La simulación computacional de la fenomenología de una contención nuclear durante un accidente ha sido históricamente un desafío. El tamaño de la contención, las características de la liberación de masa y energía así como la presencia de varias fases y especies han atrapado a esta disciplina con la aproximación de parámetros agrupados. En esta aproximación, toda la contención se simula en un único nodo de computación para simplificar los cálculos. Las simulaciones con esta aproximación proporcionan valores medios de variables termodinámicas de la contención (presión, temperatura, entalpía, etc.) Dicho esto, en los últimos años, la capacidad de los ordenadores ha crecido estable y constante acorde a la ley de Moore, y los códigos de simulación de contenciones tienen la capacidad de crear contenciones 3D funcionales. Esta combinación de efectos da la posibilidad de simular casos de un alto grado de detalle, y realizar análisis de sensibilidad extensos en un ordenador corriente.
En detalle, el código GOTHIC 8.0, y sus subsiguientes, tiene la posibilidad de simular accidentes base de diseño y accidentes severos en una contención 3D con un coste computacional razonable. Dado que no existía una metodología de creación y desarrollo de estos modelos, el primer paso de esta tesis fue crear esta metodología. La metodología desarrollada se compone de tres pasos. El primero es la creación de un modelo detallado CAD de la contención. El segundo paso es la creación de un modelo simplificado de contención que encaje en las geometrías que permite el código GOTHIC. El tercero es la implementación de la geometría en el código mediante un script propio. Tras estos pasos el modelo termo-hidráulico estaría preparado para simular secuencias de accidente. Aplicando esta metodología, un modelo de contención PWR-W 3D ha sido creado para esta tesis.
Previamente a la simulación de accidentes, es necesario un proceso de verificación y validación del código y los modelos. El código es capaz de reproducir satisfactoriamente experimentos que engloban todo tipo de fenomenología, como se observa en el “Qualification Report”. Sin embargo, se ha considerado necesario realizar trabajos de validación propios; en concreto se han realizado dos trabajos. El primero consistió en la simulación de un transporte de gas ligero en un contenedor grande, que fue parte del “International Benchmark Exercise III”. Este estudio demostró la capacidad del código en simular con precisión esta fenomenología. El segundo proceso de validación consistió en un estudio de independencia de malla del modelo de contención PWR-W. Este estudio ayudó en la toma de decisiones entre coste computacional y precisión.
Una vez el modelo estaba creado y validado, se abrió un amplio abanico de posibilidades. Sin embargo, el proceso de análisis de transitorios debía ser previamente adaptado y revisado para estas simulaciones 3D de contención. Cuando se analizan los resultados de un modelo de parámetros agrupados de un solo nodo, sólo existe un único valor por variable, y éste es fácilmente comparable con los límites de seguridad para evaluar el daño. Un modelo 3D tiene miles de celdas y valores, por lo tanto, la pregunta que surge es cómo definir un nuevo concepto de daño que sea adecuado para análisis de contención 3D y que tenga en cuenta los miles de valores provenientes de un modelo 3D. Los valores clásicos de presión y temperatura son válidos, pero no es suficiente, ya que están pensados para ser comparados con la solución en un solo nodo de cálculo que represente un volumen muy grande.
Siguiendo esta línea de la tesis, se ha realizado un re análisis de las temperaturas usadas para calificación ambiental de equipos teniendo en cuenta los modelos de contención 3D. Se ha usado un criterio genérico para PWR-W de EQ y seguidamente, este criterio se ha aplicado al análisis de un accidente de pérdida de refrigerante con rotura en doble guillotina en la contención 3D del PWR-W desarrollada con GOTHIC 8.1. Adicionalmente, se ha realizado un análisis de sensibilidad a la localización de la rotura. Los resultados muestran que con este EQ genérico, el posible equipo y/o instrumentación de las diferentes habitaciones podría resultar dañado durante el transitorio.
Además de accidentes base de diseño, los accidentes severos resultan también interesantes para simular y analizar. Los accidentes severos normalmente tienen que lidiar con hidrógeno, un elemento cuya combustión puede dañar la contención. Para evitar daños, las guías de gestión de accidente severo son usadas. Estas guías incluyen ciertas acciones que permiten manejar el riesgo de hidrógeno, incluyendo la acción de venteo de la contención. Sin embargo, estas guías no ayudan normalmente a decidir cuál es el momento óptimo para ventear la misma.
En esta tesis el modelo de contención PWR-W es usado para simular un SBO incluyendo acciones de guías de gestión de accidente severo. El impacto que provocan el spray y el venteo en el riesgo de hidrógeno se han evaluado en un análisis de sensibilidad a través de más de 60 secuencias con distintos tiempos de spray y venteo.
Para comparar todas las simulaciones entre ellas, se necesita una aproximación cuantitativa al riesgo de hidrógeno. Para ello, este riesgo se evalúa según una propuesta de parámetro llamado “Tau”. Este parámetro tiene en cuenta tres variables por celda: el tiempo que ésta está dentro de los límites de flamabilidad, la masa de hidrógeno dentro de esos límites, y el régimen de combustión alcanzado. Con este parámetro, se obtiene un único valor por simulación para cuantificar el riesgo de hidrógeno.
Finalmente, revisando los análisis de sensibilidad, se observa que el riesgo de hidrógeno es muy dependiente de la estrategia de venteo usada. En esta tesis, se proponen ventanas de tiempo óptimas para el venteo que reducen el riesgo de hidrógeno.
A modo de conclusión, se establece que los análisis 3D de contención son una excelente herramienta para hacer avanzar a la seguridad nuclear. Se necesitan nuevas metodologías, criterios y evaluaciones, pero si se crean y usan correctamente, los análisis de contención 3D serán el futuro del licenciamiento de centrales nucleares.
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