxima potencia alcanzada es 33.3 MW. En la Figura 3 y la Figura 4 (detalle a corto plazo) se muestran la evolución de la reactividad insertada por la placa absorbente extraída, las realimentaciones de reactividad por temperatura de combustible y densidad de refrigerante, y la composición de estas curvas con la curva de inserción de reactividad del PSP formando la reactividad total de realimentación del núcleo. Se observa que al momento en que actúa el PSP (3.8 s), la placa absorbente se ha extraído un 41.9%, insertando una reactividad de $. En esta fase la reactividad de realimentación por densidad de refrigerante y temperatura de combustible tiene una contribución negativa a la reactividad de realimentación total, debido al incremento de temperaturas presente el núcleo. En la Figura 5 y la Figura 6 (detalle a corto plazo) se muestran la evolución de las temperaturas de vaina de las placas combustibles -cara externa- del canal más caliente del núcleo (T VCC ) en los distintos volúmenes axiales calefaccionados. En la Figura 7 se muestra la evolución de las temperaturas de vaina de las placas -cara externa- de un canal promedio del núcleo (T VCP ) en los distintos volúmenes axiales calefaccionados. De las figuras anteriores se observa que, al final de la fase 1, las temperaturas de vaina alcanzan valores máximos de T VCC = ºC y T VCP = 72.9 ºC. En la Figura 8 se muestra la evolución de las temperaturas de refrigerante en las entradas y salidas de los canales caliente y promedio. En esta primera fase, se observa que la temperatura de entrada a los canales permanece constante en 38 ºC, y las temperaturas de salida alcanzan un pico de 64.5 ºC en el canal caliente, y 48.1 ºC en el canal promedio, producto del aumento de potencia y posterior actuación del PSP. En la

5 Figura 9 se muestra la evolución de los márgenes al alejamiento de la ebullición nucleada (MDNB) y a la redistribución de caudal (MRD). Se observa en esta fase que ambos márgenes disminuyen debido al calentamiento del combustible alcanzando sus valores mínimos para todo el transitorio de MDNB = 2.16 y MRD = Estos valores resultan superiores a los propuestos en los criterios de aceptación (MDNB 1.5 y MRD 1.3) para EOP y EBD. Fase 2: A los 3.8 s de iniciado el evento, actúa el PSP resultando en una disminución rápida de la potencia generada en el núcleo, pasando por 5 MW a los 5 s, para luego continuar disminuyendo a valores de potencia de decaimiento, y manteniéndose en dicho estado hasta el final de la simulación. Es decir, se observa que el PSP (con falla simple) 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 (Figura 5 y Figura 7), y las temperaturas de refrigerante a la salida del núcleo, sin verse modificada la temperatura de entrada al núcleo (Figura 8). Como se observa en la Figura 4, al disminuir la temperatura media en el núcleo, hay una inserción de reactividad positiva debido a las realimentaciones de temperatura de refrigerante y temperatura de combustible. Dicha inserción es mínima comparada con la reactividad negativa insertada por el PSP con falla simple, tal como se muestra en la Figura 3. Fase 3: Como se aprecia en la Figura 8, a partir de los 80 s aproximadamente, un frente de refrigerante a menor temperatura reingresa al núcleo. Este frente se produce por el apagado del reactor y por su consecuente disminución de la temperatura de salida del núcleo, fase 2. Como en este evento no existe un apagado de las bombas del PRI o SEC, es decir las condiciones de refrigeración no se alteran, una vez extinguido el reactor, la temperatura del refrigerante a la entrada del núcleo disminuye por debajo de 38 ºC que es su valor normal de operación para llegar a valores comparables a la temperatura del refrigerante del lado secundario. Por este efecto, y por la disminución de la potencia de decaimiento, el núcleo continúa disminuyendo sus temperaturas hasta el final del transitorio analizado. Conclusiones Frente al evento extracción de la placa absorbente más pesada, a velocidad nominal y con el reactor en operación normal, se estudió la extinción del reactor mediante la demanda del PSP (con falla simple) por segundo parámetro válido de disparo. Se asumieron márgenes de error en la reactividad insertada por el PSP de -10% en el peso del banco con falla simple, en los coeficientes de reactividad por temperatura de combustible y densidad de refrigerante de -15%, y en el peso de reactividad de la PA extraída de +10%. En la Tabla 4 se muestra el resumen cronológico del transitorio analizado. Se observó a partir de la simulación que la reactividad insertada por el PSP, con falla simple, es suficiente para extinguir al reactor en corto plazo y mantenerlo en ese estado en el período analizado. Finalmente, como se observa en la Tabla 5 se cumplen los criterios de aceptación propuestos para EIP, a saber: márgenes a la redistribución de caudal (MRD) y al apartamiento de la ebullición nucleada (MDNB).

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7 Tablas y Figuras Tabla 1: Inserción de reactividad de la placa más pesada en función de su posición. Porcentaje de extracción (%) Tiempo de extracción (s) Reactividad insertada ($) Tabla 2: Reactividad por temperatura de combustible. Temperatura de combustible (ºC) Reactividad ($) Tabla 3: Reactividad por densidad de refrigerante. Densidad de refrigerante (kg/m 3 ) Reactividad ($)

8 Tabla 4: Cronología del evento. Tiempo [s] Suceso Señal Comentarios 0.0 Inicio de la extracción indeseada de la PA más pesada, reactor en operación normal Inserción de reactividad a velocidad nominal (3 mm/s) 3.55 Primer/segundo parámetro válido de demanda al PSP Alto flujo neutrónico (110%PP) Dado que la señal de alto flujo neutrónico está redundada, se asume la falla del primer grupo de cámaras y el éxito del segundo, y se envían las señales de demanda de la extinción del reactor Inicio de la extinción del reactor Se detiene la extracción de la PA 3.80 Actuación del PSP SPR P MÁX = 33.3 MW T VCP,MÁX = 72.9 ºC T VCC,MÁX = ºC MDNB MÍN = 2.16 MRD MÍN = Reactor extinguido Finaliza la actuación del PSP 80 Aparición de frentes de temperatura a la entrada del núcleo La temperatura de entrada al núcleo empieza a disminuir y continúa así hasta el final de la simulación Fin de simulación Reactor extinguido por el PSP y refrigerado a través de los intercambiadores de calor del PRI Tabla 5: Márgenes críticos y temperaturas de vaina. Parámetro Límite Resultado MDNB > MRD > Temperatura máxima de vaina en placa combustible más caliente -cara externa- Temperatura máxima de vaina en placa combustible promedio -cara externa ºC ºC

9 Potencia (MW) Potencia Total Potencia de Decaimiento Figura 1: Potencias de núcleo. Potencia (MW) Figura 2: Potencias de núcleo, detalle a corto plazo. Potencia Total Potencia de Decaimiento

10 Inserción de reactividad del PSP Reactividad ($) Realimentación de reactividad total Reactividad insertada por temp. de combustible Reactividad insertada por dens. de refrigerante Reactividad insertada por la extracción de PA Figura 3: Reactividades en función del tiempo Reactividad ($) Inserción de reactividad del PSP Realimentación de reactividad total Reactividad insertada por temp. de combustible Reactividad insertada por dens. de refrigerante Reactividad insertada por la extracción de PA Figura 4: Reactividades en función del tiempo, detalle a corto plazo.

11 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 5: Temperaturas de vaina del canal caliente, en los distintos volúmenes calefaccionados 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 6: Temperaturas de vaina del canal caliente, en los distintos volúmenes calefaccionados, detalle a corto plazo.

12 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 7: Temperaturas de vaina del canal promedio, en los distintos volúmenes calefaccionados. Temperatura de refrigerante (ºC) Entrada al canal caliente Entrada al canal promedio Salida del canal caliente Salida del canal promedio Figura 8: Temperatura de refrigerante en la entrada y salida de los canales caliente y promedio.

13 Márgenes al flujo crítico de calor MDNB MRD Límite de seguridad para MDNB (1.5) Límite de seguridad para MRD (1.3) Figura 9: Márgenes de seguridad.

14 Analysis of an inadvertent control plate withdrawal event 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. This paper describes the behavior of the reactor during an initiating event known as "inadvertent heaviest control plate withdrawal at nominal velocity during normal operation", which is considered as a Design Basis Event. It is considered that the control plate withdrawal can be achieved by a failure at the signal generator that controls the control plate mechanisms. This failure results in a continuous signal that removes the control plate at nominal velocity. 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 the success of the First Shutdown System with single failure (insertion of control plates with the failure of the heaviest one). In the reactor core performance we have assumed fuel temperature and coolant density reactivity coefficients feedback. Because of the control plate withdrawal, positive reactivity is introduced in the core, which increases the power, fuel and cooling temperature. The First Shutdown System is triggered by high neutron flux signal and produces the control plates drop down. 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.