Diseño y verificación del modelo Termohidráulico-Neutrónico 3D de la Central Nuclear de Trillo mediante el código acoplado TRACE/PARCS aplicado a un transitorio PUMA

Abstract

[ES] En este trabajo final de master se pretende desarrollar un modelo termohidráhulico-neutrónico de la central nuclear tipo KWU-SIEMENS. Este modelo incluirá los componentes más importantes de todo el circuito primario junto con la adicción de una vasija del reactor que se encuentra modelizada a nivel de elemento combustible. Esto otorgara a las simulaciones una gran precisión sobre el comportamiento del núcleo. Para ello se utilizarán dos modelos realizados en trabajos anteriores y se unificarán en un mismo modelo que se usara para la realización de la nueva simulación. Las simulaciones se realizarán mediante el código TRACE encargado de realizar todos los cálculos termohidráulicos aplicando las ecuaciones de continuidad a todos los nodos del modelo. Se usará conjuntamente con PARCS, que es el código encargado de los cálculos neutrónicos y que realimentara al código TRACE durante cada una de las iteraciones de las simulaciones. Con el nuevo modelo obtenido se procederá a simular un accidente base de diseño propio de las centrales nucleares llamado PUMA (Pump Malfunction). Durante un transitorio PUMA una de las bombas de recirculación del refrigerante sufre una avería y deja de trasegar caudal. Esto produce una disminución del caudal trasegado en el circuito primario del reactor nuclear y por tanto debe reducirse la potencia de la planta para llegar a un nuevo estado estacionario. La forma de reducir la potencia durante un transitorio PUMA es mediante la bajada de las barras de control del reactor. En este trabajo se introducirán los movimientos de barras necesarios para asemejar una bajada de potencia similar a la que ha ocurrido durante un PUMA real. Este documento está redactado de tal forma que pueda servir de guía para la modificación de todos los archivos involucrados en la creación del modelo, definición del núcleo del reactor y los movimientos de las barras de control durante el transitorio. Finalmente se compararán los resultados obtenidos en la nueva simulación con los datos proporcionados del PUMA real además de comparar también con simulaciones anteriores de un caso PUMA similar.

[CA] En aquest treball final de màster es pretén desenvolupar un model termohidràulic-neutrònic de la central nuclear tipus KWU-SIEMENS. Aquest model inclourà els components més importants de tot el circuit primari juntament amb l'addició d'un atuell del reactor que es troba modelitzada a nivell d'element combustible. Això atorgarà a les simulacions una gran precisió sobre el comportament del nucli. Per a això s'utilitzaran dos models realitzats en treballs anteriors i s'unificaran en un mateix model que s'utilitzarà per a la realització de la nova simulació. Les simulacions es realitzaran mitjançant el codi TRACE encarregat de realitzar tots els càlculs termohidràulics aplicant les equacions de continuïtat a tots els nodes del model. S'utilitzarà conjuntament amb PARCS, que és el codi encarregat dels càlculs neutrònics i que realimentarà al codi TRACE durant cadascuna de les iteracions de les simulacions. Amb el nou model obtingut es procedirà a simular un accident base de disseny propi de les centrals nuclears anomenat PUMA (Pump Malfunction). Durant un transitori PUMA una de les bombes de recirculació del refrigerant pateix una avaria i deixa de trasbalsar cabal. Això produeix una disminució del cabal trasbalsat en el circuit primari del reactor nuclear i per tant ha de reduir-se la potència de la planta per a arribar a un nou estat estacionari. La manera de reduir la potència durant un transitori PUMA és mitjançant la baixada de les barres de control del reactor. En aquest treball s'introduiran els moviments de barres necessaris per a assemblar una baixada de potència similar ha ocorregut durant un PUMA real. Aquest document està redactat de tal forma que puga servir de guia per a la modificació de tots els arxius involucrats en la creació del model, definició del nucli del reactor i els moviments de les barres de control durant el transitori. Finalment es compararan els resultats obtinguts en la nova simulació amb les dades proporcionades del PUMA real a més de comparar també amb simulacions anteriors d'un cas PUMA similar.

[EN] In this final master¿s works the aim is develop a thermohydraulic-neutronic model of the nuclear power plant with design KWU-SIEMENS. This model contains most important equipment of the primary loop of reactor besides includes a reactor vessel with optimal discretization at fuel element level. This definition provides to the simulation¿s high precision above the behavior of nuclear core. To create this new model will be necessary mix two previous models did in other works. Simulations will be done through a thermohydraulic code called TRACE. TRACE is designed to solve all the continuity equations applied to all nodes of the model. TRACE needs help of PARCS, code in charge of the neutronic calculations. In every iteration of the simulation PARCS provides feedback to TRACE. With new model of the simulation will be simulate a design base accident called PUMA (Pump Malfunction). During a transient PUMA, one of the recirculation pumps suffers a breakdown and it doesn¿t recirculate flow. This situation produces a decrease of the flow associated with primary loop of the nuclear power plant and thus the nuclear reactor must decrease its power to arrive a new steady state. The way of decrease the power of nuclear reactor during a transient PUMA is lowering the control rods. In this document the movements of the control rods will be introduced to resemble to a real lowering power of reactor. This document is written in such way that can be used of guide to modeling all the files necessaries to create a new simulation with deferments definitions of nuclear core and different movements of the banks of control rods during transient. By last, final results will be compare with the real PUMA data and the previous simulations of the old models.