Estas colaboraciones han estado catalizadas por los sucesivos acuerdos CAMP (Code Assessment and Maintenace Program) entre el CSN y el organismo regulador americano USNRC, que facilitan el acceso a los códigos de simulación termohidráulica desarrollados por éste, esto es, los códigos RELAP5, y TRAC/P para las centrales PWR, TRAC/B para BWR inicialmente y el código TRACE en la actualidad. CAMP es el programa de la USNRC con el objetivo de Validar y Verificar (V&V) estos códigos, y colaborar internacionalmente en la mejora de sus prestaciones.
De manera independiente, el CSN viene participando desde primeros de este siglo en diversos programas de NEA/OCDE de termohidráulica experimental. Estas colaboraciones internacionales vienen demandadas desde sucesivos informes SESAR/SFEAR (The Senior Expert Group on Safety Research / Support Facilities for Existing and Advanced Reactors) editados por NEA/OCDE, que entre otros, identifican diversas instalaciones experimentales integrales que se considera esencial mantener para no perder ni el conocimiento ni la infraestructura necesaria para el sostenimiento de la tecnología. De las posibles acciones planteadas por NEA/OCDE, el CSN ha firmado en este intervalo de tiempo acuerdos relativos a programas experimentales en las instalaciones ROSA (de JAEA, organismo de investigación nuclear japonés), PKL (de Framatome), ATLAS (de KAERI, organismo de investigación nuclear coreano), y recientemente RBHT (de la USNRC).
Tanto desde el Programme Review Group (PRG) como desde el Management Board (MB) de estos proyectos se insiste a los participantes en el interés de colaborar con actividades analíticas de diverso tipo, p.e., análisis pre-test para la determinación de las condiciones iniciales de realización de los experimentos; ejercicios Benchmark de intercomparación de resultados de códigos, o análisis post-test. Estas actividades analíticas se dirigen también a:
- la validación de códigos de análisis de seguridad para fenomenologías involucradas en estas extensiones del diseño, y
- al estudio de la incidencia del factor de escala y validación de técnicas de escalado necesarias.
Todas estas actividades analíticas en los proyectos de NEA/OCDE han contado con participación de grupos nacionales con códigos CAMP. Las sinergias entre ambas líneas de colaboración (CAMP y NEA), ha hecho se pudiera unificar la participación española en el programa de simulación TH, CAMP-España.
PROGRAMA CAMP DE LA USNRC.
El Programa CAMP (Code Applications and Maintenance Program) es un programa de cooperación internacional en el área de la investigación termohidráulica promovido por la United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC), que tiene como objetivo fundamental la verificación, validación, mantenimiento y aplicación de los códigos termohidráulicos RELAP5/MOD3 y TRACE. Estos códigos constituyen el estado del arte de la aplicación de la mecánica de fluidos bifásica a centrales nucleares de agua ligera, permitiendo la simulación de gran parte de los escenarios de hipotéticos accidentes, así como pruebas nucleares y/o incidentes reales ocurridos.
CAMP permite disponer además de los códigos RELAP5 y TRACE, del código de cinética 3D PARCS (Purdue Advanced Reactor Core Simulator), y de la interfaz gráfica de usuario SNAP (Symbolic Nuclear Analysis Package) de todos los códigos de la USNRC.
El acuerdo, además de una cuota, obliga a la entrega para su revisión, de dos contribuciones en especie (o trabajos técnicos equivalentes) por cada año de vigencia, con la calidad suficiente para ser publicadas como NUREG International Agreement Reports (NUREG/IA).
Para una mayor difusión de toda la información disponible y su aplicación a las centrales nucleares españolas, el CSN ha promovido la participación de otras organizaciones españolas a través de convenios de colaboración. En etapas previas del proyecto y hasta la fecha, la estructura de CAMP-España ha reunido a cerca de una veintena de organizaciones nacionales.
Las actividades de participación en el Programa CAMP que se han venido realizando se pueden agrupar tal como sigue:
- Contribuciones en especie. El acuerdo CAMP obliga, además de a una contribución económica, a la entrega al Programa CAMP Internacional de dos informes de evaluación por año o trabajos de valor equivalente, con un nivel de compromiso en cuanto a calidad y contenido definido en el NUREG-1271. El Comité de Coordinación (CC) de CAMP-España analiza y aprueba las propuestas de cada una de las organizaciones participantes, y revisa los trabajos presentándolos para su análisis y aprobación al Comité Técnico del Programa (TPC). El esfuerzo conjunto del país como contribución al programa internacional ha sido de una treintena de cálculos o estudios elaborados por todos los miembros de CAMP-España. Estos trabajos debidamente documentados y revisados por diversos grupos de trabajo de la estructura nacional, son enviados a la USNRC para su revisión y publicación como documentos NUREG International Agreement Reports (NUREG/IA). En la última fase de CAMP-España, la USNRC ha publicado 41 informes NUREG/IA elaborados por distintas instancias (universidades, centrales, CSN, ingenierías) españolas. En la última reunión internacional de CAMP celebrada en Valencia (sede de la UPV), el TPC de CAMP aprobó la propuesta española de 19 nuevas contribuciones.
- Participación en reuniones de especialistas de CAMP-Internacional y de CAMP-España. El Comité Técnico del Programa (TPC) CAMP-Internacional convoca al año dos reuniones de especialistas. Representantes de CAMP-España han venido participando tradicionalmente en dichas reuniones, haciendo presentaciones relativas a la actualización del estado del proyecto en el país, de identificación de anomalías y/o errores, de descripción de contribuciones técnicas al proyecto o de otras actividades con los códigos. A su vez el Comité de Coordinación (CC) de CAMP-España convoca con cierta periodicidad la celebración de Jornadas Técnicas de CAMP-España (8 hasta la fecha), con un alcance a nivel nacional similar al de la reunión internacional.
- Colaboración en la identificación y resolución de deficiencias en los códigos y en todas las herramientas soporte (manuales, códigos auxiliares, etc.). Uno de los objetivos del Programa, explicitado directamente en el acuerdo CSN-USNRC, se refiere a la colaboración de los participantes en la identificación y resolución de problemas en los códigos termohidráulicos. Estas deficiencias encontradas se deben documentar en un formato establecido.
PROYECTO PKL DE NEA/OECD.
Entre 2001 y 2020 se han desarrollado en la instalación PKL (localizada en las instalaciones de Framamtome en Erlangen), sucesivos programas internacionales de termohidráulica experimental auspiciados por la OECD (SETH, PKL, PKL2, PKL3 y PKL4).
Principales características de la instalación experimental PKL son (figura 1):
- Instalación de TH integral que simula una planta PWR (diseño Konvoi de KWU) de 1300 MW.
- Dispone de 4 lazos idénticos y simétricos en torno a la vasija, incluyendo todos los sistemas de seguridad y de operación más relevantes.
- La escala de alturas es 1:1 y de diámetros 1:12 (i.e., escala 1:145 en volumen y potencia).
- Los lazos de refrigeración son idénticos (longitudes y fricciones). El downcomer de la vasija está simulado mediante un anillo y dos tuberías paralelas.
- Dispone de una extensa instrumentación (1500 puntos de medida) en temperatura, presión, caudal (monofásico y bifásico), así como una instrumentación única en concentración local de boro.
Recientemente se han acometido una serie de cambios en la instalación (nueva línea de baipás del caudal de salida de la vasija, internos del plenum superior, mejoras en la instrumentación, y se ha modificado la cabeza y plenum superior de la vasija) para representar un diseño de vasija más cercano al del diseño PWR-W.
Hasta la fecha en estos programas PKL de NEA/OECD se han analizado las siguientes temáticas de seguridad:
- Dilución de boro tras SBLOCA.
- Accidentes de pérdida de capacidad de extracción de calor en situaciones de operación en parada, con inventario reducido y con el sistema primario cerrado y abierto.
- Estudio sistemático de los mecanismos de transmisión en los generadores de vapor (GG.VV.) en presencia de mezclas agua/vapor/nitrógeno.
- Procedimientos de enfriamiento con GG.VV. aislados y con secundarios vacíos.
- Investigación de transitorios de enfriamiento rápido (roturas en líneas de vapor).
- Investigación de situaciones accidentales que requieren maniobras de condensación y reflujo (reflux condenser) para diseños PWR avanzados.
- Precipitación de boro tras accidentes de LOCA grande y análisis de maniobras de recuperación.
- Maniobras de enfriamiento del primario con formación de burbuja en la cabeza de la vasija.
- Transitorios SBLOCA con fallos en los sistemas de inyección maniobras de enfriamiento y despresurización con GG.VV. (experimento homólogo (counterpart) con ROSA/LSTF).
- Escenarios de Extensión del Diseño, SBO de larga duración, y SBLOCA con fallo de los sistemas de seguridad.
- Escenarios con maniobras de enfriamiento en condiciones de circulación natural asimétrica (por ejemplo, con GG.VV. aislados) en accidentes base de diseño (DBA) o más allá de base de diseño (BDBA).
- Investigación de fenomenología bifásica de efectos separados en situaciones de accidentes LOCA (CCFL en ramas horizontales, condensación y reflujo, …).
- Accidentes de LOCA por rotura de tamaño intermedio.
- Maniobras de recuperación en accidentes de roturas múltiples de tubos de GG.VV.
- Estudios de la eficacia de maniobras de inyección pasiva en el secundario.
Los experimentos realizados en PKL hasta la fecha han contribuido, en su conjunto, a una mejor comprensión de los procesos termohidráulicos complejos que intervienen en distintos escenarios de accidente, así como al planteamiento y evaluación de medidas mitigadoras de accidentes, proporcionando además una valiosa información sobre los márgenes de seguridad disponibles en las centrales. Los resultados de los experimentos se han aplicado también a la validación y el desarrollo de los códigos de simulación termohidráulica.
En el proyecto participan organizaciones reguladoras, suministradores principales, ingenierías, compañías eléctricas, organismos de investigación y universidades, de un amplio número de países (Alemania, Bélgica, República Checa, Finlandia, Francia, Japón, República de Corea, España, Suecia, Suiza, China, Hungría, Estados Unidos y Rusia). Por parte española además del CSN, la A.I.E. Centrales Nucleares Almaraz-Trillo participa dentro del grupo de propietarios de centrales de diseño Siemens-KWU.
Fig. 1 PKL Facility
PROYECTO ATLAS DE NEA/OECD.
De similar manera desde 2012, se han desarrollado en la instalación ATLAS (localizada en las instalaciones de KAERI en Daejon) sucesivos programas internacionales de NEA/OECD (ATLAS1, ATLAS2 y el próximo ATLAS, con el objetivo de resolver diversos temas relacionados con la seguridad nuclear y asociados al comportamiento termohidráulico de reactores de agua ligera.
ATLAS (Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation) es una instalación experimental integral para reactores PWR avanzados que pertenece a KAERI (figura 2). Como factor de escala corresponde a 1/2 en altura, 1/144 en área y 1/288 en volumen respecto al APR 1400. Como otras características más destacadas, en comparación por ejemplo con PKL, consta de solo dos lazos pero que permiten simulación de refrigeración asimétrica y además permite una simulación flexible de la distribución de potencia generada en el núcleo. Instalación adecuada para estudiar incidencia del factor de escalado, en especial, para fenómenos multidimensionales.
Hasta la fecha se han realizado experimentos relativos a:
- Pérdida de potencia exterior prolongada (SBO).
- Pequeñas roturas durante SBO.
- Pérdida total de agua de alimentación (TLOFW).
- Rotura de tamaño intermedio (IBLOCA), Rotura de la línea de compensación del PZR, Rotura de la línea DVI (inyección directa a la vasija).
- Escenarios de extensión de diseño DEC-A con fallos múltiples (SLB con SGTR).
- Refrigeración en parada sin RHRS.
- Inyección pasiva del núcleo.
- SBO con el sistema Hybrid SIT (sistema híbrido de acumuladores).
- SBLOCA con el sistema PECCS (sistema pasivo de ECCS).
- SBLOCA en la cabeza de la vasija (experimento counterpart de test en LSTF).
En el proyecto participan organizaciones reguladoras, suministradores principales, ingenierías, compañías eléctricas, organismos de investigación y universidades, de un amplio número de países (Alemania, Bélgica, Francia, Japón, República de Corea, España, Suiza, China, Estados Unidos y Emiratos Árabes).
Fig. 2 ATLAS Facility
PROYECTO RBHT DE NEA/OECD.
El conocimiento detallado de la fenomenología durante la reinundación (reflood) del núcleo en diversos escenarios accidentales, y en particular la transferencia de calor en las barras de combustible, es esencial en la evaluación de la efectividad de los sistemas de inyección y refrigeración de emergencia (ECCS). Es una fenomenología muy estudiada, que ha dado lugar a unos modelos mecanicistas basados en los mecanismos fundamentales que rigen la temohidráulica en lugar de basarse en correlaciones empíricas que a menudo estaban restringidas a un rango concreto de aplicabilidad.
Sin embargo, los nuevos diseños de combustibles (materiales de vaina, de rejillas, …). las condiciones operativas en la actualidad (grado de quemado, niveles iniciales de oxidación, …), así como la necesidad de liberar ciertos conservadurismos en los modelos, vienen demandando una actualización de las bases de datos experimentales soporte que pueda conducir a la confección de modelos más realistas y modernos. La USNRC está promoviendo a través de la NEA/OECD, con tal objetivo un programa experimental en la instalación RBHT (Rod Bundle Heat Transfer). RBHT es una instalación experimental de efectos separados para el análisis de fenomenología de refrigeración local en varillas y elementos combustible que pertenece a Penn State University. Fue diseñada y construida en 1998 con el objetivo de obtener datos para el desarrollo y la evaluación del código TRACE de la US NRC, especialmente en la fase de reinundación (reflood) del LOCA. La instalación (figura 3) ha sido diseñada para:
- Simular la reinundación en un elemento combustible moderno con una distribución de termopares altamente detallada para medir un perfil de temperatura a lo largo del elemento.
- Obtener medidas de tamaño de gota antes y después de las rejillas separadoras para proporcionar mejores datos para la ruptura de la gota.
- Medir las temperaturas de la rejilla espaciadora para determinar el tiempo y las condiciones en que se produce el remojado de la rejilla.
- Obtener velocidades de gota.
- Obtener temperaturas de vapor con un detalle axial significativo.
- Obtener una medición detallada del gradiente de presión axial en el elemento.
- Realizar experimentos de manera que prolongue las condiciones relativamente estables para aumentar los datos en varios regímenes de transferencia de calor.
En el pasado se han realizado numerosos ensayos experimentales con condiciones de contorno constantes y estacionarias, pero existen relativamente pocos experimentos con caudales de entrada variables u oscilantes, correspondientes condiciones y escenarios de hipotéticos accidentes.
El objetivo fundamental del proyecto RBHT es la realización de nuevos experimentos en condiciones de la fase reflood de un accidente LOCA, con condiciones de entrada no estacionarias ni constantes, y la realización de un benchmark (BM) para la simulación de los resultados con evaluación de las incertidumbres asociadas. De los resultados del proyecto se espera, a partir de la evaluación de estos datos que se obtengan de los experimentos, desarrollar modelos termohidráulicos mejorados y más “mecanicistas”. Es decir, modelos para procesos físicos que se basarían en los mecanismos fundamentales que gobiernan la termohidráulica en lugar de basarse en correlaciones empíricas, dado que estas últimas a menudo se restringen a un rango específico de aplicabilidad.
De todos estos tests se plantean BM ciegos de comparación de resultados analíticos con distintos códigos. En estos ejercicios BM se realizarán simulaciones numéricas ciegas de un conjunto inicial de datos para examinar la capacidad predictiva de los códigos previa a la liberación de los datos experimentales. Parte esencial de esta fase ciega (blind) será la realización de una cuantificación de la incertidumbre de los códigos y de los modelos, importante en usos modernos que implican métodos de «mejor estimación» (BEPU). El proyecto es adecuado para involucrar a una amplia gama de herramientas computacionales: códigos termohidráulicos de sistema (RELAP5, TRACE), de subcanal (COBRA) y posiblemente CFD (FLUENT, ANSYS). La organización de unos talleres (workshop) permitirá compartir los resultados de los BM, experiencias de uso y análisis de sensibilidad e incertidumbre realizados.
Figura 3 Instalación RBHT
