Análisis de un Transitorio Base de Diseño en un Reactor PWR con herramientas 3D: Malfunción de la Bomba de Refrigeración del Reactor (PUMA). Validación experimental

Abstract

The purpose of this TFG is to carry out a 3D analysis of a real basis design transient applied to a PWR nuclear power plant, specifically the SIEMENS AG KWU model. The transient will be analyzed in a thermal-hydraulic and neutronic way. For the thermal-hydraulic calculations, the code TRACE will be used. The neutronic calculations will be carried out using the PARCS code. An important issue to be highlighted in this TFG is the coupling of these two codes to make a joint calculation of the transient to be studied. The transient design basis to evaluate is the PUMA accident. This accident occurs when one of the primary circuit cooling pumps is fired with the plant working at 100% of its nominal power. This transient is initiated by the pump shutdown that causes the inversion of the flow of the affected loop and the consequent insertion of the control rod banks to decrease the generated power taking the power plant to work with two loops in stable conditions. The PUMA accident affects asymmetrically the reactor core, consequently, to perform a rigorous calculation it is necessary to study it with a 3D neutronic analysis. The simulation of this transient was done with simplified models of the neutronic in the past; therefore this work constitutes an advance in the analysis of this transient. We intend to analyze the results obtained by the TRACE/PARCS coupled calculations and compare them with the experimental case. Also, we try to validate the process of coupling between codes. Finally, the objective is to validate the thermal-hydraulic code TRACE for calculations of this size and its coupling with the PARCS code.

El objeto de este TFG es la realización de un análisis 3D de un transitorio base de diseño real aplicado a planta de un reactor nuclear tipo PWR, específicamente el modelo PWR-KWU. Se analizará el transitorio desde el punto de vista termohidráulico y neutrónico. Para realizar los cálculos termohidráulicos se empleará el código TRACE. Los cálculos neutrónicos se llevarán a cabo mediante el código PARCS. Un tema a resaltar en este TFG es el acoplamiento de estos dos códigos para realizar un cálculo conjunto del transitorio a estudiar. El transitorio base de diseño a evaluar es el accidente por una malfunción de la bomba de refrigeración del reactor (Reactor Coolant Pump Malfunction - PUMA). Este accidente ocurre cuando se produce un disparo de una de las bombas de refrigeración del circuito primario con la planta trabajando al 100% de su potencia nominal. Este transitorio se inicia con la parada de la bomba que ocasiona la inversión del caudal del lazo afectado y la consiguiente inserción de bancos de barras de control para disminuir la potencia generada llevando a la planta de potencia a trabajar a dos lazos en condiciones estables. El accidente PUMA afecta de forma asimétrica al núcleo, en consecuencia, para realizar un cálculo riguroso es necesario estudiarlo con neutrónica 3D. Hasta ahora la simulación de este transitorio se hacía con modelos simplificados de la neutrónica, por lo este trabajo constituye un avance en el análisis de este transitorio. Se pretende analizar los resultados obtenidos mediante los cálculos acoplados TRACE/PARCS y compararlos con el caso experimental. Asimismo, se busca validar el proceso de acoplamiento entre códigos. Por último, se tiene por objetivo la validación del código termohidráulico TRACE para cálculos de esta envergadura y su acoplamiento con el código PARCS.

L'objectiu d'aquest TFG és la realització d'un anàlisi 3D d'un transitori base de disseny real aplicat a planta d'un reactor nuclear tipus PWR, específicament el model PWR-KWU. S'analitzarà el transitori des del punt de vista termohidràulic i neutrònic. Per realitzar els càlculs termohidràulics s'emprarà el codi TRACE. Els càlculs neutrònics es duran a terme mitjançant el codi PARCS. Un tema important a ressaltar en aquest TFG és l'acoblament d'aquests dos codis per a realitzar un càlcul conjunt del transitori a estudiar. El transitori base de disseny a avaluar és l'accident per una malfunció de la bomba de refrigeració del reactor (Reactor Coolant Pump Malfunction - PUMA). Aquest accident passa quan es produeix un tret d'una de les bombes de refrigeració del circuit primari amb la planta treballant al 100% de la seua potència nominal. Aquest transitori s’inicia amb la parada de la bomba que ocasiona la inversió del cabal del llaç afectat i la consegüent inserció de bancs de barres de control per disminuir la potència generada portant a la planta de potència a treballar a dos llaços en condicions estables. L'accident PUMA afecta de forma asimètrica al nucli, en conseqüència, per a realitzar un càlcul rigorós cal estudiar-lo amb neutrònica 3D. Fins ara la simulació d'aquest transitori es feia amb models simplificats de la neutrònica, per la qual aquest treball constitueix un avanç en l'anàlisi d'aquest transitori. Es pretén analitzar els resultats obtinguts mitjançant els càlculs acoblats TRACE / PARCS i compararlos amb el cas experimental. Així mateix, es busca validar el procés d'acoblament entre codis. Finalment, es té per objectiu la validació del codi termohidràulic TRACE per a càlculs d'aquesta envergadura i el seu acoblament amb el codi PARCS.