Evaluación de transitorios de presión en reactores tipo BWR usando el código BWRDYN

INSTITUTO POLITÉCNICO NACIONAL

ESCUELA SUPERIOR DE FÍSICA Y MATEMÁTICAS

EVALUACIÓN DE TRANSITORIOS DE PRESIÓN EN REACTORES TIPO BWR

USANDO EL CÓDIGO BWRDYN

TESIS PRESENTADA ANTE EL COLEGIO DE PROFESORES DE ESTUDIOS DE POSGRADO E INVESTIGACIÓN DE LA ESCUELA SUPERIOR DE FÍSICA Y MATEMÁTICAS

DEL INSTITUTO POLITÉCNICO NACIONAL, PARA SATISFACER, EN PARTE, LOS REQUISITOS NECESARIOS

PARA LA OBTENCIÓN DEL GRADO DE:

M A E S T R O E N C I E N C I A S

( I n g e n i e r í a N u c l e a r )

Por:

JOSÉ AGUSTÍN FRANCISCO RODRÍGUEZ PÉREZ

M. en C. CARLOS FILIO LÓPEZ CO-DIRECTOR DE TESIS:

Dr. EDMUNDO DEL VALLE GALLEGOS

MÉXICO, D. F. 2006

Dedicatoria

A la memoria de mi madre

A mi padre con profunda admiración y cariño

A mi hermana por compartir alegrías y tristezas

A mi familia con afecto

A mis amigos y amigas

Agradecimientos

Al M. en C. Carlos Filio López por la dirección del presente trabajo de tesis, así como por su amistad que siempre me ha ofrecido.

Al Dr. Edmundo del Valle Gallegos por sus enseñanzas durante mis estudios de maestría, por su amistad, así como por la co-dirección de este trabajo de tesis.

A la Comisión Técnica de Revisión de Tesis, por todas sus observaciones para que el presente trabajo se concluyera.

Al Instituto Politécnico Nacional y en particular a la Escuela Superior de Física y Matemáticas, por darme la oportunidad para realizar mis estudios de maestría.

Índice

Página

Índice i

Lista de figuras iv

Resumen vi

Abstract vii

Introducción viii

Capítulo 1 Generalidades de los reactores tipo BWR

Introducción 1

1.1.- Consideraciones de diseño de una central nucleoeléctrica 1 1.2.- Características de un reactor tipo BWR 3

1.3.- Función del organismo regulador 11

Capítulo 2 Modelos Analíticos del Programa BWRDYN

Introducción 21

2.1- Las ecuaciones de cinética de reactores 21

2.2.- Generación de calor 22

2.3.- Modelo de conducción de calor en el combustible 23

2.4.- Modelo termohidráulico del reactor 26

2.5.- Modelo termohidráulico del pleno superior 34 2.6.- Modelo termohidráulico del separador de vapor 37 2.7.- Modelo termohidráulico del domo de vapor 40 2.8.- Modelo termohidráulico de la región de la superficie libre del

refrigerante 43

2.9.- Modelo termohidráulico en la región anular entre la pared de

la vasija y la envolvente del núcleo y en el pleno superior 47 2.10.- Modelo hidráulico del refrigerante en el sistema de recirculación 54 2.11.- Modelo dinámico del flujo en la línea de vapor principal 59 2.12.- Modelo dinámico del sistema de agua de alimentación 65 2.13.- Modelo del flujo en reversa en el núcleo del reactor con

circulación natural 66

2.14.- Modelos del balance de la planta 73

Capítulo 3 La Central Nucleoeléctrica Peach Bottom 2

Introducción 83

3.1.- Ubicación de la central nucleoeléctrica 83 3.2.- Características generales de la central nucleoeléctrica Peach

Bottom 2 83

3.3.- Sistemas eléctricos 91 Capítulo 4 Análisis de Transitorios de la Central Nucleoeléctrica Peach

Bottom 2

Introducción 92

4.1.- Simulación de transitorios para la central nucleoeléctrica Peach

Bottom 2 92

4.2.- Scram manual del reactor, a los 5 segundos 92 4.3.- Aislamiento de las líneas de vapor principal, a los 2 segundos 96 4.4.- Disparo de turbina con derivación (“bypass”) al condensador

principal, a los 4 segundos 100

4.5.- Disparo de turbina sin derivación (“bypass”) al condensador

principal, a los 4 segundos 104

4.6.- Resultados numéricos de las simulaciones 108 Capítulo 5 Disparo de Turbina de la Central Nucleoeléctrica Peach

Bottom 2. Análisis de Referencia

Introducción 109

5.1.- Los transitorios de presión 109 5.2.- Los ejercicios de referencia 111 5.3.- Disparo de turbina de la central nucleoeléctrica Peach Bottom 2

con derivación (“bypass”) al condensador principal 111 5.4.- Diagrama simplificado de una central nucleoeléctrica con

reactor tipo BWR 112

5.5.- Resultados numéricos de la simulación 113

5.6.- Análisis del evento 113

5.7.- Otros transitorios extremos 117

Conclusiones 118

Recomendación 120

Sugerencias para trabajo futuro 120

Bibliografía 121

Apéndice A Parámetros de operación de la central nucleoeléctrica Peach A.1.

Bottom 2

Apéndice B Datos de entrada para todas las simulaciones B.1.

Apéndice C Resultados numéricos del disparo de turbina sin derivación al C.1.

condensador principal

Apéndice D Resultados numéricos del disparo de turbina con derivación al D.1.

condensador principal. Caso de Referencia (Benchmark)

Apéndice E Sistemas de una central nucleoeléctrica con reactor tipo BWR/4 E.1.

Apéndice F Gráficas del caso de referencia (Benchmark) y Especificaciones F.1.

Elaboradas por la OECD, la USNRC y la PSU, de la CNPB2

Apéndice G Resultados numéricos de los transitorios extremos G.1.

(únicamente en la versión digital de la tesis)

Apéndice H Resultados numéricos de los transitorios de presión del H.1.

Capítulo 4

(únicamente en la versión digital de la tesis)

Lista de figuras

Figura Página

1.1.- Planta con reactor tipo BWR/6 10

2.1.- Modelo de conducción de calor de la barra de combustible 23

2.2.- Modelo termohidráulico del reactor 27

2.3.- Modelo de la región del núcleo del reactor 28

2.4.- Modelo del pleno superior 34

2.5.- Modelo del separador de vapor 38

2.6.- Modelo del domo de vapor 41

2.7.- Modelo de la región de la superficie libre del refrigerante 44 2.8.- Modelo de la región subenfriada de refrigerante 47 2.9.- Modelo del pleno inferior y de la región anular entre la vasija

del reactor y la envolvente del núcleo del reactor 51 2.10.- Modelo hidráulico del sistema de recirculación con bombas de

chorro 55

2.11.- Modelo hidráulico del sistema de recirculación sin bombas de

chorro 57

2.12.- Diagrama de bloques simplificado del sistema de control del

sistema de recirculación 60

2.13.- Modelo de la tubería de vapor principal 61 2.14.- Diagrama de bloques del control del sistema de agua de

alimentación 66

2.15.- Modelo del flujo en reversa a través del núcleo del reactor 67

2.16.- Modelo del separador de humedad 76

2.17.- Modelo del calentador del agua de alimentación 79 2.18.- Diagrama de bloques del sistema de control del nivel de agua

del sistema de agua de alimentación 81

4.1.- Presión del reactor 94

4.2.- Flujo de vapor en las líneas de vapor principal 94

4.3.- Flujo del agua de alimentación 95

4.4.- Nivel de refrigerante en la vasija del reactor 95

4.5.- Presión del reactor 98

4.6.- Nivel en la vasija del reactor 99

4.7.- Flujos de vapor y de agua de alimentación 99

4.8.- Presión del reactor 102

4.9.- Nivel en la vasija del reactor 103

4.10.- Flujos de vapor y de agua de alimentación 103

4.11.- Presión del reactor 106

4.12.- Nivel en la vasija del reactor 107

4.13.- Flujos de vapor y de agua de alimentación 107 5.1.- Central nucleoeléctrica con reactor tipo BWR 112

5.2.- Presión del reactor 114

5.3.- Nivel en la vasija del reactor 114

5.4.- Pico de potencia en el reactor 115

5.5.- Reactividad total durante el primer segundo después del

disparo de la turbina 116

5.6.- Reactividad por efecto Doppler 116

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 (OECD por sus siglas en inglés) y de la Comisión Reguladora en materia Nuclear de los Estados Unidos de América (USNRC por sus siglas en inglés).

Como herramienta para llevar a cabo las simulaciones de los diferentes transitorios, se empleó el código BWRDYN desarrollado por el Japan Energy Reasearch 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; b) 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.

Abstract

Several simulations of different pressure transients were carried out for a type 4 Boiling Water Reactor (BWR/4) of the Peach Bottom 2 Nuclear Power Plant. Furthermore, the simulation of a turbine trip with bypass, a benchmark case outlined by the Organization for Economic Co-operation and Development and United States Nuclear Regulatory Commission, was also performed for the same commercial power plant.

The different transient simulations were performed with the code BWRDYN, which was developed by the Japan Energy Research Institute.

Among the major assumptions and models included in the code BWRDYN are: (a) the point kinetic model is used for neutron flux calculations; (b) for fuel temperature calculation, the fuel rod is divided into several nodes in the radial and axial direction, and the clad is considered as one region in the radial direction; (c) pressure is assumed to be uniform in the reactor vessel; and (d) the thermal-hydraulic model for reactor vessel is divided into five regions and the core is divided into several nodes to take into consideration the void distribution in the axial direction. Further, control systems for pressure, feedwater and recirculation flow are also modeled. The code also includes models for power plant balance.

The simulation results of each transient contain valuable information about the nuclear power plant behavior. The results obtained from these simulations were compared with the data measured for the benchmark case, and the comparison shows an acceptable agreement with measured data for pressure transients. The outputs for each simulation are a useful to evaluate the transient and delineate the sequence and impact of diverse events occurring during the transient. For pressure transients, in each event it is possible to know if the reactor vessel boundary is at risk at any moment during the transient.

Introducción

En este trabajo se presentan una serie de simulaciones de eventos transitorios de presión empleando como herramienta de cálculo el código BWRDYN[1].

El código BWRDYN se desarrolló en Japón por el Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), para usarse en el análisis de transitorios de centrales núcleoeléctricas con reactores tipo BWR. Entre los eventos que se pueden analizar con el programa BWRDYN se tienen: disparo de las bombas de diferentes sistemas (de recirculación, de agua de alimentación), cambio en la posición o falla de una válvula (de paro de la turbina de vapor, de control de la turbina, de derivación al condensador principal, de alivio, de seguridad, etc.). Puede emplearse en una computadora de tipo personal.

Con BWRDYN, se evaluaron algunos eventos transitorios de presión de la Central Nuclear Peach Bottom 2 (CNPB2). Primeramente, para ganar experiencia y posteriormente para simular un disparo de turbina con derivación (bypass) al condensador principal y comparar los resultados con los del caso de referencia (benchmark).

Con objeto de tener un panorama general de los diferentes tipos de reactores, de algunas de sus características, así como de la importancia del análisis de transitorios desde el punto de vista de la seguridad. En el Capítulo 1 se describen: a) las características importantes de diseño de las centrales nucleoeléctricas, b) los aspectos relevantes de los diferentes tipos de reactores, c) la función del organismo regulador con respecto a la seguridad, la clasificación de los transitorios y los límites de diseño que no se deben de sobrepasar en cualquier evento transitorio.

En el Capítulo 2 se incluyen los diferentes tipos de modelos que tiene el programa BWRDYN, tanto del núcleo del reactor, de sus distintos sistemas, así como de los del balance de planta. Lo anterior permite conocer el alcance de este programa.

En el Capítulo 3 se hace una descripción general de la Central Nuclear Peach Bottom 2 con objeto de distinguir las características importantes de los reactores tipo BWR/4 y poder usar dicha información en la evaluación de los transitorios que se desarrollan en el trabajo.

Con los datos de planta obtenidos de diferentes fuentes de información, en el Capítulo 4 se analizan cuatro eventos: a) scram manual del reactor, b) aislamiento de las líneas de vapor principal, c) disparo de la turbina de vapor con la válvula de derivación al condensador principal y d) el disparo de la turbina de vapor sin la válvula de derivación al condensador principal. Se incluyen las gráficas de algunas de las variables de los cuatro transitorios, la secuencia de eventos de cada uno de los casos, así como la evaluación de cada evento. Se verifica en cada caso que no se sobrepase el valor de referencia en cuanto a la presión.

En el Capítulo 5 se hace la simulación del caso de referencia (benchmark) del disparo de turbina de la Central Peach Bottom 2, se establecen las condiciones iniciales y se toman en cuenta las especificaciones para llevar a cabo la simulación, se comparan algunos de los resultados con los de referencia. Contiene además la secuencia de eventos. Se grafican

algunos de los resultados que pueden ser comparados con los de referencia. Se simularon tres casos adicionales: a) disparo de turbina sin derivación (bypass), con scram automático y con las válvulas de alivio funcionando, b) disparo de turbina sin derivación (bypass), sin scram y con las válvulas de alivio funcionando, c) disparo de turbina sin derivación (bypass), sin scram y sin las válvulas de alivio funcionando. Los resultados numéricos de los tres casos se incluyen en uno de los apéndices de la versión digital del presente trabajo.

Por separado se incluye una sección de conclusiones, otra de recomendaciones y una de sugerencias para trabajo futuro.

Los anexos incluyen los parámetros de operación de la central nucleoeléctrica Peach Bottom 2, los datos de entrada para todas las simulaciones, los resultados numéricos del disparo de turbina sin derivación al condensador principal, los resultados numéricos del disparo de turbina con derivación al condensador principal. Caso de referencia (benchmark), un diagrama de los sistemas de una central nucleoeléctrica con reactor tipo BWR/4, las gráficas del caso de referencia (benchmark) y especificaciones elaboradas por la OECD, la USNRC y de la Universidad de Pensilvania (PSU), de la CNPB 2. En la versión digital los resultados numéricos de los tres casos adicionales del Capítulo 5.

Capítulo 1

Generalidades de los Reactores tipo BWR

Introducción

A la fecha, en distintas partes del mundo, existen diferentes diseños de reactores tipo BWR que se encuentran operando en diversas centrales núcleoeléctricas. Sin embargo cada una de las plantas en operación debe cumplir con las regulaciones que las autoridades de cada país emiten en materia de seguridad. Cabe señalar que dichas plantas también tuvieron que cumplir con una serie de regulaciones desde el diseño, pasando por la construcción y puesta en marcha, para que obtuvieran su licencia de operación.

Por lo arriba señalado, en el presente capítulo se incluyen primeramente las consideraciones generales de diseño de una central nuclear desde el punto de vista de la seguridad, junto con una descripción general de los diferentes diseños de reactores BWR, la función del organismo regulador en las distintas etapas del proceso de licenciamiento, los principales documentos emitidos por la autoridad, así como una descripción de los criterios generales. Finalmente se incluyen una serie de argumentos para llevar a cabo los análisis de transitorios para una central nucleoeléctrica

1.1.- Consideraciones de diseño de una central nucleoeléctrica [2]

Puesto que un reactor nuclear emplea como combustible elementos físiles (como el ²³⁵U) y fisionables (como el²³⁸U) durante su operación, los núcleos resultantes, llamados productos de fisión, presentan una actividad del orden de 10 Bq (¹⁹ 10 Curies) [3], con ⁹ vidas medias que varían desde fracciones de segundo hasta varios miles de años.

Como la radiactividad puede causar daño al ser humano, es necesario mantener al material radiactivo adecuadamente confinado, de manera que la probabilidad de dañar a la población sea insignificante. Lo anterior es por consiguiente importante para el diseño de centrales nucleares.

Por lo anterior, los diseñadores de centrales nucleares deben cumplir con los requisitos de diseño que el organismo regulador les exija.

1.1.1.- Aspectos de seguridad

La filosofía básica para confirmar la seguridad en el diseño, construcción y operación de centrales nucleares contempla:

1.1.1.1.- Protección mediante barreras

Con objeto de evitar que el material radiactivo salga de la central y afecte a la población de la región cercana a la planta así como al personal que labore en la misma, ésta debe tener barreras que impidan su salida de la central, entre las que se tienen al mismo elemento combustible (incluye el encamisado), el agua de enfriamiento del circuito primario, es decir el sistema de remoción de calor, así como el sistema de contención subdividido en contenedor primario y secundario.

Cada una de las barreras se debe examinar en detalle en los tres casos de funcionamiento, como lo es durante la operación normal, la cual resulta ser el caso más simple y mejor definido, los transitorios anticipados y por último los accidentes.

1.1.1.2.- Defensa en profundidad

Las barreras por si solas no aseguran el mantenimiento íntegro durante la operación de la planta, por lo que el objetivo de la filosofía denominada defensa en profundidad contempla diferentes niveles de equipo y procedimientos para mantener la eficacia de las barreras físicas, situadas entre una fuente de radiación o materiales radiactivos y la población junto con el medio ambiente.

Los objetivos de la defensa en profundidad son:

- Compensar posibles fallos humanos y de componentes.

- Mantener la eficacia de las barreras evitando daños a la instalación y a las propias barreras

- Proteger al público y al medio ambiente de daños en el caso de que estas barreras no sean eficaces al 100%

El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), a través del grupo internacional asesor de seguridad nuclear, define cinco niveles de defensa en profundidad [4]

Nivel 1: Prevención de operaciones anormales y fallos .

Nivel 2: Control de funcionamiento anormal y detección de fallos.

Nivel 3: Control de accidentes contemplados en las bases de diseño.

Nivel 4: Control de estados peligrosos de operación, incluyendo la prevención del progreso de accidentes y la mitigación de las consecuencias de accidentes severos

Nivel 5: Mitigación de las consecuencias radiológicas de emisiones significativas de material radiactivo.

1.1.2.- Otros aspectos de diseño.

Las centrales nucleoeléctricas deben diseñarse y construirse de manera que todas las estructuras y sistemas importantes para la seguridad soporten los efectos de la naturaleza o los provocados por el hombre, entre los que se tienen:

Inundaciones, maremotos, sismos, licuación del suelo, huracanes, choque de un avión contra la central y explosiones químicas en las cercanías de la planta, entre otras.

1.2.- Características de un reactor tipo BWR 1.2.1.- Clasificación [5]

En las plantas de generación de energía eléctrica con reactor tipo BWR, se les clasifica a éstos según la interconexión que exista entre el reactor nuclear y la turbina de vapor. Por lo anterior se pueden tener de ciclo directo, indirecto y doble.

Otra clasificación contempla el sistema de recirculación del refrigerante, por lo que los reactores tipo BWR pueden operar con circulación por convección natural y por convección forzada.

A las anteriores clasificaciones se agregan los diseños avanzados evolutivos de los reactores tipo BWR.

1.2.1.1.- Reactor tipo BWR de ciclo directo

En una central con reactor BWR de ciclo directo, en el núcleo de combustible se genera calor dentro de la vasija del reactor, lo que ocasiona la ebullición del agua generando vapor saturado, de ahí pasa a los separadores y secadores de vapor y de ahí a través de las tuberías de vapor a la turbina de vapor.

El vapor con cierta presión y temperatura entra a la sección de alta presión de la turbina de vapor, de ahí a unos separadores de humedad y recalentadores para luego entrar a la sección de baja presión de la turbina de vapor.

Este ciclo, por la simplicidad del equipo empleado es muy conveniente en cuanto a costos de instalación. Por otro lado, la ausencia de barreras térmicas permite manejar menores presiones y temperaturas para lograr rendimientos térmicos muy altos para una misma cantidad de calor producida por el combustible, pero tiene el inconveniente de mantenimiento por el arrastre radiactivo por el vapor a los elementos importantes como lo son la turbina y el condensador principal, entre otros.

1.2.1.1.2.- Reactor tipo BWR de ciclo indirecto

El inconveniente del mantenimiento por el arrastre radiactivo indicado líneas arriba se evita teniendo dos circuitos cerrados distintos. El aprovechamiento térmico se logra con la ayuda de un intercambiador de calor entre el reactor y la turbina.

El vapor generado en el reactor se condensa en el lado primario (tubos) del intercambiador de calor y genera vapor a menos presión en el lado secundario (carcasa) del cambiador de calor. La capacidad calorífica del intercambiador de calor actúa como un mitigador o amortiguador que introduce un tiempo de retardo que protege al reactor contra los transitorios rápidos, por lo que dicho tiempo de retardo permite que la planta tenga una mejor respuesta a los cambios de carga.

Desafortunadamente, debido a la inclusión de más componentes, incrementa los costos y disminuye el rendimiento térmico, es decir la relación entre la potencia eléctrica generada y la cantidad de calor producida por el combustible, por lo que este diseño no prosperó y se canceló su desarrollo.

1.2.1.1.3.- Reactor tipo BWR de ciclo doble

Este tipo de reactor combina los dos tipos antes mencionados. Se le llama de ciclo doble porque emplea los dos métodos de extracción de calor para generar el vapor de alimentación a la turbina.

El primer ciclo es uno directo en el que el vapor generado en el reactor pasa directamente a la turbina.

El segundo ciclo es indirecto, en el que el vapor se produce en un intercambiador de calor por subenfriamiento de una parte de agua saturada del reactor.

El ciclo doble fue ideado para vencer algunas de las limitaciones de los reactores BWR de ciclo directo, como lo son la poca potencia para un cierto tamaño y la inestabilidad ante variaciones de carga.

1.2.1.1.4.- Reactor tipo BWR con recirculación por convección natural

Es el sistema de circulación del agua refrigerante más simple, en el que el agua fluye a través del núcleo y se produce una ebullición canalizada en una región denominada “chimenea” y un anillo cilíndrico que rodea al núcleo. El vapor y el agua se separan en la superficie libre de la parte superior de la vasija del reactor, el vapor pasa directamente a la turbina.

El impulso del agua de enfriamiento se logra por la diferencia de densidad entre la columna de la mezcla agua – vapor dentro del núcleo y la “chimenea” con la del

agua subenfriada, que es la columna de agua más densa que hay entre el anillo y la vasija del reactor.

1.2.1.1.5.- Reactor tipo BWR con recirculación por convección forzada

El aumento de la velocidad de generación de calor por unidad de volumen del núcleo del reactor (densidad de potencia) se logra por medio de un sistema de bombeo para forzar el paso del agua a través del núcleo. En este sistema no es necesario contar con la “chimenea”. Existen dos métodos para desplazar el caudal de refrigerante a través del núcleo.

1.2.1.1.5.1.- Bombas de recirculación

Por este método todo el refrigerante que vuelve a la parte inferior del núcleo se saca de la vasija del reactor en circuitos de enfriamiento donde por medio de bombas de recirculación, alcanza una mayor presión de descarga, que hace que el caudal de refrigerante fluya más rápidamente a través del núcleo y se aumente la densidad de potencia del reactor.

1.2.1.1.5.2.- Bombas de recirculación y bombas de chorro o bombas jet

Por este método, además de las bombas de recirculación externas a la vasija del reactor hay unas bombas de chorro dentro de la vasija del reactor que ayudan a forzar la recirculación a través del núcleo del reactor.

El empleo de las bombas de chorro permitió que los reactores con potencia superior a los 300MWeabatieran los costos, ya que para que pudieran funcionar requerían de tres o más circuitos externos de recirculación.

1.2.1.1.6.- Reactores avanzados evolutivos tipo BWR [6, 7]

Un diseño evolutivo es una innovación del diseño de una central existente que presenta mejoras y modificaciones del diseño, efectuadas en base al aprovechamiento de la experiencia e incluye nuevos adelantos tecnológicos.

Los diseños avanzados incorporan generalmente mejoras de los conceptos relacionados con la seguridad, incluidas, entre otras cosas, características que permitirán a los operadores disponer de más tiempo para tomar medidas de seguridad y que, proporcionarán una protección aún mayor contra cualquier liberación posible de radiactividad al medioambiente. Los diseños mejorados también pueden incluir la introducción de características de seguridad pasiva basadas en fuerzas naturales tales como la de gravedad, así como la convección, lo que permite reducir la dependencia de las funciones de seguridad de los sistemas y componentes activos, tales como bombas y válvulas.

1.2.1.1.6.1.- Reactores tipo BWR avanzados de mediano tamaño

Son reactores de tamaño mediano, en el rango de los 600MWe. Las centrales nucleares con reactores tipo BWR simplificado, conocidos como SBWR (por sus siglas en inglés Simplified Boiling Water Reactor) al compararse con los diseños actuales requieren sólo el 50% del volumen del edificio, el 50% de las válvulas, el 20% de las tuberías, el 65% de las bombas de gran tamaño y el 30% del cableado para los sistemas de control. Además incluye mayores características de seguridad pasiva. Estas centrales nucleares también conocidas de tipo “pasivo”, por su simplicidad y lo pequeño de su tamaño permiten reducir en forma significativa su tiempo de construcción.

1.2.1.1.6.2.- Reactores tipo BWR avanzados de gran tamaño

Son reactores de gran tamaño, en el rango de los 1,350MWe. Las centrales nucleares con reactores tipo BWR avanzado, conocidos como ABWR (por las siglas en inglés de Advanced Boiling Water Reactor) incorporan nuevos dispositivos de seguridad, además de algunas mejoras, como lo es el caso del accionamiento de las barras de control, el cuál se cambia del tipo hidráulico al tipo electro-hidráulico. Por otro lado, todos los equipos y componentes han sido diseñados para hacerles un mantenimiento fácil, lo que reduce la exposición de los trabajadores a la radiación. El diseño contempla una reducción en el tamaño, por lo que se reduce el tiempo de construcción así como el costo.

1.2.2.- Sistemas de contención

La operación de una planta nucleoeléctrica implica la creación de productos de fisión altamente radiactivos. Estos se deben conservar debidamente confinados, tanto en operación normal como en caso de accidente, para evitar que las radiaciones lleguen al personal de operación, al medio ambiente así como a la población en general. Los reactores BWR en su evolución se han diseñado con diferentes sistemas de contención.

1.2.2.1.- Contención seca

Estas contenciones son esféricas y construidas de acero, se diseñaron para contener el sistema primario completo hasta una presión de

kPa 203 .

446 (4.55kg_f /cm²). Con el desarrollo de plantas nucleares más grandes, que implicaba un aumento del tamaño, de mejoras, así como de costos, hizo que se desechara este tipo de contención.

1.2.2.2.- Sistema supresor de presión o Mark I

En este tipo de contención, la idea básica surgió al postular una rotura de una tubería principal dentro del pozo seco, el agua y / o vapor se liberarían en el

vapor acumulado en la zona baja del pozo seco se dirige a través de colectores a la alberca supresora de presión, donde se condensa con una rápida disminución de presión. La alberca supresora de presión es en forma de toro. Se diseñó para soportar presiones de 411.879kPa (4.2kg_f /cm²).

1.2.2.3.- Contención Mark II

Es una disposición más compacta del sistema supresor de presión. En éste, el contenedor primario es una estructura de concreto reforzado que encierra dos volúmenes, uno en forma de cono truncado conocido como foso seco y otro en forma de cilindro recto conocido como cámara supresora de presión o foso húmedo, el cual contiene agua. Los dos recintos están separados por un diafragma, la estructura se encuentra recubierta interiormente por una placa de acero.

El foso seco contiene a la vasija de presión del reactor, a los circuitos de agua de recirculación y a sus sistemas asociados. El foso húmedo tiene una región de aire y una región de agua. Está diseñado para manejar presiones del orden de

kPa 89 .

309 (3.16kg_f /cm²). Funciona como un sumidero de calor en transitorios o accidentes que involucren pérdida de agua de enfriamiento dentro del contenedor primario y como fuente de agua para los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo del reactor.

En el caso de un accidente con pérdida de refrigerante, el foso seco desfoga a la alberca supresora de presión a través de un sistema de tubos de venteo, el agua almacenada en la alberca es capaz de condensar el vapor recibido a través de dichos tubos de venteo.

1.2.2.4.- Contención Mark III

Como una mejora para la reducción de cargas hidrodinámicas para el eventual caso de un accidente por pérdida de refrigerante, se creó la contención Mark III que ha permitido una reducción en el tamaño así como una menor presión de diseño, del orden de157.887kPa (1.61kg_f /cm²).

1.2.3.- Sistema nuclear de suministro de vapor (NSSS)

Debido a la evolución de los diseños de los diferentes reactores nucleares al incluir diferentes tipos de contención, forma como se separa el vapor, sistema de recirculación, ciclo y seguimiento de la carga, se tienen [5, 8, 9]:

1.2.3.1.- Plantas nucleares con reactor tipo BWR/1 Presentan las siguientes características:

Contención: seca, supresora de presión Separación de vapor: externa, por gravedad

Sistema de recirculación: natural, circuito múltiple

Ciclo: directo, doble

Seguimiento de carga: barra de control, ciclo doble

Plantas típicas: Dresden 1, Big Rock Point, Humboldt Bay, KRB

Año de introducción: 1955

1.2.3.2.- Centrales nucleares con reactor tipo BWR/2 Las características importantes son

Contención: supresora de presión

Separación de vapor: interna

Sistema de recirculación: circuito múltiple

Ciclo: directo

Seguimiento de carga: control de caudal

Planta típica: Oyster Creek

Año de introducción: 1963

1.2.3.3.- Plantas nucleares con reactor tipo BWR/3 Las características relevantes son

Contención: Mark I, supresora de presión

Separación de vapor: interna

Sistema de recirculación: bombas de chorro

Ciclo: directo

Seguimiento de carga: control de caudal

Planta típica: Dresden 2

Año de introducción: 1965

1.2.3.4.- Centrales nucleares con reactor tipo BWR/4 Las características importantes son

Contención: Mark I, supresora de presión

Separación de vapor: interna

Sistema de recirculación: bombas de chorro

Ciclo: directo

Seguimiento de carga: control de caudal

Planta típica: Browns Ferry

Año de introducción: 1966

1.2.3.5.- Plantas nucleares con reactor tipo BWR/5 Las características importantes son

Contención: Mark II, supresora de presión

Separación de vapor: interna

Sistema de recirculación: bombas de chorro

Ciclo: directo

Seguimiento de carga: válvula de control de caudal

Planta típica: Zimmer

Año de introducción: 1969

1.2.3.6.- Plantas nucleares con reactor tipo BWR/6 Las características importantes son

Contención: Mark III, supresora de presión

Separación de vapor: interna

Sistema de recirculación: bombas de chorro

Ciclo: directo

Seguimiento de carga: válvula de control de caudal

Planta típica: Grand Gulf

Año de introducción 1972

La Figura 1.1. muestra esquemáticamente las principales componentes de una planta con reactor tipo BWR/6.

1.2.4.- Disposición general de una planta nucleoeléctrica por edificios

En realidad cada central tiene un arreglo diferente de la orientación de los edificios, sin embargo, en general se puede tener:

1.2.4.1.- Edificio del reactor

Como su nombre lo indica, alberga la vasija del reactor, las tuberías y bombas del sistema de recirculación, el sistema de accionamiento de las barras de control del reactor, el foso seco y el foso húmedo del contenedor primario, las tuberías de descarga de las válvulas de alivio, las bombas de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo del reactor, la unidad de aire acondicionado, el almacén de combustible nuevo, la alberca de almacenamiento de contenedores para transporte de combustible, la alberca de combustible irradiado, la alberca para almacenar el separador y secador de vapor durante el recambio de combustible, la grúa del edificio del reactor, el túnel de las tuberías de vapor principal y los intercambiadores de calor del sistema de remoción de calor residual entre otros.

Figura.1.1. Planta con reactor tipo BWR/6 [10]

1. Contenedor secundario, 2. Edificio del reactor, 3. Separadores y secadores de vapor, 4. Vasija del reactor, 5. Válvula de seguridad / alivio, 6. Núcleo del reactor, 7. Barras de control, 8. Bomba de recirculación, 9. Alberca supresora de presión, 10. Foso seco, 11. Tubería de agua de alimentación, 12. Tubería de vapor principal, 13. Derivación al condensador principal, 14.

Separador de humedad y recalentador, 15. Grupo turbogenerador, 16. Condensador principal, 17.

Tuberías de vapor de extracción, 18. Desmineralizadotes, 19. Bomba del sistema de agua de alimentación, 20. Calentadores del agua de alimentación, 21. Bomba de drenes, 22. bomba de condensado

1.2.4.2.- Edificio del turbogenerador

Aloja a la turbina de vapor, al generador eléctrico, así como a los sistemas auxiliares del turbogenerador, al condensador y a otros sistemas como lo es la producción de aire comprimido para los instrumentos y servicio de la planta.

1.2.4.3.- Edificio de control

Alberga al cuarto de control, al cuarto de la computadora, a los equipos de aire acondicionado, así como al tendido de cables para los sistemas de control entre otros.

1.2.4.4.- Edificio de generadores Diesel

Contiene a los generadores con motor Diesel así como los equipos complementarios como lo son los conductos de entradas y salidas de aire a los generadores, las salidas de aire del sistema de aire acondicionado entre otras.

1.2.4.5.- Edificio de tratamiento de residuos radiactivos

Aloja las instalaciones para el tratamiento de los desechos radiactivos líquidos y sólidos.

1.2.4.6.- Otros edificios

Entre éstos se tiene a la planta de tratamiento de agua, talleres, el edificio administrativo, la subestación eléctrica, los almacenes, edificios de almacenamiento temporal de residuos de mediano y bajo nivel de radiactividad entre otros.

1.3.- Función del organismo regulador [2, 11, 12]

Como práctica común, los países que cuentan con centrales nucleares y que a la vez tienen aprovechamientos de la energía nuclear para usos diferentes a la generación de energía eléctrica, crean organismos reguladores independientes cuyo objetivo es vigilar que el diseño, la construcción, la operación y el mantenimiento se lleve a cabo de acuerdo a las normas de seguridad.

En México, la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS) es el organismo que tiene entre sus funciones verificar el cumplimiento de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables al diseño, construcción y operación de las instalaciones nucleares para la producción de energía eléctrica.

En los Estados Unidos de América, el organismo regulador es la “Nuclear Regulatory Commission”, NRC en forma abreviada.

1.3.1.- Reglamentos y aspectos de regulación de plantas nucleares. Reglamentos de la NRC y regulaciones

Los reglamentos y las regulaciones de la NRC, los cuales son publicados como parte del Código Federal de Regulaciones (CFR), constituyen el marco esencial del proceso

regulador. Ellos forman el marco de referencia de los estándares, criterios y prácticas entre otros, bajo los cuales las centrales nucleares deben ser diseñadas, construidas y operadas.

Las reglas y regulaciones han evolucionado con el tiempo, algunas nuevas se han propuesto, las ya existentes se han modificado tomando en cuenta la experiencia ganada en las plantas durante el diseño, construcción y operación de plantas nucleares, así como por la nueva información obtenida a través de la investigación y de los programas de desarrollo.

Los cambios propuestos o adiciones a las reglas y regulaciones son publicados en el Registro Federal de los Estados Unidos de América con una explicación de su propósito.

Los comentarios del público son aceptados y considerados antes de su adopción como regla. De la misma forma, si un posible cambio afecta a una amplia variedad de intereses, la NRC lo pone en audiencias públicas, con lo que se proporciona una oportunidad para la presentación de una amplia gama de puntos de vista.

1.3.2.- El Código Federal de Regulaciones de los Estados Unidos de América

En el título 10, correspondiente a Energía, el Código Federal de Regulaciones de los Estados Unidos de América, en forma abreviada 10CFR, incluye estándares que especifican límites, además de criterios, que proporcionan una base de comparación para juzgar la aceptación de una acción particular o procedimiento. Los estándares y criterios que son incluidos en el 10CFR tienen la fuerza y efecto de una ley.

Las partes del 10CFR más importantes donde se incluyen estándares y criterios para centrales nucleares están contenidos en las partes 20, 50, 51 y 100.

Bajo el título “Estándares para la protección contra la radiación” el 10CFR20 [13], gobierna la liberación de materiales radiactivos al medio ambiente y establece los límites sobre las exposiciones a la radiación que los trabajadores de la planta y la población puede recibir por la operación de una central.

Bajo el encabezado “Licenciamiento de instalaciones de generación y para su utilización”, el 10CFR50 [14] describe los procedimientos de las solicitudes para los permisos de construcción y para las licencias de operación. Se incluye en los apéndices una detallada guía técnica.

Bajo el enunciado de “Políticas de licenciamiento y regulación, así como procedimiento para la protección del medio ambiente”, el 10CFR51 [15] trata entre otras cosas, la preparación de los reportes ambientales, los cuales deberán ser proporcionados en la solicitud del permiso de construcción, así como para la licencia de operación.

En el 10CFR100 [16] titulado “Criterios del emplazamiento del reactor”, se establecen los criterios para determinar la conveniencia de un emplazamiento propuesto para una central nuclear, tomando en cuenta la protección del público en el evento de un accidente.

1.3.3.- Criterios generales de diseño del 10CFR50 [17]

La NRC, publicó el Apéndice A de la parte 50 del Código Federal de Regulaciones que contiene los criterios generales de diseño que han de seguirse en el diseño de las centrales nucleares.

El propósito fundamental de tales criterios se limita a señalar los requisitos mínimos a seguir en el diseño, la fabricación, la construcción y la verificación funcional de aquellas estructuras, sistemas y componentes que están relacionados con la seguridad nuclear. Los criterios publicados se aplican sólo a los reactores de agua ligera, sin embargo, pueden servir de modelo para otros tipos de reactores.

Vale la pena mencionar que en el propio documento se indican aquellos aspectos de importancia para el diseño de una central nuclear, pero que no son considerados en los criterios. Entre los aspectos no considerados figuran:

a) El diseño contra averías de componentes pasivos de los sistemas de fluidos importantes para la seguridad.

b) Los requisitos de redundancia y diversidad de los sistemas con fluidos importantes para la seguridad.

c) Consideraciones sobre el tipo, tamaño y ubicación de las posibles rupturas de la frontera de presión del sistema primario.

d) La posibilidad de que existan averías sistemáticas, no aleatorias en el diseño de los sistemas de protección del reactor y de los sistemas de control de la reactividad.

e) Los efectos que sobre el diseño pueden tener los emplazamientos con características desfavorables.

Los criterios generales de diseño se clasifican en grupos como sigue:

Grupo Nombre Criterios

I Requisitos generales 1 al 5

II Protección por barreras múltiples contra los 10 al 19

productos de fisión

III Sistemas de protección y control de la reactividad 20 al 29

IV Sistemas de fluidos 30 al 46

V Contención del Reactor 50 al 57

VI Control del combustible y de la radioactividad 60 al 64 1.3.4.- El proceso de licenciamiento.

La NRC estableció un proceso de licenciamiento tanto para la construcción como para la operación de centrales nucleares. Para ello la compañía de electricidad debe proporcionar la información pertinente que incluye una descripción de las características y aspectos relevantes de los sistemas de seguridad que contará la instalación (planta). Para garantizar que ésta no representará un riesgo indebido para la población, la información se deberá incluir para la fase de construcción y para la fase previa a la operación.

Para la primera fase, la información se proporciona en el Informe de Seguridad de Primera Etapa y en el Informe Preliminar de Impacto Ambiental. En estos documentos se describe la central, se especifica la normatividad para el diseño, construcción, operación así como los planes de garantía de calidad que se aplicarán durante toda la vida de la planta. La información que indica que la central no afectará de manera importante al medio ambiente, así como a la población, se incluye en el informe preliminar de impacto ambiental. Ambos informes preliminares manejan información genérica.

Una vez que se termina el diseño detallado de la planta se puede solicitar la licencia de operación. Para ello la compañía de electricidad debe enviar otro informe detallado a la NRC, que recibe el nombre de Informe Final de Análisis de la Seguridad. Este documento tiene el mismo formato que el informe preliminar, solamente que tal información corresponde al de la central, es decir deja de tener un carácter genérico. Por otra parte se entrega un Informe Final de Impacto Ambiental, en el que se debe incluir el programa de monitoreo ambiental continúo que se debe mantener durante toda la vida de la planta, con objeto de vigilar que no se rebasen los límites permitidos por la autoridad reguladora.

La autoridad reguladora, en base a revisiones meticulosas que contemplan el cumplimiento con toda la normatividad vigente, elabora un dictamen con objeto de otorgar la licencia de operación.

1.3.5.- Contenido de los informes de seguridad preliminar y final

Los informes de seguridad deben describir los siguientes aspectos:

a.- Características generales de la planta.

b.- Características de la ubicación donde se tendrá la planta.

c.- Estructuras, sistemas y componentes relacionados con la seguridad.

d.- Descripción del reactor.

e.- Descripción de los sistemas para enfriar al reactor, así como de los sistemas asociados.

f.- Dispositivos ideados para la seguridad.

g.- Sistemas de instrumentación y control.

h.- Sistemas eléctricos.

i.- Sistemas auxiliares.

j.- Sistemas de transporte de vapor y de conversión de potencia.

k.- Sistema de tratamiento de desechos radiactivos.

l.- Protección radiológica.

m.- Conducción de operaciones.

n.- Programa de pruebas preoperacionales y de arranque.

ñ.- Análisis de accidentes.

o.- Especificaciones técnicas de operación.

p.- Garantía de calidad.

1.3.6.- Análisis de transitorios operacionales

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.

En base a los equipos y sistemas de seguridad, junto con la instrumentación apropiada, la central debe ser capaz de enfrentar con éxito cualquier condición de transitorio o de accidente.

Cada uno de los transitorios que analiza la compañía de electricidad debe cumplir con los lineamientos establecidos en el 10CFR50, el 10CFR100, las diferentes guías reguladoras de la NRC, el Código ASME (Sección III) y tomar en cuenta las recomendaciones de los resultados de estudios probabilistas de riesgos en centrales nucleares realizados por diferentes organizaciones.

1.3.6.1.- Operación normal y transitoria

Para el análisis de los estados de la operación del reactor, éstos se clasifican en operación normal, transitorios operacionales y accidentes.

1.3.6.1.1.- Operación normal

Se les llama así a las condiciones existentes durante las operaciones planeadas, tales como recarga de combustible, arranque, operación a potencia, espera en caliente, apagado, pruebas rutinarias y mantenimiento.

1.3.6.1.2.- Transitorios operacionales

Se les denomina así a los eventos asociados con desviaciones de las condiciones normales de operación. Se anticipa que éstos ocurrirán cuando menos una vez en la vida de la planta, por lo que el diseño deberá hacerse de manera que la planta pueda soportar dichas situaciones sin que se causen daños al combustible o a la frontera de presión del enfriador del reactor.

1.3.6.1.3.- Accidentes

Las condiciones de accidente son eventos poco probables, cuyos análisis indican que producirían daños al combustible y / o a la frontera de presión del enfriador del reactor.

1.3.6.1.3.1.- Accidente base de diseño

Con objeto de cumplir con el tercer nivel de seguridad de la defensa en profundidad se postula el accidente base de diseño.

El accidente base de diseño se define como la ruptura de la tubería de mayor diámetro conectada a la vasija del reactor, la ruptura se postula que es en forma de guillotina y doble exposición.

Para un reactor tipo BWR, la tubería de mayor diámetro conectada a la vasija del reactor es la del sistema de recirculación. La ruptura de la tubería provoca una pérdida importante de agua de refrigeración del núcleo del reactor, conociéndose a este accidente por sus siglas en inglés como LOCA (Loss of Coolant Accident).

Durante la operación normal de la planta, el agua que circula por las tuberías del sistema de recirculación se encuentra a presión y temperatura elevadas, lo que ocasiona que al producirse una ruptura de la tubería, el agua se convierta súbitamente en vapor. Esto produce una elevación de la presión y la temperatura en el contenedor primario. Al mismo tiempo se dificulta la remoción de calor del reactor, aumentando entonces la temperatura de los elementos combustibles. Es decir, del análisis cuantitativo de este accidente hipotético se obtienen los valores máximos que se pueden presentar y que permiten diseñar los sistemas y componentes ideados para la seguridad de la planta.

1.3.6.2.- Protección de la planta durante 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.

El marco de referencia para la evaluación de los efectos reportados en el análisis de transitorios por la compañía de electricidad son los Criterios Generales de Diseño del Apéndice A del 10CFR50 números 10 y 15.

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 3) Fallas limitantes.

Por otra parte, las compañías de electricidad clasifican a los transitorios operacionales en función de sus causas, en:

1) Eventos en los que se produce un decremento en la temperatura del refrigerante del núcleo del reactor

Pérdida del calentador del agua de alimentación.

Falla en el controlador del agua de alimentación.

Falla del regulador de presión en abierto.

Apertura inadvertida de una válvula de seguridad / alivio.

2) Eventos que ocasionan un incremento en la presión del reactor Pérdida de potencia eléctrica del exterior.

Disparo de la turbina.

Pérdida de vacío del condensador principal.

Cierre de todas las válvulas de las tuberías principales de vapor.

Falla del regulador de presión.

3) Eventos en los que ocurre una disminución en la razón de flujo del refrigerante

Falla del sistema de remoción de calor residual en su modo de enfriamiento en parada.

Disparo de las bombas de recirculación.

Falla del controlador del flujo de recirculación con disminución de flujo.

Obstrucción y ruptura del eje de una bomba de recirculación.

4) Eventos en los que se presentan irregularidades en la reactividad y en la distribución de potencia

Arranque anormal de una bomba de recirculación.

5) Eventos en los que se produce un incremento en el inventario del refrigerante del reactor

Falla del controlador del flujo de recirculación con aumento de flujo.

Arranque inadvertido del sistema de aspersión de refrigerante a alta presión sobre el núcleo del reactor.

6) Eventos en los que se produce una disminución en el inventario del refrigerante del reactor

En este caso se trata de accidentes por pérdida de refrigerante.

Para los análisis de transitorios se establecen los siguientes requisitos [18, 19]:

1) Para proteger la barrera que representa el encamisado del combustible se debe mantener la relación de potencia crítica mínima, denominado MCPR (por las 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 ocurren 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).

2) 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 los requisitos establecidos por el código de Calderas y Recipientes sujetos a Presión del Código ASME, Sección III, Clase I.

1.3.6.3.- Los transitorios de presión en una planta

La frecuencia promedio con la que ocurren estos transitorios es de 1 a 2 eventos por año.

El disparo de la turbina está caracterizado por el cierre repentino de la válvula de paro y puede ser causada por un cierto número de fallos de la turbina o por fallas en otros equipos y elementos del reactor, entre los que se pueden mencionar:

1.- En caso de presentarse vibraciones excesivas en el turbo-generador, para evitar daños al turbo-generador.

2.- Por cierre de la válvula de paro, llevada a cabo en forma manual por el operador de la planta de forma inadvertida.

3.- Si ocurre una pérdida de vacío en el condensador, es decir, en caso de perder el sumidero de calor, situación que no es considerada como operación normal para la turbina.

4.- Si se detecta un nivel elevado dentro de la vasija del reactor, ya que un alto nivel de agua puede ocasionar que el vapor que llega a la turbina acarree humedad y cause corrosión a los álabes de la turbina.

5.- Si se presenta una pérdida de la presión de aceite en el sistema electro hidráulico de control (EHC), ya que se podría perder el control sobre varias válvulas importantes, como lo son las válvulas de paro y las de derivación (bypass) de la turbina, entre otras.

6.- Si ocurre una sobre-velocidad en la turbina, para evitar daños potenciales por desalineamiento causado por desgaste de los rozamientos.

7.- Si se presenta una falla en el sistema de enfriamiento en el estator del generador eléctrico, ya que es una señal que indica que el generador está trabajando bajo condiciones anormales.

La falla del sistema de derivación (bypass) de la turbina al condensador principal se estima que tiene una alta probabilidad de ocurrir durante la operación de una planta.

1.3.6.4.- Importancia de los programas de cómputo para análisis de transitorios operacionales

Debido a la imposibilidad de llevar a cabo experimentos 1:1 se emplean programas de computadora que permiten “predecir” las condiciones de la planta bajo suposiciones de transitorios y de accidentes.

Usualmente las empresas fabricantes de plantas nucleoeléctricas desarrollan programas de computadora para que sus clientes (las empresas de electricidad) cumplan con los requisitos de los entes reguladores en el análisis de transitorios y accidentes. En el caso de General Electric, desarrollaron el programa READY y ODYN. Por otra parte, los organismos reguladores han desarrollado programas de computadora que les permite hacer estudios comparativos, ejemplos de ellos son los programas TRAC, RELAP y RETRAN entre otros. Sin embargo, el análisis es más exhaustivo con los accidentes.

Puesto que durante la operación normal de una planta se pueden presentar perturbaciones o fallas que pueden simularse, a la fecha se han desarrollado soluciones numéricas plasmadas en programas de computadora, los cuales pueden simular condiciones que eventualmente se pueden presentar. Dentro de este grupo está el programa BWRDYN, que fue desarrollado en Japón por el Japan Atomic

Energy Research Institute (JAERI), para usarse en predicciones de la respuesta de una planta con un reactor tipo BWR en un tiempo reducido para varios eventos transitorios.

1.3.6.4.1.- El Código BWRDYN [1]

Los objetivos planteados por el JAERI al desarrollar el código BWRDYN fueron:

a). Analizar la respuesta de la planta a transitorios causados por cambios en la operación y/o fallas en los sistemas.

b). Evaluar las características de los sistemas de control de la planta.

c). Brindar información del reactor que permitiera identificar el estado de la planta.

El código BWRDYN para análisis dinámico se desarrolló para aplicarlo a un amplio rango de transitorios de centrales núcleoeléctricas con reactores tipo BWR.

El programa BWRDYN fue programado en FORTRAN 77 y puede ejecutarse en cualquier computadora personal. Los requisitos mínimos son: sistema operativo Windows 98SE o posterior; espacio en disco duro de 80 MB; procesador Pentium MMX a 152 MHz.

Entre los eventos que se pueden analizar con el programa BWRDYN se tienen:

disparo de las bombas de diferentes sistemas (de recirculación, de agua de alimentación), cambio en la posición o falla de una válvula como lo pueden ser de paro de la turbina de vapor; de control de la turbina; de derivación al condensador principal; de alivio; 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%.

Capítulo 2

Modelos Analíticos del Programa BWRDYN [1]

Introducción

Para modelar la planta completa, los desarrolladores de BWRDYN hicieron varias suposiciones y simplificaciones basadas en su experiencia (juicios de ingeniería). En el presente capítulo se incluyen los modelos que tiene el programa, con los cuales se puede simular al reactor y sus sistemas, así como lo que se conoce como balance de planta, desde la entrada a la turbina de vapor hasta el calentador del agua de alimentación.

Entre los modelos que el programa incluye, tiene uno de cinética puntual para calcular el flujo de neutrones; el de generación de calor para el cálculo de la potencia térmica del reactor; 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. Por otro lado, la presión se supone que es uniforme dentro de la vasija del reactor. El modelo termohidráulico de la vasija del reactor se divide en cinco regiones (núcleo, pleno superior, separador de vapor, domo de vapor y superficie libre). Contempla además un modelo de separación de burbujas en la región subenfriada de refrigerante cuando éste alcanza la saturación. El núcleo se divide en varios nodos para tomar en cuenta la distribución de vacíos en la dirección axial. Incluye correlaciones empíricas para velocidades bajas del refrigerante después de un disparo de las bombas de recirculación con objeto de simular el comportamiento de los vacíos. El cambio de masa en el separador de vapor se calcula a partir del nivel de agua, los flujos de vapor así como otros, se calculan con correlaciones obtenidas de datos experimentales. Se pueden simular los lazos de recirculación con o sin bombas de chorro.

2.1.- Las ecuaciones de cinética de reactores

La respuesta del reactor a eventos transitorios se simula mediante un modelo de cinética puntual, dicho modelo considera [20]: que la población entera de neutrones responde como un solo grupo de energía; la retroalimentación de la reactividad se puede calcular para un canal promedio, el cual representa la respuesta total del núcleo; las variaciones espaciales y temporales del flujo de neutrones son separables.

i i

i C

l n dt

dn ρ β 6 λ

=1

Σ

− +

= (2.1.1)

i i i

i n C

l dt

dC β λ

−

= ; i=1,...6 (2.1.2)

donde

n: Densidad neutrónica

l: Tiempo de generación de neutrones inmediatos β: Fracción de neutrones retardados

ρ: Reactividad

C : i Concentración del i - ésimo grupo de neutrones retardados (diferencia entre las desapariciones por desintegración radiactiva y la producción por fisión) λi: Constante de decaimiento del i-ésimo grupo de neutrones retardados βi: Fracción del i – ésimo grupo de neutrones retardados

La reactividad total es la suma de cinco tipos de reactividad, reactividad por vacíos )

(ρ_v , reactividad por efecto Doppler(ρ_D), reactividad por el moderador(ρ_m), reactividad de las barras de control (ρ_rod) y reactividad por el scram del reactor

) (ρ_sc .

sc rod m D

v ρ ρ ρ ρ

ρ

ρ = + + + + (2.1.3)

La reactividad por las barras de control y por el scram del reactor se dan como datos de entrada, mientras que los otros tres tipos de reactividad se calculan usando valores promedio de la fracción de vacíos, de la temperatura de combustible y de la temperatura del refrigerante. Para la reactividad por el efecto Doppler y por el moderador, se emplea como factor de peso el cuadrado de la distribución de potencia axial.

2.2.- Generación de calor

La potencia térmica total del núcleo del reactor es la suma de la generación de calor debido a la fisión nuclear y al calor de decaimiento de los productos de fisión.

(

)

all R q q

q = 1− + (2.2.1)

donde R es la fracción del calor de decaimiento. La razón de la generación de _dh calor por fisión nuclear es:

nl nc f

n q q q

q = + + (2.2.2)

donde:

q : dh Generación de calor por decaimiento

qf: Generación de calor por fisión nuclear en el combustible qnc: Generación de calor en la región del canal

q : Generación de calor en la región de la derivación del flujo en el núcleo del

El cambio de la potencia de decaimiento después de la operación con una potencia n0, se simula con la siguiente ecuación:

0 3 3 2

2 1

1

1 1

1 n

S a S a S R a

q_{dh h} ⎟⎟

⎠

⎞

⎜⎜

⎝

⎛

+ + + +

= +

τ τ

τ (2.2.3)

Donde S es una constante y los valores de a y _i τ_i 47

.

1 =0

a τ₁=30s 25

.

2 =0

a τ₂=1000s a₃ =0.28 τ₃=20000s

La ecuación 2.2.3. es una aproximación de la correspondiente al estándar de la ANS [21], R en la ecuación 2.2.1 es un dato de entrada y la curva simulada con _dh

07 .

=0

h

Rd es casi igual a la de dicho estándar de la ANS.

2.3.- Modelo de conducción de calor en el combustible

La barra de combustible se divide en i_max nodos en la dirección radial y j_max nodos en la dirección axial, como se muestra a continuación:

Pastilla Hueco Encamisado

jmax

nodo

j

i−1 i i+1 nodoi_max

La ecuación del balance de calor en el i-ésimo nodo en cada nivel axial se puede escribir como:

(

)

(

)

i f i i f i f i f f p

f A H T T A H T T q

t V T

C = − − − +

∂

∂

+ +

+

−

−

−1, 1, 1 , 1 , 1 1

ρ (2.3.1)

max ..., 2 ,

1 i

Vi₌

donde:

Tf : Temperatura del combustible ρf: Densidad del combustible

f

Cp : Calor específico del combustible Vf: Volumen del combustible

Af : Área de transferencia de calor

H : Coeficiente de transferencia de calor entre nodos adyacentes en el f

combustible

qf: Generación de calor en el combustible

el índice j se omite debido a que la ecuación de balance de calor en cada nivel axial se escribe de la misma manera.

El espacio entre el combustible y el encamisado se considera como una resistencia de calor. El encamisado se trata como un nodo en la dirección radial. El balance de calor en el encamisado está dado por:

(

)

(

)

c f c f f c f c p

c A H T T A H T T

t V T

C = − − −

∂

∂

max 1

ρ 1 (2.3.2)

donde:

Tc: Temperatura promedio en el encamisado Tw: Temperatura del refrigerante

El coeficiente de transferencia de calor en la pastilla de combustible se calcula con la siguiente ecuación con factores de peso volumétrico.

^{H + =Vi kfi}

(

)