Simulación de una turbina de vapor de una central nuclear con el código TRACE

Abstract

Una Central Nuclear está compuesta por un primer circuito, en el que se encuentra el reactor nuclear, y por un segundo circuito, el cual es similar al de una central térmica convencional. Desde el punto de vista de la seguridad nuclear, el primer circuito de una central es el de mayor importancia para los análisis, y por lo tanto, los modelos desarrollados de este circuito son muy sofisticados. Por otro lado, como el análisis de seguridad en el segundo circuito carece de tanta importancia, los modelos de las turbinas desarrollados para simular su comportamiento bajo condiciones normales y adversas son muy simples. El objetivo de este proyecto es desarrollar un modelo de la turbina de vapor de una central nuclear que proporciones resultados de funcionamiento realistas bajo condiciones normales y bajo el efecto de transitorios. El código TRACE, que fue desarrollado por el gobierno de los Estados Unidos para modelar el funcionamiento de centrales nucleares, es la herramienta utilizada para el desempeño de este proyecto. Un esquema del circuito a simular fue proporcionado al principio del trabajo y ha sido usado como base para el desarrollo del modelo. El modelo final del circuito está compuesto por: una turbina de alta y otra de baja presión, un separador, un calentador, una válvula de seguridad, y condensadores.

A NPP is composed of a primary side, which contains the nuclear reactor, and a secondary side, which is similar to a conventional thermal power station. From a safety analysis point of view, the primary side of a NPP is the most important; hence, detailed models of the primary side exist in order to run simulations under different conditions. In contrast, since the safety analysis of a NPP secondary side is less important, the turbine simulation models are very simple. The objective of this Master’s Thesis is to develop a NPP secondary side model that provides realistic results under normal and transient operation conditions. The best-estimate reactor system code used to achieve this objective is TRACE, which was developed by the U.S. Nuclear Regulatory Commission for analysing steady-state behaviour, transients, Loss of Coolant Accidents (LOCA’s), and other accidents in light water reactors (PWR’s and BWR’s). At the beginning of this work, a basic diagram of the system to simulate was provided, which has been used as the basis for the model development. The final model includes the following main components: high-pressure turbine, separator, over-heater, low-pressure turbine, and condensers.