Categoría: Normativas

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La instalación MIDI es una réplica a escala de una piscina de combustible de un reactor PWR francés que permite simular diferentes etapas del accidente mediante la variación de parámetros como el nivel inicial de la piscina (de 0,5 a 4,5 metros por encima del bastidor de almacenamiento simulado de 3 x 7 celdas), el patrón de carga en el bastidor de almacenamiento o la potencia general (de 0 a 50 kW considerando la distribución de calor residual en piscina) y una potencia de calentamiento total máxima de 300 kW.
La instalación ASPIC es una réplica de un elemento combustible PWR 900MWe estándar, haz de varillas de 17 × 17 de 4 metros, con toda la estructura asociada de boquilla, rejillas espaciadoras y rejillas de mezcla. Por ello, la instalación ASPIC permite el desarrollo de experimentos a escala combustible con descubrimiento parcial o total estudiando el efecto de diferentes medios de mitigación como aspersión o inyección de agua en función del calor residual, nivel de agua, caudal másico de pulverización y temperatura de pulverización.
El proyecto POLCA tendrá una duración de cuatro años, e incluirá una parte experimental y otra parte analítica (tal cual se hizo en el proyecto DENOPI).
5.2 Actividades propuestas.
Las actividades propuestas en POLCA se dividen en 3 programas de trabajo: WP1, WP2, WP3.
– WP1. Escala piscina de combustible. Instalación MIDI.
El WP1 tiene como objetivo mejorar el conocimiento de los fenómenos termohidráulicos a escala de piscina (instalación MIDI) en una geometría 3D e investigar el impacto de parámetros relevantes como el nivel de agua por encima de los racks.
La tabla 1 muestra la propuesta de configuración de carga de los elementos combustible en piscina de la instalación MIDI: carga localizada simulando núcleo descargado en piscina en un área determinada, o configuración de elementos combustible uniformemente distribuidos en piscina.
La tabla 2 muestra la propuesta de matriz experimental (un total de 20 ensayos) considerando como parámetros geometría de carga, potencia de calentamiento para conseguir vaporización, concentración de oxígeno a relacionar con condiciones de vaporización (flashing), condiciones en superficie de piscina relacionadas con la concentración de vapor y fenómenos convectivos y pérdidas de carga relacionadas con la presencia dedebrisen los racks de almacenamiento.
– WP2. Escala elemento de combustible. Instalación ASPIC.
El WP2 tiene como objetivo estudiar la cinética de enfriamiento de un elemento combustible con diferentes escenarios de mitigación en condiciones de pérdida de refrigerante en piscina considerando suministro de agua ya sea desde la parte superior por rociado o desde la parte inferior del elemento. Se estudiaría el impacto de diferentes parámetros (véase tabla 3) sobre la temperatura límite alcanzada como son el nivel de agua (constante, variable o un escenario completo desde la fase de pérdida de inventario en piscina hasta la fase de rellenado -refilling).
– WP3. Grupo analítico.
En el Proyecto POLCA se obtendrán datos experimentales nuevos que se compararán con los resultados obtenidos en las simulaciones llevadas a cabo por los participantes. La capacidad de predicción de los códigos termohidráulicos, así como la aplicación de los resultados para la evaluación de estrategias de mitigación suponen un pilar importante en el análisis de accidentes, por lo que la participación en el proyecto es de importancia para la regulación por parte del CSN.
Este WP3 acomete la consecución de los siguientes objetivos:
– Identificar las necesidades de configuración de las matrices experimentales. La simulación de pruebas permitirá ajustar la matriz mostrada en las tablas 2 y 3 de WP1 y WP2.
– Ejercicios de benchmarking y análisis de sensibilidad para comparar los resultados de POLCA con resultados de códigos de sistema 1D/3D, códigos CFD, accidentes por pérdida de refrigerante y códigos de accidentes severos. Se incorporarán ejercicios de evaluación (simulación ciega) utilizando los resultados experimentales de DENOPI disponibles y simulación abierta para comparar modelos e identificar sus necesidades.
– Recomendar modelos para la simulación de piscinas de combustible gastado dependiendo del transitorio y de los propósitos/problemas de la simulación.
– Recomendar posibles instrumentos a implementar en un experimento a gran escala.
El proyecto OCDE/SYSTHER (SYStem THERmohydraulics) va a aglutinar actividades experimentales TH en tres localizaciones diferentes:
– el programa PKL III K llevado a cabo en la instalación PKL de Framatome;
– las actividades experimentales de la Universidad Tecnológica de Lappeenranta-Lahti (LUT) en las instalaciones PWR-PACTEL y PASI;
– experimentos en la instalación MISTRA realizados en elCommissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives(CEA).
Se prevé una fecha de inicio de 1 de enero de 2025 y una duración de 48 meses hasta finales de diciembre de 2028.
6.1 Programa experimental en PKL.
Entre 2001 y 2024 se han desarrollado en la instalación PKL sucesivos programas internacionales de termohidráulica experimental auspiciados por la OECD (SETH, PKL, PKL2, PKL3, PKL4 y ETHARINUS). En todos estos programas PKL de NEA/OECD ha habido partición española a través de distintos convenios CAMP-España.
Los experimentos realizados en PKL hasta la fecha han contribuido, en su conjunto, a una mejor comprensión de los procesos termohidráulicos complejos que intervienen en distintos escenarios accidentales en una central PWR, así como al planteamiento y evaluación de medidas mitigadoras de accidentes, proporcionando además una valiosa información sobre los márgenes de seguridad disponibles en las centrales. Los resultados de los experimentos se han aplicado también a la validación y al desarrollo de los códigos de simulación termohidráulica. Hasta la fecha en estos programas de NEA/OECD se han realizado más de 150 experimentos integrales, cubriendo un espectro muy amplio de temáticas de seguridad:
– Dilución de boro tras SBLOCA.
– Accidentes de pérdida de capacidad de extracción de calor en situaciones de operación en parada con inventario reducido con el sistema primario cerrado y abierto.
– Estudio sistemático de los mecanismos de transmisión en los generadores de vapor (GG.VV.) en presencia de mezclas agua/vapor/nitrógeno.
– Procedimientos de enfriamiento en condiciones de circulación natural asimétrica (p.ej., con GG.VV. aislados y con secundarios vacíos).
– Investigación de transitorios de enfriamiento rápido (roturas en líneas de vapor).
– Investigación de situaciones accidentales que requieren maniobras de condensación y reflujo (reflux condensation) para diseños PWR avanzados.
– Precipitación de boro tras un LBLOCA y análisis de maniobras de recuperación.
– Maniobras de enfriamiento del primario con formación de burbuja en la cabeza de la vasija.
– Transitorios SBLOCA con fallos en los sistemas de inyección, maniobras de enfriamiento y despresurización con GG.VV. (experimento «counterpart» de uno realizado en ROSA/LSTF).
– Escenarios de Extensión del Diseño, SBO de larga duración y SBLOCA con fallo de los sistemas de seguridad.
Los experimentos realizados en PKL hasta la fecha han contribuido, en su conjunto, a una mejor comprensión de los procesos termohidráulicos complejos que intervienen en distintos escenarios de accidente, así como al planteamiento y evaluación de medidas mitigadoras de accidentes, proporcionando además una valiosa información sobre los márgenes de seguridad disponibles en las centrales. Los resultados de los experimentos se han aplicado también a la validación y el desarrollo de los códigos de simulación termohidráulica.
Se ha realizado el desmantelamiento y el desguace de la instalación a partir de abril de 2024. Los experimentos que constituyen el programa PKL III K emanan de campañas experimentales realizadas antes del cierre de la instalación, completadas meses previos al inicio del desmantelamiento. Esto significa que el conjunto de temas y escenarios abordados en la fase K de PKL, así como las condiciones frontera e iniciales y el procedimiento ya no se pueden cambiar.
Sin embargo, la selección de los temas de prueba refleja un amplio espectro de temas actuales en el debate sobre la seguridad nuclear y el correspondiente trabajo analítico con códigos de sistemas termohidráulicos.
Principales características de la instalación experimental PKL:
– Instalación de TH integral que simula una planta PWR (diseño Konvoi de KWU) de 1300 MW.
– Dispone de 4 lazos idénticos y simétricos en torno a la vasija, incluyendo todos los sistemas de seguridad y de operación más relevantes.
– La escala de alturas es 1:1 y de diámetros 1:12 (i.e., escala 1:145 en volumen y potencia).
– Los lazos de refrigeración son idénticos (longitudes y fricciones). El downcomer de la vasija está simulado mediante un anillo y dos tuberías paralelas.
– Dispone de una extensa instrumentación (1500 puntos de medida) en temperatura, presión, caudal (monofásico y bifásico), así como una instrumentación única en concentración local de boro.
– Durante la fase PKL-4 se acometieron una serie de cambios en la instalación: nueva línea de baipás del caudal de salida de la vasija, internos delplenumsuperior, mejoras en la instrumentación, y se ha modificado la cabeza yplenumsuperior de la vasija, para representar un diseño de vasija más cercano al del diseño PWR-W y EPR.
Se han propuesto los siguientes temas en el programa PKL III K:
La estructura especial del programa PKL III K con experimentos ya realizados, hace que el énfasis se ponga en los ejercicios de validación de códigos. Losbenchmarkpueden comenzar inmediatamente después del inicio de la reunión inicial y de la selección de series candidatos adecuados. Framatome se compromete a ayudar en la coordinación en sus tareas iniciales de organización y de definición de especificaciones, como en las finales de evaluación y comparativa de los resultados.
6.2 Programa experimental de LUT (Universidad de Lappeenranta-Lahti).
La universidad de LUT ha participado en diferentes proyectos internacionales recientes de la serie PKL (Fase 3 durante 2012-2016, Fase 4 2016-2020, ETHARINUS 2020-2024) con distintas series experimentales en la instalación PACTEL-PWR. Cabe destacar experimentos de remojado, reinundación, circulación natural, pequeñas roturas, accidentes por pérdida de refrigerante, pérdida de agua de alimentación de generadores de vapor, enfriamiento de emergencia del núcleo impulsado por gravedad, fenómenos de limitación de flujo a contracorriente, fugas primario-secundario, ATWS, comportamiento del ácido bórico, estratificación de temperatura, comportamiento de gases no condensables en circuito primario, entre otros.
En el proyecto SYSTHER, LUT propone continuar con series experimentales en PACTEL, así como en otras dos instalaciones disponibles en LUT: la instalación PASI, replica de un sistema de refrigeración pasiva, y la instalación MOTEL, equivalente a un SMR diseño NuScale.
La instalación PWR PACTEL fue diseñada para análisis del comportamiento de los PWR con generadores de vapor de tubo en U invertida, como el EPR. La instalación consta de:
– Vasija a presión de reactor, dos generadores de vapor con tubos en U verticales, presionador y sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo, incluidos acumuladores impulsados por nitrógeno.
– El núcleo se simula con un haz de barras de 144 calentadas eléctricamente.
– La potencia máxima del núcleo corresponde aproximadamente a la potencia de calentamiento residual calculada del reactor EPR.
– La escala en volumen entre PWR Pastor y EPR es aproximadamente 1/405.
– Los dos generadores de vapor verticales tienen 51 tubos dispuestos en cinco grupos con diferentes longitudes, con una escala 1/4 en altura de los generadores de vapor en la planta EPR. El área de transferencia de calor de los haces de tubos de intercambio de calor y el volumen del lado primario de ambos generadores de vapor se reducen a una proporción de 1/400.
La instalación PASI se diseñó como un sistema pasivo de refrigeración de contención abierto, para mejorar la comprensión de los sistemas pasivos abiertos de eliminación de calor, identificar mecanismos físicos que pueden reducir el rendimiento o impedir el funcionamiento del circuito.
Características de PASI son:
– Consta de un sistema de vapor, un sistema abierto de circulación natural y sistemas de medición y adquisición de datos.
– La escala de altura de diseño de la instalación PASI versus el sistema de referencia es 1:2.
– El sistema de vapor incluye un suministro de vapor, un recipiente a presión que simula las condiciones de contención y un sistema de drenaje de condensado.
– El sistema de circulación natural abierto contiene un intercambiador de calor con tubos inclinados.
– La piscina de agua actúa como depósito de agua y disipador de calor para el sistema de circulación natural.
La instalación MOTEL-SMR es un modelo prototípico de un SMR diseño NuScale. Características relevantes son:
– La vasija a presión consta de cuatro módulos principales: un núcleo (con varillas calefactadas eléctricamente), un tubo ascendente caliente, un presionador y un volumen anular de bajante.
– El secundario consta de un depósito de agua, un sistema de inyección de agua de alimentación, el generador de vapor de tubos helicoidales y un sistema de vapor. Los haces de tubos y colectores del generador de vapor están ubicados dentro del recipiente a presión en la parte superior del espacio anular del bajante.
– Se preserva la escala 1:1 en altura.
– Opera pasivamente mediante circulación natural en el primario, y de manera activa en el secundario (el agua de alimentación del depósito de agua se bombea a través de un colector de agua).
La matriz experimental propuesta por LUT contiene cinco series relativas a las siguientes temáticas:
– Series en PACTEL PWR:
● Test representativo de una prueba nuclear (Olkiluoto 3, disparo de reactor con disparo de bomba).
● Experimento SBLOCA con fallos múltiples (fallo de las válvulas de retención del sistema de inyección de seguridad, la pérdida de energía externa y fallo de uno de los generadores diesel de emergencia).
– Series en PASI:
Estudio paramétrico en caudales de entrada/salida.
– Series abiertas (2 experimentos)
● Experimento «counterpart» PACTEL PWR con LSTF/PKL (P.e., PKL III K1 de SBLOCA en cabeza de vasija).
● Experimento «counterpart» PACTEL PWR con LSTF/PKL (P.e., PKL III K1 de SBLOCA en plenum inferior).
● Tests de caracterización del GV de MOTEL.
● Experimento de fuga primaria a secundaria en MOTEL.
● Experimento de pequeña rotura en el downcomer de MOTEL.
6.3 Programa experimental 3 en la instalación MISTRA.
El programa experimental MISTRA (MItigation and STRAtification), forma parte del programa de CEA sobre accidentes severos en Reactores PWR, centrado en la termohidráulica de la contención y riesgo de hidrógeno. La temática queda fuera del ámbito tradicional del programa CAMP-España.
Se ha propuesto en el grupo WGAMA del CSNI de NEA llevar a cabo un análisis, así denominado, ISP (International Standard Problem), en la instalación PKL, sobre un accidente DEC-A. Este ISP está promovido y organizado por el grupo de WGAMA/WGFS para la edición de un informe de estado del arte de análisis de DEC-A, y avalado desde el CSNI de NEA/OECD. Los ISP de la NEA son ejercicios internacionales de comparación de resultados de códigos de simulación termohidráulica y de resultados experimentales muy reglados y estructurados que coordina un promotor, en este caso ENEA, sobre los resultados de un experimento particular de una instalación particular, en este caso de la instalación PKL.
La propuesta actual de ISP-52 consiste en la realización de:
1. un ejercicio ISP abierto (i.e., con disponibilidad completa de la descripción de condiciones de contorno e iniciales, y de los resultados experimentales) de un experimento de MSGTR (SGTR múltiples en todos los GV) en PKL;
2. un ejercicio ciego (i.e., sin disponibilidad previa de los resultados experimentales) y otro abierto.
El trabajo propuesto se justifica en un amplio contexto internacional de realización de ejercicios conjuntos de validación de los códigos termohidráulicos frente experimentos en instalaciones integrales, p.ej., recientemente en los proyectos PKL, ATLAS y ROSA de NEA, anteriormente mencionados. También está en relación con diversas actividades internacionales encaminadas a conseguir experiencia y evidencias experimentales y analíticas sobre escenarios de extensión de diseño (DEC-A).
Los ejercicios ciegos permiten comparar y evaluar la capacidad de los códigos BE (de estimación óptima) en términos de su capacidad predictiva, y así mejorar la confianza en ellos como herramientas de evaluación para abordar cuestiones de seguridad. Este tipo de ejercicios también permiten identificar y resaltar las posibles deficiencias en los códigos, y ayudar así a los usuarios a identificar los límites en la simulación. Se mejora con ello, en definitiva, la capacidad de análisis, se proporciona información para la cuantificación de las incertidumbres, se puede sugerir experimentos necesarios para reducir las ambigüedades técnicas identificadas, y se evalúa la eficiencia y la precisión de los códigos.
Para la fase ciega se proporcionarán las condiciones frontera e iniciales de test de PKL III J5.1 que reproduce la respuesta termohidráulica de un accidente por rotura de múltiples tubos en U de generador de vapor después de un terremoto. Los objetivos del test PKL III J5.1 son:
– Investigar la eficacia del procedimiento de despresurización del primario y enfriamiento del núcleo bajo fallos múltiples durante un escenario de MSGTR (4 tubos en U rotos en cada uno de los 4 SG);
– Obtener el caudal de rotura entre el lado primario y secundario en los GG.VV. individuales; y
– Encontrar posibles dependencias de la despresurización del primario a través de válvulas de alivio del PRZ.
Se prevé la participación de organizaciones internacionales de todo el espectro de partes interesadas del sector nuclear, i.e., reguladores, institutos de investigación, ingenierías, titulares de CCNN.
Dentro del Comité de Coordinación del grupo de CAMP-España, que reúne al CSN, universidades, titulares de plantas y empresas de ingeniería, se ha continuado con el ejercicio de reflexión para determinar el conjunto de prioridades y consideraciones que deben modular el planteamiento de objetivos para esta nueva fase de CAMP-España. Como resultado de la reflexión se ha llegado a las siguientes conclusiones:
– Siguen apareciendo necesidades de desarrollo y análisis en el ámbito de la investigación termohidráulica. Si bien es una disciplina madura y consolidada, resulta conveniente y necesario seguir colaborando con los escasos programas de experimentación termohidráulica en el sector nuclear, aportando la experiencia analítica con los códigos termohidráulicos. Se considera que los programas experimentales actualmente promovidos y organizados desde la NEA/OECD, cubren gran parte de la necesidad experimental de análisis de escenarios accidentales.
– Se considera que debe mantenerse como objetivo importante de la serie de proyectos CAMP el sostener el desarrollo de modelos de las centrales nucleares españolas con los códigos TH más actuales y la verificación y validación (V&V) de los mismos. Se ha invertido un cierto esfuerzo en el pasado a tal fin, y se cree necesario mantener recurrencia en este tipo de objetivos, mediante el aprovechamiento de la experiencia experimental adquirida al ámbito de las instalaciones comerciales, uso o mejora de las metodologías de cuantificación de incertidumbres y de las técnicas de escalado.
– Se considera muy importante el seguir dando pasos en el desarrollo de técnicas y herramientas que faciliten la verificación y validación (V&V) cuantitativa de los resultados obtenidos con este tipo de herramientas. Además de la necesidad de emplear metodologías BEPU y de escalado, el uso de soluciones informáticas y metodológicas a tal fin, como ACAP (Automatic Code Assessmemnt Platformde la NRC) o el Post-procesador Termohidráulico diseñado en el CSN facilitan tal tarea.
– Las metodologías realistas con análisis de incertidumbres (BEPU) son métodos cada vez más consolidados y extendidos que cuentan con una amplia red de usuarios e investigadores a nivel mundial. Se considera importante que se amplíen las aplicaciones y que, de manera recurrente, cada cálculo realizado lleve anejo su análisis de incertidumbres y/o sensibilidad. La potencia de cálculo actual y herramientas CAMP disponibles (SNAP) facilitan tal objetivo.
– El estado actual del sector nuclear ha hecho que aparezcan necesidades de evaluación de la seguridad de sistemas, estructuras y componentes no tan tradicionales como los sistemas de seguridad de las plantas. Tal es el caso de las piscinas de combustible gastado y los contenedores. Se considera muy necesario habilitar métodos, herramientas, modelos y usuarios para tales aplicaciones de los códigos, no tan convencionales. Conocer las posibles limitaciones de los códigos a tales aplicaciones es también fundamental.
La propuesta que sigue es un intento de dar respuesta a las consideraciones generales anteriormente enunciadas, definir las prioridades del CSN con un enfoque nuevo para esta edición de CAMP. Estas áreas temáticas de interés se han estructurado en tres amplias líneas.
1) Análisis de experimentos de los programas de la NEA/OECD.
A. Realización de análisis pre-test y post-test de validación, y de aplicación a las centrales nucleares españolas con las versiones actuales de los códigos disponibles en la comunidad termohidráulica española en aspectos fenomenológicos de las series experimentales de los programas SYSTHER, POLCA, ATLAS y RBHT. Se usará fundamentalmente TRACE, aunque se podrá utilizar también RELAP5 en casos identificados de interés y con propósito de comparación con TRACE, o en casos para los que se determine que TRACE no es adecuado.
B. Participación en el ISP (International Standard Problem) de ACME (Advanced Core-cooling Mechanism Experiment).
2) Propuestas de contribuciones CAMP sugeridas desde la USNRC.
La USNRC, en las reuniones semestrales del programa CAMP, presenta las novedades y modificaciones acometidas en los códigos (TRACE y RELAP5), y presenta a los participantes una propuesta de mejoras y análisis en los aspectos donde los desarrolladores de los códigos necesitan una ayuda de evaluación y/o de desarrollo. Esta lista suele ser abierta, pues en cada reunión (2 al año) el contenido va cambiando. Siempre se insiste en que los análisis se centren en la medida de lo posible en estudios de «assessment» con TRACE, que prueben o desafíen los nuevos modelos y prestaciones del código. En las últimas reuniones algunas de estas sugerencias han sido:
– «Assessments» con experimentos en instalaciones integrales (p. ej. las de los proyectos de NEA, PKL, ATLAS y RBHT anteriores).
– Aplicaciones y desarrollos en el ámbito de reactores experimentales y de investigación.
– Módulo ECI (External Communication Interface), que permite el acoplamiento con otros códigos o plataformas computacionales.
– Aplicación y evaluación de la nueva numérica implícita y mejora de la robustez.
– Modelos de varillas de combustible y de espaciadores.
– Modelos de fracción de huecos y de gotas en situaciones Pre-CHF, y mejoras en la robustez de la resolución numérica del campo de gotas de líquido.
– Desarrollo, aplicación y evaluación de mejoras en la modelación de sistemas de control, factores de forma en caudales en régimen laminar (al estilo de RELAP5).
– Desarrollo, aplicación y evaluación de un modelo de transmisión de calor en geometrías rectangulares y placas planas (al estilo RELAP5).
– Desarrollo, aplicación y evaluación del tratamiento de las propiedades de sales fundidas (FLiBe, FLiNaK, KFZrF4, and NaFZrF4; contribución de ORNL).
– Implantación de paquetes numéricos avanzados (PETSC, …).
– Implantación de nuevos modelos de válvulas (de muelle y de disco.).
– Mejora de la modelación y simulación de sistemas de control.
– Acoplamiento de TRACE con Lua/Python para poder implantar módulos (externos) en TRACE.
Al ser abierta esta lista de sugerencias, se deberá hacer un seguimiento y actualizar el contenido de esta actividad, en función de las necesidades y propuestas que se vaya haciendo desde el proyecto CAMP de la USNRC.
3) Análisis soporte para la consolidación de herramientas TH en España.
A. Análisis de diseños de combustibles ATF. Como se ha indicado anteriormente, el objetivo de esta actividad es iniciar una línea de investigación nacional que pudiera dar soporte analítico a las organizaciones nacionales interesadas en este tipo de combustibles, en el futuro. Se pretende explorar las capacidades actuales de los códigos CAMP (tanto neutrónico, termomecánico y termo-hidráulico, como incluso de accidente severo) para representar este tipo de diseños de combustible, para identificar bondades y deficiencias, y colaborar en la eventual resolución de éstas. Esta línea requiere, por tanto, la puesta a punto de capacidades de simulación neutrónica, termomecánica y termohidráulica acopladamente, por lo que la interacción PARCS-TRACE, y sus componentes que emulan a FRAPCON y FRAPTRAN, resulta esencial para estas actividades. También será esencial una interacción cercana con las organizaciones interesadas (centrales e ingenierías), para acceder a la información más realista disponible en la industria.
B. Validación de componente VESSEL (3D) de TRACE. Aunque en los últimos años se ha comenzado a utilizar esta componente de TRACE en diversas aplicaciones y análisis, todavía se carece de una gran experiencia y confianza en su uso. Existe una amplia base de datos de experimentos, tales como ROCOM de los programas PKL, UPTF, o incluso otras que se puedan identificar, en donde se dispone de información experimental de carácter tridimensional. Asimismo, una conclusión bastante recurrente de las reuniones de expertos y workshops (p.ej., en el contexto de los programas experimentales de la NEA) ha sido la conveniencia de utilizar los resultados experimentales de los programas para validar componentes 3D de los códigos de sistema.
C. Mejoras y Aplicaciones de Metodologías BEPU. Los análisis de accidentes de plantas nucleares se han realizado, tradicionalmente, con modelos computacionales e hipótesis de carácter conservador. A finales de los años 1980 se empezó a autorizar internacionalmente el uso de modelos e hipótesis realistas con estimación de incertidumbres, también llamados BEPU («Best Estimate Plus Uncertainty»). Desde entonces, las metodologías BEPU de análisis de accidentes han ido aumentando su presencia en Seguridad Nuclear. Por otro lado, la regulación de los análisis LOCA/ECCS se está modificando actualmente, a nivel internacional. Existe un proyecto de cambio de uno de los criterios reguladores de aceptación a corto plazo, referido al espesor de óxido permitido en las vainas de combustible (Zircaloy). En lugar de establecerse un límite regulador universal del 17 % del espesor original de vaina, la USNRC proyecta ahora establecer una condición más restrictiva, consistente en un límite dependiente del contenido inicial de hidrógeno en la vaina. En Alemania este cambio ya se ha llevado a cabo. Este cambio obligará probablemente a repetir los análisis de LOCA de las plantas españolas, y al menos uno de esos nuevos análisis se haría con metodología BEPU. Por ese motivo, se debe estar preparado para mantener y mejorar la capacidad en la evaluación de metodologías BEPU y sus aplicaciones, y las herramientas y metodologías necesarias deben estar dispuestas y validadas para tal tipo de aplicaciones.
Las metodologías BEPU actuales se basan, en su mayoría, en la modelación probabilista de la incertidumbre. Existe un procedimiento que se considera esencialmente adecuado para la propagación de incertidumbre a través de modelos de cálculo, y es el análisis de Monte Carlo, especialmente el llamado Monte Carlo puro, que se basa en el muestreo aleatorio simple (MAS) de los inputs (modelados como variables aleatorias) y el cálculo con el modelo computacional (p.ej. con un código CAMP), de manera que se obtienen muestras aleatorias simples de los resultados del cálculo. El problema es que, cuando el cálculo con el modelo consume mucho tiempo y recursos, un Monte Carlo completo (que permita la estimación precisa de la distribución de probabilidad de los resultados) es prohibitivo. Una posibilidad más económica es la de utilizar una muestra de tamaño moderado y utilizarla para construir lo que se llama un intervalo de tolerancia del resultado de seguridad; se trata de un intervalo que contiene a dicho resultado con, al menos, un nivel preestablecido de tolerancia. Los reguladores exigen típicamente un nivel (95, 95), y eso significa la construcción de intervalos que contengan al resultado de seguridad con, al menos, una probabilidad 0.95 y una confianza estadística del 95 %. Intervalos de este tipo son suficientes para demostrar el cumplimiento del criterio regulador de aceptación; y para construirlos bastan sólo unas decenas de cálculos con el código.
Existe un método de construcción de intervalos de tolerancia universalmente utilizado y empleado: el método de Wilks, basado en estadísticos de orden. Este método es válido para figuras de método escalares, pero tiene una extensión (llamada método de Wald) aplicable al caso en que se tienen que verificar varias figuras de mérito simultáneamente), Estos métodos tienen una especial aceptación por los reguladores, porque requieren un mínimo de hipótesis, y son conservadores en relación con otros métodos.
D. Mejoras y Aplicaciones de Metodologías de Escalado. La validación experimental de los códigos y métodos de análisis de accidentes se basa en experimentos que normalmente se realizan en instalaciones a menor escala que la de las plantas nucleares reales. El análisis de escala («scaling») constituye un elemento clave en la interpretación de los resultados obtenidos para instalaciones experimentales, para su extrapolación a resultados de planta. El análisis de escala permite, a través de un análisis dimensional, establecer los grupos adimensionales de variables que posibilitan la comparación entre las diversas instalaciones y los resultados de planta. Este tema es de gran importancia a la hora de establecer el impacto del escalado en la incertidumbre asociada a la capacidad de predecir fenómenos termohidráulicos. Todo ello permite trasladar la validación realizada en instalaciones experimentales a situaciones reales. La importancia del efecto de escala queda bien reflejada con la reciente emisión (marzo de 2017) del documento de la NEA «A State-of-the-Art Report on Scaling in System Thermal-Hydraulics Applications to Nuclear Reactor Safety and Design», NEA/CSNI/R(2016)14. Hay varios informes NUREG/IA realizados en CAMP-España que abordan la extensión de problemáticas planteadas en algunas de las series experimentales de PKL y ROSA a plantas nucleares comerciales españolas. Esto se ha hecho en algunos casos mediante la aplicación de ciertas metodologías de escalado. De manera independiente al proyecto, pero gracias a la posibilidad de acceso a los códigos CAMP y a la participación en los programas experimentales, se ha desarrollado en la UPC un trabajo de tesis doctoral, que tuvo como objetivo el desarrollo de una metodología híbrida de escalado, y su validación y verificación frente a un caso realista en una planta española.
Se considera, pues, muy necesario seguir dando pasos en la mejora y aplicación de estas metodologías de escalado y el análisis exhaustivo de experimentos homólogos («counterpart»). Una de las conclusiones recurrentes de los WS conjuntos de actividades analíticas de los proyectos PKL, ROSA y ATLAS ha sido resaltar el interés de los análisis «counterpart» (p.ej. G7 de PKL fase 2 y T3 de ROSA fase 2, y otros más recientes de PKL fase 4 y ATLAS fase 2) a efectos de profundizar en el uso de técnicas de escalado vinculadas por ejemplo a metodologías BEPU. Se ha participado en algunas experiencias organizadas en estos contextos de la NEA, y ha habido desarrollos y aplicaciones notables promovidos desde la organización de CAMP-España, pero es muy necesario y de interés seguir con las aplicaciones y desarrollos en esta línea. El objetivo debe ser la aplicación de estos «counterpart» y metodologías de escalado hasta la escala y diseño de nuestras plantas.
E. Acoplamiento de Códigos. Una de las características con la que se ha diseñado TRACE es que habilita su conexión con otros códigos y entornos de simulación (neutrónicos, de contención, control y protección, …). TRACE dispone del componente ECI (External Communication Interface), que facilita el establecimiento de un canal de comunicación, a través de una serie de variables físicas (condiciones frontera) que son salida de uno de los códigos que se comunican y entrada al otro, y viceversa.
Representantes españoles en CAMP han hecho uso de estas prestaciones para distintos propósitos y han tenido un rol bastante relevante en el desarrollo y depuración de ECI. Un ejemplo significativo resultó en la publicación del NUREG/IA-0179, en el que se propone además una Metodología estandarizada de Acoplamiento de Códigos. Este trabajo es además resultado de una colaboración de UPM/CSN con la USNRC, en el que hubo personal de la UPM destacado en una de las universidades colaboradoras de la USNRC, y en el que se habilitó la conexión TRACE-CONTAIN.
Los desarrollos ya obtenidos en el pasado y disponibles en la actualidad (TRACE/PARCS, TRACE/CONTAIN) se deben poner a punto, actualizar y evaluar su capacidad actual. Asimismo, aprovechando esa experiencia se deben poner a punto otros acoplamientos que se consideren más importantes, p. ej. TRACE/FRAPCON o con FRAPTRAN, TRACE/COBRA-TF, con códigos de estructuras.
Por todo ello, se considera necesario seguir explotando esta capacidad (además solicitada desde la USNRC; ver punto anterior B), e incrementando la experiencia de uso. Por sus prestaciones y capacidades, la interfaz gráfica de usuario SNAP puede ser la plataforma en la que se realicen los desarrollos y aplicaciones.
F. Validación, Evaluación y Aplicación de PARCS (TRACE–PARCS, RELAP5-PARCS). Recientemente se han realizado desde CAMP-España algunas aplicaciones tendentes a mejorar la modelación y simulación del movimiento de barras de control, y de la interacción TH-neutrónica. Uno de los trabajos (NUREG/IA-402), ha implantado una mejora en el código RELAP5 para facilitar el movimiento de barras de control y de la interacción termohidráulica-neutrónica correspondiente. El objetivo del trabajo fue introducir una mejora en el acoplamiento entre neutrónica 3D y termohidráulica en el sistema RELAP5/PARCS v2.7, mediante la adición de un modelo para el movimiento de las barras de control, con el objetivo de poder analizar dinámicamente accidentes y transitorios asimétricos, como los accidentes de inserción de reactividad (RIA) en un reactor nuclear, reproduciendo todos los sistemas de control de los reactores (NUREG/IA 0255 y el más reciente NUREG/IA 546). La modificación desarrollada en este trabajo permite el movimiento automático de las barras de control, mediante bloques de control de RELAP5, y en función de las variables relacionadas con el balance de reactividad (p.ej. temperatura de combustible, temperatura del moderador, presión, etc.). Con ello se mejora el realismo del cálculo y las capacidades de simulación. El trabajo fue realizado por el grupo ISIRYM en la UPV, en colaboración con CNAT. La experiencia puede servir de base para su aplicación a TRACE.
Por otra parte, no ha habido un número relevante y notorio de actividades, de aplicación o de validación de la interacción TH-neutrónica (i.e., con TRACE–PARCS). La propia USNRC ha sugerido también a los participantes en CAMP la posibilidad de realización de contribuciones técnicas en este tema, a ser posible con datos neutrónicos realistas. Por todo ello se considera relevante avanzar en el conocimiento y experiencia de este ámbito de aplicaciones.
G. Análisis de piscinas de combustible. Es este un ámbito de aplicación de los códigos de sistema no explorado desde CAMP-España, y que por su actualidad debe ser considerado como un candidato para su estudio. Ha habido en el pasado algún ejercicio piloto desarrollado en la UPV, pero se perciben ámbitos de ampliación. Recientemente se ha publicado como contribución en especie a CAMP de Taiwán el NUREG/IA-0482, en el que se plantea una metodología de análisis de seguridad de piscinas de combustible gastado de alcance amplio que hace uso de un código de sistema (TRACE), uno de accidente severo (MELCOR), de CFD y uno termomecánico (FRAPTRAN). Se trata de un buen referente para una posible aplicación al caso de alguna central española.
H. Análisis de contenedores. Éste es otro ámbito de aplicación de los códigos de sistema no explorado desde CAMP-España, pero que tienen una relevancia y actualidad notable. Es además un ámbito dónde la colaboración entre investigadores y explotadores de centrales resulta necesaria. Se considera muy necesario iniciar actividades en esta línea.
I. Comparación de modelos y capacidades de TRACE y RELAP5, incluyendo comparación de resultados. Dado el actual grado de desarrollo de TRACE y el proceso de suspensión del desarrollo y mantenimiento de RELAP5 realizado por la NRC desde primeros de 2018, se hace necesario una comparativa entre ambos códigos, lo más exhaustiva posible, a efectos de determinar Potencialidades y Carencias de TRACE con respecto a RELAP5. El grupo de carencias puede servir para lanzar solicitudes de desarrollo en RELAP5 que se consideran prioritarias antes de su clausura en 2018. Como hay mucha literatura escrita a este respecto de comparación, se podría arrancar este estudio con una revisión bibliográfica.
Este estudio comparativo incluiría:
a. Tarea de análisis comparado TRACE/RELAP sobre fenomenología básica, modelos/correlaciones/aplicaciones a problemas simples.
b. Tarea de análisis comparativo TRACE/RELAP de simulación de componentes importantes de las plantas y/o nodalizaciones sugeridas.
c. Seguimiento de versiones de TRACE/PARCS/SNAP a partir de un punto de corte acordado (p. ej. TRACE 5.0).
J. Comparación de modelos y capacidades de TRACE y TRAC/BF1, incluyendo comparación de resultados. Dado el actual grado de desarrollo de TRACE se hace necesario una comparativa entre ambos códigos, lo más exhaustiva posible, a efectos de determinar potencialidades y carencias de TRACE con respecto a TRAC/BF1. Como hay mucha literatura escrita a este respecto de comparación, se podría arrancar este estudio con una revisión bibliográfica.
Este estudio comparativo incluiría:
a. Tarea de análisis comparado TRACE-TRAC/BF1 sobre fenomenología básica, modelos/correlaciones/aplicaciones a problemas simples.
b. Tarea de análisis comparativo TRACE/TRACBF1 de simulación de componentes importantes de las plantas y/o nodalizaciones sugeridas.
c. Análisis de inestabilidades en BWR con TRACE 5.0. Comparación con análisis previos realizados con TRAC/BF1.
K. Desarrollo de guías y/o buenas prácticas de modelación aplicables a ciertas familias de escenarios y/o transitorios. Aunque la documentación de los códigos en sus aspectos teórico, de manual de usuario y de desarrollador, están en la actualidad muy maduras (documentación de los códigos editada por los desarrolladores), no lo está tanto la documentación relativa a las buenas prácticas de modelación y guías para la simulación de transitorios. La experiencia adquirida por los usuarios españoles de los códigos CAMP permite intenta abordar esta tarea de documentación. Se debe intentar acordar con los desarrolladores de la USNRC los ámbitos y la prioridad con la que se acometería esta tarea.
L. Actividades en SNAP. Es otro ingrediente de los trabajos anteriores donde se ha adquirido gran experiencia de uso, pero que no ha quedado suficientemente plasmada o explicitada en los documentos NUREG/IA presentados desde CAMP-España. Se entiende que se puede aportar esta experiencia como contribución en especie a CAMP, a través de material didáctico y de entrenamiento (del que SNAP no dispone en la actualidad), o de documentación de aplicaciones concretas (p.ej. simulación interactiva, o edición de máscaras,...), o de desarrollo de plugins de aplicaciones particulares que se consideren relevantes. Es éste un ámbito de aplicaciones muy abierto a la iniciativa de los investigadores.
M. Análisis de seguridad para reactores SMR. En los últimos años, el interés sobre los reactores SMR de agua ligera ha crecido considerablemente y varios países apuestan por la construcción de este tipo de reactores. En los Estados Unidos, el diseño del reactor NuScale ya ha sido certificado por la NRC y hay un número importante de proyectos en diferentes países. En esta línea, se pretende estudiar la respuesta de este tipo de reactores a situaciones accidentales como LOCAs intermedios y SBO.
En definitiva, con todos los antecedentes descritos, se formaliza este convenio de colaboración con las Universidades Politécnicas de Madrid, Catalunya y València, con el objetivo fundamental de llevar a cabo el desarrollo de actividades nacionales en los citados proyectos internacionales CAMP de la USNRC, y SYSTHER, ATLAS, RBHT y POLCA de NEA/OECD, y su aplicación a las centrales nucleares españolas.
Los equipos participantes en esta propuesta son entidades con estructura y capacidad de gestión para la realización de las actividades y tareas previstas, con los objetivos que se detallan en los puntos siguientes. Han trabajado en diversos proyectos comunes, ICAP, CTC, SETH y CAMP, y el más reciente «Participación en los Proyectos de Mantenimiento de Códigos de NRC (CAMP) y Programas Experimentales Termohidráulicos de NEA/OECD (PKL, ATLAS Y RBHT), y su Aplicación a Plantas españolas (CAMP-España)».
El proyecto estará estructurado en 5 sub-proyectos acometidos por otros tantos grupos universitarios:
– Subproyecto 1, UPV-AE: Universitat Politècnica de València, grupo dirigido por el profesor Alberto Escrivá Castells.
– Subproyecto 2, UPV-GV: Universitat Politècnica de València, grupo dirigido por el profesor Gumersindo Verdú Martín.
– Subproyecto 3, UPV-SM: Universitat Politècnica de València, grupo dirigido por el profesor Sebastián Martorell Alsina.
– Subproyecto 4, UPC: Universitat Politècnica de Catalunya, grupo dirigido por el profesor Jordi Freixa Terradas.
– Subproyecto 5, UPM: Universidad Politécnica de Madrid, grupo dirigido por el profesor Kevin Fernandez Cossials.
9.1 Objetivos principales.
Los objetivos generales ligados a los de los programas internacionales son:
1. Colaboración en la participación nacional en los proyectos SYSTHER, ATLAS, RBHT y POLCA de la NEA/OECD, y CAMP de la NRC.
2. Investigación de aspectos específicos de seguridad relativos a los accidentes simulados en dichos programas experimentales de NEA/OCDE.
3. Con posterioridad a la ejecución de los mencionados proyectos y a partir de sus conclusiones, realización del análisis de la aplicabilidad y/o extensión de los resultados y conocimientos adquiridos en estos proyectos a la seguridad, operación o disponibilidad de las centrales nucleares españolas.
4. En cuanto al Proyecto CAMP, los principales objetivos son los propios del acuerdo del CSN con la USNRC, aplicables a cada uno de los códigos de cálculo ofrecidos por la USNRC incluidos en el proyecto. Son los siguientes:
– Permitir un sólido intercambio con la comunidad de usuarios internacional.
– Compartir experiencias respecto a errores e insuficiencias en los códigos y cooperar a su resolución y al mantenimiento de una versión única, reconocida internacionalmente, de cada uno de ellos.
– Compartir experiencias en cuanto a escalabilidad, aplicabilidad y estudios de incertidumbre.
– Compartir una base de datos bien documentada para la evaluación.
– Compartir experiencias en cuanto a análisis de seguridad en plantas incluyendo plantas en operación y reactores avanzados de agua ligera, en los ámbitos de transitorios, secuencias dominantes en cuanto a riesgo, secuencias completas de accidente severo, gestión de accidentes y estudios relativos a procedimientos de operación.
– Mantener y mejorar la documentación sobre orientaciones de usuario y aplicabilidad de códigos y modelos.
– Disponer de las versiones más actuales de los códigos RELAP5 y TRACE.
Como objetivos propios del proyecto nacional que se propone, cabría decir:
5. Comunicación y aprovechamiento de la información obtenida de estos proyectos por los grupos nacionales expertos en TH.
6. Establecimiento y ejecución de un plan conjunto que optimice los recursos españoles para conseguir el mantenimiento y mejora de las capacidades de análisis de accidentes ya existentes.
7. Realización de cálculos pre-test y post-test de validación en aspectos fenomenológicos no suficientemente contrastados de las versiones actuales de los códigos disponibles en la comunidad termohidráulica española (fundamentalmente los códigos CAMP TRACE y RELAP5).
8. Aplicación a un caso de planta de cada una de las configuraciones experimentales consideradas en los programas de experimentación termohidráulica de NEA/OCDE, y análisis del impacto en la seguridad, operación o disponibilidad de la planta. También se harán con RELAP5 y TRACE; el comité de dirección evaluará la posibilidad de realizar análisis de detalle con otros códigos en función de los resultados obtenidos y necesidades de capacidades de simulación que se susciten.
9. Mantenimiento de la capacidad y grupos de expertos nacionales para el análisis de accidentes en su vertiente termohidráulica de las centrales nucleares españolas, accediendo a resultados de programas experimentales, y de resultados de los códigos actualmente en uso.
10. Realización de contribuciones en especie comprometidas en el programa CAMP.
9.2 Descripción de las actividades del proyecto.
En este apartado se describen las actividades y plan de trabajo previsto inicialmente para cada subproyecto. No obstante, en función de la evolución del propio proyecto y de posibles condicionantes y de la evolución de los proyectos internacionales asociados, el comité de dirección del proyecto podrá reorientar las referidas líneas de actividades.
Para cada análisis de los experimentos, se prevé desarrollar las siguientes tareas:
[1] Conocimiento de la instalación. Preparación y ajuste de su modelo básico.
[2] Apoyo a las decisiones relativas a la matriz de experimentos y realización de cálculos pre-test. Éstos se harán con los códigos TRACE (preferiblemente) y/o RELAP5.
[3] Seguimiento del experimento, asimilación de datos y realización del cálculo post-test. Estos cálculos se harán con los códigos TRACE (preferiblemente) y/o RELAP5. En esta actividad cabe también la comparación de resultados de ambos.
[4] Estudio de escenarios equivalentes en una instalación comercial. Éstos se harán con los códigos TRACE (preferiblemente) y/o RELAP5.
[5] Elaboración del informe técnico de cierre.
[6] Elaboración del informe de contribución en especie a CAMP con calidad NUREG/IA.
Las actividades encomendadas a cada grupo de trabajo serán las siguientes:
1) Subproyecto 1, UPV-AE.
– Participación en la fase D2 del proyecto ATLAS enfocada al análisis de sistemas de seguridad pasivos.
– Participación mediante la simulación de experimentos en las actividades del proyecto RBHT.
– Participación en el programa SYSTHER, en la fase K1 y en el estudio de escenarios SB-LOCA.
2) Subproyecto 2, UPV-GV.
– Actividades NEA/OECD. ATLAS 3: Experimentos de la serie C1 (Experimentos de descarga en contención) y la serie C2 (Análisis de Sistemas de Seguridad Pasivos).
– Actividades generales: Participación en el proyecto RBHT, Análisis de transitorios con códigos acoplados RELAP5p5/PARCS y TRACEv5/PARCS.
3) Subproyecto 3, UPV-SM.
– Dentro del programa ATLAS-4, se realizará el análisis del experimento C3 enfocado al análisis de circulación natural asimétrica.
– Participación en el proyecto POLCA. En particular, comparación de los resultados experimentales en la instalación MIDI con resultados de simulaciones mediante TRACE.
4) Subproyecto 4, UPC.
– Participación en el proyecto RBHT con la simulación de toda la serie experimental, tanto los casos abiertos como los ciegos.
– Participación en el proyecto ISP-52 con la simulación de la secuencia de rotura múltiple de tubos en los generadores de vapor en la instalación experimental PKL.
– Participación en el proyecto SYSTHER con la simulación de experimentos en la instalación PKL y también la confección de un nuevo modelo para la simulación de la instalación MOTEL.
5) Subproyecto 5, UPM. Grupo de la UPM dirigido por el profesor Kevin Fernández-Cosials.
– Dentro del programa ATLAS-4 se realizará el análisis de la secuencia D2 enfocado al análisis de Sistemas de Seguridad Pasivos. En concreto se estudiará el comportamiento del SBLOCA con la actuación de SBLOCA con PECCS (sistema pasivo de ECCS) y con PAFS (condensador de aislamiento pasivo).
– Análisis de estabilidad y caracterización del Generador de Vapor en la instalación MOTEL dentro del proyecto SYSTHER. En concreto, la frontera entre estabilidad e inestabilidad.
– Aplicación a plantafull-scalede los análisis de estabilidad de Generador de Vapor Pasivo y comprobación de esta estabilidad. Estudio del impacto de las incertidumbres del diseño en la estabilidad.
9.3 Equipo de trabajo del CSN.
Para las tareas de colaboración, supervisión y coordinación técnica de este proyecto de I+D el CSN cuenta con expertos conocedores de las aplicaciones de esta línea de investigación de I+D a la función reguladora:
– Miguel Sánchez Perea (MSP), Jefe de Área de Modelación y Simulación (MOSI) de la Subdirección de Tecnología Nuclear (STN),
– Rafael Mendizábal Sa