Simulación de operación de una central nuclear con el simulador gráfico interactivo: LOCA en rama fría en BOL, MOL y EOL

Penche Alonso, Marta (2016). Simulación de operación de una central nuclear con el simulador gráfico interactivo: LOCA en rama fría en BOL, MOL y EOL. Proyecto Fin de Carrera / Trabajo Fin de Grado, E.T.S.I. Industriales (UPM).

Descripción

Título: Simulación de operación de una central nuclear con el simulador gráfico interactivo: LOCA en rama fría en BOL, MOL y EOL
Autor/es:
  • Penche Alonso, Marta
Director/es:
  • Ahnert Iglesias, Carolina
Tipo de Documento: Proyecto Fin de Carrera/Grado
Grado: Grado en Ingeniería en Tecnologías Industriales
Fecha: Julio 2016
Materias:
Palabras Clave Informales: Energía nuclear, pruebas nucleares, central nuclear José Cabrera, Zorita, simulación de accidentes, SGI, LOCA, BOL, MOL, EOL.
Escuela: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Departamento: Ingeniería Energética
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

La energía nuclear convencional se basa en reacciones de fisión producidas cuando los átomos de uranio absorben neutrones. Se tratan de reacciones autosostenidas en el combustible del reactor nuclear. Este trabajo se enmarca dentro del campo de la seguridad nuclear, estudiando, mediante simulaciones, el desarrollo del accidente base de diseño LOCA. En la seguridad de una central nuclear hay varios niveles: - Primer nivel: la prevención de accidentes. - Segundo nivel: el control de la operación anormal y la detección de fallos. Protección contra accidentes. - Tercer nivel: La contención múltiple de la radiactividad mediante barreras pasivas. Mitigación de accidentes. Este trabajo se realiza en el Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ) diseñado por Tecnatom S.A. y situado en el Departamento de Ingeniería Nuclear. Fue donado por Unión Fenosa, tras el cierre de la central nuclear José Cabrera en Zorita, actualmente en desmantelamiento. El objetivo del simulador fue en un principio el entrenamiento de operadores, tras el accidente de TMI (Three Mile Island) donde quedó patente que una mayor formación podría haber reducido las consecuencias. La central nuclear de Zorita fue la primera construida en España y puesta en marcha en el año 1969. Se trata de una central diseñada por Westinghouse y de tipo PWR (Pressurized Water Reactor) lo que quiere decir que utiliza agua ligera tanto como moderador como refrigerante, y uranio enriquecido como combustible. Durante sus años de operación producía 142 MWe. El simulador permite el estudio de múltiples accidentes como puede ser un blackout o un SGTR (Rotura en la línea de vapor). Se ejecuta en un ordenador mediante un código TRAC (Transient Reactor Analisis Code). Hay varias estaciones de trabajo, una de ellas perteneciente al instructor, desde las cuales se permite actuar sobre las distintas pantallas. También se trabaja con los paneles de alarmas que suenan en caso de transitorio, siendo rojas las más importantes y blancas las de importancia secundaria. El simulador proporciona gráficas de evolución de los parámetros más significativos durante un transitorio, y son estas las que se utilizan en este trabajo. Centrándonos ahora en las pantallas del simulador y los sistemas de la central nuclear, encontramos el NSSS (Nuclear Steam Supply System) que incluye la vasija del reactor con sus elementos de instrumentación nuclear y de soporte de los elementos combustibles; el presionador que es el encargado de que el agua del circuito primario no entre en ebullición; el generador de vapor, un intercambiador de tubos en U y de donde sale el vapor hacia la turbina para la producción de electricidad; y la RCP o bomba del primario. Hay que destacar que en la central nuclear de Zorita únicamente había un lazo de refrigeración lo que hace que la rotura de la tubería del primario sea un accidente muy severo que puede poner en peligro la integridad del núcleo. Es necesario, por tanto, que en la central estén presentes sistemas de seguridad para mitigar estos accidentes, como son las salvaguardias tecnológicas. Entre ellas se incluyen el sistema de disparo del reactor que también dispara el reactor, el sistema de protección del reactor o el sistema de refrigeración de emergencia. Para la defensa en profundidad de la central hay varias barreras: la primera las vainas de combustible, la segunda la presión del refrigerante y la tercera el recinto de contención (RC) tiene su propia pantalla, al igual que los valores de radiación. En el recinto de contención de hormigón, blindado y hermético, tiene una presión para evitar el escape de productos radiactivos al exterior. En su parte superior hay unas válvulas de alivio para reducir la presión en caso de que aumente. Otro sistema de vital importancia, este clasificado entre el sistema de fluidos, es el sistema de control químico y volumétrico (SQCV) que mantiene el nivel del sistema de refrigeración (SRR) controlando también la concentración de boro. El boro es un veneno soluble que reduce la reactividad, al igual que hacen las barras de control. Una central nuclear debe estar preparada tanto para la operación normal, transitorios programados o accidentes. En todo momento debe mantenerse la refrigeración correcta del núcleo evitando la fusión de las vainas de combustible o su relocalización. El LOCA es una pérdida de refrigerante en el circuito primario, concretamente en este trabajo se estudia la rotura en rama fría. Se trata del accidente base de diseño, es decir, en él no puede haber liberación de material radiactivo que afecte al público. Los accidentes tipo LOCA se clasifican según su severidad, es decir, el tamaño de la rotura. Tras un LOCA tienen lugar las siguientes fases: - La despresurización. - El período de by-pass o refill. - La reinundación, (reflood). Es muy importante que en el desarrollo del LOCA no se superen los 1200 ºC ya que se produce la reacción agua-zirconio en el recubrimiento de las vainas de combustible, dando lugar a hidrógeno gaseoso y fragilizádolas. Los sistemas que entran en funcionamiento tras un LOCA son la inyección de seguridad (IS) compuesta por varios trenes que permiten la variación de caudal. El otro sistema que entra en funcionamiento es el sistema de auxiliar de agua de alimentación (SAAA) que proporciona agua borada para reducir la reactividad. Cuando la presión y temperatura han bajado de unos niveles entra en funcionamiento el sistema de evacuación del calor residual (RHR) que inyecta también agua borada, controla el pH y reduce la concentración de yodo. También es necesaria la actuación de los sistemas de aislamiento, rociado y refrigeración de la contención. Durante el desarrollo de las simulaciones se va a seguir el POE (Procedimiento de Operación de Emergencia) al igual que lo harían los operadores de la central. El objetivo del trabajo es estudiar tres nuevas condiciones iniciales añadidas al simulador y compararlas. Estas son: - BOL (Begining of Life): Se trata del combustible fresco - MOL (Middle of Life): Se trata de un momento inermedio - EOL (End of Life): Es el final de vida del combustible, cuando los elementos ya van a ser reciclados. Al cambiar el tiempo de vida del combustible, varían dos parámetros: el coeficiente de temperatura del moderador y el calor residual que se produce al disparar el reactor. El aumento del calor residual es debido a que ha estado mayor tiempo en operación, por tanto, ha dado lugar a más reacciones de fisión y el combustible tiene mayor porcentaje en productos de fisión. En cuanto al cambio en el coeficiente de temperatura del moderador, este al aumentar su temperatura, se vuelve menos denso y ralentiza menos neutrones y da lugar a un cambio negativo en la reactividad, disminuyendo la probabilidad de que se dé una reacción. Por tanto, en el simulador se va a seleccionar una malfunción, que será LOCA incluyendo su severidad, y una condición inicial que es el tiempo de vida del combustible, dando lugar a 9 simulaciones. A estas se le va a añadir una comparación con la condición de principio de vida preexistente en el simulador. Tratando ahora las simulaciones: El valor utilizado de potencia nuclear es un 96,3% en el reactor, equivalente a un 100% en la turbina. Esta potencia nuclear presenta un descenso brusco en el momento de disparo del reactor, por la caída de las barras de control, sin cambio en ninguno de los casos estudiados. SBLOCA en BOL: Se utiliza en todas las simulaciones un tiempo de rampa de 5 minutos. SBLOCA en MOL: También se estudian la fracción de huecos tanto en el reactor como en la vasija, dándonos cuenta que ambos aumentan al producirse el LOCA. Este aumento es aún mayor al aumentar la severidad del accidente, por la mayor pérdida de refrigerante y también, al aumentar el tiempo de vida porque hay un mayor calor residual que aumenta la fase vapor. Por otro lado, se hace un estudio completo de las temperaturas y se puede comprobar que la temperatura de la rama fría, la temperatura de la rama caliente y la temperatura media siguen una evolución similar, siendo su descenso menos acusado al aumentar el tiempo de vida del combustible. Al aumentar la severidad disminuyen los tiempos en los que se produce el accidente. Sin embargo, en ninguno de los dos casos varía la temperatura inicial. En cuanto al subenfriamiento, al aumentar la severidad y el tiempo de vida el mínimo alcanzado es mayor. SBLOCA en EOL: Simplemente sigue la tendencia estudiada en el apartado anterior. MBLOCA en BOL: En algunos parámetros se producen cambios como al variar la severidad del accidente, pero no se producían al variar al momento de vida. Estos son la presión del recinto de contención que aumenta con motivo de la liberación de refrigerante; y el nivel y la presión del presionador que intentan compensar esa liberación. El caudal del LOCA a grandes rasgos depende únicamente de la severidad del accidente ya que se trata de la cantidad de agua que abandona la tubería. Y también se ha estudiado el caudal de la inyección de seguridad, que se regula en función de la presión del recinto de contención. MBLOCA en MOL: Se comprueba que a mayor severidad, el impacto al cambiar de BOL aMOL es mayor. LBLOCA: No es posible controlar el accidente por la existencia de un único lazo y la falta de inyección de seguridad desde el sumidero, una vez acabados los tanques de agua de alimentación de recarga. De hecho, ya en la simulación de MBLOCA en EOL, el subenfriamiento ya no tiende a positivo, complicándose de esta forma el control del accidente. Otro caso diferente, es la antigua condición de BOL que programada de otra forma permite la IS desde el sumidero. ESTUDIO TEMPORAL: Al aumentar el tiempo de vida del combustible no se aprecia diferencia significativa en cuanto a la entrada antes de los sistemas de emergencia, incluso después del accidente. En cambio, al aumentar la severidad, se puede ver claramente que el reactor se dispara mucho antes y las salvaguardias empiezan a funcionar también con anterioridad, ya que la presión del recinto de contención aumenta con mayor rapidez. El impacto del cambio en el momento de vida es mayor a mayor severidad. Por último, la energía nuclear no es un ámbito libre de polémica, ya que el principal problema de las centrales nucleares radica en la aceptación social por parte de la población, debido al uso de material radiactivo que es considerado peligroso. Es cierto, que esta reticenciaes debido también a la falta de información y formación en física nuclear. Si es verdad que el combustible radiactivo presenta un riesgo, también es verdad que este riesgo está presente en todas las industrias, cada una con su grado de riesgo. Las centrales nucleares tienen un diseño específico para minimizar el impacto de un posible accidente y se han estudiado, todas las posibles variables que podrían suceder. De hecho, este trabajo va encaminado a ese fin, al estudio de los posibles accidentes con diferentes variables y sus consecuencias, para poder mitigarlas.

Más información

ID de Registro: 43819
Identificador DC: http://oa.upm.es/43819/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:43819
Depositado por: Biblioteca ETSI Industriales
Depositado el: 03 Nov 2016 08:35
Ultima Modificación: 03 Nov 2016 08:35
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