ISSN 0101 3084
CNENISP
men Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
ACIDENTE DE INSERÇÃO DE REATIVIDADE NO NÜCLCO
Jofo M.L.MOREIRA, Horic.o NAKATA, e HétioYORIYAZ
PUBLICAÇÃO IPEN 299 ABRIL/1990
SÁO PAULO
PUBLICAÇÃO I K N 2M AMIL/ittO
ACIDENTE DE INSERÇÃO DE REATIVIDADE NO NÚCLEO
Joio M L MOREIRA. Horécío NAKATA, • Hétto YORIVAZ
DEPARTAMENTO DE TECNOLOGIA DE REATORES
INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLf AMES
PAULO - BRASIL
Sérít PUBLICAÇÃO IPEN
INIS Cmgocm and Dttcriptors
C62.00
REACTIVITY INSERTIONS REACTOR ACCIDENTS COMPUTER CODES
IPÉN • Doc 3540
ApfOvBdo p»r» puWic*ç*o t m 18/11/89
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ACIDENTE DE INSERÇÃO DE REAUVIDADE NO NÚCLEO Joio II L MOREIRA, Horado NAKATA • HéÜo YORIYAZ
COMISSÃO NAaONAL DE ENERGIA NUCLEAR - CNEN/SP INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES- IPEN
Caixa Postal 11048 - Pinheiros 06409 - Slo Paolo - BRASIL
RESUMO
O licenciamento de reatores nucleares de pesquisa requer que seia
realisada analise de acidentes postulados objetivando a verificação da
integridade da instalação em situações adversas. Nestas analises i necessário a
detenção detalhada da cronologia de acidentes, a verificação da metodologia de
analise contra resultados comprovadamente corretos ou experimentais, a
consideração de condições iniciais adversas, etc.. Neste trabalho apresenta-se
toda a sistemática para a analise de acidentes de inserção de reatívidade em
reatores de pesquisa. O programa CINETH1CA utilisado resolve as equações de
ánética pontual e de Urino—hidráulica para os canais mídío e mais quente do
reator. 0 programa CINETHICA pode ser utilisado era microcomputadores.
REACTIVITY INSERTION ACCIDENT ANALYSIS
Joio M L MOREIRA, Horacio NAKATA k Hélio YOR1YAZ
OOMISSÀO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR - CNEN/SP INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES- IPEN
Caixa Postal 11049 - Pinheiros 06499 - Sao Paulo - BRASIL
ABSTRACT
The correct prediction of postulated accidents is the fundamental
requirement for the reactor licensing procedures. Accident sequences and
severity of their consequences depend upon the analysis which rely on analytical
tools which must be validated against known experimental results. Present work
presents a systematic approach to analyse and estimate the reactivity insertion
accident sequsnees The methodology is based on the CINETHICA code wich
solves the point—lonetics/thennohydraulic coupled equations with weighted
temperature feedback. Comparison against SPEnT experimental results shows
good agreement for the step insertion accidents
1-INTRODUÇÃO
Vário* acidentei sao postulado* no* guia* de projeto da*
referência* 1 e 2. EMM acidente* podem *er classificado* quanto ao modo d*
inwrcio de reatividade. tipo degrau ou tipo rampa. A caracterização d*gr*u significa uma inserção instantânea de uma grande quantidad* de re*iivids>d* no reator, enquanto, rampa, significa uma inserção contínua de reatividade numa taxa temporal mai* ou meno* constante
Em um reator de pesquisa nio prewuhsado nio há poasibilidad*
de ejeçao de barra de controle e, de acordo com norm** têcnka*(2} t nio se pode iniroduor no núcleo reatividade maior que 1$ via amostra* ou outro*
dispositivo* Bvita-*e, portanto, inserções rápidas e grande* de reatividade ne*te* reatores, tornando o* acidente* do tipo degrau menos preocupante*
quanto a segurança da in*talaçio.
0 acidente de retirada incontrolada de barra seria danificado como do tipo rampa. Este* acidentes seriam causado* por um mal funcionamento do raecaniamo de acionamento de barra* de controle que produsa om movimento incessante de retirada de uma barra. Outro acidente que d«ve *er analisado é o de queda de aparato experimenta) no núcleo devido a uma falha do seu sistema de suportaçao A queda introdui quase que instantaneamente reatividade no núcleo na forma de um degrau. Em ambos o* caso», como resultado da inserção de reatividade, pode ocorrer uma excursão de potência se o* sistema* de proteção nio atuarem.
Em um reator de pesquisa, a* variáveis monitorada* pelo sistema de proteção que atuara o desligamento da instalação sio o nível de potência • o período instantâneo Assim que o nível de potência ultrapasse o valor pre—estabelecido de segurança as barra* de controle sfto inserida* dentro do núcleo provocando um SCRAXí 0 mesmo acontece em relação ao período que nfto deve ser menor que um valor pré—estabelecido de segurança. A atuaçio do sistema de proteçio encerra a excursão de potência em seu início determinando o fim do acidente
Entretanto, é interessante analisar as conseqüências de acidente*
de inserçio de reatividade na hipótese do sistema de proteção estar inativo, tanto do ponto de vista de entendimento do comportamento fisko da instalação nesta* condições, como para avaliar a magnitude de variáveis importante* (1,2]
Entre esta* encontram- jt doses máximas em vários ponto* da instalação,
energia liberada, potência máxima atiginda, temperatura* máxima* atingidvi,
fluxo de calor, etc.
O comportamento de uni reator nuclear durante um transaente de inserção de reatividade segue normalmente característica* semelhante» A excursão de potência provoca o aumento das temperaturas do combustível e do refrigerante do reator. O efeito Doppler no combustível causa uma realimentaçao negativa de reatividade devido ao aumento das capturas na faixa de ressonância* A expansão do moderador também provoca uma reahmentaçao negativa devido & uma diminuição >ia moderação de neutrons. 0 acidente é interrompido quando a reatividade negativa de realunentaçio absorve a reatividade positiva inserida no acidente
Na análise de acidentes buscam-se sempre faaer hip6t«
conservativas [1,2] de forma a maximizar as consenquências do acidente e, quando possível, comparar com experimentos realisados [3]. As hipóteses abrangem & metodologia utUitada na análise do acidente assim como condições iniciais adversas do reator antes do início do acidente.
Este trabalho versa, de forma sucinta, sobre todos os aspectos mencionados sobre análise de acidentes de inserção de reatividade em reatores de pesquisa Inicialmente descrevem—se a cronologia de um acidente de ínser ç&o de reatividade seguida de resultados experimentais realisados no reator SPERT — I Logo após sào descritas uma metodologia de análise para estes acidentes, a validação do método em comparação com experimentos do SPERT — I e alguns outros resultados
2 - CRONOLOGIA DE UM ACIDENTE DE 1NSERCÀO DE REATIVIDADE No caso de um acidente de retirada incontrolad* de barra de controle, uma delas é retirada incontrolada do núcleo devido a uma falha técnica do seu sistema de acionamento ou do operador permitindo que haja uma excursão de potência causada pela reatividade positiva inserida pela retirada de barra de controle. No caso de uma queda de aparato experimental, ocorre uma inserção de reatividade na forma de degrau
Com o aumento de potência ocorre o aquecimento do combustível e do refrigerante 0 aquecimento do combustível é instantâneo porque as fissões depositam sua energia localmente enquanto que o aquecimento do refrigerante demora alguns segundos, dependendo da capacidade calorífica e do coeficiente efetivo de transferencia de ctJor para o refrigerante
A realimentaçso termo—hidráulica de reatividade do combustível
(efeito Doppler) atua primeiro e absorve parte substancial da reatividade
externa inserida no núcleo A excursão é encerrada pela atuação desta
realimentaçio A realimentaç&o de reatividade do moderador ocorre alguns
segundos depois, assim que o calor gerado no combustível é transferido a sle
Etta realímentaçio levará o núcleo a subcriticalídade se o calor do refrigerante
nào for removido
- EXPERIMENTOS SPERT - 1
Para avaliar o comportamento de reatores nucleares durante acidente* de alta inserção de reatividade foram reaüsados vário* experimentos DOS Estados Umdo*|3,4,5] Vária* instalações foram especialmente projetadas para este* experimentos sendo algumas delas submetida* a iaserçõc* d*
rcatividade de tal ordem que a* levaram à destruição. Os dados obtido* neste*
experimento* servem como base para análise de acidente*. Instalações nuclear**
podem ser licenciada* por demonstrarem segurança a.p«rtir de comparações com instalações experimentais como, por exemplo, a SPERT.
Acidente* de retirada incontrolada de barra produsem variada*
taxa* de inserção de reatividade dependendo da reatividade dnWeneial desta e dt sua velocidade de movimentação Acidente* de queda de aparato experimental também introdusem variada* quantidade* de reatividade, dependendo d* soa*
características Nos experimentos SPERT — I foram reahiado* testes de rampa*
e de degraus A Tabela* 1 ilustra, os resultado* de vános teste* iniciados em potências baixas (alguns watts) e temperatura inicial de 20°C.
O comportamento da potência do reator em função do tempo pode ser visto na Figura 1 . Este tramiente, o número 7 do SPERT — I foi miciado com uma inserção instantânea ou tipo de degrau de 0,70 t de reatividade O período as*mtótico mlmmo atingido antes que a realimentaçáo termo-hidráulica atuasse foi de 1,2 segundos O pico de potfccia de 7,07 MW foi atingido 14,9 segundos após o início do transiente A Figura ? mostra, para o mesmo transiente, a reatividade de compensação e a potência e a energia liberada em função do tempo em escala logarítmica. O aumento de temperatura do revestimento foi medida por um termo—pai A realimentação Urmo-hidraulica compensou totalmente a reatividade externa levando o reator à subcriticahdade
Deve-se notar que enquanto a potência não atinge níveis ahos, o suficiente para produsir calor sensível no reator, esta excursiona e atinge um período asswtotico. A Figura 2 mostra que é em torno de 7 segundos após o micio do transient* que a reatividade de realimentaçfto começa a absorver a reatividade externa. Vé-se no mesmo gráfico que em torno de 11 segundos a reatividade externa está totalmente compensada pela de realimentaçao.
4 - METODOLOGIA DE ANÁLISE DE ACIDENTE
A análise de consequêoas de um acidente nuclsar, postulado para fins de licenciamento, «xige ferramenta* apropriada* para s* obter durante o transátnte parâmetros confiável» em relação à distribuição de temperava e a sosrgia acumulada no reator Porém, os programa* convenciona» d« simulação nuclsar não comportam transiente* brusco* da ordem d* milisegundos. A metodologia adotada nestes programas para a solução da equação d* cwétka não
* apropriada para variações rápidas observada* em acident** nucleares.
e
O profrajna Cl N ETHIC A [6] aerá utüittdo pan a anélue de aadente de retirada inc ntrolada de barra de controle. Este programa pode anahsar núcleos de elemento* combustíveis de vareta* moderado* e refrigerado*
por água ordinária
O reator é modelado por aproximação de cinética pontual a qual é resolvida pelo método de Hanaen-Koen-Iattle(7]. Os cálculo*
Urino—hidráulico* envolvendo o combustível, o gap, o revestimento e o refrigerante sao efetuado* na direção radial
0 * parâmetro* calculado* sao a potência, a energia acumulada, a*
temperaturas dentro do combustível, a tempemtura no revestimento e a temperatura oo refrigerante, em função do tempo, tanto no canal médio como no canal quente
4.1 — MoHyJa#ffn Ncutróoica
O comportamento da potência nuclear é descrito pela* equações de cinética pontual com seis grupos de precursores de neutrons atrasados, em termos da potência total do reator:
(1)
onde P(t) é a potência (Watt), p(t) é a reatividade,
0 é a taxa das frações de neutron* atrasados, f) '•,
A é o tempo de geração de neutrons (seg),
A é a constante de decaimento do grupo i (seg ), C-(t) é a concentração dos precursores do grupo i (Watt).
Os precursores de neutrons atrasado* sao dados por:
L - p ( t ) , i-i,2,....6
(2)
A solução numérica das Equações 1 e 2 é dificultada pela presença de autovalores esparsos que cobrem algumas ordens de magnitude, principalmente para altos valores de reatividade No programa C I N E T H I C A ,
otilisa—se o método da referência 7 comprovadamente bastante estável mesmo para intervalos de integração temporal relativamente grandes.
4 2 - Modelagem Termo- hidráulica
A transferência de calor é computada somente na direção radial, considerando valores médios em relação à altura do núcleo. Sao efetuados cálculos para o canal médio e para o cana) quente, caracterisado por um fator de pico de potência A nio consideração da condução axial de calor nao é um fator crítico, visto ser conservativa do ponto de vista de segurança e pela pequena magnitude em transientes rápidos
0 programa CINETHICA resolve a equação de condução de calor para a vareta combustível. Para o gap e o refrigerante considera que o calor é transferido via convecçio 0 revestimento é considerado um ponto intermediário com capacidade de calor despresívcl por ter um A espessura diminuta.
4.3 - Modelagem da Reahroentac&o Ter
A reahmentaçao tenno-hidraulica pode ser estimada corretamente por meio de temperaturas efetivas do combustível e do refrigerante que levam em conta a importância das várias regiões do núcleo em termos de reatmdade Elas ^tpendem da distribuição de temperatura dentro do reator.
Por definição a ivatividade devido a uma vanaçao de temperatura AT é dada por
(r,E),AE(r,E r AT) tfr.E) >
E) (3) , M(r,E) *(r,E) >
onde A£(r,E,T) é a variação nos parâmetros do reator devido a vanaçao de temperatura, ^o(r.E) « Hj£>), os fluxos adjunto e neutrônico e M(r,E), o operador de produção de neutrons via fissão Os brackets representam integrais sobre o volume do reator e a energia Assumindo que tenha um comportamento linear com a temperatura a reatividade de realimentaçao passa a ser:
M(r,E) ^(r,E) >
(4)
10
< £ , $£ AT * >
Definindo A T , = , ° l «y (5)
obtém—•« o coeficiente de reatividade it temperatura:
Nota-se que é corretamente eatunado em termos da variaçac da temperatura efetiva. Normalmente quando ae calcula ou «e mede o coeficiente de rcatividade utilua-«e uma variação de temperatura uniforme a todo o reator.
Neste emo AT é constante e, de acordo com a Equação 5, tem—ae que AT=AT ,, ato é, a variação dá temperatura efetiva é idêntica a vanaçao da temperatura média "finca" do reator
A distribuição de temperatura normalmente van a durante um transient? Entretanto, se esta nao variar demasiadamente na parte do transiente onde a reaümenta-ao termo—hidráulica é importante, pode-se determinar u m T . i partir da Equação 5 e considerar qoe mantenha a mesma relação com as temperaturas média e máxima durante todo o transiente. Efta relação pode ser representada em termos de um fator de ponderação para o combustível e para o refrigerante obtido pela equação abaixo:
- x ) AT (7)
onde AT é a vanaçao da temperatura do canal quente, AT k a vanaçao da
temperatura do canal médio e x é o fator d; ponderação. Note-se que para obter
A T , é necessário o conhecimento das distribuições do fluxo de neutrons, do
fluxo adjunto e das temperaturas do combustível e do refrigerante em um estado
representativo do transiente em analise
11
5 -VALIDAÇÃO DO PROGRAMA CINETHICA
Para utilitar—se um programa de computador para analise de acidentes ê necessário antes valida—Io contra resultados reconhecidamente comprovados Os resultados do programa CINETHICA nesta seçio são comparados com resultados experimentais obtidos no reator SPERT—I, especificamente, o caso 7. As condições experimentais encontram—te na Tabela 2. A inserção de reatividade de 0,76 $ eleva a potência do reator rapidamente como é mostrado na Figura 1
A reahmentaçao termo—hidráulica de reatividade durante o acidente depende fortemente da distribuição de temperatura do combustível e do refrigerante dentro do reator Obviamente, no centro do núcleo um aumento de temperatura terá um efeito de reatividade muito maior que na periferia pois aí o fluxo neutrômeo é muito menor A Figura 3 mostra a simulação do tranaiente n.
7 realizada com o programa CINETHICA considerando reaíimentaçao a partir das temperaturas do combustível e do refrigerante do canal médio, isto é:
(8)
Pode—se ver que a reatividade de compensação foi m\ stimada durante o transiente fazendo com que a potência do reator alr?nce nívei» bem
•upenores ao resultado experimental mostrado na Figura 1 Isto demon» tra a utilização das temperaturas do canal médio nao é suficiente para estimar a reatividade de reaíimentaçao E necessário, de alguma forma, levar em conta a distribuição de temperatura no núcleo
Na presente analise dos experimento* SPERT-I nao se dispõe dot dados necessários para se obter a variação da temperatura efetiva. Em vista disto, ajsumiu-s* o reator SPERT-I homogêneo e r n distribuições de fluxo neutrônico e adjunto dadas por:
e as distribuições de temperatura do combustível e do refrigerante dada* por:
J o ( 2 '^ 05 r )
12
Fasendo estas considerações obteve—se M variações de temperatura mostradas na Tabela 3 Os fatores ponderais para o combustível e para o moderador encontrados foram 0,59 e 0,93, respectivamente.
- CONCLUSÕES E RECOMENDAÇÕES
A Figura 4 mostra a potência em função do tempo obtida com o programa CINETHÍCA, que reprodus o resultado experimental bastante bem. A potência máxima e a reatividade de realimentaç&o em vários instantes sio comparadas com o experimento 7 na Tabela 4. A Figura 5 mostra as temperaturas atingidas no combustível, revestimento e refrigerante. Estes valores devem ser comparados contra lunites de projeto como ponto de fusão do combustível, do revestimento e de condições de transferência de calor da vareta para o refrigerante
Tendo verificado a adequação do programa CINETHÍCA para analise de acidentes de reatividade tem-se mais confiança em seus resultados.
Salienta-se a importância da estimativa correta dos fatores de ponderação para se obter resultados representativos
Para te realisar um projeto de uma instalação nuclear é aconselhável seguir as recomendações de normas internacionalmente aceitas^l,2]
Estas normas que também s&o guias de projetos para instalação, se seguidas, certamente levarão a um projeto de reator mais seguro. A analise de acidentes deve faser parte do projeto desde seu início para se prever os sistemas de proteção adequados. Os sistemas de proteção sao definidos baseados em analises envolvendo os objetivos da instalação, transientes operacionais previstos e situações de acidente postuladas.
Os resultados da análise de acidentes geram parârr*'.ros que
realimentarao o pronto e estabelecerão os limites operacionais da instalação
13
7 - REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
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14
POTÊNCIA DO REATOR (MW)
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Nota: A diferença tntre o CINETHICA e o exptrimanto
SPERT-I na curva d« potincía depoíf do pico
í dtvido o uodelo do CINETHICA não contamplar
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19
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