XXV Reunión Anual de la SMSR / XXV SMSR Annual Meeting Copatrocinado por la AMEE / Co-sponsored by AMEE
Cancún, Quintana Roo, MÉXICO, del 1 al 5 de Julio 2007 / Cancun, Quintana Roo, MEXICO, July 1-5, 2007
Evaluación de Transitorios de Presión en Reactores Tipo BWR Usando el
Código BWRDYN
José Agustín Rodríguez Pérez
Escuela Superior de Ingeniería Mecánica Y Eléctrica Unidad Profesional Azcapotzalco
Avenida de las Granjas 682, Col. Santa Catarina, 02550 México, D.F.
Resumen
Se llevaron a cabo varias simulaciones de transitorios de presión para una central nucleoeléctrica con reactor tipo BWR/4. Los transitorios de presión simulados se hicieron para la Central Nucleoeléctrica Peach Bottom 2. Además, se realizó para la misma Planta la simulación del disparo de turbina con derivación al condensador principal, del caso de referencia (benchmark) planteado por la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos y de la Comisión Reguladora en materia Nuclear de los Estados Unidos de América. Como herramienta para llevar a cabo las simulaciones de los transitorios, se empleo el código BWRDYN desarrollado por el Japan Energy Research Institute. Entre las principales suposiciones y modelos que incluye el código BWRDYN se pueden mencionar: a) el de cinética puntual que calcula el flujo de neutrones; para el cálculo de la temperatura del combustible, éste se divide en nodos en las direcciones radial y axial, el encamisado se considera como una región en la dirección radial; c) la presión se supone que es uniforme dentro de la vasija del reactor; y d) el modelo termohidráulico de la vasija del reactor se divide en cinco regiones y el núcleo se divide en varios nodos para tomar en cuenta la distribución de vacíos en la dirección axial. También se incluye el modelado de los sistemas de control del sistema de agua de alimentación, del regulador de presión y del sistema de recirculación. Los sistemas de lo que se conoce como balance de planta también son modelados. Los resultados numéricos de las simulaciones proporcionan información valiosa del comportamiento de la central nucleoeléctrica. Los resultados obtenidos de la simulación del caso de referencia concuerdan aceptablemente con los datos de las mediciones, al compararlos con las mediciones hechas en la Central Peach Bottom 2. Los resultados obtenidos de cada simulación son fundamentales para evaluar el transitorio, así como para delinear la secuencia y el impacto de diversos eventos que ocurran durante el mismo transitorio. En el caso de los transitorios de presión, para cada evento es posible conocer si está en riesgo la integridad de la frontera de presión del reactor.
1. INTRODUCCIÓN
Se llevaron a cabo varios simulaciones de transitorios de presión empleando como herramienta de cálculo el código BWRDYN [1], para cada evento se evaluó si se ponía en riesgo la integridad de la frontera de presión del reactor.
El código BWRDYN se desarrolló en Japón por el Japan Atomic Research Institute (JAERI), para usarse en el análisis de transitorios de centrales nucleoeléctricas con reactores tipo BWR. Durante la operación de una planta nucleoeléctrica pueden ocurrir eventos llamados transitorios operacionales, es decir, desviaciones de las condiciones normales de operación, también pueden ocurrir accidentes, aún cuando la probabilidad sea menor a la de los transitorios operacionales. La importancia del análisis tanto de los transitorios como de los accidentes está predecir la posibilidad de que se produzcan daños al combustible y a la frontera de presión del enfriador. En accidentes graves, incluso, pueden generar riesgos a la población vecina al sitio dónde se ubica la central.
2. LOS EVENTOS TRANSITORIOS
Mediante sistemas ideados para la seguridad y las características intrínsecas de seguridad, la planta deberá ser capaz de soportar los transitorios y accidentes postulados.
2.1. Clasificación de los Eventos Transitorios
Usualmente a los transitorios se les clasifica en función de su frecuencia de ocurrencia en tres grupos: 1) Eventos de moderada frecuencia, 2) eventos infrecuentes y 3) fallas limitantes.
Las compañías de electricidad clasifican a los transitorios operacionales en función de sus causas, en: 1) Eventos en los que produce un decremento de temperatura del refrigerante del núcleo del reactor, 2) Eventos que ocasionan un incremento en la presión del reactor, 3) Eventos en los que ocurre una disminución en la razón del flujo del refrigerante, 4) Eventos en los que se presentan irregularidades en la reactividad y en la distribución de potencia, 5) Eventos en los que se produce un incremento en el inventario del refrigerante del reactor, 6) Eventos en los que se produce una disminución en el inventario del refrigerante del reactor.
Para la evaluación de los eventos transitorios se establecen los siguientes requisitos [2], [3]: Para proteger la barrera que representa el encamisado del combustible se debe mantener la relación de potencia crítica mínima, denominado MCPR (por sus siglas en inglés de Minimum Critical Power Ratio) por encima de su límite de seguridad (1.06), para que no ocurra la transición a la ebullición y por tanto asegurando que no ocurran daños al combustible. Para condiciones de operación, un valor típico del MCPR es 1.20
Otro parámetro empleado en lugar del MCPR es la relación de flujo de calor crítico mínimo MCHFR (por las siglas en inglés de Minimum Critical Heat Flux Ratio)
En el caso de la frontera de presión del enfriador del reactor, la presión pico debe mantenerse por debajo del 110% de su presión de diseño, de acuerdo con lo establecido por el código de Calderas y Recipientes sujetos a Presión del Código ASME, Sección III, Clase I.
2.2. El Disparo de Turbina en una Planta con Reactor Tipo BWR
El disparo de turbina, es uno de los eventos que ocasionan un incremento en la presión del reactor en una central nucleoeléctrica con reactor tipo BWR.
El disparo de turbina está caracterizado por el cierre repentino de la válvula de paro, la cuál puede ser causada por un cierto número de fallos en la turbina o por fallas en otros equipos y elementos del reactor.
3. EL CÓDIGO BWRDYN
El código BWRDYN [1] para análisis dinámico, se desarrolló en Japón por el Japan Atomic Energy Research Institute para aplicarlo a un amplio rango de transitorios que pueden ocurrir en una central nucleoeléctrica con reactor tipo BWR.
3.1. Aspectos Relevantes del Código BWRDYN
Entre las principales suposiciones y modelos que incluye el código BWRDYN se pueden mencionar: a) el de cinética puntual que calcula el flujo de neutrones; para el cálculo de la temperatura del combustible, éste se divide en nodos en las direcciones radial y axial, el encamisado se considera como una región en la dirección radial; c) la presión se supone que es uniforme dentro de la vasija del reactor; y d) el modelo termohidráulico de la vasija del reactor se divide en cinco regiones y el núcleo se divide en varios nodos para tomar en cuenta la distribución de vacíos en la dirección axial. También se incluye el modelado de los sistemas de control del sistema de agua de alimentación, del regulador de presión y del sistema de recirculación. Los sistemas de lo que se conoce como balance de planta también son modelados. Entre los eventos que se pueden analizar con el código BWRDYN se tienen: disparo de las bombas de los diferentes sistemas (de recirculación, de agua de alimentación), falla o cambio de posición de una válvula como lo puede ser de paro de la turbina de vapor; de control de la turbina; de derivación al condensador principal; de seguridad; etc.
Los resultados numéricos que presenta el código BWRDYN, permiten saber si en los transitorios se mantiene la integridad de la frontera de presión según requerimientos del código ASME, así como, si se pierde la capacidad de enfriamiento del combustible y por consiguiente, si no se funde el encamisado del combustible, es decir, se puede determinar si el reactor opera fuera de la zona de ebullición nucleada.
Los resultados numéricos del código BWRDYN han sido comparados con las mediciones hechas durante el arranque de la Central Nucleoeléctrica Tokai-2. La exactitud dependiendo del transitorio, está entre ± 1% y ± 4%
Puede emplearse en una computadora de tipo personal. Los requisitos mínimos son: sistema operativo Windows 98SE o posterior; espacio en disco duro de 80 MB; procesador Pentium MMX a 152 MHz.
4. EVENTOS SIMULADOS
Para la Central Nucleoeléctrica Peach Bottom 2, se evaluaron varios transitorios de presión, en la presente sección sólo se incluyen las simulaciones del disparo de turbina sin derivación al condensador principal y el disparo de turbina con derivación al condensador principal, del caso de referencia (benchmark) [4] planteado por la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos, así como por la Comisión Reguladora en materia Nuclear de los Estados Unidos de América.
4.1. Disparo de Turbina sin Derivación al Condensador Principal
Para el análisis del evento se consideraron las siguientes condiciones de la planta: Potencia del reactor al 100%: 3,293MWt [4]
Presión (de diseño) del reactor:71.75kgf /cm2(7.036MPa) (presión absoluta) [5] Flujo de vapor: 1,685.88kg /s[4]
Flujo de agua de alimentación:1,679.706kg /s [4] Flujo a la entrada del núcleo del reactor:12,915kg /s[4] Velocidad de giro del turbogenerador: 1,500rpm[1]
Actuación automática de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo del reactor. Actuación automática del sistema de enfriamiento del núcleo del reactor en estado aislado Actuación automática de las válvulas de alivio
Actuación automática de las válvulas de seguridad
El scram del reactor se simuló que se realizaba automáticamente Simulación del estado estacionario: 4 s
El disparo de la turbina de vapor se lleva a cabo a los 4 segundos.
Partiendo de las condiciones anteriores, se simuló falla en la actuación automática de las válvulas de derivación al condensador principal. La simulación total, incluyendo las condiciones estacionarias, fue de 30 segundos
4.1.1. Secuencia de eventos
De los resultados numéricos se logra construir la secuencia de eventos del transitorio simulados, para este caso se tiene:
Tiempo Evento
( s )
0.00 Inicio de la simulación, estado estacionario
4.00 Fin de la simulación en estado estacionario. Se produce el disparo de la turbina de vapor 5.00 Las válvulas de derivación al condensador principal no abren por una falla
5.15. Se produce el scram por alta presión en el reactor, 74.62kgf /cm2 (7.317 MPa )
6.00 La válvula de alivio recibe la señal para abrir a una de 76.7 kgf / cm2(7.521 MPa) 6.55 Se alcanza la presión máxima en la vasija del reactor de 78.142 kgf / cm2(7.663 MPa) 17.20 Se tiene el nivel más bajo de refrigerante en la vasija del reactor
17.21 Se inicia la recuperación del nivel en la vasija del reactor 30.00 Fin de la simulación
4.1.2. Evaluación de los resultados de la simulación
Al revisar los resultados numéricos, rápidamente se encontró que el incremento de presión no sobrepasa el límite establecido por el código ASME.
4.2. Disparo de Turbina con Derivación al Condensador Principal, Caso de Referencia
Para conocer la confiabilidad del código BWRDYN se simuló el disparo de turbina con derivación al condensador principal del caso de referencia.
Para llevar a cabo la simulación del evento, se consideraron las condiciones de planta que se indican a continuación. Los datos de acuerdo a las especificaciones [5] se indican con un asterisco.
Potencia nominal del reactor: 3,293MWt
(*) Nivel de potencia inicial para el transitorio: 61.65% de la potencia nominal (*) Presión del reactor: 69.3kgf /cm2 (6,798,350 Pa)
(*) Flujo de entrada al núcleo del reactor: 10,445kg /s Velocidad de giro del turbogenerador: 1,500rpm
Actuación automática de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo del reactor. Actuación automática del sistema de enfriamiento del núcleo del reactor en estado aislado Actuación automática de las válvulas de alivio
Actuación automática de las válvulas de seguridad
El scram del reactor se simuló que se realizaba automáticamente
Actuación automática de las válvulas de derivación al condensador principal. (*) Simulación del estado transitorio: 5 s
(*) El disparo de la turbina de vapor se lleva a cabo al inicio de la simulación.
4.2.1. Secuencia de eventos
Tiempo Evento ( s )
0.00 Disparo de la turbina, la válvula de paro cierra
0.20 Primer incremento de presión y máxima generación de energía eléctrica 0.60 Se introduce el máximo flujo de agua de alimentación a la vasija del reactor 0.80 Se produce el máximo flujo de neutrones
2.30 A la presión de (7.158 ), se genera la señal para abrir las válvulas de
derivación
2
/
73kgf cm MPa
2.45 Se produce el scram por bajo nivel en la vasija del reactor 3.30 Abren las válvulas de derivación al condensador principal
4.65 Se tiene la máxima presión en la vasija del reactor, 75.146kgf /cm2 (7.369MPa) 5.00 Fin de la simulación
4.2.2. Evaluación de los resultados de la simulación
Se logró reproducir las condiciones iniciales de la planta. Escritas entre paréntesis se anotan las condiciones según las especificaciones del caso de referencia.
Potencia generada: 625.51MWe (625.1MWe)
Subenfriamiento a la entrada del núcleo del reactor: 51,535.32kJ /kg (48,005.291 kJ /kg) Flujo del agua de alimentación: 972.94kg /s (980.26kg /s)
Entalpía del agua a la entrada del núcleo del reactor: 1,210.4 kJ /kg (1,209.055 kJ /kg)
Los resultados numéricos de la presión en el reactor son conservadores después del primer segundo de la simulación, en el caso de los valores máximos, la diferencia fue del 1.7%
5. CONCLUSIONES
Las distintas simulaciones realizadas, nos permiten confirmar que con el código BWRDYN se pueden simular una gran gama de eventos transitorios bajo diferentes suposiciones iniciales. Para el caso de los transitorios de presión, los resultados numéricos que arroja el código, permiten verificar rápidamente la integridad de la frontera de presión.
Los resultados de la simulación del disparo de turbina, para el caso de referencia de la Central Nucleoeléctrica Peach Bottom 2, nos permiten señalar que para transitorios de presión, la aproximación que se puede lograr con el código BWRDYN es aceptable, menor al 2% entre la presión del reactor medida con la calculada.
Como los resultados numéricos de cada simulación son muy completos, permiten hacer la secuencia de eventos del transitorio que se está evaluando, de tal manera que si tiene uno una secuencia de eventos empleando otro código, se podrían comparar fácilmente.
AGRADECIMIENTOS
Se agradece al M. en C. Carlos Filio López de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardia por las gestiones hechas ante la Agencia de Energía Nuclear (Nuclear Energy Agency) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (Organization for Economic Cooperation and Development) para usar el Código BWRDYN.
REFERENCIAS
1. Masao Yokobayashi, Kazuo Yoshida, Kazuo Fujiki, BWR Plant Dynamic Analysis Code BWRDYN, Japan Atomic Research Institute, Japan (2000).
2. Nuclear Energy Group, BWR/6 General description of a Boiling Water Reactor, General Electric Company, San José, U.S.A. (1980).
3. American Society of Mechanical Engineers, ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Nuclear Vessels, American Society of Mechanical Engineers, New York, USA (1972). 4. Solis, J., Ivanov, K.N., Sarikaya, B., Olson, A., Hunt, K., Boiling Water Reactor Turbine Trip
Benchmark, Volume 1: Final Specifications, OECD Publications, Paris, France (2001). 5. Larsen, N.H., Core Design and Operating Data for Cycles 1 and 2 of Peach Bottom 2,
Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, U.S.A. (1978).