Resumen de Análisis termohidráulico de la instalación LSTF/ROSA utilizando el código TRACE5: aportaciones a la metodología de escalado
Introducción El origen de la herramienta del escalado en el campo de la seguridad nuclear surge ante la imposibilidad de tener datos reales medidos sobre los fenómenos termohidráulicos que ocurren en una central nuclear durante un accidente y la importancia del conocimiento de dichos fenómenos. De ahí la necesidad de desarrollar instalaciones que representen determinadas centrales nucleares a pequeña escala donde se puedan reproducir diferentes experimentos. El diseño y la puesta en marcha de dichas instalaciones a pequeña escala se enmarca dentro de diversos proyectos internacionales, entre los que se encuentran los promovidos por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico (Organisation for Economic Coperation and Development, OECD) encaminados a la asimilación, aplicación y mejora de los códigos termohidráulicos. Entre ellos, los proyectos “Análisis y simulación de secuencias accidentales en reactores PWR. Proyecto CAMP ESPAÑA” y “Análisis y simulación de los experimen- tos OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA. Aplicación a las CC.NN. españolas”. Los proyectos, OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA, se basan en una serie de experimen- tos realizados en las instalaciones experimentales a pequeña escala o Integral Test Faci- lities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) y Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Desarrollo Para analizar la aplicabilidad y/o extensión de estos resultados a la seguridad y operación de una planta genérica en la presente Tesis se ha desarrollado una metodología aplicada al escalado que ha consistido en los siguientes puntos. En primer lugar, se ha desarrollado un modelo de la instalación LSTF con el código termohidráulico TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) y se han reproducido diferentes experimentos basados en pequeñas roturas con pérdida de refrigerante o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que se producen en diferentes localizaciones de la instalación (upper head de la vasija, ramas calientes, ramas frías, etc.). Tras comparar los resultados de simulación con los resultados experimentales y estudiar los modelos especiales de TRACE para mejorar la simulación de determinados fenómenos se han analizado las posibles diferencias existentes y se ha considerado el modelo de LSTF como validado. A partir de dicho modelo de LSTF se ha desarrollado un modelo escalado, aplicando la metodología de escalado volumétrico. La utilización de dicha metodología se basa en que la instalación LSTF es una instalación que conserva la misma altura y presión que su central de referencia, Full-Height, Full- Pressure, (FHFP) y los accidentes considerados son SBLOCA. En estas condiciones, el fluido mantiene sus propiedades y, por tanto, resulta adecuada la aplicación de la metodología de escalado volumétrico. Con el modelo escalado se han reproducido los mismos experimentos que con el modelo de LSTF con el objetivo de comprobar si el código TRACE5 es capaz de reproducir la misma fenomenología que ocurre a pequeña escala. Para ello los resultados de simula ción también se han comparado con los resultados experimentales y con los obtenidos con el modelo de LSTF. Además, para profundizar más en la metodología de escalado, se ha utilizado un modelo de la instalación PKL con el que se ha reproducido el experimento counterpart, común a las instalaciones LSTF y PKL, que tienen diferentes condiciones de diseño y operación. Esto permite estudiar la fenomenología y aspectos relativos al escalado en instalaciones con diferentes condiciones de diseño y operación, así como obtener las relaciones de escalado entre ambas instalaciones. Conclusiones Se obtiene un modelo de la instalación LSTF con el código TRACE que reproduce diferentes experimentos con resultados próximos a los experimentales. Es importante remarcar la necesidad de fijar los coeficientes de descarga del modelo crítico de TRACE y ajustar el caudal por el bypass entre las ramas calientes y el downcomer de la vasija. El modelo escalado es capaz de reproducir el comportamiento de la instalación LSTF, ya que los resultados de simulación se aproximan a los resultados experimentales disponibles y a los resultados obtenidos con el modelo de LSTF. Se observan algunas discrepancias que pueden ser atribuidas a la inyección de los acumuladores y a la falta del coeficiente de descarga para la fase vapor del modelo de flujo crítico de TRACE. Además, de la comparación del experimento counterpart, realizado en las instalaciones LSTF y PKL, se ha puesto de manifiesto la importancia del diseño o la tecnología del reactor en la evolución del transitorio, frente a las diferentes condiciones de trabajo. Bibliografía S. Carlos, A. Querol, S. Gallardo, F. Sánchez-Saez, J. F. Villanueva, S. Martorell, G. Verdú. Post-test analysis of the ROSA/LSTF and PKL counterpart test. Nuclear Engineering and Design (ISSN 0029-5493). A. Querol, S. Gallardo, G. Verdú. Analysis of the Core Exit Temperature and the Peak Cladding Temperature during a SBLOCA. Application to a scaled-up model, Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science (ISSN 2332-8983), doi:10.1115/1.4031016,2015. A. Querol, S. Gallardo, G. Verdú. Simulation of a SBLOCA in a hot leg. Scaling considerations and application to a nuclear power plant. Nuclear Engineering and Design (ISSN 0029-5493). Vol. 283, pp. 81 - 99, 2015. 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