Validación de un modelo termo-mecánico de combustible nuclear

Trabajo de Fin de Máster Máster en Ingeniería Industrial VALIDACIÓN DE UN MODELO TERMO-MECÁNICO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Autor: Juan Manuel Carmona Cabezas Tutor: Antonio Muñoz Blanco Departamento de Máquinas y Motores Térmicos Escuela Técnica-Superior de Ingeniería Universidad de Sevilla Sevilla, 2018 Página 3 Trabajo Fin de Máster Máster en Ingeniería Industrial VALIDACIÓN DE UN MODELO TERMO-MECÁNICO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Autor: Juan Manuel Carmona Cabezas Tutor: Antonio Muñoz Blanco Catedrático de Máquinas y Motores Térmicos Departamento de Máquinas y Motores Térmicos Sevilla, 2018 Trabajo Fin de Máster: Validación de un modelo termo-mecánico de combustible nuclear. Página 4 Autor: Juan Manuel Carmona Cabezas Tutor: Antonio Muñoz Blanco El tribunal nombrado para juzgar el Trabajo arriba indicado, compuesto por los siguientes miembros: Presidente: Vocales: Secretario: Acuerdan otorgarle la calificación de: Sevilla, 2018 El secretario del Tribunal Página 5 Página 6 RESUMEN La validación de las herramientas utilizadas en los análisis de seguridad de los reactores nucleares es una parte esencial de los mismos. En este Trabajo de Fin de Máster se realiza un estudio sobre los nuevos modelos de deformación que han sido incorporados al código termo-hidráulico TRACE. Para llevar a cabo el estudio, se reproducen en este documento ciertos análisis realizados con otro código de tipo termo-mecánico en los que se aplica el cálculo de las máximas sobrepotencias térmicas (‘Thermal Over Power’, TOP) y mecánicas (‘Mechanical Over Power’, MOP) a las que se ve sometida la varilla de combustible durante los transitorios de operación previstos (AOOs). En tal análisis, se seleccionan los transitorios operacionales más limitantes para el combustible estudiado desde el punto de vista de estas sobrepotencias. Se asume de esta manera, como es lógico, que dichos transitorios son más limitantes que la operación normal de la planta. La versión del código TRACE utilizada para este análisis en concreto será la v5.0patch5, distribuida por la NRC en el marco de un proyecto de colaboración de varias empresas del sector. Como conclusión final, se observa que el resultado de los análisis de las sobrepotencias térmicas y mecánicas para los transitorios más limitantes estudiados con el mencionado código TRACE es similar al resultado obtenido con el otro código termo-mecánico citado. Página 7 ÍNDICE DE CONTENIDO 1. INTRODUCCIÓN. ............................................................................................... 10 2. MOTIVACIÓN. .................................................................................................... 12 2.1. Condiciones generales de diseño. ................................................................ 13 3. DATOS DE PARTIDA. ........................................................................................ 13 4. MODELO DE TRACE. ........................................................................................ 14 4.1. Geometría. ................................................................................................... 15 4.2. Descripción del archivo de entrada. .............................................................. 15 5. RESULTADOS OBTENIDOS. ............................................................................. 17 6. COMPARACIÓN CON OTRO CÓDIGO. ............................................................. 17 7. CONCLUSIONES. .............................................................................................. 18 8. REFERENCIAS................................................................................................... 18 Página 8 ÍNDICE DE FIGURAS Figura 1. Esquema de un elemento combustible de un reactor BWR [1]. .................... 10 Figura 2. Varillas de longitud parcial en un combsutible de tipo BWR [1]. ................... 11 Página 9 GLOSARIO DE TÉRMINOS NRC Nuclear Regulatory Commission TRACE TRAC/RELAP Advanced Computational Engine BWR Boiling Water Reactor PWR Pressurized Water Reactor AOO Anticipated Operational Occurrences FLR Full-Length Fuel Rods PLR Partial-Length Fuel Rods LPLR Long Partial Length Rods SPLR Short Partial Length Rods TOP Thermal Over-Power MOP Mechanical Over-Power CFR Code Federal Regulations SAFDL Specified Acceptable Fuel Design Limits GDC General Design Criteria Página 16 En la cabecera del código se introducen las variables de tipo ‘main data’. Es la tarjeta inicial del ‘input’, y contiene información acerca de los parámetros que controlan aspectos generales de la simulación. Justo después de introducir los textos relacionados con las tarjetas de título que siguen a la tarjeta anterior, el código TRACE utiliza otra tarjeta denominada como ‘namelist data’ para establecer parámetros globales y tarjetas que van a gobernar el comportamiento del código durante todas las simulaciones realizadas. Hay que dar especial importancia a la utilización de la variable particular asociada al análisis detallado de combustible nuclear, ya que es una instrucción que a su vez activa otros modelos requieren datos de entrada adicionales. Estos permiten el máximo nivel de detalle en el análisis hecho con TRACE [2]. Al considerar un modelo detallado de combustible, ciertas opciones se activan, por lo que como ya se ha comentado el ‘input’ cuenta con más variables a las que hay que dar valor antes de ejecutar el código. Conociendo ya todas las opciones con las que permite trabajar el modelo detallado, se siguen definiendo más tarjetas presentes en el archivo de entrada. Justo después de los ‘namelist data’, las tarjetas a introducir en el ‘input’ son los ‘model flags’, los cuales definen aspectos específicos del problema como el número de iteraciones en el cálculo o si este se hace sobre régimen estacionario, sobre transitorio, o sobre ambos. Justo a continuación de los ‘model flags’, en el código se define el ‘component input order’, que sirve para imponer la estructura según la cual se van a definir los componentes hidráulicos del sistema. Según la estructura impuesta por las tarjetas que definen un modelo de TRACE, una vez que se define el orden en el que se van a introducir las variables a cada componente hidráulico del sistema, lo que sigue a continuación es definir las ‘signal variable data’ o variables de señal utilizadas. En este caso, se utilizará una única variable de señal en el modelo, la cual estará relacionada con el tiempo. A continuación, lo que se definen son las ‘general table data’ asociadas a variables de entrada que se introducen en el código con una tabla. Únicamente se va a introducir una variable de esta manera, y es el coeficiente de transferencia de calor o ‘heat transfer coefficient’ (h) respecto al tiempo, en unidades de [W/(m2·K)]. Para terminar con la estructura que ha de seguir el ‘input’ utilizando, mencionar el hecho de que de manera seguida a lo anterior habría que introducir las variables particulares asociadas a los componentes hidráulicos del sistema de estudio. Con ello, se procede a comentar los resultados obtenidos en el análisis realizado con el código TRACE de la NRC. Página 17 5. RESULTADOS OBTENIDOS. Una vez que el modelo termo-mecánico desarrollado con TRACE está completo y puede ser ejecutado sin ningún error, el código devuelve una serie de variables de salida de interés en el archivo ‘output’ que hay que analizar. Según los límites definidos anteriormente en el apartado 2, las variables de mayor interés serán la máxima temperatura alcanzada en el centro de las pastillas de UO2 (TOP) y el valor máximo de la deformación circunferencial de la vaina de combustible (MOP). Para cada caso de estudio, ya sea de TOP o de MOP, se han evaluado las variables mencionadas en el nodo más limitante de la vaina de combustible tratada. En vista de los resultados obtenidos, se observa que se respetan tanto el límite de sobrepotencia térmica como el límite de sobrepotencia mecánica en este combustible de estudio. Todos los valores máximos de temperatura de centro de pastilla en el nodo más limitante de la vaina se encuentran por debajo del valor de la temperatura de fusión de dichas pastillas, fijado en 2867ºC. Por su parte, todos los valores máximos obtenidos de la deformación circunferencial de la vaina se encuentran por debajo del límite impuesto para la misma, que es del 1%. Aparte de estas variables, también se analiza la evolución de otras que aparecen en el archivo de salida como la presión del ‘gap’, el coeficiente de transferencia de calor del gas interno de la vaina, la temperatura de centro de pastilla y su evolución con la altura axial de la vaina, la conductividad térmica de los gases de fisión inmersos en la vaina de combustible, etc. En todas ellas se aprecia una evolución acorde con la evolución del sistema tras sufrir el transitorio que corresponde a cada caso, demostrando que la respuesta del combustible ante un suceso de este tipo es congruente. A continuación, se comenta la comparación realizada entre los resultados obtenidos con TRACE en este estudio respecto a otros obtenidos en informes previos al mismo. 6. COMPARACIÓN CON OTRO CÓDIGO. Se parte de que los resultados obtenidos en el informe previo respetan los límites de sobrepotencia térmica (TOP) y mecánica (MOP) definidos en el apartado número 2 del documento. Cumpliendo la premisa de que los resultados de TRACE cumplen los requisitos de diseño impuestos, se procede a hacer una comparación entre los resultados obtenidos en este análisis y los obtenidos en un análisis previo con otro código. Página 18 Si se comparan la máxima temperatura de centro de pastilla y la máxima deformación circunferencial de la vaina en los nodos más limitantes de cada caso de estudio, los cuales no tienen por qué ser iguales entre TOP y MOP, se observa que la diferencia obtenida entre los resultados de TRACE y los resultados del análisis previo es mínima. La evolución de las curvas obtenidas en las variables mencionadas es prácticamente la misma y, sobre todo, la diferencia en el valor máximo para cada una de las variables es prácticamente despreciable. Entre los valores obtenidos y los valores de partida del análisis realizado con otro código existe un error inferior al 1%, lo cual es una comparación muy aceptable. 7. CONCLUSIONES. Según los resultados obtenidos en el apartado 5 y su posterior comparación con los resultados de otro código en el apartado 6, se puede afirmar que se ha verificado con el código TRACE el correcto cumplimiento de los límites del combustible tanto para sobrepotencia térmica (TOP) como para sobrepotencia mécanica (MOP) para cada uno de los casos de estudio. Al finalizar dicha comparación de valores, se observa que los resultados obtenidos muestran un alto grado de concordancia con el estudio de referencia de utilizado. Para terminar, como conclusión final se puede concluir la validez de los modelos de deformación de vaina incorporados a TRACE en su versión v5.0patch5 respecto a los resultados de informes previos para la verificación tanto de los TOP como de los MOP. 8. REFERENCIAS. [1] Informe técnico: Weidinger, Hans G. at International Centre of Theoretical Physics, Workshop on Modeling and Quality Control for Advanced and Innovative Fuel Technologies, ‘Design and performance of PWR and BWR nuclear fuel’, 2005. [2] Manual de usuario: United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC), ‘TRACE V5.0 patch5 User´s manual. Volume 1: Input Specification’, 2010. [3] Normativa de la NRC: United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC), ‘NRC, Code of Federal Regulations 10CFR50, Appendix A: General Design Criteria (GDC) for Nuclear Power Plants’, 2017. [4] Normativa de la NRC: United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC), ‘NUREG-0800, Standard Review Plan, 4.2. Fuel System Design’, 2007. Página 19 [5] Normativa del CSN: Consejo de Seguridad Nuclear de España (CSN), “Instrucción de seguridad IS-26: Requisitos básicos de seguridad nuclear aplicables a las instalaciones nucleares españolas”, 2010. [6] Manual de usuario: United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC), ‘TRACE V5.0 patch5 Theory manual. Field equations, solution methods and physical models’, 2010. [7] Informe técnico: United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC), ‘Cladding, swelling and rupture models for LOCA analysis’, document ML053490337, NUREG-630, 1980. [8] Informe técnico: United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC), ‘Nuclear fuel thermal conductivity degradation’, document ML091550527, Information Notice, 2009. Página 20