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