Aplicación de los códigos termo-hidráulicos en el sector nuclear español

Articulo técnic

Accident Management Actions In An Upper-Head Small-Break Loss-Of-Coolant Accident With High-Pressure Safety Injection Failed

Since the Three Mile Island accident, an important focus of pressurized water reactor (PWR) transient analyses has been a small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA). In 2002, the discovery of thinning of the vessel head wall at the Davis Besse nuclear power plant reactor indicated the possibility of an SBLOCA in the upper head of the reactor vessel as a result of circumferential cracking of a control rod drive mechanism penetration nozzle - which has cast even greater importance on the study of SBLOCAs. Several experimental tests have been performed at the Large Scale Test Facility to simulate the behavior of a PWR during an upper-head SBLOCA. The last of these tests, Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency Rig of Safety Assessment (OECD/NEA ROSA) Test 6.1, was performed in 2005. This test was simulated with the TRACE 5.0 code, and good agreement with the experimental results was obtained. Additionally, a broad analysis of an upper-head SBLOCA with high-pressure safety injection failed in a Westinghouse PWR was performed taking into account different accident management actions and conditions in order to check their suitability. This issue has been analyzed also in the framework of the OECD/NEA ROSA project and the Code Applications and Maintenance Program (CAMP). The main conclusion is that the current emergency operating procedures for Westinghouse reactor design are adequate for these kinds of sequences, and they do not need to be modified

Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1

Análisis de acciones del operador en un SBLOCA de 1”en el fondo de la Vasija en un Reactor tipo PWR

La simulación de accidentes de rotura pequeña en el fondo de la vasija se aparta del convencional análisis de LOCA de rama fría, el más limitante en los análisis deterministas La rotura de una de las penetraciones de instrumentación de la vasija ha sido desestimada históricamente en los análisis de licencia y en los Análisis Probabilistas de Seguridad y por ello, hay una falta evidente de literatura para dicho análisis. En el año 2003 durante una inspección, se detectó una considerable corrosión en el fondo de la vasija de South Texas Project Unit I NPP. La evolución en el tiempo de dicha corrosión habría derivado en una pequeña rotura en el fondo de la vasija si su detección no se hubiera producido a tiempo. La OECD/NEA consideró la importancia de simular dicha secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Tanto en el experimento como en la simulación se observaron las dificultades de reinundar la vasija al tener la rotura en el fondo de la misma, haciendo clave la gestión del accidente por parte del operador. Dadas las condiciones excesivamente conservadoras del test experimental, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1

Simulación del accidente de SGTR en un PWR-W con TRACE para distintas metodologías de análisis determinista de seguridad

A Steam Generator Tube Rupture (SGTR) in a Pressurized Water Reactor (PWR) can lead to an atmospheric release bypassing the containment via the secondary system and exiting though the Pressurized Operating Relief Valves of the affected Steam Generator. That is why SGTR historically have been treated in a special way in the different Deterministic Safety Analysis (DSA), focusing on the radioactive release more than the possibility of core damage, as it is done in the other Loss of Coolant Accidents(LOCAs)

Estudio de la distribución de hidrógeno en una contención PWR con códigos CFD

Durante el desarrollo de un accidente severo en un reactor PWR, se pueden generar grandes cantidades de hidrógeno por la oxidación de los metales presentes en el núcleo, principalmente el zirconio de las vainas del combustible. Este hidrógeno, junto con vapor y otros gases, puede ser liberado a la atmósfera de la contención por una fuga o rotura en el circuito primario y alcanzar condiciones en las que pueda darse combustión. La combustión provoca cargas térmicas y de presión que pueden dañar los sistemas de seguridad y la integridad del edificio de contención, última barrera de confinamiento de los materiales radiactivos. La principal condición que define las características de la combustión es la concentración de especies, por lo que el conocimiento detallado de la distribución de hidrógeno resulta muy importante para predecir correctamente los posibles daños en la contención en el caso de que se produjera combustión

Developtment of a software tool for the analysis and verification of emergency operating procedures through the integrated simulation of plant and operators actions

Probabilistic safety assessment (PSA) includes operator actions as elements in the set of the considered protection performances during accident sequences. Nevertheless, its impact throughout a sequence is not usually analyzed dynamically. In this sense, it is convenient to make a more detailed analysis about its importance in the dynamics of the sequences, allowing for sensitivity studies with respect to human reliability and response times. For this reason, new developments in simulation software must be able to incorporate operator actions in conventional thermalhydraulic simulations. In this paper, we present one of these new tools, the TRETA/TIZONA–COPMA III coupled codes, which can be used for evaluating the impact in the final plant state of the execution by operators of procedures and the evaluation of the available times for the manual actions of the operators. This software tool consists of a closed-loop plant/operator simulator: a thermalhydraulic code for simulating the plant transient (TRETA for PWR NPPs and TIZONA for BWR NPPs) and the procedures processor (COPMA III) to simulate the operator actions requested by the procedures, both coupled by a data communication system which allows the information exchange (SWBus). The first pilot cases have been performed in order to analyze sequences initiated by secondary side breaks leading to loss of heat sink sequences in a PWR plant. These tests have been carried out using the real plant EOPs for COPMA-III and a PWR plant model for TRETA code. The results of these simulations are presented in this paper

Application of a dynamic event tree methodolgy to steam generator tube rupture sequences

The Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermo-hydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant by means of the dynamic event trees (DET) for Steam Generator Tube Rupture (SGTR) sequences. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The results show the capability of the ISA methodology and SCAIS platform to obtain the DET of complex sequences

La energía nuclear en China: pasado, presente y futuro (2ª parte). Nuclear energy in China: past, present and future (2nd part)

Hasta comienzos de siglo, China no era un país con un peso específico en la industria nuclear mundial. Sin embargo, desde que el Gobierno chino apostó en 2005 por el desarrollo de la energía nuclear, se ha convertido en el país con más reactores en construcción y con mayor abanico de tecnologías, propias e importadas. En este artículo se expone una perspectiva del desarrollo de la tecnología nuclear de China desde sus comienzos hasta nuestros días, incluyendo la participación de la industria nuclear española en los proyectos chinos