Comportamiento del contenedor primario de un reactor BWR durante un accidente severo con el código RELASP/SCDAPSIM

Abstract

RESUMEN:

En esta tesis se desarrolló un modelo de válvulas rompedoras de vacío y downcomers para un contenedor Mark II de un BWR, para el código RELAP/SCDAPSIM Mod. 3.4. Este código se utilizó para simular una pérdida total de potencia eléctrica alterna (SBO) que evolucionó a un escenario de accidente severo. Para esto se incluyeron las válvulas rompedoras de vacío y downcomers a un modelo simplificado de contenedor primario, que incluye al pozo húmedo y al pozo seco, el cual se acopló con un modelo del sistema nuclear de suministro de vapor (NSSS) para estudiar el comportamiento de la contención primaria durante la evolución del escenario de accidente. En el análisis de los resultados de la simulación, el comportamiento del pozo húmedo y del pozo seco del contenedor durante dicho evento fue monitoreado de manera particular, analizando la evolución de los perfiles de temperatura y presión en tales volúmenes, para determinar el impacto de la inclusión de las válvulas rompedoras de vacío y downcomers. Los resultados muestran que el efecto de dicha ampliación del modelo es que se obtienen resultados más conservadores, es decir, se alcanzan mayores valores de presión, tanto en el pozo húmedo como en el pozo seco, que con un modelo que no incluye a las válvulas rompedoras de vacío ni a los downcomers. Los resultados más relevantes muestran que el RCIC por sí solo puede mantener el núcleo totalmente cubierto, pero incluso en este caso se evapora aproximadamente el 15% del inventario de agua líquida inicial en la alberca de supresión de presión (PSP). Al perderse el RCIC, el inventario de agua en la alberca de supresión de presión se reduce un 20% más dentro de las cuatro hasta las doce horas (aproximadamente), tiempo al cual la simulación abortó. Además de esto, en el contenedor se produce un significativo aumento de presión. Conforme avanza el accidente, la presión en el contenedor sigue aumentando, pero todavía existe un margen considerable para llegar a la presión de diseño de la contención. Al final de la simulación se registra una presión manométrica de 224,550 Pa en la alberca de supresión de presión y 187,482 Pa en la atmósfera del pozo húmedo, contra los 310,264 Pa de presión manométrica de diseño de la contención primaria. Algunos de los resultados obtenidos se compararon contra datos encontrados en la literatura técnico-científica. Se presenta una discusión de los resultados de la comparación. Además, para el desarrollo del modelo mejorado de contenedor, se llevó a cabo una revisión exhaustiva del archivo de entrada del modelo base, a fin de cerciorarse de que el nuevo modelo de contenedor no tuviese diferencias significativas en los aspectos geométricos y de condiciones de operación. Las diferencias encontradas fueron corregidas usando datos reales de planta hasta donde fue posible.

ABSTRACT:

In this thesis work, it was developed a model of the vacuum breaker valves and downcomers for a BWR Mark II primary containment for the code RELAP/SCDAPSIM Mod. 3.4. This code was used to simulate a Station Blackout (SBO) that evolves to a severe accident scenario. To accomplish this task, the vacuum breaker valves and downcomers were included in a simplified model of the primary containment that includes both wet well and dry well, which was coupled with a model of the Nuclear Steam Supply System (NSSS), in order to study the behavior of the primary containment during the evolution of the accident scenario. In the analysis of the results of the simulation, the behavior of the wet well and dry well during the event was particularly monitored, by analyzing the evolution of temperature and pressure profiles in such volumes, this to determine the impact of the inclusion of the breaker vacuum valves and downcomers. The results show that the effect of this extension of the model is that more conservative results are obtained, i.e., higher pressures are reached in both wet well and dry well than when it is used a containment model that does not include neither the vacuum valves nor the downcomers. The most relevant results obtained show that the RCIC alone is able to keep the core fully covered, but even in such a case, it evaporates about 15% of the initial inventory of liquid water in the Pressure Suppression Pool (PSP). When the RCIC operation is lost, 20% more of the liquid water inventory in the PSP is further reduced within four to twelve hours (approximately), time at which the simulation crashed. Besides, there is a significant increase of pressure in the containment. As the accident evolves, the pressure in the containment continues increasing, but there is still considerable margin to reach the design pressure of the containment. At the end of the simulation, the results show a gauge pressure value of 224,550 Pa in the PSP and 187,482 Pain the wet well atmosphere, versus the 310,264 Pa corresponding to the primary containment´s design gauge pressure. Some of the results were compared with data found in the technical and scientific literature. A discussion of the comparison results is presented. Also, for the development of the improved containment model, it was carried out a comprehensive review of the input deck of the base model, to ensure that the new model of the containment had no significant differences in the geometry aspects and operating conditions. Those differences found during the review were corrected using actual plant data as far as possible.