Pag. 183-186A - Instituto Peruano de Energía Nuclear

EVALUACIÓN TERMOHIDRÁULICA DEL NÚCLEO DEL REACTOR
RP-10 PARA DETERMINAR LA MÁXIMA POTENCIA
Cáceres G.(1) [email protected]; Nieto M.(1)
(1) Departamento de Cálculo, Análisis y Seguridad – IPEN / Lima, Perú
RESUMEN
-
Se
ha
evaluado
los
parámetros
termohidráulicos del núcleo del reactor RP-10
a partir del canal más exigido térmicamente.
Determinación de potencia térmica máxima de
operación, considerando los márgenes de
seguridad y tratamiento estadístico de los
factores de incertidumbre.
Tsat z  Tsat 100
 P
*  z
 Patm



-
PROCEDIMIENTO DE CÁLCULO
0.255
Determinación del Flujo Térmico Máximo:
Para una potencia térmica se calcula el flujo
térmico promedio, dividiendo la potencia
térmica (w) entre el área total de las placas de
los elementos combustibles (cm 2). Para
determinar el flujo térmico máximo, se
multiplica el factor pico de potencia por el flujo
promedio. Este flujo está ubicado en el punto
medio de la placa combustible materia de
estudio.
Pot
FI0 
 K Ft
S C * Np
MODELACIÓN TERMOHIDRÁULICA
Se define como
volumen de control
del modelo al canal
más exigido en el
núcleo del reactor,
pudiendo ser este
canal formado por
dos placas combustibles (canal normal)
o una placa combustible y una placa
guía de las barras
de control (canal
reducido).
Para
determinar el canal
más exigido, se hace uso del factor pico de
potencia, este se define como la relación entre
el flujo térmico máximo y el flujo térmico
promedio.
Distribución Axial del Flujo Térmico: El flujo
térmico a lo largo de la placa combustible
tiene una distribución que se aproxima a una
función cosenoidal, pudiendo determinarse la
siguiente distribución axial:
 *z 

FIz  FI0 * cos
 2 * Lp 


Generación de Potencia Térmica: Considerando un área diferencial en la cara frontal de
la placa se expresa:
 *z 
 * P * dz
dFI0  FIz * cos
 2 * Lp  C


La potencia térmica y el flujo térmico es
únicamente producido por la fisión del uranio
contenido en las placas de los elementos
combustibles, y es transferido al refrigerante
que circula por el canal.
Distribución de Temperaturas: Por transferencia de calor se tiene:
dFIz  dPrefri
Se define la temperatura en el sentido axial
del refrigerante como:
OBJETIVOS
-
Determinar el valor de los parámetros
termohidráulicos durante una operación a
una potencia determinada.
Determinar la máxima potencia de
operación para las diferentes condiciones
limitantes determinadas por los márgenes
de seguridad y lograr una disminución en
los costos de operación.
Evaluar los parámetros termohidráulicos en
el núcleo del reactor a partir de un análisis
al canal más exigido del núcleo.
o
dPrefr  m* Cp * dT
183
Operando luego de igualar las expresiones, se tiene:
Tz  Te 
2 * Pc * L p
 * C p * S * Vc
*
FI 0    * z
 sen
   2 * L p
Para la distribución de temperaturas en la
pared de la placa se emplea:

Pplac z  hcz * Tp z  Tz


  sen  * L

 2 * Lp


Se define un margen de seguridad para el
fenómeno de Burn Out:

Rb 
Donde se define
Tp z  Tz 




FIz
hcz
Qc
FIz
Cálculo de la Potencia de Excursión de
Flujo Inestable: Existe una relación entre la
caída de presión en el canal y el flujo másico
de refrigerante que fluye por él. Para un flujo
térmico el refrigerante se vaporiza, generando
un desbalance que ocasiona temperaturas
altas. La ecuación que gobierna este efecto
es:
4.18 * Vc * S1  * Tsat  TE  * FIz
FRDz 
D
0.29
1  3.15 *
* 1.08 * Vc * 
* Pot
2*L
El régimen del flujo del refrigerante define el
Número de Nusselt, luego tenemos:
K
hc z  * Nu
L
Evolución de la Temperatura de Saturación: Se obtiene una relación a partir de los
valores de temperatura y presión del agua en
el estado de líquido saturado.
Se define un margen de seguridad para el
fenómeno de redistribución de flujo dado por:
Evolución de la Temperatura de Ebullición
Nucleada: Esta es la temperatura que
determina el inicio de la ebullición nucleada
(ONB: Onset of nucleate boiling), que origina
pequeñas burbujas de vapor de agua en la
superficie de las placas. Esta es una condición
limitante Para el cálculo se usa la correlación
de Foster & Greif.
Rr 
FRDz
FIz
Altura de Agua en el Rompesifón: Es
condición limitante de la velocidad del
refrigerante y como consecuencia del caudal
de refrigeración, donde se determina una
velocidad máxima para evitar que las pérdidas
de presión en el sistema de refrigeración
produzcan una disminución menor a 1,50 m de
columna de agua en el rompesifón.
Definiéndose:
dTsat z  4.57 * FI0z.35 * Pz0.23
Teb z  Tsat z  dTsat z
Velocidad Crítica del Refrigerante: Es otra
condición limitante de la velocidad del
refrigerante, que determina una velocidad
crítica donde la depresión producida en el
canal genera fuerzas capaces de deformar la
geometría del mismo produciendo una
disminución del flujo de refrigerante.
Flujo Térmico para Burn Out: Es el que
define el fenómeno en el cual se produce el
efecto de Deperture from Nucleate Boiling
(DNB), en el cual la diferencia entre las
temperaturas de pared y de saturación
alcanzan magnitudes elevadas bruscamente.
La correlación de Mirkshark calcula esta
condición.
Qc  151* Q1 * Q2 * Q3
EVALUACIONES REALIZADAS
Donde se define:
La evaluación termohidráulica bajo esta
modelación puede realizarse para toda
configuración del núcleo en cualquier modo de
funcionamiento.
Para
los
modos
de
convección forzada se tomó la configuración
del núcleo 17 para los modos I, II, III, V, VI,
cuyos resultados se muestran a continuación.
Q1=1+0.1198*Vc
Q2=1+0.00914*dTsubenfriamiento
Q3=1.0.19*Pz
dTsubenfriamiento=Tsatz - Tz
184
Datos de Entrada:
DATOS DE ENTRADA
Mod
I
II
III
V
VI
Ncn
21
21
21
21
21
Ncc
5
5
5
5
5
Kt
2,557
2,557
2,557
2,557
2,557
Qt (m3/hr)
1640,0
1130,0
578,0
1480,0
881,0
Te (°C)
40
40
40
40
40
Condiciones Limitantes:
DPn (mbar)
308,0
150,0
41,0
244,0
92,0
Si determinamos que la máxima potencia de
operación, para los diferentes modos de
operación a partir del análisis termohidráulico
en el núcleo del reactor, son las que se
indican:
Temperatura de pared Tpz < 130ºC
Temperatura de pared Tpz<Temp. de ebullición
Margen Flujo Burn Out Rb < 2,0
Margen Flujo de Redistribución Rr<2,0
Altura de columna de agua en rompesifón >
1,50 m
- Velocidad refrigerante < velocidad crítica
-
Modo
Pot.
Factores de Incertidumbre: Son factores
propuestos para corregir los posibles errores
en la fabricación, medición y/o cálculo. El
tratamiento realizado a estos factores en esta
oportunidad es el tratamiento estadístico, el
cual realiza un análisis estadístico de las
probabilidades de ocurrencia de estos factores
en los parámetros analizados.
POTENCIA MÁXIMA
I
II
III
V
15,0 10,0 5,0 13,0
VI
8,0
Determinadas las potencias máximas de operación, mostramos a continuación el comportamiento
de los parámetros termohidráulicos para el
canal normal (CN) en el Modo I para una
potencia térmica de 15 Mw. El comportamiento
de los parámetros en el canal reducido (CR)
para este modo y en general para los otros
modos de operación son similares a los aquí
mostrados, teniendo algunas variación no muy
significativa por las condiciones propias de
operación, pero en ningún caso sobrepasando
las condiciones limitantes.
Resultados Obtenidos:
Mediante cálculos de consigue las siguientes
potencias térmicas máximas para cada modo
de operación bajo las condiciones limitantes.
Se realiza el análisis en el canal normal (CN) y
el canal reducido (CR).
D IS T R IB U C IO N D E T EM P ER A T U R A S
M odo I - CN
150.0
POTENCIA MAXIMA "CN"
Teb
130.0
25
z
110.0
Tp
Pot (Mw)
20
T
90.0
15
70.0
10
50.0
5
30.0
Tz
-4 0 . 0
0
I
II
Tpz<130
III
Tpz<Teb
Rb>2
V
Rr>2
-2 0 . 0
VI
0.0
20.0
40.0
Z
Hr>1.5
MARGEN DE SEGURIDAD DE FLUJOS
Modo I- CN
POTENCIA MAXIMA "CR"
12.0
30
10.0
25
Rb
Pot (Mw)
8.0
20
R 6.0
15
10
4.0
5
2.0
0
I
II
Tpz<130
III
Tpz<Teb
Rb>2
V
Rr>2
0.0
-40.0
VI
Rr
-20.0
0.0
Z
Hr>1.5
185
20.0
40.0
Np :
Nu :
Pc :
Pot :
Prefri :

:
Sc :
Te :
Teb :
Tpz :
Tsat :
Tz
:
z
:
COMENTARIOS
Este análisis determina la máxima potencia
que el núcleo del reactor puede generar, pero
existen limitaciones en el sistema secundario.
Los intercambiadores de calor y las torres de
enfriamiento fueron diseñados para la potencia
nominal del reactor, necesitando modificaciones para la nueva potencia propuesta
(aumento de placas para los intercambiadores
de calor y reducción de pérdidas hidráulicas
en el sistema de refrigeración).
Este estudio sirvió de base para la
implementación de los modos de operación
actual con costos de operación menor,
cumpliendo con los objetivos iniciales del
proyecto.
número total de placas en el núcleo.
número de Nusselt
perímetro mojado del canal
potencia térmica del reactor.
calor transferido al refrigerante
densidad del agua
área total de la placa combustible.
temperatura de entrada al canal
temperatura de ebullición
temperatura de pared
temperatura de saturación
temperatura del refrigerante
eje de coordenadas
REFERENCIAS
[1] Cáceres G. Proyecto de Subida de
Potencia del Reactor RP10 del IPEN Evaluación Termohidráulica del Núcleo del
Reactor. Tesis de Grado. 1997.
[2] Nieto
M.;
Lázaro
G.
Cálculo
Termohidráulico Para la Subida de
Potencia del Reactor de Investigación
RP10. Instituto Peruano de Energía
Nuclear. Lima. Mayo 1989.
[3] Parkansky D.; García A.; Dellepiane J.
Memoria de Cálculo Termohidráulico del
Núcleo del reactor RP10. Proyecto Centro
Atómico Perú. Comisión Nacional de
Energía Atómica. Argentina. 1979.
[4] Kreith F. Principios de Transferencia de
Calor.
Editorial Herrero
Hermanos,
sucesores. México 1970.
NOMENCLATURA
Cp
FIz
FIo
hcz
K
KFt
Lp
m
Ncc
: calor especifico del agua
: flujo térmico local
: flujo térmico máximo
: coeficiente convectivo
: coeficiente de conductividad térmica
: factor pico de potencia
: longitud extrapolada
: flujo másico
: número de elementos combustibles
de control
Ncn : número de elementos combustibles
normales
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