ISSN 0101 3084
men Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
CONSEQÜÊNCIA DA OPERAÇÃO DAS BOMBAS DE REFRIGERAÇÃO DO REATOR DURANTE UM ACIDENTE DE PERDA DE
REFRIGERANTE PRIMÁRIO POR GRANDE RUPTURA
Qilbtrto A i m DOS SANTOS • Gaiwrf SABUNDJIAN
IPEN-ftib-344 AGOSTO/1901
«AO PAULO
IPEN-Pub344 AGOSTO/1991
CONSEQÜÊNCIA DA OPERAÇÃO DAS BOMBAS DE REFRIGERAÇÃO DO REATOR DURANTE UM ACIDENTE DE PERDA DE REFRIGERANTE
PRIMÁRIO POR GRANDE RUPTURA
Gilberto Alves DOS SANTOS e Gaianê SABUNDJIAN
DEPARTAMENTO DE TECNOLOGIA DE REATORES
CMEN/tP
INSTITUTO OE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES SAO PAULO - BRASIL
Série PUBLICAÇÃO IPEN
INIS Categories and Descriptors
E32.00
ANGRA 1 REACTOR REACTOR ACCIDENTS SIMULATION
LOSS OF COOLANT
REACTOR COOLING SYSTEMS
PUMPS
IPEN Doc - 4049
Aprovado para publicação am 13/06/91.
Nota: A redação, ortografia, conceitos e revisto final tio de responsabilidade dois) autor (ei).
COMSEQUtNCIA DA OPERAÇÃO DAS BOMBAS DE REFRKZRAÇÃO DO RSATOR DURANTE UN ACIDENTE DE PERDA DE REFRIGERANTE
PRIMÁRIO POR GRANDE RUPTURA *
Gilberto Alves DOS SANTOS e Gaianê SABUNDJIAN
Comissão Nacional de Energia Nuclear - SP Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
Caixa Postal 11049 - Pinheiros 05499 - São Paulo - Brasil
RESUMO
0 evento de manter ou desligar a operação das Bombas de Refrigera- ção do Reator - BRRs
tem caso de um Acidente de Perda de Refrigerante Primário - APRP, tem sido motivo de vários estudos após o acidente da central nuclear Three Mile Island 2. Assim, investigou-se um APRP por grande ruptura na perna fria da Central Nuclear Angra 1, simulando a planta com o Código RELAP4/MOD5, durante a fase de despressurização. Os resultados obtidos indicaram que o melhor desempenho do núcleo encon- t r a - s e no caso onde sm BRRs foram desligadas no i n í c i o do acidente, quan- do comparado com as diferentes condições operacionais das BRRs.
^Trabalho apresentado no II Congresso Geral de Energia Nuclear, realiza_
do no Rio de Janeiro, de 23 a 26 de Abril de 1988.
CONSEQUENCES U TMB PIMPS OPERATION DURING A LARCE LOSS OP COOLANT ACCIDENT *
Gilberto Alves DOS SANTOS e Gaianê SABUNDJIAN
Comissão Nacional de Energia Nuclear -SP Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
Caixa Postal 11049 Pinheiros 05499 - São Paulo - Brasil
ABSTRACT
The event of living on or turning off the operation of the Reactor Cooling Pumps - RCPs, in the case of a Loss of Coolant Accident - LOCA , has been a reason of a lot of studies after the Three Nile Island 2 accident. Thus, it was investigated a large break LOCA in the cold leg of Angra 1, with the RELAP4/MOD5 Code during the blowdown. The attained results indicated that the best performance of the core was in the case where the RCPs had been turned off in the beginning of the transient, when compared with differents operation conditions of the RCPs.
*This paper was presented in the II Brazilian Meeting on Nuclear Energy,
held at Rio de Janeiro - RJ, April 23-26, 1988.
1. OBJETIVO
Em caso de um Acidente de Pe "da de Refrigerante Primário APRP, é importante conhecer as condições no núcleo do reator, de maneira que se possa assegurar s:ia integridade. Esta preocupação e motivo de conside- ráveis discussões na industria nuclear, tendo como origem o acidente de Throe Mile Island.
0 presente trabalho visa analisar as conseqüências da operação das Bombas de Refrigeração do Reator - BRRs.durante um APRP por grande ruptura, tipo guilhotina, simulando a Central Nuclear Angra 1 com o Código RELAP4/MOD5 jlj sob diversas condições de funcionamento das BRRs,durante a fase de despressurização.
2. MODELAGEM PARA ANGRA 1 COM 0 CÓDIGO RELAP4/M0D5
A modelagem feita por meio do Código RELAP4/MOD5 |l| considera os volumes de controle como cilindros e requer como dados de entrada as condições geométricas (volume, área de escoamento, elevações, etc.)cori diçofs operacionais (pressão, temperatura e título) e as propriedades físicas dos materiais. 0 Código resolve as equações uni dimensiona is de balanço de massa, energia e momentum para cada um dos volumes de con- trole modelados.
Os volumes de controle sao conectados entre si, através das jun çoes que por sua vez sao definidas pelo diâmetro, área, elevação, va- zão mássica e o coeficiente de perda friccional.
A simulação dos elementos combustíveis e a transferencia de ca lor no reator e no restante do circuito e realizada através das estru- turas de troca de calor, que sao definidas por meio de suas geome- trias, composição e propriedades termodinâmicas.
Os componentes específicos, tais como as bombas e o sistema de re frigeraçao de emergência do núcleo, sao modelados a partir do forneci_
mento de seus dados geométricos, das curvas de atuação e das proprieda des físicas.
Baseados nos dados de entrada necessários para o código RELAP4/
M0D5 e em posse dos dados geométricos da Central Nuclear Angra 1, foi elaborada uma modelagem de 36 volumes de controle, 48 junções e 25 e£
truturas dp troca de ralor, a fim de simular a fase de despressurização
de um Acidente de Perda <it- Refrigerante Primário por Grande Ruptura - APRPGR na Central Nuclear em estudo, conforme a figura l Í2j. Adotou- se como coeficiente de descarga o valor 0,4.
O esquema de modelagem utilizado otimiza ao máximo a memória computacional e o tempo de processamento quando da simulação do tran siente retratando de forma mais realista possível a Usina Nuclear An- gra 1.
3. MODELAGEM BIFÁSICA PARA AS BRRs
Para a modelagem bifasica da.s BRRs,necessi ta-se das curvas ho- mologas bifásicas e dos multiplicadores de degradação bifásicos da ai tura manometrica e do torque. Baseado no valor da velocidade específi ca das BRRs de An;;ra 1, Ns = 98,41 rpm. (m V s ) ^2. m~3>"*, escolheu - se os dados obtidos pela Combustion - Engineering |3|, cujos testes para o comportamento bifasico da BRR utilizou um modelo de bomba com Ns = 81,35 rpm. ( m V s )1/2. m~3/'* . A Tabela 1 mostra as caracterlsti - cas principais da bomba de Angra 1 e da Combustion - Engineering. Res salta-se, que as bombas centrífugas com valores de velocidades esDecí ficas próximos, apresentam comportamento termoidraulico similar.
Tabela 1 - Principais Características das BRRs de Angra 1 e da Bomba Combust ion-Engineering (C-E) .
PARÂMETRO
ALTURA MANOMETRICA (mj VAZÀO VOLUMÉTRICA ( m V s ) VELOCIDADE DE ROTAÇÃO (rpm) TORQUE (N.m)
VELOCIDADE ESPECÍFICA
B R R ANGRA 1
90,83 5,96
1186
3165,2798,41
C - £
76,81
0,22 4500 417,5981,35
J —
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*. ANALISE DOS RESULTADOS
Através da simularão d.- uir, APKPCK lorn o Código REI.AP4/MOD5 os seguintes casos foram .in.i! isados . i-,.nf«.nne a cronologia de eventos roos t rada na TabeIa 2:
c a s o I - s e m innníi.)
caso 2 - com bombas
caso 3 - intacto com bomba
caso 4 - quebrado com bomba
'label a 2
as bombas BI e B2 foram dfs ligadas no instante da que- bra.
a.- bombas BI e B2 operam ininterruptamente durante a fase de despressurização.
a bomba BI cont inua operan- do (Circuito Intacto) e B2 e desligada.
a bomba BI é desligada (Cir cuito Intacto) no instante da ruptura e a bomba B2 ope ra ininterruptamente (Cir- cuito R o m p i d o ) .
tios I ventos
Instante de Ocorrência dos Eventos (s)
inicio do Acidente Desligamento do Keator Injf(^ai> do Acumii laiior 1/2
Final da Fase de IV-spressnr izacao
Casos 1,2,3 e 4
0,0
0,1 8,0 / 5,2
17,ü
A partir dos resultados obtidos com o código REI.AP4/MOD.S veri- fica-se por meio da tijíiirH 2 <|iu- o caso i tem uma maior contribuição de liquido para o mu-leo do qiii- nos outros casos ao longo do transien- te. Isto se deve a contribuição adicional da diferença de pressão for nerida pela bomba lidada no circuito intacto levando uma maior quanti dade de líquido a circular pelo núcleo.
A figura ') mostra que » evolução temporal da temperatura do te Víístímento no meio do canal quente atinge valores menores para o caso 1, devido ao fato do aciimulador I introduzir água no núcleo sem a con
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A e v o l u ç ã o t e m p o r a l iii v a z ã o m a s s i c a n a j u n ç ã o d a q u e b r a ( l a d o d a b o m b a ) e m o s t r a d a n a f i g u r a 4 , oncir v e i i t i c a - s e q u e n o s q u a t r o r a - s n ; o s e u Ciimpor t a m e n t i> e iclcnt i c o , i nilopeiuient e d o t a t o d a s b o m b a s o p r r a r e m o u n a u . I s l o o devidi> a v i o l e m i a d a dr.sp» t-ssur i z i a ç a o p e l a r u p t u r a , l a z e n d o t'oni q u e a b o m b a n a o s e j a m-ni u m o b s t á c u l o ( c a s o d e s l i K a d a ) n e m uni c o n t r i b u i n t e ( c a s o l i d a d a ) na p a s s a g e m d a m i s t u r a b i f á s i in p r o v e n i e n t e <lo g e r a d o r d> v.ipot p a r a a c o n t e n t a i ' . P o r o u t r o l a d o , a ti>;iira 5 m o s t r a o c a s o '} c m m e n o r q u a n t i d a d e d e p e r d a d e f l u i d o d e v i - d o a o m e s m o .,er o m a i o r c o n t r i b u i n t e de l i q u i d o p a r a o n ú c l e o , c o n f o r - m e m o s t r a a t í ^ u r a 2 . Isto d e c o r r e dn o p e r a r ã o d a b o m b a q u e e x p u l s a o t i n i d o d o n ú c l e o a n t e s d a ai;ao d o acimiu 1 a d o r e q u a n d o e s t e a t u a e n c o n - t r a u m v o l u m e m a i o r a s e r preeiicbido d e l i q u i d o d e q u e n o s o u t r o s c a - s o s e c o n s e q u e n t e m e n t e m e n o r t nt:;i <l>' t i n i d o p e l a q u e b r a d o l a d o d o v a so fio r e a t o r .
P a r a o t í t u l o n a j u n ç ã o d a q u e b r a ( l a d o d a b o m b a ) , f i g u r a 6 , v e r i l i c a - s e q u e n o s t r ê s p r i m e i r o s c a s o s o ( o t n p o r t a m e n t n e i d ê n t i c o , s e n d o q u e n o c a s o A h o u v e u m r e t a r d a m e n t o n a v a p o r í z a c a o d o 1iqii i d o n a j u n
<,'fio n o s q u a t r o p r i m e i r o s s e g u n d o s d e v i d o a o e l e i t o c o n j u g a d o e n t r e a d e s p r e s s u r i z a ç ã o d a á ^ u a e a o p e r a ç ã o d a b o m b a do c i r c u i t o q u e b r a d o . K s t e c a s o r e p r e s e n t a a s i t u a ç ã o c o m m a i o r c o n t r i b u i r ã o d e l i q u i d o p a r a a c o n t e n ç a o , o c a s i o n a n d o e m u m a m e n o r s o b r e p r e s s a o n a c o n t e n ç ã o q u a n d o c o m p a r a d a c o m o s o u t r o s c a s o s , c o n f o r m e a t i^ura 7.
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13
A figura 8 mostra a evolução temporal da pressão média do canal quente, onde o caso 4 mantém durante quase em todo o transiente uma pressão maior no vaso devido ao fato de apresentar também neste caso os maiores valores de temperatura conforme a figura 3. Deve-se ressal tar-se a existência de um pico de pressão para o caso 2 justamente quando o acumulador 1 entra em ação. A figura 9 indica que a vazão tnassiea na saída do acumulador 1 durante o transiente apresenta meno res valores com o caso 4 uma vez que este mesmo caso provoca um aumen to de pressão no núcleo, conforme figura 8, e que repercute na sáida do acumulador 1 originando uma menor diferença de pressãoe conseqUen- temente uma menor vazão na saída do mesmo.
Dos resultados discutidos anteriormente, a Tabela 4 apresenta resumidamente as conseqüências na planta para os casos estudados.
Tabela 4 - Casos e suas Conseqüências
CASOS
1 2 3
4
CONSEQÜÊNCIAS menor temperatura no núcleo
comportamento intermediário entre os casos menor perda de água pela quebra
maior pressão na contenção menor pressão na contenção maior perda de água pela quebra maior temperatura no núcleo
5. CONCLUSÕES
Neste trabalho observou-se a influencia do modo de atuação das bombas de refrigeração do reator na usina Nuclear de Angra 1, quando da ocorrência de um acidenta de perda áe refrigerante primário por grande ruptura, tipo guilhotina, na sua fase de despressurização. Cor\
cluiu-se que para esta fase o caso onde as bombas se encontram desl_i_
gadas apresentou menores valores de temperatura no canal quente. Emb<3 ra este caso tenha alcançado um máximo de temperatura superior aos d £ mais casos, este valor máximo é inferior ao limite permissível(1200°C)
|4j não compromentendo, portanto, a integridade do núcleo. Outros pa- râmetros como fração de liquido no núcleo, vazão mãssíea na junção da
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15 quebra, título pressão media do canal quente, vazão tnãssica na saída do acumulador e pressão media na contenção também foram estudados cora o rn tuito de entender os fenômenos que ocorrem no núcleo quando da opera çao das BRRs.Quanto a pressão na contenção, embora o código RELAP4 / M0D5 não seja o mais adequado para analise deste parâmetro,observou-se que quando apenas a bomba do circuito quebrado está operando ocorrem
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