Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-06-23T12:05:24Z No. of bitstreams: 1 dissertacao mestrado ien 2011 Andre Silva de Aguiar.pdf: 6865357 bytes, checksum: b12b2d7e2131d86514b1fa03b546a5ac (MD5) / Made available in DSpace on 2017-06-23T12:05:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao mestrado ien 2011 Andre Silva de Aguiar.pdf: 6865357 bytes, checksum: b12b2d7e2131d86514b1fa03b546a5ac (MD5) Previous issue date: 2011-02 / Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto de liberação acidental postulada de radionuclídeos a partir de reator de potência, através da modelagem ambiental no meio aquático. Para isso foram usados modelos computacionais hidrodinâmico e de transporte para a simulação da dispersão de radionuclídeos causada por uma acidente em uma central nuclear do tipo PWR. Este exercício foi realizado com auxílio de um sistema acadêmico de códigos desenvolvido pela COPPE/UFRJ, chamado SisBaHiA. A usina de Angra 3 é um reator que usa a água leve pressurizada como moderador e refrigerante do núcleo. Postulou-se então, um acidente do tipo LOCA (Loss of coolant accident), precisamente um LBLOCA, no sistema de resfriamento do núcleo (sem fusão), durante o qual foram quase instantaneamente perdidos 431m3 de refrigerante. Tal inventário continha 1,87x10 Bq/m3 de trício, 2,22x10 Bq/m3 de cobalto e 3,48x10 Bq/m3 de césio, usina a 100% de operação, e foi lançado próximo a praia de Itaorna, Angra dos Reis,RJ. Aplicando o modelo no cenário proposto (usina Angra 1 e 2 em funcionamento e Angra 3 com variação da captação e descarga tendo a descarga progressivamente reduzida após o acidente), a diluição da atividade específica da mancha dos radionuclídeos simulados, alcançou valores inferiores após 22 horas, aos níveis de referência para água do mar (1,1x10 Bq/m3, 1,11x10 Bq/m3 e 1,85x10 Bq/m3), respectivamente para o 3H, 60Co e 137 Cs. Após 54 horas de simulação os níveis dos radionuclídeos, na área de influência indireta, já estão abaixo dos valores mínimos de atividade detectados pelo laboratório de monitoração ambiental da CNAAA (5,2x10 Bq/m3, 3,0x10 Bq/m3 e 2,5x10 Bq/m3), respectivamente para o 3H, 60Co e 137 Cs.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:17:11Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9135_1.pdf: 868310 bytes, checksum: c74d26a320fa92804fb354db0f3516eb (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2007 / Todo reator PWR é provido de um componente chamado pressurizador, cuja finalidade é fornecer a alta pressão necessária para sua operação e conter as variações de pressão no sistema de refrigeração. Este trabalho destina-se a determinar mudanças nas variáveis de interesse frente às perturbações provocadas nos principais parâmetros do modelo que constitui o código MODPRESS. Tal procedimento é conhecido como análise de sensibilidade. Para a referida análise, o pressurizador foi tratado como um sistema termodinâmico constituído de três volumes de controle, sendo dois deles de água e um de vapor. O volume líquido inferior foi considerado fixo e a pressão uniforme em todos os volumes. As análises de sensibilidade foram realizadas para transitórios de mesma natureza e utilizando-se dois pressurizadores PWR de geometrias diferentes: o NEPTUNUS (seção de teste) e o pressurizador do reator IRIS. A validade do modelo foi comprovada por meio da comparação entre uma simulação numérica da temperatura de saturação versus tempo obtida por meio do código MODPRESS e o resultado experimental obtido no pressurizador NEPTUNUS (teste U47 experimental). A pressão final e o volume de controle final da região intermediária foram as variáveis consideradas de maior interesse e os parâmetros perturbados foram às taxas de surge e o nível inicial de água no volume de controle intermediário, pois suas variações são bastante influentes nos processos termodinâmicos relativos ao modelo. Os resultados mostraram que o volume do líquido intermediário foi a grandeza mais afetada, e a altura relativa do nível da água neste mesmo volume foi o parâmetro mais influente nas suas perturbações para todos os casos analisados. Para a variável pressão final, variações impostas ao insurge foram mais influentes quando comparadas com os efeitos das variações do outsurge. Ficou ainda comprovado que o código MODPRESS foi capaz de reproduzir satisfatoriamente os transitórios nos dois tipos de pressurizador, demonstrando sua confiabilidade na simulação deste dispositivo

[EN] The origin of the scaling-issue is the impossibility to obtain measured data in case of an accident in nuclear reactors. The knowledge of thermal hydraulic phenomena oc-curring in Nuclear Power Plants (NPP) during an accident is very important in nuclear safety. As full-scale testing is usually impossible to perform it, thus, a number of small-scale Integral Test Facilities (ITF) of prototype systems have been built to inves-tigate the physical phenomena of transients or possible accidents in NPPs. The design and implementation of these small-scale ITF is performed in the frame of several international projects, among which are the promoted by the Nuclear Safety Council (CSN) and the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) aimed at assimilation, application and improvement of thermalhydraulic codes. Among them, the projects "Analysis and simulation of accidental sequences in PWR reactors. SPAIN CAMP Project" and "Analysis and simulation of the OECD/NEA PKL and OECD/NEA ROSA experiments. Application to the Spanish NPP" are based on a series of experiments in Large Scale Test Facility (LSTF) and Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL), both ITF. To analyze the applicability and/or extension of these results to the safety and opera-tion of a generic NPP in this Thesis a methodology applied to the scaling has been developed. This methodology consists of the following points. First, a LSTF model has been developed using the thermalhydraulic code TRACE (TRAC / RELAP Advanced Computational Engine). This model has been used to reproduce different experiments based on Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) produced in different locations of the ITF (upper head of the vessel, hot legs, cold legs, etc.). After comparing the simulation results with experimental ones, the differences between both have been analyzed. Furthermore, the special TRACE5 models have been considered to improve the simulation of determined phenomena. With this, a validated LSTF model developed using TRACE5 has been obtained. From the LSTF model, a scaled-up model has been developed applying the volumetric scaling methodology. The use of this methodology is based on the LSTF is a Full-Height, Full- Pressure (FHFP) facility and all the accidents considered are SBLOCA. Under these conditions, the fluid properties are maintained; therefore, it is appropriate to use the volumetric scaling methodology. The same experiments reproduced using the LSTF model have been simulated with the scaled-up model to assess if TRACE5 code is able to well reproduce the same phe-nomenology happening in a small scale facility. The simulation results have been compared with experimental results and those obtained with the LSTF model. Furthermore, trying to study in depth the scaling methodology, a TRACE5 model of the PKL facility has been used to reproduce the counterpart test, which is common to LSTF and PKL facilities. These facilities are not equal in design and operation condi-tions. It allows studying the phenomenology and scaling aspects in systems with dif-ferent design and operation conditions as well as to obtain scaling relations between both facilities. / [ES] El origen de la herramienta del escalado en el campo de la seguridad nuclear surge ante la imposibilidad de tener datos reales medidos sobre los fenómenos termohidráu-licos que ocurren en una central nuclear durante un accidente y la importancia del conocimiento de dichos fenómenos. De ahí la necesidad de desarrollar instalaciones que representen determinadas centrales nucleares a pequeña escala donde se puedan reproducir diferentes experimentos. El diseño y la puesta en marcha de dichas instalaciones a pequeña escala se enmarca dentro de diversos proyectos internacionales, entre los que se encuentran los promovi-dos por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Organización para la Coopera-ción y el Desarrollo Económico (Organisation for Economic Co-operation and Deve-lopment, OECD) encaminados a la asimilación, aplicación y mejora de los códigos termohidráulicos. Entre ellos, los proyectos "Análisis y simulación de secuencias acci-dentales en reactores PWR. Proyecto CAMP ESPAÑA" y "Análisis y simulación de los experimentos OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA. Aplicación a las CC.NN. españolas". Los proyectos, OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA, se basan en una serie de experimentos realizados en las instalaciones experimentales a pequeña escala o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) y Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Para analizar la aplicabilidad y/o extensión de estos resultados a la seguridad y opera-ción de una planta genérica en la presente Tesis se ha desarrollado una metodología aplicada al escalado que ha consistido en los siguientes puntos. En primer lugar, se ha desarrollado un modelo de la instalación LSTF con el código termohidráulico TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) y se han reproducido diferentes experimentos basados en pequeñas roturas con pérdida de refri-gerante o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que se producen en dife-rentes localizaciones de la instalación (upper head de la vasija, ramas calientes, ramas frías, etc.). Tras comparar los resultados de simulación con los resultados experimenta-les y estudiar los modelos especiales de TRACE para mejorar la simulación de deter-minados fenómenos se han analizado las posibles diferencias existentes y se ha consi-derado el modelo de LSTF como validado. A partir de dicho modelo de LSTF se ha desarrollado un modelo escalado, aplicando la metodología de escalado volumétrico. La utilización de dicha metodología se basa en que la instalación LSTF es una instalación que conserva la misma altura y presión que su central de referencia, Full-Height, Full- Pressure, (FHFP) y los accidentes considerados son SBLOCA. En estas condiciones, el fluido mantiene sus propiedades y, por tanto, resulta adecuada la aplicación de la metodología de escalado volumétrico. Con el modelo escalado se han reproducido los mismos experimentos que con el mo-delo de LSTF con el objetivo de comprobar si el código TRACE5 es capaz de repro-ducir la misma fenomenología que ocurre a pequeña escala. Para ello los resultados de simulación también se han comparado con los resultados experimentales y con los obtenidos con el modelo de LSTF. Además, para profundizar más en la metodología de escalado, se ha utilizado un mo-delo de la instalación PKL con el que se ha reproducido el experimento counterpart, común a las instalaciones LSTF y PKL, que tienen diferentes condiciones de diseño y operación. Esto permite estudiar la fenomenología y aspectos relativos al escalado en instalaciones con diferentes condiciones de diseño y operación, así como obtener las relaciones de escalado entre ambas instalaciones. / [CA] L'origen de l'eina de l'escalat en el camp de la seguretat nuclear sorgeix davant la im-possibilitat de tenir dades reals mesurades sobre els fenòmens termohidràulics que ocorren en una central nuclear durant un accident i la importància del coneixement d'aquests fenòmens. D'ahí la necessitat de desenvolupar instal·lacions que representen determinades centrals nuclears a escala menuda on es puguen reproduir diferents expe-riments. El disseny i la posta en marxa d'aquestes instal·lacions a escala menuda s'emmarca dins de diversos projectes internacionals, entre els quals es troben els que promou el Con-sell de Seguretat Nuclear (CSN) i l'Organització per a la Cooperació i el Desenvolu-pament Econòmic (Organisation for Economic Cooperation and Development, OECD) encaminats a l'assimilació, aplicació i millora dels codis termohidráulics. En-tre ells, els projectes "Anàlisis i simulació de seqüències accidentals en reactors PWR. Projecte CAMP ESPANYA" i "Anàlisi i simulació dels experiments OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA. Aplicació a les CC.NN. espanyoles". Els projectes, OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA, es basen en una sèrie d'experiments realitzats en les insta-llacions experimentals a escala menuda o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) i Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Per analitzar l'aplicabilitat i/o extensió d'aquests resultats a la seguretat i operació d'una planta genèrica en la present Tesi s'ha desenvolupat una metodologia aplicada a l'esca-lat que ha consistit en els següents punts. En primer lloc, s'ha desenvolupat un model de la instal·lació LSTF amb el codi ter-mohidráulic TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) i s'han repro-duït diferents experiments basats en trencaments menuts amb pèrdua de refrigerant o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que es produeixen en diferents localitzacions de la instal·lació (upper head de l'atuell, branques calentes, branques fredes, etc.). Després de comparar els resultats de simulació amb els resultats experi-mentals i estudiar els models especials de TRACE per millorar la simulació de deter-minats fenòmens s'han analitzat les possibles diferències existents i s'ha consi-deratel model de LSTF com validat. A partir d'aquest model de LSTF s'ha desenvolupat un model escalat, aplicant la meto-dologia d'escalat volumètric. La utilització d'aquesta metodologia es basa en que la instal·lació LSTF és una instal·lació que conserva la mateixa altura i pressió que la seva central de referència, Full-Height, Full-Pressure, (FHFP) i els accidents conside-rats són SBLOCA. En aquestes condicions, el fluid manté les seves propietats i, per tant, resulta adequada l'aplicació de la metodologia d'escalat volumètric. Amb el model escalat s'han reproduït els mateixos experiments que amb el model de LSTF amb l'objectiu de comprovar si el codi TRACE5 és capaç de reproduir la matei-xa fenomenologia que ocorre a escala menuda. Per això els resultats de simulació tam-bé s'han comparat amb els resultats experimentals i amb els obtinguts amb el model de LSTF. A més, per aprofundir més en la metodologia d'escalat, s'ha utilitzat un model de la instal·lació PKL amb el qual s'ha reproduït l'experiment counterpart, comú a les ins-tal·lacions LSTF i PKL, que tenen diferents condicions de disseny i operació. Això permet estudiar la fenomenologia i aspectes relatius a l'escalat en instal·lacions amb diferents condicions de disseny i operació, així com obtenir les relacions d'escalat entre ambdues instal·lacions. / Querol Vives, A. (2015). Análisis termohidráulico de la instalación LSTF/ROSA utilizando el código TRACE5. Aportaciones a la metodología de escalado [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/59445

Fundamentado na mecânica da fratura, o conceito do Leak-Before-Break (LBB) \"Vazamento Antes da Falha\" considera que um vazamento proveniente de uma trinca pode ser detectado antes de alcançar um tamanho crítico que implique na falha da tubulação, ou seja, a análise do LBB demostra através de uma justificativa técnica que a probabilidade de ruptura da tubulação é extremamente baixa. Dentre os aspectos que envolvem a aplicação do LBB, os principais são: a definição das propriedades do material, que são extraídos através de ensaios à tração e à fratura; a análise do vazamento, que determina a taxa de vazamento devido à presença de uma trinca passante; e a análise que verifica se a trinca é estável considerando os modos de falha por rasgamento dúctil e por colapso plástico. Os materiais SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B e SA-376-TP304 foram avaliados quanto aos seus desempenhos para o LBB. Utilizaram-se dados extraídos de casos da literatura para as propriedades dos materiais, e para a geometria e carregamentos da tubulação, todos correspondentes ao circuito primário de um reator PWR. Após aplicação do LBB, constatou-se que todos os três materiais atenderam os limites do estabelecidos na metodologia. Verificou-se que os materiais SA-508 Cl. 3 e SA-376-TP304 mostraram o melhor desempenho para falha por rasgamento dúctil e falha por colapso plástico, respectivamente, e o material SA-106 Gr. B teve o menor desempenho em ambos. Todos os três materiais apresentaram o colapso plástico como modo de falha mais provável. De uma forma generalizada, o material SA-376-TP304 obteve o melhor desempenho para o LBB dentre os três materiais avaliados neste trabalho. / Based on the fracture mechanics, the Leak-Before-Break (LBB) concept considers that a leakage from a crack can be detected before reaching a critical size that implies the pipe failure, that is, the LBB analysis demonstrates through a technical justification that the probability of pipe rupture is extremely low. Among the aspects that involve the application of LBB, the main ones are: the definition of the material properties, which are obtained through tensile and fracture tests; the leakage analysis, which determines the rate of leakage due to the presence of a through-wall crack; and the analysis that verifies if the crack is stable considering the failure modes by ductile tearing and plastic collapse. The materials SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B and SA-376-TP304 were evaluated in relation to their performances for LBB. Data obtained from literature cases were used for the materials properties, and for the geometry and loadings of the pipe, all corresponding to the primary circuit of a PWR reactor. After application of the LBB, it was verified that all three materials met the limits established in the methodology. The materials SA-508 Cl. 3 and SA-376-TP304 showed the best performance for ductile tearing failure and plastic collapse failure, respectively, and the material SA-106 Gr. B material had the lowest performance in both. All three materials presented plastic collapse as the most likely failure mode. In general, the material SA-376-TP304 obtained the best performance for the LBB among the three materials evaluated in this work.

Nenhuma / A liga 800GN (grau nuclear) é um material utilizado na fabricação de geradores de vapor para reatores de água pressurizada (PWR) de usinas nucleares devido à sua elevada resistência à corrosão. A resistência à corrosão da liga 800GN é devida ao caráter protetor da película de óxido formada na superfície do tubo em contato com a água pressurizada à alta temperatura. No entanto, a corrosão tem sido a principal causa de falhas nos tubos dos geradores de vapor de usinas nucleares. Os problemas gerados pela corrosão têm sido atribuídos a condições e excursões da química da água do circuito secundário, muitos dos quais resultantes da entrada de água de refrigeração do condensador no circuito secundário. A experiência adquirida em diferentes centrais nucleares mostra que a composição química da água tem um papel importante na manutenção da integridade da película protetora de óxido formada na superfície do tubo. Neste trabalho foi avaliada a resistência à corrosão por pites de tubos da liga 800GN, em meio similar ao do circuito secundário de um reator PWR contendo teores de contaminação por íons cloreto de 250 ppb, 1 ppm, 5 ppm, 10 ppm e 50 ppm. A susceptibilidade dos tubos de liga 800GN ao processo de corrosão por pites foi avaliada em célula eletroquímica à temperatura de 80 C e em autoclave à temperatura de 250 oC, empregando-se a técnica eletroquímica de polarização anódica potenciodinâmica cíclica. A observação da morfologia da superfície das amostras após os ensaios eletroquímicos foi realizada por meio de microscopia ótica e microscopia eletrônica por varredura e microanálise por EDS (Energy Dispersive Spectrometry). A 80 C, a liga 800GN apresentou resistência à corrosão por pites, mesmo quando concentrações 5 ppm de Cl- foram adicionadas ao meio similar ao do ambiente secundário de um reator PWR. Corrosão por pites foi observada somente com a adição de 10 e 50 ppm de Cl-. Os ensaios eletroquímicos a 250 C mostraram que na condição normal de operação de um reator PWR e com a adição de 250 ppb de íons cloreto a liga 800GN exibiu elevada resistência à corrosão por pites, não ocorrendo nenhuma modificação na superfície do material. No entanto, ficou evidenciado que com a adição de 1 ppm de cloreto ao meio PWR iniciou-se uma modificação no filme passivo formado na superfície da liga 800GN.

A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém. / The improvement in the efficiency and safety aspects of compact nuclear reactors is directly linked to innovations in fuels and the geometry of Fuel Elements - F.E. - as is the case of the Plate type, as compared to the Rod type. From a mechanical point of view, to ensure that the structure of an F.E. is safe to operate in a compact PWR reactor is necessary to state that it meets the functional design requirements for structures of this type and application, present in ANSI / ANS-57.5-1996; and also that the stresses resulting from the loads imposed on them are less than the permissible mechanical limits for their structural materials in accordance with ASME III, division 1, subsection NB. In order to develop a methodology of mechanical analysis to verify compliance with the criteria of the cited standards, a computational conceptual model of F.E. Plate structure was proposed and later this model was submitted to a series of computational analyzes that simulated the application of the combinations of the main active loads. The results obtained from the analyzes revealed that the values of the stresses resulting from the application of the loads were lower than the values of the allowable limits of the materials that make up their components. It was also observed that the resulting displacements did not exceed the functional limits, which are the contact between neighboring similar structures i.e. the contact of the upper region of this structure with the supporting structures of the pressure vessel containing it.

Orientador: Prof. Dr. José Rubens Maiorino / Tese ( doutorado)- Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, 2017. / O presente trabalho apresenta a análise e estudo da viabilidade de converter um reator de água pressurizada, para que opere com combustível a base de mistura de óxidos de tório e urânio (Th, U)O2, em substituição ao tradicional dióxido de urânio, com a finalidade de redução de actinídeos de longa vida, em especial plutônio, e de gerar um estoque de 233U que poderia vir a no futuro ser utilizado em ciclos de combustível avançados, em um processo mais sustentável e para aproveitar a grande reserva de tório disponível no planeta e em especial no Brasil. O reator escolhido como referência foi o AP1000, que é considerado como um dos reatores mais seguros e modernos da atual Geração III, e por sua similaridade com os reatores já consolidados e utilizados no Brasil para geração de energia elétrica. Os resultados obtidos mostram a viabilidade e potencialidade do conceito, sem a necessidade de mudanças no núcleo do AP1000, e também com vantagens relativamente a este. Os cálculos nêutronicos foram feitos pelo programa SERPENT. Os resultados forneceram uma densidade de potência linear máxima menores que o AP1000, favorecendo a segurança. Além disso a fração de nêutrons atrasados, os coeficientes de reatividade mostraram-se adequados para garantir a segurança do conceito. Os resultados mostraram que é possível uma produção de cerca de 260 Kg de 233U por ciclo, com uma produção mínima de plutônio físsil que favorece a utilização do conceito em ciclos de U-Th, no entanto os estudos apontam que sua vantagem é limitada a ciclos de combustível fechados. / This work presents the neutronics and thermal hydraulics feasibility to convert the UO2 core of the Westinghouse AP1000 in a (U-Th)O2 core, rather than the traditional uranium dioxide, for the purpose of reducing long-lived actinides, especially plutonium, and generates a stock pile of 233U, which could in the future be used in advanced fuel cycles, in a more sustainable process and taking advantage of the large stock of thorium available on the planet and especially in Brazil. The reactor chosen as reference was the AP1000, which is considered to be one of the most reliable and modern reactor of the current Generation III, and its similarity to the reactors already consolidated and used in Brazil for electric power generation. The results show the feasibility and potentiality of the concept, without needs any change in the core of the AP1000, and even with advantages over this. The neutron calculations were made by the SERPENT code. The results provided a maximum linear power density lower than the AP1000, favoring safety. In addition the delayed neutron fraction, the reactivity coefficients proved to be adequate to ensure the safety of the concept. The results show that a production of about 260 Kg of 233U per cycle is possible, with a minimum production of fissile plutonium that favors the use of the concept in U-Th cycles, however studies show that its advantage is limited to closed cycles.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:54Z (GMT). No. of bitstreams: 1 04607.pdf: 2576039 bytes, checksum: 603b16c8476069d7b49cc9e583ab15bc (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:54Z (GMT). No. of bitstreams: 1 04607.pdf: 2576039 bytes, checksum: 603b16c8476069d7b49cc9e583ab15bc (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Nuclear power plants generate electricity by means of splitting atoms. The basic safety requirements and objectives are to protect the people, society, and the environment from radiological accidents, limit harmful effects of ionizing radiation during operation and take all reasonable practical steps to prevent radiological accidents. Defense in depth is the concept of preventing and mitigate accidents with multiple layers of protection and is applied in nuclear power plants. Safety systems and safety criteria from regulatory authorities are put in place to ensure defense in depth and fulfill the safety requirements and objectives. The high-pressure injection system injects high concentrations of boron acid into the primary side of the plant, reducing reactivity and power. It has three lines connected to the cold leg of three out of four main coolant loops. Each line uses a piston pump to pump borated water from boron tanks into the primary side. The system is designed to suppress positive reactivity without a pressure drop on the primary side. For this work, the high-pressure injection system is activated at 107% nominal power, a condition for when SCRAM normally is activated. The amount of boron introduced to the system is decided by two main factors, the volumetric flow rate and the boron concentration. System codes for modelling and simulation of power plants have long been used for analysis of reactor dynamic behavior. The modelling and simulation software Apros has been developed for the purpose of modelling nuclear power plant systems. This thesis is conducted at Westinghouse Electric Sweden AB with the purpose of modelling the primary side of a VVER1000. The license, learning material and documentation were provided by the company. A sensitivity study of the boron concentration contra volumetric flow rate of the high-pressure injection system was performed to see if one factor had a larger effect than the other on the primary side. The sensibility study explored two scenarios where reactor trip is unavailable. One scenario where all the control rods are extracted and get stuck and another scenario where all the rods are fully withdrawn, increasing power, temperature and pressure, triggering the pressurizer pressure relief system. The analysis focused on the effects on power and reactor outlet pressure. Results showed that volumetric flow rate affects the system more than boron concentration. In particular, when volumetric flow rate increased to 8.3 m3 /h , the pressure relief system did not activate while it did for 7.3 m3 /h , suggesting that for a limited power increase rate and high enough volumetric flow rate, the high-pressure injection system dampen reactivity, and in extension, pressure enough to not activate the pressure relief system. For future work, the natural continuation of this work is to explore a larger range of boron concentrations and volumetric flow rates. Obtaining validation data and validating the model could yield results that are not purely theoretical. / Kärnkraftverk genererar elektricitet genom att klyva atomer. De grundläggande säkerhetskraven och målen är att skydda människor, samhälle och miljö från radiologiska olyckor, begränsa skadliga effekter av joniserande strålning under drift och vidta alla rimliga praktiska åtgärder för att förhindra radiologiska olyckor. Flernivåskydd (defense in depth) är konceptet för att förebygga och minimera olyckor med flera skyddslager och tillämpas i kärnkraftverk. Säkerhetssystem och säkerhetskriterier från tillsynsmyndigheter har införts för att säkerställa flernivåskydd och uppfylla säkerhetskraven och målen. Högtrycksinsprutningssystemet injicerar höga koncentrationer av borsyra in i kärnkraftverkets primärkrets, vilket minskar reaktivitet och effekt. Den har tre stråk anslutna till den kalla delen av tre av fyra kylkretsar. Varje stråk använder en kolvpump för att pumpa borat vatten från bortankar till primärsidan. Systemet är designat för att dämpa positiv reaktivitet utan tryckfall i primärkretsen. För detta arbete är högtrycksinsprutningssystemet aktiverat vid 107 % nominell effekt, ett villkor för när SCRAM normalt sätt aktiveras. Mängden bor som införs i systemet bestäms av två huvudfaktorer, den volymetriska flödeshastighetenborkoncentrationen. Systemkoder for modellering och simulering av kraftverk har länge används för analys av reaktorns dynamiska beteende. Modellerings- och simuleringsmjukvaran Apros har utvecklats i syfte att modellera kärnkraftverkssystem. Detta examensarbete är utfört på Westinghouse Electric Sweden AB med syftet att modellera primärkretsen av en VVER1000. Licensen, läromedel och dokumentation har tillhandahållits av företaget. En känslighetsstudie av borkoncentrationen och volymetrisk flödeshastighet i högtrycksinsprutningssystemet utfördes för att se om en faktor hade en större effekt än den andra i primärkretsen. Känslighetsstudien undersökte två scenarier där snabb stopp av reaktorn inte var möjlig. Ett scenario där alla styrstavar dras ut och fastnar och ett annat scenario där stavar alla stavar dras ut helt, vilket ökar effekten, temperaturen och trycket vilket utlöser tryckavlastningssytemet. Analysen fokuserade på effekterna på effekt och reaktorns utloppstryck. Resultaten visade att volymetrisk flödeshastighet påverkade systemet mer än borkoncentrationen. I synnerhet, när det volymetriska flödet ökade till 8.3 m3/haktiverades inte tryckavlastningssytemet medan det gjorde det för 7.3 m3/s. Vilket tyder på att för en begränsad effektökning och tillräcklig hög volymetrisk flödeshastighet, reducerar högtrycksinsprutningssystemet reaktiviteten, och i förlängning, trycket tillräckligt för att inte aktivera tryckavlastningssystemet. För framtida arbeten är den naturliga fortsättningen på detta arbete att utforska ett större spann av borkoncentrationer och volymetriska flödeshastigheter. Att erhålla valideringsdata och validera modellen skulle kunna ge resultat som inte var rent teoretiska.