2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: 85-99141-01-5
Acidente de Ejeção de Barra de Controle para a Usina de Angra 2,
considerando o Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do
Moderador
Amory Martins Dias1 e Mário César Torres Alves2
1 Gerência de Combustível Nuclear – GCN.T
Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR) Rua Candelária , 65 - Centro
20091-020 Rio de Janeiro, RJ adias@eletronuclear.gov.br
2 Gerência de Segurança Nuclear – GSN.T
Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR) Rua Candelária , 65 - Centro
20091-020 Rio de Janeiro, RJ malves@eletronuclear.gov.br
ABSTRACT
É apresentado a reavaliação do acidente de ejeção de barra de controle, realizada para verificar a influência do Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do Moderador nas análises dos acidentes e transientes apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) de Angra 2 [2].
O Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do Moderador é uma curva envelope elaborada de maneira conservativa para cobrir todos os possíveis valores deste coeficiente em todas as faixas de operação do reator para a condição de início de ciclo, inclusive e particularmente os valores positivos ocorridos no início do 1o ciclo à baixas potências, previstos e ocorridos durante a fase de comissionamento da usina.
Essa reavaliação foi realizada com a utilização dos códigos computacionais PANBOX2 [3] e NLOOP [4], e os seus resultados são apresentados em forma de tabelas e gráficos.
1. INTRODUÇÃO
As análises de segurança apresentadas no RFAS de Angra 2 [2] foram elaboradas considerando um coeficiente de temperatura do moderador na faixa de 0.0 a –70.0 pcm/oC, dependendo das condições iniciais assumidas (inicio ou final de ciclo e nível de potência do reator). Como durante a fase de comissionamento da usina foi previsto e verificado a ocorrência de valores positivos do coeficiente de temperatura do moderador para o início do 1o ciclo, com o reator operando a baixas potências, foi decidido que deveria ser analisado a influência de valores positivos do coeficiente nas análises de segurança.
Para tal, foi elaborada uma curva envelope, baseada em cálculos [5] que demonstraram a segurança inerente do núcleo, que cobrisse todos os possíveis valores do coeficiente de temperatura do moderador, sobretudo para a condição de início de ciclo. Essa curva foi denominada de Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do Moderador. Ela é apresentada na Figura 1em função da potência do reator.
Figura 1
Posteriormente, foram levantados os transientes e acidentes apresentados no RFAS [2], que pudessem ser afetados pelo Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do Moderador, ficando restritos aos que foram analisados para as condições de início de ciclo a potências parciais. Os únicos que se enquadram nessa situação são o transiente de retirada incontrolada de barra de controle e o acidente de ejeção de barra de controle, que foram então reavaliados. Todos os demais acidentes e transientes apresentados em [2] foram analisados ou para início de ciclo, porém a plena potência, ou para final de ciclo, que já contemplam as condições limites do coeficiente de temperatura do moderador.
O objetivo do presente trabalho é apresentar a reavaliação realizada para um dos transientes mencionados acima, no caso o acidente de ejeção de barra de controle. Serão apresentados a seguir a metodologia de cálculo utilizada, a descrição dos principais dados de entrada das análises realizadas, bem como os seus resultados e uma discussão dos mesmos.
2. ACIDENTE DE EJEÇÃO DE BARRA DE CONTROLE
Este evento considera uma falha em um mecanismo de acionamento de barras de controle, e como conseqüência uma barra é então ejetada. Para análise desse transiente é considerado um valor conservativo de 0.1 s como tempo total de ejeção da barra. O projeto mecânico do mecanismo de acionamento e do bocal na tampa do vaso do reator garantem que a barra ejetada permanecerá presa na tampa do vaso. Dessa maneira pode ser descartada a hipótese da ocorrência simultânea de um acidente com perda de refrigerante (LOCA).
O evento é classificado como um acidente [2], e as análises devem demonstrar, considerando condições conservativas, que os seguintes critérios de aceitação (limites de projeto) serão atendidos: temperatura do revestimento da vareta combustível < 1200 oC, temperatura do combustível < 2836 oC, integridade das pastilhas (danos ≤ 10%), pressão do sistema primário < 210 bar ( = 1.2 x pressão de projeto) e pressão do sistema secundário < 105.9 bar ( = 1.2 x pressão de projeto).
Os três primeiros critérios de aceitação descritos acima são verificados por uma análise do comportamento do núcleo, com a utilização do código PANBOX2 [3], enquanto que os dois últimos critérios são verificados por uma análise do comportamento dinâmico da usina, com o código NLOOP [4].
2.1. Análise do Comportamento do Núcleo
A análise do comportamento do núcleo, ou seja a análise da temperatura máxima do combustível e do revestimento, bem como a análise da integridade da pastilha, foram avaliados empregando o código PANBOX [3],que é utilizado para cálculo estacionário e de transiente do núcleo do reator em geometria 3D, núcleo inteiro. A realimentação de reatividade do núcleo do reator é determinada através de interação com o programa termo hidráulico, COBRA-3CP [6].
Para a reavaliação do acidente de ejeção de barra de controle foram então realizados cálculos com o código PANBOX2 para diferentes faixas de potência (0%, 30%, 85% e 100%) do reator, que correspondem às máximas posições de inserção das barras de controle (banco D) no núcleo [1]. Devido a simetria existente no núcleo, foram consideradas para essa análise somente as barras em ¼ núcleo. O coeficiente de temperatura do moderador foi ajustado para atender a Figura 1, através de correções da seção de choque de absorção do moderador. Nos cálculos do comportamento do núcleo foram assumidas as seguintes hipóteses conservativas:
• aumento de 8% da potência do reator, para cobrir a máxima incerteza permitida
• diminuição da transferência de calor entre o combustível e revestimento, com distribuição uniforme de potência na pastilha, para avaliação da temperatura e aumento de entalpia do combustível
• diminuição da vazão, aumento da transferencia de calor entre o combustível e revestimento e distribuição não uniforme de potência na pastilha, para avaliação do DNBR
• redução da realimentação “Doppler”, e da fração de neutrôns atrasados.
2.2. Análise do Comportamento Dinâmico da Usina
As análises do comportamento dinâmico da usina foram feitas com o código NLOOP [4], que é utilizado para avaliar o comportamento dinâmico da usina em casos de acidentes e transientes sem perda de refrigerante (“não-LOCA”). Ele contém modelos termo-hidráulicos e termodinâmicos dos sistemas primário, secundário e de segurança, e dos principais sistemas operacionais, bem como a Instrumentação e Controle (I&C) da usina. O núcleo é tratado
com o modelo de cinética pontual, e a realimentação de reatividade do núcleo é determinada em função dos coeficientes de reatividade ou através da variação da densidade do moderador. Para a reavaliação do comportamento dinâmico da usina no caso do acidente de ejeção de barra de controle, foram feitas análises com o código NLOOP para diferentes valores de potência (85%, 30% e 0%) em condições de inicio de ciclo, considerando os valores apresentados na curva da Figura 1 para o coeficiente de temperatura do moderador. Essas análises foram feitas através de cálculos conservativos, que consideraram o não funcionamento dos controles de pressão e temperatura média do refrigerante do reator e do nível de água do pressurizador, e o não desligamento do reator quando ultrapassado o 1o limite (potência do reator > 108%) do Sistema de Proteção do Reator.
3. RESULTADOS 3.1. Análise do Comportamento do Núcleo
Os principais resultados dos cálculos realizados com o código PANBOX2 são fornecidos na tabela 1, com os resultados dos cálculos estacionário e transiente.
Tabela 1
Os resultados referentes a todos os casos analisados mostram que apesar das condições conservativas impostas no cálculo do transiente, os valores de temperatura máxima do combustível e do revestimento da vareta combustível permaneceram aquém dos seus
respectivos limites de 2836 ºC e 1200 ºC. O mesmo ocorreu com o mínimo valor de DNBR, nenhum valor atingiu valores inferiores a DNBR<1.15. O maior aumento de entalpia do combustível ocorreu no primeiro segundo após o início do transiente, permanecendo bem abaixo do limite (≈ 130 cal/g para uma queima da vareta de 19 MWd/kgU) [1].
3.2. Análise do Comportamento Dinâmico da Planta
A Figura 2 apresenta o comportamento ao longo do tempo das pressões dos sistemas primário e secundário calculadas pelo código NLOOP.
Os resultados das análises apresentados na Figura 2 demonstram que a excursão de potência que ocorre no início do acidente de ejeção de barra de controle é rapidamente controlada pelo efeito de realimentação de reatividade devido a temperatura do combustível (“Doppler”), bem como pela inserção de barras de controle atuadas pelo sistema de proteção do reator.
Desta maneira o aumento da pressão nos sistemas primário e secundário é rapidamente encerrado, sem atingir os valores limites para atuação do “spray” do pressurizador e do “bypass” da linha de vapor, ficando portanto muito abaixo dos limites especificados (1.2 x pressão de projeto) pelos critérios de aceitação para esse acidente.
4. CONCLUSÕES
Os resultados das análises tanto do comportamento do núcleo quanto do comportamento dinâmico da usina demonstraram que os critérios de aceitação especificados para o acidente de ejeção de barra de controle continuaram a ser atendidos, mesmo com a consideração dos valores conservativos do Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do Moderador. Mesmo supondo valores bastante conservativos nas condições dos parâmetros iniciais, os valores de DNBR, máxima temperatura do combustível e do revestimento da vareta combustível, maior aumento de entalpia do combustível e gradiente de pressão dos sistemas primário e secundário, permanecem com suficiente margem de segurança.
REFERENCES
1. Amory Dias e Mário Alves, “Consideração do Limite Superior do Coeficiente de Temperatura do Moderador nas Análises de Transientes do FSAR de Angra 2” Relatório
Técnico ETN GCN.T.014.04, March 2004.
2. “Final Safety Analysis Report (FSAR), Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto – Unidade 2” Rev. 7, June 2003.
3. Böer, R. Böhm, H. Finnemann, R. Müller, “The Coupled Neutronics and Thermal-Hydraulics Code System PANBOX for PWR Safety Analysis” Carl Hauser Verlag
München, Kerntechnik 57, No. 1, pp. 49-54 (1992).
4. Oelmann, Klaus, “NLOOP Code Manual of Angra Specific Version NLPAN2,”
FRAMATOME Work Report NDS1/2001/en/0214, October 2001.
5. H. Finnemann, “Nachweis der Inhärenten Sicherheit” Technischer Bericht KWU
ST1/114/87/342, June 1987
6. Veloso, Dr. Mistelberger, “COBRA3-CP: An improved version of COBRA IIIC/MIT-2”
