Estudio mediante simulación del comportamiento terrmohidráulico de una central nuclear ante el escenario accidental de una pérdida de inventario en secundario de los generadores de vapor mediante el código TRACE

Abstract

[ES] La seguridad dentro de una instalación nuclear es un apartado muy importante ya que se debe implantar, operar y desmantelar de manera que no suponga un peligro ni para los trabajadores, ni para la población, ni para el medioambiente ni para el patrimonio. A pesar de tener un nivel de seguridad muy elevado hay cierto rechazo por parte de la población debido a que consideran que el riesgo es muy alto debido al daño potencial que podría provocar. Tras analizar la fenomenología por la que se han producido los distintos accidentes, ya sean por errores humanos, diseños erróneos de las instalaciones, fallos en los procedimientos o fenómenos externos, se han estudiado como evitar que se vuelvan a reproducir y se ha modificado la configuración de distintos elementos en las instalaciones para evitar que se reproduzcan nuevamente estos accidentes. No obstante, con los accidentes producidos no se ha cubierto toda la casuística necesaria para considerar todos los posibles sucesos que se podría producir en una instalación nuclear. Es por esto por lo que, se recurre a simulaciones mediante códigos termohidráulicos de los distintos accidentes validando los resultados de las simulaciones con instalaciones experimentales que permiten reproducir los sucesos sin ningún tipo de riesgo. Realizando un ejercicio de transparencia total esta información es compartida manteniendo una colaboración internacional con el fin de utilizar la energía nuclear de manera segura. El estudio de la seguridad dentro de las distintas instalaciones nucleares se basa en el criterio de defensa en profundidad de manera que evite elsurgimiento de accidentes y en el caso de producirseno produzca un daño elevado. En general, este estudio se realiza basándose en dos aproximaciones, una que se encarga de estudiar el daño que puede producir cada accidente y otro que estudia la probabilidad de que se pueda producir. Estas aproximaciones son la determinista y la probabilista respectivamente. La aproximación determinista analiza el comportamiento de las variables al producirse un accidente utilizando códigos termohidráulicos y se valida mediante los datos obtenidos en instalaciones experimentales donde se reproduce el accidente de manera experimental sin riesgo para la población. Mientras que, en la aproximación probabilista, se analiza la probabilidad de producirse el accidente teniendo en cuenta la probabilidad de fallo de los distintos componentes y los distintos caminos que puede recorrer el accidente con su probabilidad asociada y las posibles consecuencias. En este Trabajo de Fin de Máster, mediante el código termohidráulico, se va a realizar un análisis determinista simulando una secuencia accidental, específicamente una rotura en una línea principal de vapor en la instalación experimental PKL. Se ha analizado la validez de los sistemas de seguridad para mitigar el accidente y posteriormente se ha comprobado la validez del código termohidraulico TRACE utilizado comparando el comportamiento de las variables entre los casos simulados y el accidente reproducido en la instalación PKL. Por último, se han analizado distintas configuraciones del modelo simulado para ver si se puede mejorar la diferencia de valores entre los casos simulados y el experimento del accidente. Este análisis de seguridad es importante realizarlo ya que un accidente de este tipo podría provocar un riesgo de fusión del núcleo. Al perder refrigerante en el circuito secundario, se produce un enfriamiento en el circuito primario. Este enfriamiento conlleva una despresurización que favorecerá un cambio de fase del agua en fase líquida en agua en fase vapor perdiendo eficacia en la refrigeración del núcleo y de esta manera se podría producir una fusión del núcleo

[CAT] La seguretat dins d'una instal·lació nuclear és un apartat molt important ja que s'ha d'implantar, operar i desmantellar de manera que no supose un perill ni per als treballadors, ni per a la població que visca en llocs adjacents o pròxims, ni per al medi ambient o el patrimoni. Malgrattindre un nivel de seguretat molt elevat hi ha cert rebuig per part de la població pel fet que consideren que el risc és molt gran a causa del dany potencial que pot provocar. Tras analitzar les causes que han produit els diferents accidents ja siguen per mitjà de errors humans, dissenys erronis en les instal·lacions, procediments mal aplicats o fenòmens externs, s´ha estudiat com evitar que es tornen a reproduir i s´ha modificat la configuració de distints sistemes i procediments en les instal·lacions a fi que siguen méssegures. No obstant això, amb els accidents produïts no s´ha cobert tota la casuística necessària per a considerar tots els posiblessucesos que es podría produir en una instal·lació nuclear. És per açò pel que, es recorre a simulacions per mitjà de codis termohidràulicss dels distints accidents validant els resultats de les simulacions amb instal·lacions experimentals que permeten reproduirels successos sense cap tipus de risc. Realitzant un exercici de transparència total esta informació es compartida mantenint una col·laboració internacional a fi d´utilitzar l´energia nuclear de manera segura. L'estudi de la seguretat dins de les distintes instal·lacions nuclears es basa en el criteri de defensa en profunditat de manera que s'evite la producció d'accidents i en el cas de produir-se no genere dany. En general, este estudi es realitza aplicant dos aproximacions, una que s'encarrega d'estudiar el dany que pot produir cada accident i un altre que estudia la probabilitat que es puga produir. Estes aproximacions són la determinista i la probabilista respectivament. L'aproximació determinista analitza el comportament de les variables al produir-se un accident utilitzant codis termohidráulics i es vàlida per mitjà de les dades obtingudes en instal·lacions experimentals on es reproduïx l'accident de manera experimental. Mentres que, en l'aproximació probabilista, s'analitza la probabilitat general de produir-se l'accident tenint en compte la probabilitat de fallada dels distints components. En este Treball de Fi de Màster, per mitjà del codi termohidràulic, es va a realitzar una anàlisi determinista simulant una seqüència accidental, específicament una ruptura en una línia principal de vapor en la instal·lació experimental PKL. Al perdre refrigerant en el circuit secundari, es dispara el reactor al perdre el principal sumider de calor, produint una baixada de potencia i refredant el primari. Este refredament comporta una despressurització que afavorirà un canvi de fase de láigua liquida en aigua en fase vapor perdent eficacia en la refrigeració del nucli i désta manera es podría produir una fusió del nucli. S'ha analitzat la validesa dels sistemes de seguretat per a mitigar l'accident i posteriorment s'ha comprovat la validesa del codi termohidraulico TRACE utilitzat comparant el comportament de les variables entre els casos simulats i l'accident reproduït en la instal·lació PKL. Finalment, s'analitzaran distintes configuracions del model simulat per a veure si es pot millorar la diferència de valors entre els casos simulats i l'experiment de l'accident.

[EN] Safety within a nuclear facility is a very important aspect, since it must be implemented, operated and dismantled in such a way that it does not pose a danger to the workers, the locals living in adjacent or nearby areas, nor to the environment or heritage. In spite of having a very high level of safety, the locals are hesitant asthey considerthe risk to be very elevate due to the potential damage it can cause. After analyzing the phenomenology of the different accidents that have occurred to date, whether due to human error, erroneous designs of facilities, failures in procedures or external phenomena, a study has been made of how to prevent their recurrence and the configuration of different systems and procedures in facilities has been modified to prevent the recurrence of these accidents. However, the accidents that have occurred have not covered all the casuistry necessary to consider all the possible events that could occur at a nuclear facility. For this reason, simulations of the different accidents are carried out using thermal-hydraulic codes, validating the results of the simulations with experimental facilities that allow to reproduce accidents without any kind of risk. In an exercise of total transparency informations are shared in a spirit of international collaboration for the safe use of nuclear energy. The study of safety within the different nuclear facilities is based on the in-depth defense criteria in order to avoid the occurrence of accidents and, in the event that they do occur, that they don’t cause damage. This study is carried out based on two approaches; Firstly, it examines the damage that each accident can produce and secondly, it looks into the probability of its occurrence. These approaches are deterministic and probabilistic, respectively. The deterministic approach analyzes the behavior of the variables when an accident occurs using thermal-hydraulic codes and is validated by means of data obtained in experimental facilities where the accident is carried out experimentally. Meanwhile, in the probabilistic approach, the general probability of the accident occurring is analyzed taking into account the probability of failure in relation to the different components. In this Master's Thesis, using a thermohydraulic code, a deterministic analysis will be carried out simulating an accidental sequence. With specific reference to a break in a main steam line with the configuration of the PKL experimental facility. To lose coolant in secondary circuit, scream reactor is produced due to losing the main heat sink, producing a drop in power and cooling the primary. This cooling leads to a depressurization that will favor a phase change from liquid phase water to vapor phase water, losing efficiency in core cooling and thus could lead to a core meltdown. The validity of the safety systems to mitigate the accident that has been analyzed and then the validity of the thermohydraulic TRACE code used, which has been checked by comparing the behavior of the variables between the simulated cases and by the accident reproduced in the PKL installation. Finally, the different configurations of the simulated model will be analyzed to see if it is possible to have a smaller difference of values between the simulated cases and the accident experiment