Mezio Guanez, Federico A. (2010) Evaluación de la fenomenología termohidráulica de un condensador de aislamiento y su impacto desde el punto de vista de la seguridad nuclear / Assessment of the thermo-hydraulic phenomenology of an isolation condenser and its impact on the nuclear safety. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
En el presente trabajo se realizó un análisis de la influencia en el Condensador de Aislamiento de un reactor tipo CAREM que tiene la presencia de gases no condensables en el sistema primario del Reactor. Este análisis se realizó en forma determinística utilizando la metodología clásica que se aplica en este tipo de estudio. En el análisis se utilizó principalmente un modelo aislado del sistema, desarrollado para el código de cálculo tipo best-estimate llamado RELAP. En este análisis se comprobó que la presencia de estos gases puede llegar a afectar considerablemente a la eficiencia del sistema, y por lo tanto se implementó un venteo para limpiar a los mismos. Con la solución propuesta se consiguió que la degradación de la eficiencia del Condensador de Aislamiento, para transferir calor a su pileta, sea despreciable, como así también se logró que la pérdida de inventario que produce se encuentre acotada como para evitar el descubrimiento del núcleo durante un accidente de pérdida de fuente fría sin actuación de los sistemas auxiliares y de control, ni de otros sistemas de seguridad. Por otro lado se realizó un análisis de la confiabilidad del Condensador de Aislamiento desde el punto de vista de la contribución que tiene a la misma los aspectos funcionales de este sistema. O sea, se vio como afecta, a la física que ocurre para que funcione el Condensador de Aislamiento, la presencia de incertezas en diversos parámetros relacionados con el conocimiento, las condiciones de contorno e iniciales de la situación accidental que se toma como caso de estudio, tolerancias de fabricación, efectos del usuario del código de cálculo al modelar el sistema, etc. Para poder realizar este estudio, entre otras tareas, se hizo un modelo integral del reactor con el sistema de seguridad pasivo (Condensador de Aislamiento), el cual tenga la capacidad de ser sensible a los parámetros que se eligieron, para lo cual además fue necesario modificar el código fuente del código de cálculo comercial que se utilizó. El desarrollo del modelo se focalizó principalmente en la zona del reactor denominada Domo, la cual fue modelada mediante una técnica de modelado progresivo, con el fin de entender los efectos de cada una de las modificaciones que se realizaban. Además este proceso sirvió para comprender el fenómeno de autopresurización, el cual es característico de este reactor. También se vio como influye esta zona en el resto de las zonas del reactor, la cuales fueron modeladas por otros integrantes del grupo de trabajó donde se realizó la tesis. El análisis realizado fue del tipo probabilístico, y se basó principalmente en la metodología internacional denominada RMPS, a la cual se le introdujo además una mejora para optimizar la capacidad de predicción de eventos “raros” o infrecuentes. El concepto principal detrás de la metodología consiste en realizar simulaciones del tipo best-estimate variando todos los parámetros a la vez en cada una de las corridas, y según sus distribuciones de probabilidades, donde el número de corridas a realizar está determinado por la confiabilidad y confianza que se desea asegurar. La metodología empleada permite además obtener un ranking de los parámetros con mayor peso en la degradación de la confiabilidad, y de donde se obtuvo que el fouling y el factor en la potencia de decaimiento están entre los tres parámetros con mayor importancia. Se demostró la importancia que tienen los efectos del usuario del código en los resultados que se obtengan, ya que la probabilidad de falla del Condensador de Aislamiento cambiaba dos órdenes de magnitud según el modelo que se utilizaba. Por lo tanto se observó que los efectos del usuario son los que mayor influencia tienen en la estimación de la confiabilidad del Condensador de Aislamiento. Con el modelo más preciso que se desarrolló, se obtuvo que la contribución a la confiabilidad funcional del Condensador de Aislamiento, en un accidente de pérdida de fuente fría (en base de diseño), sea del mismo orden de magnitud que la confiabilidad obtenida por el método clásico de árboles de falla teniendo en cuenta sus partes y componentes.
Resumen en inglés
We have made an analysis of the influence that the primary system non-condensable gases have over the Isolation Condensers of a CAREM like reactor. This analysis was made in a deterministic way, using the classic methodology applied in this kind of study. In this analysis, an isolated primary system model was mainly used, which was developed for the best-estimate code called RELAP. It was checked that the presence of those gases may greatly affect the isolated condensers efficiency, so it was implemented a purge to clean these gases. With the suggested solution it was achieved a neglected degradation of the Isolation Condensers efficiency to transfer the heat from the primary system to the Isolation Condenser’s Pool. It was also possible to get the mass losses caused by the purge bounded so as to avoid the core reactor uncovering during a Lost of Heat Sink accident, without using another safety system (besides the SCRAM) and with the failure of all the auxiliary and control systems. We have also made an analysis of the Isolation Condenser reliability from the point of view of the contribution to the reliability that is caused by some functional aspects of this system. That is, it was seen how the presence of uncertainties in several parameters affects the physics that makes the Isolation Condenser work. The parameters are those related to knowledge, the boundary conditions and initial accidental situation that are used as a case study, manufacturing tolerances, the users effects of the code used to model the system, and so on. To perform this study, among other tasks, an integral model of the reactor was made including the passive safety system (the Isolation Condenser), which has the capacity to be sensible to the parameters that were chosen, for which it was also necessary to modify the source code of the commercial calculation code that was used. The development of the model has been primarily focused on the reactor area named Domo, which was modeled by a progressive modeling technique in order to understand the effects of each of the modifications made. Furthermore, this process served to understand the phenomenon of self-pressurization, which is characteristic of this reactor. It was also observed how this area affects other areas of the reactor, which were developed by other members of the working party where the thesis was performed. The analysis was of the probabilistic kind, and was mainly based on the international methodology called RMPS, which was enhanced to optimize the capacity to predict "odd" or unusual events. The main concept behind the methodology is to run best-estimate simulations, varying all parameters simultaneously in each of the runs, and according to their probability distributions. The number of runs to perform is determined by the reliability and confidence level to be reached. The methodology used also allows us to obtain a ranking of the parameters with bigger weight in the degradation of the reliability, and it was found that the fouling and the decay power factor are within the three most important parameters, together with the user effects. The importance of the users effect of the code was showed in the results obtained, since the probability of failure of the Isolation Condenser has changed two orders of magnitude depending on the model used. Therefore, it is noted that the results of the users are those who have greater influence on the reliability estimation of the Isolation Condenser. With the most accurate model developed, it was found that the contribution to the functional reliability of Isolation Condensers in a Loss of Heat Sink accident (modeled as design base accident) is of the same order of magnitude as the reliability obtained by using the classical method of fault tree using the reliability of their parts and components.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Radiation protection; Protección contra las radiaciones; Probabilistic estimation; Estimación probabilística; RMPS methodology; Metodología RMPS; Innovative reactor; Reactor innovador; Reliability of passive systems; Confiabilidad de sistemas pasivos; Isolation condensers; Condensadores de aislamiento; Non-condensable gases; Gases no condensables |
| Referencias: | 1 - Methodology for the reliability evaluation of a passive system and its integration into a Probabilistic Safety Assessment. – M. Marquès, J. F. Pignatel, P. Saignes, F. D’Auria, L. Burgazzi, C. Müller, R. Bolado-Lavin, C. Kirchsteiger, V. La Lumia, I. Ivanov – Nuclear Engineering and Design – 2005. 2 - State of the art in using best estimate calculation tools in nuclear technology. – F. D’Auria, A. Bousbia-Salah, A. Petruzzi, A. Del Nevo – Nuclear Engineering and Technology – Vol. 38 N 1 – Febrero del 2006. 3 - Safety margins of operating reactors. Analysis of uncertainties and implications for decision making. - IAEA-TecDoc-1332 – International Atomic Energy Agency – Enero del 2003. 4 - Task 3: Safety Margin Evaluation Methods. – Task Group on the CSNI Safety Margins Action Plan (SMAP) – Nuclear Energy Agency – Committee on the Safety of Nuclear Installations – 30 de Agosto del 2006. 5 – Determination of Sample Size for Setting Tolerance Limits – S. 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| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Seguridad nuclear |
| Código ID: | 270 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 03 Jun 2011 11:35 |
| Última Modificación: | 03 Jun 2011 11:35 |
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