Presentazione seminara specialistica 1
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Presentazione seminara specialistica 1

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Presentazione seminara specialistica 1 Presentation Transcript

  • 1. ANALISI MEDIANTE IL CODICE DI CALCOLO TRACE DI PROBLEMATICHE TERMOFLUIDODINAMICHE IN IMPIANTI NUCLEARI AD ACQUA LEGGERA UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari Tesi di Laurea Specialistica di: Giuseppe Seminara Relatore : Ch.mo Prof. G.Vella   Correlatore : Dott. F. Mascari
  • 2. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Gli elementi alla base del rinnovato interesse a livello nazionale e internazionale per la generazione da fonte nucleare derivano da: I reattori nucleari possono essere classificati in: Introduzione
    • indipendenza energetica;
    • lotta all’inquinamento ed ai cambiamenti climatici;
    • ragioni economiche relative alla variabilità dei costi delle fonti fossili tradizionali.
    • Prima generazione;
    • Seconda generazione;
    • Terza generazione;
    • Terza generazione avanzata;
    • Quarta generazione;
  • 3. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Ad oggi si ha un rinnovato interesse per i reattori di III generazione di piccola e media taglia. Si è appurato infatti che centrali di media-bassa potenza potrebbero avere parecchi vantaggi in grado di controbilanciare l'economia di scala, quali: Introduzione
    • adeguamento più graduale della potenza prodotta man mano che cresce la richiesta;
    • accorciamento dei tempi di costruzione.
    • aumento della frazione di impianto costruibile in fabbrica anziché in cantiere;
    • minori rischi finanziari in caso di guasti o fermate imposte dalle Autorità di Sicurezza;
    • opportunità di costruire più centrali in serie con prodotti più standardizzati;
  • 4. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Il reattore IRIS ha preso le mosse da una ricerca sponsorizzata dal DOE, è nato da un consorzio inizialmente formato da quattro partners iniziali (3 USA e 1 italiano), che furono successivamente affiancati da numerosi altri, per un totale di 21 appartenenti a 10 Paesi. International Reactor Innovative and Secure IRIS è un reattore:
    • di media dimensione (potenza termica di 1000 MWt ed una elettrica di 335 MWe);
    • ad acqua leggera in pressione;
    • di tipo integrato e modulare.
    La sicurezza è basata sul nuovo concetto definito safety by design , che cerca di eliminare la possibilità che avvengano incidenti gravi, quelli detti di classe IV secondo la scala INES . Il progetto del reattore IRIS provvede infatti alla mitigazione di eventi incidentali non solo utilizzando i concetti di difesa in profondità, ridondanza, diversità, ma riducendo ed a volte eliminando la loro probabilità di verificarsi.
  • 5. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Contenimento di IRIS La configurazione integrale del reattore IRIS elimina tubature e componenti in pressione esterni. Il RPV di IRIS è contenuto all'interno di un CV sferico di acciaio di diametro di 25 m. La geometria sferica risulta avere una resistenza a pressione di almeno tre volte maggiore rispetto ad un tipico contenimento cilindrico.
  • 6. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Il RPV di IRIS
  • 7. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Sistemi di emergenza di IRIS
    • EHRS: hanno il compito di attuare sia la principale depressurizzazione post-LOCA (depressurizzazione senza perdita di massa) del sistema primario che le normali funzioni di raffreddamento del core.
    • EBT: erogano acqua borata al RPV attraverso le linee DVI in situazioni incidentali. Questi serbatoi forniscono al sistema primario una limitata portata di acqua d'alimento, quando necessario.
    • PSS: hanno la funzione di limitare la pressione del CV abbattendo l’eventuale gas rilasciato in situazioni incidentali e provvede anche ad un'eventuale iniezione di acqua all’interno del RPV in caso di LOCA tramite le DVI sia direttamente, che tramite i sistemi LGMS.
    • ADS : hanno il compito di mantenere uguali le pressioni del RPV e del contenimento limitando la perdita di refrigerante e prevenendo così gli effetti seguenti dovuti ad un incidente LOCA.
  • 8. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Simulatore Per Esperienze di Sicurezza Come membro del consorzio riguardante IRIS, ENEA coordina le attività di progetto, costruzione e messa a punto della nuova " Integral Test Facility" SPES-3. Il programma sperimentale SPES-3 è mirato a:
    • caratterizzare i fenomeni termoidraulici del reattore IRIS, il comportamento dei sistemi di sicurezza passivi e le interazioni tra il RPV ed il contenimento in transitori seguenti a postulati eventi incidentali (SBLOCA, rottura della SL e della FW);
    • caratterizzare il comportamento termoidraulico di componenti chiave presenti nel progetto del reattore IRIS, quali gli SG e gli EHRS;
    • produrre dati sperimentali utili per la validazione di codici termoidraulici.
  • 9. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Sistema/Componente IRIS SPES-3 Lato primario dell’RPV Si Si tranne le pompe Pompe 8 1 Potenza del core (MW) 1000 6.5 EBT 2 2 Generatori di Vapore 8 3 Circuiti secondari 4 3 Tubi dei SG Circa 700 14,14,28 Altezza dei SG (m) 8.2 8.2 Lunghezza media di una tubazione del SG 32 32 Sistema di contenimento Si Si EHRS 4 3 RWST 2 2 Dry Well 1 1 PSS 2 2 LGMS 2 2 QT 1 1 Treni ADS 3 2
  • 10. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Scaling utilizzato I principali parametri conservati nel processo di scaling sono : Al fine di preservare le cadute di pressione si sono scalate le aree degli SG. In particolare:
    • le condizioni termodinamiche del fluido (temperatura, pressione, entalpia);
    • la potenza per unità di massa;
    • il flusso termico e le cadute di pressione;
    • 1:100 per il volume;
    • 1:1 per la quota.
    • 1:72.5 per lo SG-A;
    • :
    • 1:65.7 per lo SG-B;
    • 1:56.5 per lo SG-C.
    • :
    Infine per riprodurre esattamente il PRZ di IRIS è stato scalato il volume 1:56.
  • 11. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. SPES-3
  • 12. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. TRAC/RELAP Advanced Computational Engine Il TRACE è: Il TRACE è un codice “best estimate”, moderno ed avanzato, che unisce le capacità di precedenti codici: RAMONA, RELAP5, TRAC-PWR e TRAC-BWR.
    • usato per studiare situazioni incidentali di LWR quali transitori operazionali, LOCA e per simulare i fenomeni che si destano negli impianti sperimentali atti a caratterizzare il comportamento termoidraulico di reattori nucleari in condizioni stazionarie e tempo dipendenti.
    • a volumi finiti;
    • a due fluidi;
    • con capacità di simulazione tridimensionali;
    • un codice di simulazione termoidraulico;
  • 13. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Symbolic Nuclear Analysis Package Il TRACE può essere usato tramite SNAP, che è una interfaccia grafica che assiste l’utilizzatore del codice nello sviluppo e nella visualizzazione dell’ inputdeck e nella visualizzazione dei dati scelti, ottenuti a fronte di simulazioni, tramite delle “animation model” . Una delle capacità di SNAP è quella di convertire input RELAP5 in input TRACE.
  • 14. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. TRACE/SNAP
  • 15. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Nodalizzazione di SPES-3 con TRACE
  • 16. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Nodalizzazione del Sistema Primario
    • Lower DC;
    • LP;
    • Core;
    • Core by-pass;
    • LR, zona del RCCA
    • UR, zona del CRDM;
    • PRZ;
    • " Pump Suction plenum ”;
    • Pompa;
    • " Pump Suction connecting piping ”;
    • "Pump bypass connecting piping" e "check valves ;
    • "Pump delivery connecting piping" e valvole;
    • Lato primario dello SG-A;
    • Lato primario dello SG-B;
    • Lato primario dello SG-C;
    • Check valves tra il riser ed il lato primario dello SG.
  • 17. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Nodalizzazione del Sistema Secondario
    • FL- A;
    • Tubi SG-A ;
    • SL-A ;
    • Gamba calda EHRS-A;
    • HX EHRS-A;
    • Gamba fredda EHRS-A;
    • RWST-A/B (vessel 2, con 25 livelli assiali, 2 anelli radiali and 1 settore azimutale);
    • Condotte di connessione tra RWST-A/B e l’ambiente.
  • 18. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Nodalizzazione del Sistema Secondario
    • FL-C;
    • Tubi SG-C1;
    • Tubi SG-C2;
    • SL-C;
    • Gamba calda EHRS-C;
    • HX EHRS-C;
    • Gamba fredda EHRS-C;
    • RWST-C (vessel 3, con 25 livelli assiali, 2 anelli radiali and 1 settore azimutale);
    • Condotte di connessione tra RWST-C e l’ambiente .
  • 19. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Nodalizzazione del Contenimento
    • EBT-A;
    • EBT-B
    • LGMS-A;
    • LGMS-B;
    • QT.
    • DW: 19 livelli assiali, 2 anelli radiali e 4 settori azimutali;
    • PSS-A: 7 livelli assiali, 2 anelli radiali e 2 settori azimutali;
    • PSS-B: 7 livelli assiali, 2 anelli radiali e 2 settori azimutali;
    • RC: 15 livelli assiali, 2 anelli radiali e 2 settori azimutali;
    • Tubature;
    • Linee di break.
  • 20. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Analisi delle Simulazioni
  • 21. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Analisi delle Simulazioni È stata eseguita una simulazione di uno stazionario di 1000 secondi ed un successivo evento incidentale transitorio, della durata di circa 3 ore, che simula una rottura DEG equivalente da 2 pollici del DVI. Tale rottura è la più grande, e contemporaneamente la più bassa, che può destare un LOCA nell'impianto IRIS. I fenomeni attesi dal postulato evento incidentale sono:
    • Blowdown;
    • Depressurizzazione del RPV/CV;
    • Long-term cooling.
  • 22. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Blowdown Portata nei Break Mass inventory nel RPV Pressione nel PRZ Massa di fluido nella RC
  • 23. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Depressurizzazione del RPV/CV Portata negli ADS Mass inventory nei PSS Massa negli LGMS Pressione nel contenimento e PSS
  • 24. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Conclusioni I risultati delle simulazioni prodotte dal codice TRACE mostrano che i principali fenomeni che caratterizzano il transitorio in oggetto sono predetti dal codice TRACE.
    • Fenomeni di particolare interesse sono :
    • il blowdown del sistema primario;
    • la susseguente fase di depressurizzazione;
    • l'efflusso critico al break predetto dal codice TRACE;
    • l'equalizzazione della pressione tra il sistema primario ed il contenimento;
    • il sistema accoppiato RPV/CV è depressurizzato dagli EHRS di cui il codice predice il comportamento atteso;
    • il codice è inoltre capace di predire il comportamento atteso dello SG elicoidale.
  • 25. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Conclusioni e Sviluppi Futuri Dai confronti con i risultati ottenuti con il codice RELAP5, nelle elaborazioni eseguite dalla SIET, si può concludere che i due codici forniscono risultati qualitativamente in buon accordo. Vista la complessità dell'input TRACE sviluppato, da cui consegue un lungo tempo di calcolo, lavori futuri sono finalizzati all'analisi dei fenomeni che caratterizzano l'impianto nella fase di "long term cooling”.
  • 26. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. GRAZIE PER L’ATTENZIONE