Mejor ponencia
Javier Montero Mayorga es licenciado en Física por la Universidad Autónoma de Madrid y máster en Ingeniería Nuclear por el Ciemat. Desde 2009 trabaja como investigador en la UPM en el campo de la Termohidráulica y la Seguridad Nuclear.
César Queral
es doctor en Ingeniería Nuclear. Ha trabajado e investigado en materia de seguridad nuclear y termohidráulica desde 1989. En la actualidad es profesor titular en el Departamento de Sistemas de Energía de la UPM. Juan gonzález Cadelo es licenciado en Físicas por la Universidad de Cantabria, y tiene el máster del Ciemat de Ingeniería Nuclear. Actualmente trabaja como investigador en termohidraulica y seguridad nuclear en la UPM.
Figura 1: Modelo de CN Almaraz para TRACE.
11. Activación del modelo de offtake para la consideración del flujo es-tratificado.
12. Rotura orientada hacia abajo. 13. Fallo del control de alivio al
con-densador.
14. Fallo del control de alivio atmos-férico.
PROCEDIMIENTOS DE OPERACIÓN DE EMERGENCIA RELACIONADOS CON SECUENCIAS DE SBLOCA
En una secuencia de SBLOCA, los operadores deben seguir los EOP re-feridos a continuación y esquematiza-dos en la Figura 2:
1. EOP E-0: Siempre que se produzca un disparo del reactor, el EOP E-0 (Procedimiento de Disparo del Reactor
o Inyección de Seguridad) debe ser
seguido por el grupo de operación. Este procedimiento contiene una página desplegable que indica a los operadores que deben comprobar de manera constante la necesidad de disparar las RCP. Además, en el paso 19 del procedimiento los operadores comprueban específi-camente dicha necesidad. En el pa-so 22 la integridad del primario se comprueba y, en caso de haber falla-do (como es el caso de un SBLOCA), los operadores son remitidos al EOP E-1 (Procedimiento de Pérdida de
Refri-gerante del Reactor o Secundario).
2. EOP E-1: Este procedimiento tam-bién contiene una página desple-gable que indica a los operadores que deben comprobar de manera constante la necesidad de disparar las RCP. Además, en el paso 1 del procedimiento los operadores de-ben comprobar de nuevo si las RCP deben ser disparadas (las bombas serán disparadas manualmente si al menos un tren de HPSI está dis-ponible y si hay pérdida del suben-friamiento). En el paso 11 el grupo de operación comprueba la presión de Madrid (UPM), que en un trabajo
previo comprobó que, en caso de un SBLOCA con indisponibilidad de HP-SI, el daño es por lo general evitado a través del adecuado seguimiento de los EOP [3].
De las investigaciones y los análisis llevados a cabo hasta el momento se deduce que: por un lado, durante un SBLOCA con HPSI disponible, el dis-paro tardío de las RCP podría llegar a provocar secuencias de daño [4 y 5]; y por otro lado, en caso de que la HPSI esté indisponible, las RCP no deben ser disparadas. No obstante, la ade-cuada gestión de la operación de las RCP es incierta en caso de un SBLOCA en que la HPSI esté indisponible sólo durante un determinado periodo de tiempo, antes de ser recuperada. En tal caso, el seguimiento por parte de los operadores del EOP E-1
(Procedi-miento de Pérdida de Refrigerante del
Re-actor o Secundario) implicaría el
dispa-ro inmediato de todas las RCP tras la recuperación de la HPSI, dado que tal disparo está contemplado en la página desplegable de dicho procedimiento.
El objetivo del presente trabajo es do-ble; por un lado analizar la posibilidad de si, en algún momento de un transi-torio de SBLOCA sin HPSI, la recupera-ción de HPSI y el consiguiente disparo de todas las RCP podría provocar el daño al núcleo debido a la pérdida total de la circulación forzada y, por otro, estudiar en caso afirmativo, el posible disparo de un número menor de bom-bas (2 de 3) con objeto de evaluar si el mantenimiento parcial de la circulación forzada podría servir para refrigerar adecuadamente el núcleo. A tal efecto, se han realizado simulaciones con el código TRACE v5.0 - patch 1 [6], y se ha utilizado un modelo de planta de CN Almaraz (Westinghouse 3 lazos).
Los resultados del presente trabajo muestran la importancia del mante-nimiento parcial de la circulación
for-zada por al menos una de las bombas del primario en caso de que la HPSI sea recuperada, así como el hecho de que la refrigeración del núcleo mejora si el disparo de las RCP se retrasa du-rante un tiempo desde que la recupe-ración de HPSI se hace efectiva.
MODELO DE CN ALMARAZ PARA TRACE
Las simulaciones necesarias para llevar a cabo el análisis objeto del presente tra-bajo se han llevado a cabo a través de un modelo conservador de la Unidad 1 de CN Almaraz (PWR de tres lazos de dise-ño Westinghouse). El modelo de planta, cuyos componentes se muestran en la Figura 1, contiene 255 componentes ter-mohidráulicos (2 Vessel, 73 PIPE, 43 TEE, 54 Valve, 3 Pump, 12 FILL, 33 Break, 32 Heat Structure y 3 Power); 740 Signal Variable; 1671 Control Block y 58 TRIP.
Las hipótesis conservadoras utiliza-das en el presente trabajo son las pro-pias de los análisis de licencia, listadas a continuación:
1. Actuación de un solo tren de HPSI (criterio de fallo único).
2. Reducción de la presión de corte de la HPSI de 128.5 a 121.5 bar. 3. Degradación de las curvas de HPSI
en un 7 %.
4. Retraso de 30 segundos de la HPSI tras alcanzar la presión de deman-da.
5. Incremento de la temperatura del agua inyectada por la HPSI, así como de la temperatura del agua de alimentación auxiliar a 60º C. 6. Incremento del 20 % de la curva de
calor residual.
7. Incremento de la potencia nominal al 102 %.
8. Introducción de un perfil de po-tencia axial conservador.
9. Factor de pico y de barra caliente de 1.5 en el núcleo.
10. Taponado del 10 % de los tubos en U de los generadores de vapor.
del primario, y en caso de que toda-vía ésta no haya llegado a la presión de corte de la Inyección de Seguri-dad de Baja Presión (LPSI) los ope-radores son remitidos el EOP ES-1.2 (Procedimiento de Enfriamiento y
Des-presurización Posterior a un LOCA).
3. EOP ES-1.2: En este procedimiento el grupo de operación enfriará y despresurizará el primario a través del secundario, controlando en todo momento que el enfriamiento no sea superior a 55.5 K/h. Si al entrar en este EOP las bombas del prima-rio se encuentran en funcionamien-to, entonces 2 de 3 RCP deben ser disparadas.
A modo de resumen, cabe decir que por parte del grupo de operación se esperan dos acciones relacionadas con un posible descubrimiento del núcleo en la secuencia objeto de estudio: el disparo de las RCP (página desplega-ble y paso 19 del EOP E-0, y página desplegable y paso 1 del EOP E-1) y enfriamiento del primario a 55.5 K/h (paso 6 del EOP ES-1.2), aunque esta última acción no es tenida en cuenta en el presente estudio. Con el objeto de garantizar el conservadurismo del aná-lisis, tal y como es típico de las bases de los EOP, no han sido tenidas en cuenta las actuaciones debidas a la Función Crítica de Seguridad de refrigeración del núcleo (árbol F-0.2 y FR-C.1 y C.2).
ANÁLISIS DE LAS SECUENCIAS
DE SBLOCA CON RECUPERACIÓN DE HPSI
En esta sección, el análisis de la recupe-ración de la HPSI en caso de SBLOCA se lleva a cabo con el modelo conser-vador de CN Almaraz. Este análisis se realiza a través de la simulación de la secuencia asumiendo hipótesis conservadoras, y comprobando el re-sultado de las actuaciones del grupo de operación en distintos momentos.
Las principales características de la secuencia se listan a continuación: • Rotura en rama fría de 2” (5.08 cm)
de diámetro equivalente, a los 5.000 segundos del inicio de la simulación. • HPSI indisponible inicialmente. • Recuperación de 1 de 2 trenes de
HPSI.
• 3 de 3 acumuladores disponibles. • 1 de 2 trenes de LPSI disponibles. Los diferentes casos analizados son: 1. La secuencia de referencia, en la
cual la HPSI no está disponible a lo largo de todo el transitorio y el grupo de operación no lleva a cabo acción alguna.
2. La secuencia en que la HPSI se recu-pera y se disparan 3 de 3 RCP. 3. La secuencia en la que la HPSI se
recupera y se disparan 2 de 3 RCP. &KHFNLI6,IORZ6WHS 6*OHYHOV &KHFNLQWDFW6WHS 6WHS &KHFNLI5&6FRROGRZQ DQGGHSUHVVXUL]DWLRQ LVUHTXLUHG 6WHS 6WHS 9HULI\UHDFWRUWULS 6WHS VKRXOGEHVWRSSHG&KHFNLI5&3V 6WHS 5HVHW6, (ï 6$)(7<,1-(&7,21 (ï (6ï &22/$17 5($&72575,325 /2662)5($&725 '(35(6685,=$7,21&22/'2:1$1' 3267/2&$ VKRXOGEHUHGXFHG 256(&21'$5< 6WHS 6WHS &KHFNLI5&3V6WHS &KHFNLI5&3V VKRXOGEHVWRSSHG VKRXOGEHVWRSSHG LVLQWDFW &KHFNLI5&6 )RXOGRXW3DJH 6WHS 6WHS 6WHS 6WHS ,QLWLDWH5&6FRROGRZQ WRFROGVKXWGRZQ &KHFN5&6VXEFRRLQJ EDVHGRQFRUHH[LW 7&V 35=5KHDWHUV 6WHS 'HSUHVVXUL]H5&6 WRUHILOO35=5 'HHQHUJL]H PXVWEHVWDUWHG &KHFNLI5&36WHS YHULI\WKDW6, LVQRWQHFHVVDU\ . 6WHS &KHNLIUFVWHPSHUDWXUH %DFNWR 6WHS
Figura 2: Procedimientos de Operación de Emergencia relacionados con secuen-cias de SBLOCA.
Function Setpoint assumed in DVILB analysis
Reactor trip on low pressurizer pressure 124 bar
“S” signal on low-low pressurizer pressure 117 bar
Reactor coolant pumps trip “S” signal
PRHRS valve starts to open “S” signal
CMT injection starts “S” signal
ACC injection starts on low RCS pressure 46.5 bar
ADS-4A starts to open 1200 seconds after break (from PRA)
IRWST valve opens ADS-4A actuation
Figura 3: Temperatura de la vaina. SBLOCA de 2” sin HPSI y sin disparo de RCP.
Figura 4: Nivel del núcleo. SBLOCA de 2” sin HPSI y sin disparo de RCP.
Secuencia de referencia. SBLOCA de 2”, HPSI indisponible y sin disparo de RCP
La secuencia de referencia es un SBLOCA sin HPSI. Se decidió realizar el análisis sobre la rotura de 2” de diá-metro dado que éste constituía uno de
los casos más limitantes en los estu-dios previos tanto con HPSI disponi-ble como indisponidisponi-ble [3] y [5].
En la secuencia de referencia, Figura 3, puede comprobarse que si no se dis-pone de HPSI y las RCP se mantienen
la Figura 5 y la Tabla 1. Tal y como se concluyó a partir de la secuencia de referencia, si la HPSI no es recuperada y las RCP permanecen en operación, la condición de daño al núcleo se da aproximadamente a los 5.000 segun-dos desde la rotura. En caso de que la HPSI sea recuperada entre los 2.300 y los 2.500 segundos después de la ro-tura, el seguimiento de los EOP (EOP E-1), según los cuales todas las RCP deben ser disparadas debido al cum-plimiento de las condiciones para el disparo (disponibilidad de al menos un tren de HPSI y pérdida del suben-friamiento), el límite de PCT es supe-rado. En tal caso, el daño al núcleo se debe al hecho de que, en ese instante del transitorio, el nivel de refrigerante en el núcleo es muy bajo (Figura 4) e, incluso pese a la recuperación de la HPSI, la pérdida de la circulación forzada provoca la inmediata degra-dación de la refrigeración del núcleo. Sin embargo, si la recuperación de la HPSI (y el consiguiente disparo de las RCP) acaece después de los 2.500 se-gundos desde la rotura (simulaciones correspondientes a los 2.500, 2.700 y 3.000 segundos), la presión del
prima-rio se ha reducido para entonces lo su-ficiente como para que la descarga por parte de los acumuladores mantenga adecuadamente refrigerado el núcleo, evitando así la violación del límite de aceptación de la PCT.
Por otro lado, la Figura 6 muestra los resultados obtenidos para los ca-sos en que, para distintos tiempos de recuperación de la HPSI, las RCP no son disparadas, sino que se mantie-nen en operación. Tal y como se sigue de dicha figura y de los valores de la Tabla 1, las simulaciones con el mo-delo conservador apuntan a que, en caso de que la HPSI sea recuperada, es conveniente no disparar las RCP a lo largo de la secuencia hasta que la reinundación del núcleo sea efectiva o el primario se encuentre a baja pre-sión.
Secuencias con recuperación de la HPSI y disparo de 2 de 3 RCP
En esta sección se analiza el disparo asimétrico de 2 de 3 RCP como po-sible alternativa al disparo de todas las RCP una vez se ha recuperado la HPSI (que es la acción incluida en el EOP ES-1.2). En todos los casos consi-derados a continuación, la RCP cuya operación se mantiene se corresponde con el lazo en el cual se ha producido la rotura, con objeto de garantizar el conservadurismo del análisis.
A partir de los resultados del análi-sis presentado en la sección anterior, correspondientes al disparo de todas las RCP, el caso con daño al núcleo (correspondiente a la recuperación de la HPSI a los 2.300 segundos) ha servi-do como base para el presente estudio. Los resultados muestran, Figura 7 y Tabla 2, que los altos valores de PCT predichos para el caso base son evi-tados si sólo se disparan 2 de 3 RCP. Adicionalmente, también se muestran los resultados de simulaciones con un tiempo de recuperación de la HP-SI a los 2.300 segundos y un disparo de 2 de 3 RCP retrasado (300 y 500 segundos), a partir de los cuales se comprueba que dicho retraso mejora la refrigeración del núcleo, a la vista de la disminución de la PCT.
CONCLUSIONES
En el presente trabajo ha sido llevado a cabo el análisis de secuencias de SBLO-CA con indisponibilidad y posterior recuperación de la HPSI. El tamaño considerado para la rotura en rama fría ha sido de 2” de diámetro equivalente, y el análisis ha sido llevado a cabo a través del código TRACE v5.0 - patch 1 y el uso de un modelo de CN Almaraz con hipótesis conservadoras.
en funcionamiento se viola el límite de aceptación de la temperatura de vaina (PCT<1477 K), lo cual ocurre aproxi-madamente 5.000 segundos después del inicio de la secuencia. En este caso no se ha considerado ninguna acción por parte del grupo de operación. Por otro lado, el análisis de la evolución del nivel de refrigerante en el núcleo, Figura 4, permite determinar en qué instante del transitorio el nivel del núcleo presenta sus valores mínimos, lo que en este caso ocurre entre los 2000 y 3000 segundos después de la rotura. En lo siguiente, este intervalo de tiempo, considerado el más sensi-ble al disparo de las RCP, será objeto del análisis de la recuperación de la HPSI y el consiguiente disparo de las bombas del primario.
Secuencias con recuperación de la HPSI y disparo de 3 de 3 RCP
En esta sección se analizan las simu-laciones llevadas a cabo con el mo-delo conservador para los casos de SBLOCA de 2” con diferentes tiempos de recuperación de la HPSI y el consi-guiente disparo de todas las RCP. Los principales resultados se muestran en
Tabla 1: PCT. SBLOCA de 2” con recuperación de HPSI y con disparo de RCP.
Figura 5: Temperatura de la vaina. SBLOCA de 2” con recuperación de HPSI y con disparo de RCP.
Recuperación de HPSI y disparo de 3 de 3 RCP
Tiempo desde la rotura (s) con/sin disparo de RCPPCT (K)
1800 812 / -2000 1031 / 557 2300 1939 / 578 2500 1305 / 598 2700 986 / -3000 716 /
-Figura 6: Temperatura de la vaina. SBLOCA de 2” con recuperación de HPSI y sin disparo de RCP.
Tabla 2: PCT. SBLOCA de 2” con recuperación de HPSI y con disparo de 2 de 3 RCP.
Figura 7: Temperatura de la vaina. SBLOCA de 2” con recuperación de HPSI y con disparo de RCP.
Los resultados obtenidos muestran que, en el caso de la recuperación efec-tiva de la HPSI y el disparo inmediato de todas las RCP, existe un intervalo de tiempo en el que la degradación de la refrigeración del reactor podría dar lugar al daño al núcleo por alta temperatura de vaina. Por otro lado, y de forma complementaria, los
resul-Recuperación de HPSI / Disparo de 2 de 3 RCP
Tiempo desde la rotura (s) PCT (K)
2300 / 2300 1245
2300 / 2600 1167
2300 / 2800 1017
Caso base (recuperación de HPSI y disparo de
3 de 3 RCP a los 2300 s) 1939
tados han mostrado que el disparo de sólo 2 de 3 RCP es útil para mantener parcialmente la refrigeración forzada del reactor, y así evitar el posible daño al núcleo. También se ha demostrado que la introducción de un retraso entre la recuperación de la HPSI y el disparo de las RCP mejora asimismo la refrige-ración de los elementos combustibles.
La principal conclusión obtenida del análisis es que, en situaciones en los que el nivel del núcleo es bajo y el primario se encuentra todavía a una presión ele-vada (mayor que la presión de los acu-muladores), resulta preferible disparar sólo 2 de 3 RCP, en lugar de todas las bombas del primario. Otra posibilidad consistiría en disparar las bombas con un determinado retraso, una vez se haya recuperado el nivel del núcleo.
Este estudio ha sido ampliado a lo largo del último año, teniendo en cuenta un amplio espectro de roturas e inclu-yendo la disponibilidad del RVLIS y las actuaciones del EOP FR-C.2 (Refri-geración Inadecuada del Núcleo). Este análisis está en proceso de publicación en una revista internacional.
AGRADECIMIENTOS
Este trabajo ha sido llevado a cabo gra-cias al soporte económico del Ministerio de Competitividad y Economía a través del proyecto ISAMAR: ENE2011-28256, cuyo apoyo es objeto del más sincero agradecimiento de los autores.
REFERENCIAS
[1]. NRC. Perspectives on Reactor Safety. Rev 1. 1997. NUREG/CR-6042 [2]. Sheron, B. Generic Assesment of
Delayed Reactor Coolant Pump Trip during Small Break Loss-of Coolant Accidents in PWR. 1979. NUREG-0623.
[3]. Gonzalez-Cadelo, J. Accident Management Actions in a Lower Head SBLOCA with HPSI Failed. California : Proc. 20th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE20), 2012. paper 54280. [4]. Westinghouse. Analysis of Delayed
Reactor Coolant Pump trip during Small Loss of Coolant Accidents for Westinghouse Nuclear Steam Supply Systems. 1980. WCAP-9584/WCAP-9585(Proprietary/Non-Proprietary versions.
[5]. Montero-Mayorga, J. Effects of Delayed RCP trip during SBLOCA in PWR. Annals of Nuclear Energy 63, pp. 107-125. 2014.
[6]. NRC. TRAC-RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) V5.0, User´s Manual Volume 1: Input Specification. 2007.
[7]. Park, J. Analysis of Human Performance Observed under Simulated Emergencies of Nuclear Power Plants. South Korea : KAERI, 2005. TR-2895.
[8]. NRC. Technical Basis and implementation guidelines for A Technique for human Event Analysis ATHEANA. Rv 1. 2000. NUREG-1624.
De izquierda a derecha: Enrique Pastor, Pedro Ortega, Francisco López y José Ramón Torralbo.