Simulación y análisis de un accidente de pérdida de refrigerante en un reactor nuclear tipo PWR con el código TRACE

Abstract

[ES] En las últimas décadas se está dedicando un esfuerzo considerable al desarrollo de códigos termohidráulicos. Con estos códigos se simula el comportamiento de un reactor nuclear ante transitorios y accidentes. Para comprobar la validez de estos códigos se ejecutan transitorios de los cuales se dispone de datos experimentales provenientes de la propia central o de instalaciones experimentales. El código TRACE desarrollado por la NRC (National Regulatory Commission) de los Estados Unidos se utiliza para realizar los estudios de seguridad de las centrales nucleares, por lo que es necesario realizar el mayor número posible de verificaciones y validaciones. En este trabajo fin de grado se va a estudiar la planta experimental ATLAS, que es una instalación a escala de un reactor de agua a presión (PWR), y se simulará el comportamiento de la planta ante un accidente de pérdida de refrigerante en el circuito primario de la instalación. Concretamente se va a recrear un IBLOCA (accidente de pérdida de refrigerante por una rotura de tamaño intermedio) en la rama fría del lazo 1 con un tamaño de rotura del 13%. En primer lugar, se modelará la planta en la plataforma SNAP y se comprobará que el modelo, al ejecutarse con el código TRACE, se mantiene en estado estacionario. Una vez ajustado el modelo se procederá a simular la rotura y realizar el transitorio. La rotura se simulará como la apertura de una válvula que descarga el refrigerante a la contención. Al producirse esta rotura, se producirá el disparo del reactor, la presión en el reactor disminuirá y los sistemas de seguridad entrarán en funcionamiento de forma escalonada. Al ser una descarga bifásica (líquido + vapor) la fenomenología asociada es muy compleja. La comparación de los resultados obtenidos en la simulación con los datos experimentales va a permitir, por un lado, comprobar que el código TRACE es capaz de reproducir correctamente los eventos que se producen en el transitorio y, por otro, ver los posibles puntos de mejora del mismo.

[CA] En les últimes dècades s'està dedicant un esforç considerable al desenvolupament de codis termohidràulics. Amb aquests codis es simula el comportament d'un reactor nuclear davant transitoris i accidents. Per comprovar la validesa d'aquests codis s'executen transitoris dels quals es disposa de dades experimentals provinents de la pròpia central o d'instal·lacions experimentals. El codi TRACE desenvolupat per la NRC (National Regulatory Commission) dels Estats Units s'utilitza per a realitzar els estudis de seguretat de les centrals nuclears, per la qual cosa és necessari realitzar el major nombre possible de verificacions i validacions. En aquest treball fi de grau es va a estudiar la planta experimental ATLAS, que és una instal·lació a escala d'un reactor d'aigua a pressió (PWR), i es simularà el comportament de la planta davant d'un accident de pèrdua de refrigerant al circuit primari de la instal·lació. Concretament es va a recrear un IBLOCA (accident de pèrdua de refrigerant per un trencament de grandària intermèdia) en la branca freda del llaç 1 amb un trencament del 13%. En primer lloc, es modelarà la planta a la plataforma SNAP i es comprovarà que el model, al executar-se amb el codi TRACE, es manté en estat estacionari. Un cop ajustat el model es procedirà a simular el trencament i realitzar el transitori. El trencament es simularà com l'obertura d'una vàlvula que descarrega el refrigerant a la contenció. En produir aquest trencament, es produirà el tret del reactor, la pressió en el reactor disminuirà i els sistemes de seguretat entraran en funcionament de forma escalonada. Com que és una descàrrega bifàsica (líquid + vapor) la fenomenologia associada és molt complexa. La comparació dels resultats obtinguts en la simulació amb les dades experimentals permetrà, d'una banda, comprovar que el codi TRACE és capaç de reproduir correctament els esdeveniments que es produeixen en el transitori i, de l'altra, veure els possibles punts de millora del mateix.

[EN] In recent decades, considerable effort has been devoted to the development of thermohydraulic codes. These codes simulate the behaviour of a nuclear reactor in the case of transients and accidents. To check the validity of these codes, transients are executed, from which experimental data is available either from the plant itself or from experimental facilities. The TRACE code was developed by the NRC (National Regulatory Commission) of the United States and is used to carry out safety studies of nuclear power plants, so it is necessary to carry out as many verifications and validations as possible. In this final degree project, the ATLAS experimental plant will be studied. It is a scaled installation of a pressurized water reactor (PWR) and simulates the behaviour of the plant in the event of a loss of coolant accident in the primary circuit of the installation. Specifically, an IBLOCA (intermediate size breakage loss of coolant accident) will be recreated in the cold branch of loop 1 with a break size of 13%. First, the plant will be modelled on the SNAP platform and it will be verified that the model, when executed with the TRACE code, is kept in a stationary state. Once the model is adjusted, the breakage will be simulated, and the transient will be performed. The break will be simulated as the opening of a valve that discharges the refrigerant to the containment. When this rupture occurs, the reactor will be shut down, the pressure in the reactor will decrease and the safety systems will start to operate in stages. Being a biphasic discharge (liquid + vapor) the associated phenomenology is very complex. The comparison of the results obtained in the simulation with the experimental data will allow, on the one hand, to verify that the TRACE code is able to correctly reproduce the events that occur in the transient and, on the other, to see the possible points of improvement of the same