presentazione seminara specialistica 1

ANALISI MEDIANTE IL CODICE DI CALCOLO TRACE DI PROBLEMATICHE

TERMOFLUIDODINAMICHE IN IMPIANTI NUCLEARI AD ACQUA LEGGERA

UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMOFACOLTÀ DI INGEGNERIA

Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari

Tesi di Laurea Specialistica di:Giuseppe Seminara

Relatore: Ch.mo Prof. G.Vella Correlatore:Dott. F. Mascari

UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA


G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010.

Gli elementi alla base del rinnovato interesse a livello nazionale e internazionale per la

generazione da fonte nucleare derivano da:

I reattori nucleari possono essere classificati in:

Introduzione

•indipendenza energetica;

• lotta all’inquinamento ed ai cambiamenti climatici;

• ragioni economiche relative alla variabilità dei costi delle fonti fossili tradizionali.

• Prima generazione;

• Seconda generazione;

• Terza generazione;

• Terza generazione avanzata;

• Quarta generazione;




Ad oggi si ha un rinnovato interesse per i reattori di III generazione di piccola e media taglia.

Si è appurato infatti che centrali di media-bassa potenza potrebbero avere parecchi vantaggi in

grado di controbilanciare l'economia di scala, quali:

Introduzione

• adeguamento più graduale della potenza prodotta man mano che cresce la richiesta;

• accorciamento dei tempi di costruzione.

• aumento della frazione di impianto costruibile in fabbrica anziché in cantiere;

• minori rischi finanziari in caso di guasti o fermate imposte dalle Autorità di Sicurezza;

• opportunità di costruire più centrali in serie con prodotti più standardizzati;




Il reattore IRIS ha preso le mosse da una ricerca sponsorizzata dal DOE, è nato da un consorzio

inizialmente formato da quattro partners iniziali (3 USA e 1 italiano), che furono successivamente

affiancati da numerosi altri, per un totale di 21 appartenenti a 10 Paesi.

International Reactor Innovative and Secure

IRIS è un reattore:

•di media dimensione (potenza termica di 1000 MWt ed una elettrica di 335 MWe);

•ad acqua leggera in pressione;

•di tipo integrato e modulare.

La sicurezza è basata sul nuovo concetto definito safety by design, che cerca di eliminare la possibilità che avvengano incidenti gravi, quelli detti di classe IV secondo la scala INES . Il progetto del reattore IRIS provvede infatti alla mitigazione di eventi incidentali non solo utilizzando i concetti di difesa in profondità, ridondanza, diversità, ma riducendo ed a volte eliminando la loro probabilità di verificarsi.




Contenimento di IRIS

La configurazione integrale del reattore IRIS elimina tubature e componenti in

pressione esterni. Il RPV di IRIS è contenuto all'interno di un CV sferico di acciaio di

diametro di 25 m. La geometria sferica risulta avere una resistenza a pressione di

almeno tre volte maggiore rispetto ad un tipico contenimento cilindrico.




Il RPV di IRIS




Sistemi di emergenza di IRIS

•EHRS:hanno il compito di attuare sia la principale depressurizzazione post-LOCA (depressurizzazione senza perdita di massa) del sistema primario che le normali funzioni di raffreddamento del core.

•EBT:erogano acqua borata al RPV attraverso le linee DVI in situazioni incidentali. Questi serbatoi forniscono al sistema primario una limitata portata di acqua d'alimento, quando necessario.

•PSS:hanno la funzione di limitare la pressione del CV abbattendo l’eventuale gas rilasciato in situazioni incidentali e provvede anche ad un'eventuale iniezione di acqua all’interno del RPV in caso di LOCA tramite le DVI sia direttamente, che tramite i sistemi LGMS.

•ADS:hanno il compito di mantenere uguali le pressioni del RPV e del contenimento limitando la perdita di refrigerante e prevenendo così gli effetti seguenti dovuti ad un incidente LOCA.




Simulatore Per Esperienze di Sicurezza

Come membro del consorzio riguardante IRIS, ENEA coordina le attività di progetto,

costruzione e messa a punto della nuova "Integral Test Facility" SPES-3. Il programma

sperimentale SPES-3 è mirato a:

•caratterizzare i fenomeni termoidraulici del reattore IRIS, il comportamento dei sistemi di

sicurezza passivi e le interazioni tra il RPV ed il contenimento in transitori seguenti a postulati

eventi incidentali (SBLOCA, rottura della SL e della FW);

•caratterizzare il comportamento termoidraulico di componenti chiave presenti nel progetto del

reattore IRIS, quali gli SG e gli EHRS;

• produrre dati sperimentali utili per la validazione di codici termoidraulici.




Sistema/Componente IRIS SPES-3

Lato primario dell’RPV Si Si tranne le pompe

Pompe 8 1

Potenza del core (MW) 1000 6.5

EBT 2 2

Generatori di Vapore 8 3

Circuiti secondari 4 3

Tubi dei SG Circa 700 14,14,28

Altezza dei SG (m) 8.2 8.2

Lunghezza media di una tubazione del SG 32 32

Sistema di contenimento Si Si

EHRS 4 3

RWST 2 2

Dry Well 1 1

PSS 2 2

LGMS 2 2

QT 1 1

Treni ADS 3 2




Scaling utilizzatoI principali parametri conservati nel processo di scaling sono :

Al fine di preservare le cadute di pressione si sono scalate le aree degli SG. In particolare:

• le condizioni termodinamiche del fluido (temperatura, pressione, entalpia);

• la potenza per unità di massa;

• il flusso termico e le cadute di pressione;

• 1:100 per il volume;

• 1:1 per la quota.

•1:72.5 per lo SG-A;

•:•1:65.7 per lo SG-B;

•1:56.5 per lo SG-C.

:Infine per riprodurre esattamente il PRZ di IRIS è stato scalato il volume 1:56.




SPES-3




TRAC/RELAP Advanced Computational Engine

Il TRACE è:

Il TRACE è un codice “best estimate”, moderno ed avanzato, che unisce le capacità di

precedenti codici: RAMONA, RELAP5, TRAC-PWR e TRAC-BWR.

•usato per studiare situazioni incidentali di LWR quali transitori operazionali, LOCA e per

simulare i fenomeni che si destano negli impianti sperimentali atti a caratterizzare il

comportamento termoidraulico di reattori nucleari in condizioni stazionarie e tempo dipendenti.

•a volumi finiti;

•a due fluidi;

•con capacità di simulazione tridimensionali;

•un codice di simulazione termoidraulico;




Symbolic Nuclear Analysis PackageIl TRACE può essere usato tramite SNAP, che è una interfaccia grafica che assiste

l’utilizzatore del codice nello sviluppo e nella visualizzazione dell’inputdeck e nella

visualizzazione dei dati scelti, ottenuti a fronte di simulazioni, tramite delle “animation model”.

Una delle capacità di SNAP è quella di convertire input RELAP5 in input TRACE.




Suddivisione Radiale

Suddivisione Assiale

TRACE/SNAP




Nodalizzazione di SPES-3 con TRACE




Nodalizzazione del Sistema Primario•Lower DC;•LP;•Core;•Core by-pass;•LR, zona del RCCA•UR, zona del CRDM;•PRZ;•"Pump Suction plenum”;•Pompa;•"Pump Suction connecting piping”;•"Pump bypass connecting piping" e "check valves;•"Pump delivery connecting piping" e valvole;•Lato primario dello SG-A;•Lato primario dello SG-B;•Lato primario dello SG-C;•Check valves tra il riser ed il lato primario dello SG.




Nodalizzazione del Sistema Secondario•FL- A;

•Tubi SG-A ;

•SL-A;

•Gamba calda EHRS-A;

•HX EHRS-A;

•Gamba fredda EHRS-A;

•RWST-A/B (vessel 2, con 25

livelli assiali, 2 anelli radiali and

1 settore azimutale);

•Condotte di connessione tra

RWST-A/B e l’ambiente.




Nodalizzazione del Sistema Secondario

•FL-C;

•Tubi SG-C1;

•Tubi SG-C2;

•SL-C;

•Gamba calda EHRS-C;

•HX EHRS-C;

•Gamba fredda EHRS-C;

•RWST-C (vessel 3, con 25 livelli assiali, 2

anelli radiali and 1 settore azimutale);

•Condotte di connessione tra RWST-C e

l’ambiente.




Nodalizzazione del Contenimento

•EBT-A;

•EBT-B

•LGMS-A;

•LGMS-B;

•QT.

•DW: 19 livelli assiali, 2 anelli radiali e 4 settori

azimutali;

•PSS-A: 7 livelli assiali, 2 anelli radiali e 2

settori azimutali;

•PSS-B: 7 livelli assiali, 2 anelli radiali e 2 settori

azimutali;

•RC: 15 livelli assiali, 2 anelli radiali e 2 settori

azimutali;

•Tubature;

•Linee di break.




Analisi delle Simulazioni




Analisi delle Simulazioni

È stata eseguita una simulazione di uno stazionario di 1000 secondi ed un successivo evento

incidentale transitorio, della durata di circa 3 ore, che simula una rottura DEG equivalente da 2

pollici del DVI. Tale rottura è la più grande, e contemporaneamente la più bassa, che può destare un

LOCA nell'impianto IRIS.

I fenomeni attesi dal postulato evento incidentale sono:

• Blowdown;

• Depressurizzazione del RPV/CV;

• Long-term cooling.




Blowdown

Portata nei Break Mass inventory nel RPV

Pressione nel PRZ Massa di fluido nella RC




Depressurizzazione del RPV/CV

Portata negli ADSMass inventory nei PSS

Massa negli LGMS Pressione nel contenimento e PSS




ConclusioniI risultati delle simulazioni prodotte dal codice TRACE mostrano che i principali fenomeni che

caratterizzano il transitorio in oggetto sono predetti dal codice TRACE.

Fenomeni di particolare interesse sono :

•il blowdown del sistema primario;

•la susseguente fase di depressurizzazione;

•l'efflusso critico al break predetto dal codice TRACE;

•l'equalizzazione della pressione tra il sistema primario ed il contenimento;

•il sistema accoppiato RPV/CV è depressurizzato dagli EHRS di cui il codice predice il comportamento atteso;

•il codice è inoltre capace di predire il comportamento atteso dello SG elicoidale.




Conclusioni e Sviluppi Futuri

Dai confronti con i risultati ottenuti con il codice RELAP5, nelle elaborazioni eseguite

dalla SIET, si può concludere che i due codici forniscono risultati qualitativamente in buon

accordo.

Vista la complessità dell'input TRACE sviluppato, da cui consegue un lungo tempo di

calcolo, lavori futuri sono finalizzati all'analisi dei fenomeni che caratterizzano l'impianto

nella fase di "long term cooling”.




GRAZIE PER L’ATTENZIONE

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