Metodología para el desarrollo de modelos de contenedores de combustible nuclear gastado mediante el código Ansys CFX

• Autores: Andres Hernández Avellaneda
• Directores de la Tesis: Gonzalo Jiménez Varas (dir. tes.)
• Lectura: En la Universidad Politécnica de Madrid ( España ) en 2022
• Idioma: español
• Tribunal Calificador de la Tesis: Javier García García (presid.), Kevin Fernández Cosials (secret.), Julio Benavides Rodríguez (voc.), Alexis Cantizano González (voc.), Francisco Feria Márquez (voc.)
• Programa de doctorado: Programa de Doctorado en Energía Sostenible Nuclear y Renovable por la Universidad Politécnica de Madrid
• Materias:
  • Matemáticas
    • Ciencia de los ordenadores
      • Simulación
  • Física
    • Física atómica y nuclear
      • Energía nuclear
• Enlaces
  • Tesis en acceso abierto en: Archivo Digital UPM
• Resumen
  • español

    La gestión del combustible gastado siempre ha sido uno de los retos en la operación y generación de la energía nuclear. En algunas de las actuales centrales en operación, el espacio disponible en la piscina de combustible gastado se ha ido reduciendo y se requiere almacenar el combustible gastado en almacenamientos en seco. Como sistema habitual de almacenamiento en seco se puede destacar el uso de contenedores de combustible nuclear gastado. Numerosas centrales nucleares tanto en el mundo, como en España, ya cuentan con almacenes temporales individualizados donde almacenan sus contenedores de combustible gastado. Estos almacenes se consideran absolutamente necesarios tanto para la continuidad de las centrales nucleares una vez han alcanzado la capacidad de la piscina de combustible gastado, como durante la fase de desmantelamiento. Al igual que ocurre con el resto de elementos de una central nuclear, garantizar la seguridad del combustible en los contenedores de combustible gastado es fundamental. Uno de los parámetros más referenciados para garantizar la integridad del combustible gastado es que no se supere el límite establecido por el regulador nuclear americano, la United States Nuclear Regulatory Commission, de 400 °C para las vainas de aleaciones de zirconio. Este límite hace referencia al almacenamiento normal y durante operaciones de corto plazo, para combustible con quemado superior a 45 GWd/MTU (USNRC, 2020). Para garantizar que este límite se cumpla, así como para el estudio termo-hidráulico de los contenedores de combustible gastado, los códigos Computational Fluid Dynamics (CFD) son una de las opciones más empleadas en los últimos años. En el desarrollo de esta tesis se ha partido de la metodología existente en el grupo de investigación de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (Universidad Politécnica de Madrid), y se ha adaptado para su uso con un nuevo contenedor de combustible gastado y con un código CFD diferente, Ansys CFX. En primer lugar, se ha desarrollado un modelo (llamado modelo Exterior) que representa el contenedor de forma simplificada, pero que incluye el ambiente alrededor del mismo (suelo y aire). El siguiente paso fue la creación de un modelo (llamado modelo Interior) que modela el interior del contenedor con alto detalle, incluyendo las vainas de combustible de forma detallada, pero que no incluye el ambiente alrededor del contenedor. Estos dos modelos se han acoplado en dos pasos, mediante condiciones de contorno extraídas de ellos. Sobre ellos se han realizado diversas sensibilidades, entre las que se puede destacar la simplificación de cuerpos mediante el uso de materiales con propiedades anisótropas, cuyo uso supuso un impacto relevante en las temperaturas de los modelos. El siguiente paso que se tomó fue el desarrollo de una nueva familia de modelos, los modelos Integrales, que integran las características de los anteriormente mencionados modelo Interior y Exterior en un único modelo. Los modelos Integrales realizados se pueden clasificar por el tipo de bastidor que incluye el contenedor modelado. Para el primer tipo de bastidor, el bastidor A, (que es el empleado en los modelos Exterior/Interior) se han comparado los resultados con la metodología previa. Después, se realizaron nuevos análisis de sensibilidad, entre los que se incluyen un estudio de la radiación térmica en el interior del contenedor, una sensibilidad frente a la inclusión de los cabezales de los elementos combustibles en el modelo (con una sensibilidad adicional a eliminar por completo la circulación natural del helio del contenedor) y un estudio del contenedor frente a nuevas condiciones de contorno, correspondientes a datos procedentes de medidas en un almacén temporal individualizado real. Existen dos bastidores adicionales disponibles para el contenedor modelado, el B y el C, que contienen un combustible diferente al usado en el bastidor A. Nuevos modelos Integrales han sido desarrollados y estudiados comparativamente para estos bastidores. Adicionalmente, se ha realizado un estudio del impacto térmico que suponen los huelgos entre varios componentes del contenedor, tanto por separado como comparativamente entre los modelos con bastidor B y C. Como análisis final, se ha estudiado el contenedor con bastidor B con condiciones de contorno diferentes, correspondientes a datos medidos en el contenedor real en una instalación de una central nuclear. Como segundo gran bloque de modelos desarrollados, se encuentra el estudio del proceso de la reinundación de un contenedor de combustible gastado, que consiste en volver a rellenar con agua un contenedor extraído de la piscina de combustible gastado. La complejidad y el coste computacional añadido que supone modelar un transitorio de estas características, que requiere una modelación multifase (incluyendo cambio de fase), ha implicado realizar una nueva estrategia y sub-familia de modelos. Estos modelos, con distintos niveles de complejidad y alcance, van desde una única vaina, hasta modelos completos de contenedor (usando simetrías), y se centran en estudiar la evolución térmica de las vainas durante el transitorio, aunque también se han estudiado otros parámetros, como la velocidad o la presión del fluido en el interior del contenedor. Finalmente, como conclusión, se puede destacar que se ha elaborado y expandido una metodología que permite el análisis integral termo-hidráulico de un contenedor de combustible gastado con el código CFD CFX. Se ha aplicado la metodología para las distintas versiones existentes de contenedor de combustible gastado, obteniéndose resultados con buen acuerdo con los datos medidos en los contenedores in situ. De forma añadida, como aplicación y primera entrada al estudio del proceso de reinundación, la nueva familia de modelos desarrollados permite una primera aproximación al complejo transitorio de la reinundación de un contenedor de combustible gastado.

  • English

    The management of spent fuel has always been one of the challenges in the nuclear power operation and generation. In some of the nuclear power plants in operation, the available space in the spent fuel pool it is reaching the limit, therefore spent fuel needs to be stored using dry storage options. As a frequent dry storage option, the nuclear spent fuel casks can be highlighted. Numerous nuclear power plants both in the world and in Spain already have independent spent fuel storage installations, where the spent fuel casks are stored. These installations are considered absolutely necessary both for the continuity of the nuclear power plants once they have reached their spent fuel pool capacity, and during the decommissioning phase. As with the rest of the elements of a nuclear power plant, guaranteeing the safety of spent fuel stored in the casks is essential. One of the most referenced parameters to guarantee the integrity of the spent fuel is that the limit established by the American nuclear regulator, the United States Nuclear Regulatory Commission, of 400 °C for zirconium alloy cladding, is not exceeded. This limit applies during normal storage and short-term operations, for fuel with burns greater than 45 GWd / MTU (USNRC 2020). To ensure that this limit is met, as well as for the thermo-hydraulic study of spent fuel casks, Computational Fluid Dynamics (CFD) codes are one of the most widely used options in the last years. In the development of this thesis, the existing methodology in the research group of Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (Universidad Politécnica de Madrid) has been used and adapted for the model a different spent fuel cask design, also using a different CFD code, Ansys CFX. First, a model was developed (named Exterior model), which represents a highly simplified cask, but which includes the environment around it (ground and air). The next step was the creation of a model (named Interior model) which models the interior of the cask with high detail, including the fuel claddings with details, but which does not include the environment around the cask. These two models were coupled in two steps, using boundary conditions extracted from them. Various sensitivities have been carried out on them, among which it can be highlighted the simplification of bodies through the use of materials with anisotropic properties, with a notable impact in the model temperatures. The next step taken was the development of a new family of models, the Integral models, which integrate the characteristics of the aforementioned Interior and Exterior models into a single model. The Integral models made can be classified by the type of basket featured in the cask itself. For the first type of basket, A basket, (which is the one used in the Exterior / Interior models), the results have been compared with the previous methodology steps. Later on, new sensitivity analyses have been carried out, including a study of thermal radiation inside the cask, a sensitivity regarding the modelling of the fuel assemblies flow nozzles in the model (with an additional sensitivity which completely negates the natural circulation of the helium within the cask) and a study of the cask using new boundary conditions, corresponding to data from measurements of a cask stored in an actual Independent spent fuel storage installation. Two additional baskets, B and C, are available for the modelled cask, which include a different fuel design to the one used with A Basket. New Integral models have been developed for these baskets, and have been studied comparatively against each other. Additionally, a study has been carried out of the thermal impact caused by the gaps between various components of the cask, both separately and comparatively, between the models with B and C basket. As a final analysis, the cask holding the B basket has been studied with different boundary conditions, matching the measured data of the real cask in an actual nuclear power plant facility. The second major block of models developed is the study of the re-flooding process of a spent fuel cask, which consists of refilling with water a cask extracted from the spent fuel pool. The complexity and added computational cost involved in modeling a transient of these characteristics, which requires multi-phase modeling (including phase change), required a new strategy and sub-family of models. These models, with different levels of complexity and scope, range from a single cladding to a complete cask (using symmetry), and focus on studying the thermal evolution of the claddings during the transient, although other parameters have also been studied, such as the velocity or pressure of the fluid inside the cask. Finally, as conclusion, a methodology has been developed and expanded that allows the comprehensive thermo-hydraulic analysis of a spent fuel cask with the CFD code CFX. The methodology has been applied to the different existing versions of the modelled spent fuel cask, obtaining results with good agreement with the data measured in the cask on site. Additionally, as an application and a first entry to the study of the process of re-flooding, the new family of models developed allows a first approach to the complex transitory of the re-flooding of a spent fuel cask.