POS-TESTES

CALCULOS

_{DO PRE}

_E

POS-TESTES

_DO

3? EXERCrCIO

_DO

PROBLEMA PADRAO PROPOSTO

_PARA

CODIGOS RELAP4/MOD5 0

EXPERIMENTO

PMK-NVH-1AEA _E

UTILIZANDO OS

RELAP5/MOD1 THADEU

DAS NEVES CONTI,

GAIANE SABUNDJI

DE OLIVEIRA NETO

INSTITUTO

_DE

PESQUISAS ENERGET1CAS DEPARTAMENTO

DE TECNOLOGIA DE

RESUMO Este trabalho apresenta os resultados

obtidos

da

simulaqio computacional

_realizada

com os Caigos RELAP4/MOD5 _e RELAP5/MOD1

do Acidente de Ruptura dos-Tubos do

Gerador

de Vapor no

Circurto

Experimental

PMK-N141 - 3? Exercício

do Problema

Padrio -

IAEA

(1989 - 90).

Os resultados apresentados compreendem as fases de Pre

e Pós-Testes

realizados com os

cOdigos acima

mencionados

e

comparados com os resultados

experimentais,

os quais se mostram

satisfatOrios. Porem,

do ponto de vista da modelagem dos códigos

o

aspecto

crí- tico

do experimento foi a

predigio

da abertura da

vilvula

da

alrvio

do gerador de va- por.

AN, JOSE

MESSIAS E NUCLEARES REATORES

INTRODUÇAO

objetivo

deste trabalho

e

simular com os

COdigos RELAP4/MOD5 (1) e RELAP5/MOD1 (2) o

acidente de ruptura dos tubos do

Gerador

de Vapor no Circuito Experimental

PMK-NVH,

localizado no "Central Research Institute for Physics

(KFKI)"

Budapest, Hungria, tema do

3? Exercrcio

do Problema

Padrio

(SPE-3)

(3-4)

da IAEA realizado no

perrodo

de

1989-90.

Este tipo de encontro visa

verificar

a

potenciali- dade

dos

códigos

utilizados, das modelagens adotadas

e

de seus

usuirios

a fim de estabelecer

o

processo de

va- lidagio

dos diversos modelos destes

códigos e

da

capaci tacio

de seus

usuirios.

DESCRIÇÃO DO EXPERIMENTO (3,4)

0 Circuito PMK

foi

inicialmente

projetado para in-

vestigar o

Acidente de Perda de Refrigerante

Primário por

Pequena Ruptura

(APRPPR)

da Planta

VVER-440.

A

esca

la do volume de

igila de.1:2070, e o

mesmo fator

e usi

do para a

potincia

do reator. As

elevacióes

sio as

mes- mas

da planta original com

excecio

do

plemo

inferior

e

do

pressurizador.

Os seis "loops" da

pianta

nuclear sio modelados por um

Gnico

"loop".

0 NVH

serve como

cir cuito secundirio

do

PMK,

resultando

assim o

Circuito

PMK-NVH.

A mesma escala

e

utilizada para

o

volume de

5gua

do lado

secundirio. 0

refrigerante

e

a

ígua que

se encontra nas mesmas

condic&es

operacionais da

planta.

As figuras

1 e 2

representam respectivamente

o

dia grama de escoamento

e

uma vista geral do Circuito

PMK- -NVH. 0

nixie°

e nepresentado

por

19 arranjos

^que

sao

utilizados neste experimento.

A bomba

e acomodada

na linha de "bypass", segundo

figura.1, e

serve somente para estabelecer as

condiqóes

normais de

operacio.

Durante a

operacio

^{do estado}

esta- cion5rio _o nrvel

de

potincia corresponde

a

potincia

to- tal do reator, a

vilvula MV1I

(figure

1)

esti fechada

e

a

circulagio e feita atraves

da

linha

de "bypass".

Como a bomba do

PMK-NVH nio

foi

projetada

^{para re-}

presentar o bombeamento

do fluido

refrigerante

^{da Plan-}

ta

_Nuclear,

entio

a mesma

e desligada

no início do

tran siente.

A modelagem do desligamento da bomba

e representa- da

por uma curva de vazio na

vilvula PV11

^{que se}

encon- tra

na

linha

de "bypass",

que e

previamente fornecida.

Quando

a vazio decai ao nível da vazio de

circulacáo

na

tural,

_as

vilvulas PVII e MV11

sio

respectivamente fe- chada e

aberta

simultaneatente permitindo

^assim

^o esta- belecimento da circulacio

natural na perna fria. A boar

ba e desligada _e

a linha de "bypass"

e ^isolada

^do

^CIr-

culto PMK atraves

_do

fechamento da vilvula MV12.

PROGRAMAS COMPUTACIONAIS UTIL12ADOS

0 Código computacional RELAP4/M005 (1),

desenvolvi do pelo

LaboratOrio Nacional

de Engenharia de Idaho

fol-

felt° principalmente para descrever

o comportamentotran sitOrio termoidriulico

de reatores

nucleares refrigera:-

dos a

igua, sujeitos

a acidentes

postulados

tais coma:

perda de

refrlgerante primário,

parada de bomba, etc.

0 Código RELAP4/MOD5 e

um dos primeiros

cOdigos

de grande porte

feitos

para analisar

transientes

em uma central nuclear. Para a

simulacio

de

transitOrlos,

este

ccidigo utiliza

as

equacOes

de

conservaqio

de massa, quantidade de

movimento e

energia para a mistura, em uma

Gnica

di-

mensio.

Possui

tambem

um pacote de

equacOes

de

transfe- rencia

de calor

e cinética pontual.

0 Código RELAP5/MOD1 (2) desenvolvido tambem

pelo

Laboratório

Nacional de Engenharia de Idaho,

e

uma

ver- feito

sio mais elaborada do

Código RELAWMOD5 e

foi

principalmente para analisar

o

comportamento

termoi- driulico

da fase de

despressurizaqio,

de um Acidente de Perda de Refrigerante

Primário

por Pequenas

Rupturas - APRPPR

de Reatores

Nucleares

refrigerados a Agua Leve

Pressurizada -

RAP.

Devido

as

caracterrsticas

deste

ti- po

de acidente este

código e

capaz de modelar com gran- de

detaihamento geomitrico

todo

o sistemo

de

resfriamen

to

primirlo

do reator. Para

simulacio

de

transitérlos o calgo utiliza o

modelo de dois fluidos, composto das

equacóes

de

conservagio

de massa para a fase

Irquida e

para a fase gasosa,

conservaqio

de quantidade de

movi- mento

para a fase

irquida e

para a fase gasosa

e conser

vacio

de energia para a mistura.

MODELAGENS ADOTADAS

Os esquemas

mostrados

nas figuras

3 e 4 represen-

tam as modelagens adotadas para os

Códigos FtELAP4/MOD5e RELAP5/MOD1 respectivamente.

- HIPOTESES ASSUMIDAS

^PARA

0 CODIGO RELAP4/MOD5:

- Multielfcador

^de

fricqio bifisico

com a perda de

friccao Fann1n9

^que

fol

usada para aumentar a perda de

friccao

na

parece

para

o escoamento

bi-

fisico

em todos os volumes;

- 0

modelo de

"bubble rise" foi

^{usado nos}

acumula- dores

^{no lado}

secundirio

do gerados de vapor a no

pressurizador.

^A

distribuicio inicial

de ores sio no

circuito primário fol baseada

^{sobre cs}

di

:trflot:u aMd::elrilTaid:Vwq::1

dos

medidos; —

for jajmni4,15 -

As

juncOes nio

a

interface do

nível

^da

mistura bifisica estivei.

As

entalplas

^nas

prOxima elevacio

^da

jungio;

^vSt

•vM

PY M•uw•tl• umbel valve MY . Y•b•r vlv

VT Flow I••u•wrmu•t davits TF t Floe w•o•rmu•ut f•vl••

CP . D•n•Hr ••vlm IV Dw•Ity mu••vnw••t devia SIT t Nydr••u•vuwlHN•

sire

Figuro 1- DIAGRAMA DE ESCOAMENTO DO CIRCUITO PMK-NVN.

Figuro e- VISTA GERAL DO

CIRCUIT° PMK_NVH.

102

^

111111111114711111111111

1111111111M11111111111

VAL IOLA

11110..4.44

•

aoso-uo ti SLY&

al

vro.vi sa OC1:79.1

31

4 1 'MUM

*2 1.9C110,91 31 111101 /LASS III VICKI

5

191131..01 It

voa.Nt voLvt

110•12.1 29

40444/1144 1,

1110014:N 23

T140.

22

rftvit I I

rosys as

; VOW*

e

11910/C34

!Ionoto>11 i MACK

* 44 -41

• -

111W•23.

0'199 131 29

11P414041

111110111111111

INOLAIL

Irkzuro 4 MODIELAOCIA DO ORCUfT0 MAC -NVN PARA 0.10100 NILLAP

101 1.0401 PUMA

Flgura 3 - MODELAGEM CIRCUITO PLIN-NVN PARA 0 C00100 RELAP • / moD 5.

L_ 1_ 1 _444.1114

- 42/.024

• 74. •

: llll lllllllll If 1-1- I-1- "T

or. Isso. Ins. 444 1110. IBM. 204a 4. SM. 404. 1111. INS. 14411. 1440 14414. ISIS. NMI.

11141 1 4 1 TIME 1 I 1

flew • - incur* 111244444 114 f4441.4•414 117440040 C.4444 31444 an rs... .aveugio rumor. es tesecasnats oo ogrosassmr IA 4404 00 ow O4/.6

334.6

544.

5.1430

4.1114

3. 1412

3. 110

2. 340

1.601

ITIIIT ifil

on. 1414. I 440 1404.

TIM 1 11 1 na..• . avauxio 0146001.• 0420ais rdo 4.4.44 442404.4-014 op • v

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111111111111111111141

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- 1/.444

• . 246

G. 427

4. 1121

1.544

1440 16110.

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2114. um. _iN1.

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■ II I I

47.0 46.0

NO NO

NO

23.0

94.0

NO

A

TABELA 1 - SEOUENCIA DE EVENTOS^.

TIMING (S)

OCCURRENCES

RELAP 4/ M005 RELAP 5/

MOD

1 EXPERIMENT

• BREAK VALVE OPENS - PRESSURIZER EMPTY - DRYOUT FIRST

OCCURS

- BREAK FLOW TWO-PHASE - NOT-LEG LOOP SEAL CLEARED

• COLO-LEG LOOP SEAL CLEARED - CORE UNCOVERY BEGINS

- COLLAPSED LEVEL IN UPPER PLENLM DROPS TO HOT-LEG ELEVATION - SIT-I FLOW BEGINS

- SIT-2 FLOW BEGINS

- SIT-I INJECTION TERMINATES - SIT-2 INJECTION TERMINATES - STEAM GENERATOR FILLED UP TO

THE ELEVATION OF THE STEAM LINE PRESSURE REDUCING VALVE (BRU-AI OPENS

- PRESSURE REDUCING

VALVE (BRU

-

AI

CLOSES

SAFETY RELIEF VALVE

OPENS

PRE-TEST POS

TEST

0.1 0.1

25.0 30.0

NO

NO

29.0 30.0

NO

NO

NO

^NO

NO NO

NO

^NO

49.0 40.0 1649.0 NO NO

22.0

130.0 NO

PRE-TEST POS

TEST

0.1 0.1 0,0

69.0 50.0 54.0

NO NO NO

20.0 90.0 71.0

272.0

NO

NO

261.0

NO

NO

NO NO

NO

244.0

NO NO

44.0 100.0 78.0

47.0 100.0 78.0

1430.0 1560.0 1258.0 1250.0 1344.0 125E.0

1350.0 NO NO

19.0 20.0 19.2

296.0 250.0 117.0

NO

NO 54.•

- 0 escoamento comoressivel de vapor com o fluxo ce momento foi escolhiao oara todas as juncóes:

- 0 model° ce escoamento critic° "Moody" foi esco- lhiao para as junçOes de quebra e acumuladores.

0 model° ce "no Choking" foi utilizado para as junçOes restantes; e

- A correlagio de transferencia de calor "Dougall- -Roshenow" foi usaaa em trams as estruturas ce troca ae calor.

- HIPOTESES ASSUMIDAS PARA 0 CODIGO RELAP5/MOD1:

- 0 modelo de escoarento critic° V.H. Ranson e J.

A. Trapp para as junqCoes ca quebra e ca válvula de alivio co geraaor cm vacor;

- 0 modelo de duas velocidades para todas as jun- q6es;

- Coeficiente de descarga subresfriada igual a 1,0;

- Coeficiente de tescarga bifisico igual a 1,0; e - Model° de mudança aoructa de irea nas junçOes

34

e 40 (figura 4).

AKALISE DOS RESULTADOS

A aniiise dos resultados obtidos da simulaçio com os Códicos RELAP4/M005 e RELAP5/MOD1 (figures 5-10) foi oaseaca na curva oe desoressurizaç5o do circuito primi rio do experimento PMK, calculada na fase de Pre-Teste.

Verificou-se atraves aa comparaq5o desta curva com a ex perimental, que na fase iniciai do transience (fluid&

nefrigerante suoresfriaco) os resultados teOricos subes timam os nesultacos experimentais e que após a satura- y.io do fluido refrigerante os resultados teciricos super estimam os resultacos experirentais.

Os resultacos ooticos no Pre-Teste com os códicos RELAP4/MOD5 e RELAP5/MOD1 emoora tennam sico conserva- tivos eles conseguiram acompannar o comportamento das curvas exoerirentais, DO entanto deve-se ressaltar que os mooelos acotaoos n5o consecuiram retratar a apertura da vilvula ce alivio ao secuncirio do geracor de vapor

(MV21).

Com base nos resultacos obtidos experimentaimente fez-se o P6s-Teste co SPE-3 para o Código RELAP4/M005 mocificanco-se nasicamente a mocelacem do secundário ao geractor oe vapor para cois voiumesde controle (I volume de licuido e

1

voiure ce vapor), pelo fato do mocelo as sumido ser nomogineo.

No caso do COdigo KELAP5/MOD1 manteve-se a mesma modelagem e procurou-se ajustar os coeficientes de des- carga suoresfriaco e saturaco na jungio da guebra a fim oe se reoroduzir o transience mais fielmente. Os valip-

res destes coeficientes aue mais aproximaram as curvas :eórico-experimental foram:

- coeficiente de descarga suoresfriado a 0,2 ; e - coeficiente oe cescarga saturaco = 0,8 Com estas modificaq6es nos mocelos acima menciona oos obteve-se os seguintes resultados. —

- para o COtigo RELAP5/MODI as curvas de temperatu ra perderam o cariter oscilatOrio e ae um modo geral subestimaram os resultacos experimentais;

- a curve oe cespressurizaqlo dO "upper plenuirri"(fi gura 7) gerada pelos cOdigos aproximou-se mais ca curva exoerimental; e

- a evoluçio temporal ca press5o no secundário do geraoor de vapor obtida oelos códigos retratou o comportamento experimental, porim o pico de ores sao ainca nio foi o suficiente para abrir a vgT vula ce alivio (mV21) mantenco assim altas ores:- sOes nos laoos _primirio

e secunairio do G.V. e portanto,

as principais caracteristicas ao tran- siente nao foram reprocuzidas.

A Tahela i mostra a seguencia de eventos observada simulasio co transiente.

curante a

CONCLUSCES

Os resultacos opticos com os coaigos RELAP4/moDs.

RELAP5/MOD1 guando ca simulaçio do acidente te ror

‘ura dos tubos co geraaor de vapor no experimento PMK-am, apesar de n5o terem reproduzido todo o acidente, tanto no Pre como no Pós-Testes, conseguiram descrever

0

corn:

portamento das curvas experimentais com pecuena margem de erro. Isto deve-se basicamente ao fato aos model°

retr:

aootaaos em ambos os códigos n5o terem conseguidn tar corretarente o processo de transferencia ae

e energia entre os Iados prim5rio e secundirio co gera:

dor de vapor.

Baseaoosnos modelos propostos no Pós-Teste, necessiaade de se realizar testes adicionais, a fi, se melhorar os resultaaos,corc:

- detalhar a modelagem na regiio dos tubos e no do secundário do G.V.;

- adicionar algumas estruturas de troca ce na tubulaçio do circuito primirio; e

- fazer testes com outros coeficientes de perda nas viivulas.

Este exercicio

e

bastante importante poroue obriga aos participantes a testarem seus modelos conhecer previamente as curves experimentais, isto

e,

usuirio utiliza seus conhecimentos tecnicos e a sua ex- periencia na resolug5o deste tipo de problema.

REFERENCIAS

I. AEROJET NUCLEAR COMPANY; "RELAP4/MOD5: A Compumr Program for Transient Thermal-Hydraulic for Nv clear Reactors and Selected Systems", Idaho Fans,

Idaho National Engeneering Lao., 1976.

2. RELAP5/MOD1: Code Normals Models and Numerical thorn, NUREG/CR-1826, EGG-270 EG and G laano, mar-1982.

3. Esoecification for the Third IAEA-PMK-NVM Stancar:' Problem Exercise, Central Research Institute Physics, Budapest - Hungary, 1989.

4. mesure Initial Conditions for the 3RD IAEA-PMX-011 Standard Problem Test, Budapest - Vienna,

1990.

ABSTRACT

The results of RELAP4/MOD5 and RELAP5/M001 lcce.

ling tests against the steam generator tuoe rupture

e7:

periments performed at PMK-NVH Experimental Loolp Fael lity (1AEA-Stancard Problem Exercise-3) are Preself.

in the report. The ore and post-test results, wnen oared acainst tne experimental data were satisfact°

good, except a discrepancy in the steam-generator m''' valve opening time.

calor

eie se-