UNIVERSIDAD AUT~NOMA METROPOLITANA UNIDAD IZTAPALAPA

GIVIS IÓN DE CIENCIAS BÁSICAS E INGENIEHA /LICENCIATURA DE INGENIER~A EN ENERGÍA

ESPECIALIDAD AFEA NUCLEAR

SEMINARIO DE PROYECTOS I1

'MIGRACIÓN DEL CÓDIGO DITENU VERSIÓN ws A PC.

P R E S E N T A E L A L U M N O :

I ÍNG. FERNANDO DÍAZ PINEDA

MATRICULA: 9 1320604

....................... SA PAREDES

ASESOR DEL SEMINARIO

P México, D. F., a 26 de Agosto de 1997.

_-.-. .

ÍNDICE

I INTRODUCCION

1.1 FISION ............................................................................................................................. 1

1. 2 LA REACCION DE FISION ........................................................................................... 1

1.3 EL REACTOR NUCLEAR ............................................................................................. 2

1.4 REACTOR DE AGUA DE EBULLICIóN (BWR) ........................................................ 2

1.5 CRITERIOS DE DISEÑO DE LOS REACTORES DE FISIÓN .................................... 3

2 DESCRIPCION DEL CóDIGO DITENU V.3 I MOD PC

2.1 PROGRAMA PRINCIPAL ............................................................................................. 5

2.2 FUNCIONES Y RUTINAS DEL CóDIGO .................................................................... 6

3 MIGRACION DEL CóDIGO

3.1 SECUENCIAS DE LA MIGRACION ............................................................................ 7

3.2 MODIFICACIONES AL CóDIGO DITENU V.3 / MOD PC ...................................... 10 +

3.3 EJECUCI~N DEL CÓDIGO DITENU v.3 MOD PC ................................................ 11

4 REPRODUCCION DE PRUEBAS

4 . I TRANSITORIO DISPARO DE UNA BOMBA DE RECIRCULACI~N .................... 12

4.1 . 1 D I S C U S I ~ N Y ANÁLISIS ............................................................................ 14

4.2 TRANSITORIO DISPARO DE DOS BOMBAS DE RECIRCULACIÓN .................. 15

4.2.1 DISCUSION Y ANALISIS ............................................................................. 17

4.3 TRANSITORIO DISPARO DE TURBINA .................................................................. 18

4.3.1 DISCUSIóN Y ANÁLISIS DEL TRANSITORIO CON SCRAM ................ :20

4.3.2 D I S C U S I ~ N Y ANALISIS DEL TRANSITORIO SIN SCRAM ................... 21

5 CONCLUSIONES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22

REFERENCIAS ................................................................................................. 23

APÉNDICE A. GRÁFICAS DEL TRANSITORIO DISPARO DE UNA BOMBA DE RECIRCULACIÓN.

APÉNDICE B. GRÁFICAS DEL TRANSITORIO DISPARO DE DOS BOMBAS DE RECIRCULACIÓN.

APÉNDICE c. GRÁFICAS DEL TRANSITORIO DISPARO DE TURBINA CON SCRAM.

A PÉNDICE D. GRÁFICAS DEL TRANSITORIO DISPARO DE TURBINA SIN SCRAM.

RESUMEN

En este trabajo de Seminario de Proyectos consistió en realizar la migración del código DITENU versión 2 de Estación de Trabajo a una Computadora Personal para obtener una versión del código en PC (DITENU V.3 / MOD PC). Con la finalidad de que esta nueva versión sea portable y más fácil de manipular.

Posteriormente se realizaron pruebas transitorias de verificación para observar el comportamiento de las variables críticas del núcleo del reactor y analizar su influencia cuando se realice el disparo de los siguientes equipos mecánicos:

a) Disparo de una bomba de recirculación.

b) Disparo de las dos bombas de recirculación.

c) Disparo de turbina.

La principal importancia de este trabajo es analizar transitorios nuclear - termohidráulicos en reactores del tipo BWR con la opción de poder realizar “SCRAM’ del reactor si a s í se requiere.

Además, el código DITENU V.3 / MOD PC se utilizará de apoyo didáctico (teórico - práctico) para las siguientes materias, de la licenciatura de Ingeniería en Energía:

Física de Reactores Nucleares I y 11.

Ingeniería Nuclear I y 11.

La versión VMS original de este código se usó como una versión del tipo Benchwark para el Simulador de la Central Nuclear Laguna Verde.

I INTRODUCCI~N

En esta sección se presenta un breve bosquejo de lo que son los principios básicos de la reacción nuclear de fisión.

1.1 FISION

La palabra fisión se aplica a una clase de reacciones nucleares en las que el núcleo se parte en dos masas pequeños, con emisiones de protones y fotones gamma que acompañan al proceso. El punto de interés es en una subclase de reacciones de fisión causadas por la interacción de neutrones con el núcleo. Este fenómeno se explica a continuación.

1.2 LA REACCIóN DE FISIóN

La reacción de fisión se puede escribir como:

Neutrón + Núcleo + Núcleo producto de fisión + Neutrones + Partículas + Fotones gamma

En la Figura 1.1 se expone esquemáticamente dicha reacción. El neutrón penetra en el núcleo y por un momento existe un núcleo compuesto. En esta etapa, es posible que dicho núcleo decaiga a su estado base con la emisión de radiación gamma. Esta es la reacción (n, y). Sin embargo, cuando se realiza la fisión, el núcleo compuesto se parte, usualmente en un par de núcleos, a estos núcleos se les llama productos de fisión que son radiactivos y decaen por emisión y o p (toda la teoría sobre este fenómeno físico se presenta en Thomas J. C., 1985).

+ Neutron Núcleo Núcleo Productos

fisil de fision (radiactivo)

400 MeV 'o' @ Neutron

0 Fotón gamma I MeV \ 2 MeV

Figura 1.1 Representación esquemática de la reacción de fisión.

I

1.3 EL REACTOR NUCLEAR

Un reactor de fisión es una estructura dentro de la cual se lleva a cabo la reacción de fisión con una rapidez controlada para varios propósitos de investigación y de conversión de la energía para propósitos de aplicación. En este ultimo caso, al reactor se le llama de potencia debido a que la energía de fisión se convierte en energía térmica, la cual es transportada hacia afuera del reactor mediante un flujo refrigerante cuya energía adquirida se convierte en energía mecánica o eléctrica por un ciclo de potencia.

Un reactor de fisión se describe como un reactor en cadena, la razón se deriva de una característica única de la reacción de fisión, debido a que el neutrón constituye el elemento principal de la reacción. Para poder contar con una reacción mantenida a un nivel alto, es necesario que en promedio un neutrón producido en cada fisión cause un2 fisión más, para los reactores críticos. Cuando se logra esto se tiene una reacción en cadena.

1.4 REACTOR DE AGUA DE EBULLICIóN (BWR)

El BWR se desarrolló comercialmente en la misma época que el PWR. El primer prototipo comercial fue el Reactor Dresden 1, el cual alcanzó su máxima potencia en 1960 aproximadamente 6 años después de la operación de un reactor en la ex - Unión Soviética.

En los Estados Unidos la General Electric Company (GE) es el Único fabricante de los reactores BWR. El BWR difiere del PWR en esencia, porque permite que el refrigerante moderador ebulla en el núcleo, mientras que en los PWR el refrigerante no ebulle. El sistema de potencia BWR difiere del sistema PWR, debido a que el BWR no tiene refrigerante secundario o generador de vapor, puesto que el vapor se genera realmente en el núcleo del reactor. Las condiciones de temperatura y de presión del vapor en la turbina son a grandes rasgos las mismas en los dos sistemas, pero estas condiciones se logran con menores presiones en la vasija del reactor para un BWR cerca de 7.1 MPa contra 14.2 MPa del PWR porque el refrigerante primario se utiliza directamente en la turbina. En la Figura 1.2 se muestra un ensamble de combustible del BWR.

En el BWR todo el conjunto esta sellado a los lados, así que el refrigerante no puede moverse horizontalmente en el núcleo. En el BWR, los elementos de control (Figura 1.3 y 1.4) son hojas cruciformes que se encuenlran entre grupos de cuatro conjuntos de está energía se transfiere al refrigerante moderador por mecanismos convectivos en una y dos fases, el vapor seco que sale del reactor pasa directamente a la turbina (ciclo directo) vía líneas de vapor, convirtiendo la energía térmica en mecánica y de mecánica a eléctrica. Las Figuras 1.5 y 1.6 muestran la vasija del reactor del BWR y las características esenciales del reactor con datos de diseño en condiciones nominales de operación.

En el PWR se disuelve boro en agua para controlar las reacciones de fisión. No es práctico disolver boro en el agua de un BWR, puesto que el agua hierve, el cud hace las veces de un controlador. En un BWR las barras de control se manejan desde la parte inferior de la

2

- . . . .

. . .

E

U U U U U

Y c

. . . .., ._.

-. "_ .

U

. ;

" - - 4

Figura 1.2 Ensamble de Combustible.

57 O O O

53

+ + + A $ + + + i + + - c T AA AD $ $ + + 4 + + + + + 3 + 4

+ 4 + + + 4 + + y + e c + + - 41 - O O O O O

37 - 33- O o . o O O O

+ + + + s t + El + Y + + + + + - ' + A + + + + + + + + + + +

29- E l m 27 - 9 8 ' ' Ac

+ + + C + + f + + + ' k + i + - 25 - O O O O O O * + + + + + + + + + + + + + -

+ * + - i + + + + + t + + t ? O O O O

05 + I - + + +

04 08 12 16 20 24 28 32 36 00 k4 48 52 56

DE ESTOR 6 CONTROL ELEMENT ARRANGEMENT

(TOP VIEW O f CORE)

LEGEND: o - LFRM o m c T o a ASM (41)

$. - C O N T 3 O L R O O S (1TI) - SRM DETECTORS (4)

0 -. IRM DFECTORS (8)

-Figura 1.3 Configuración de la instrumentación en el núcleo del reactor.

CirlNSHAN 1 L 2 HOPE CREEK 1 & 2 LASALLE 1 81 2

/

6

................. ..... - -. . - . . . - .... - .

. . . . -

. . . . . . . . . . . . . . -

1.0

I

k-

In.

". . . . .r

@ 5

c 3

C 9

I I I

i 1

Figura 1.4 Barra de Control.

PRESSURE ENTHALPY TEMPEaATURE FLOW losrl

1.3 x 10' 1o:o

532 61.5 x 10' 1055

(OF ) (Iblhrl .- - .. - ". - .._ . f8ruitbJ

527.1

634.2

1. CORE INLET

2. cads OUTLB7 1 1031

3. SEJaaATOR OUTLET l5;5AM DOME) .-.

547 1191.5

61.5 10' 548 - ". -

985

"- 4. STEAM LINE 12NO ISOLATION VALVB)

5. FEEDWATER INLET (INCLUOES CLEANUP

8.3 x 108 1191.5 543

RETURN FLOW) 1045 197.8 3.4 x 10' I 420

@ FROM TURBINE MAIN FEED FLOW

- I

Figura 1.5 Condiciones nominales de Operación.

STEAM OAYERS

STEA?,l SEPARATORS

. .

MAIN FEES F L C Y

OR

VOLUME 0 s FLU10 rh3)

A LOWER P L Z W M 2393

B CORE 1324

C UPPER PLENUM ANO SEPARATORS 1335

O DOME (ABOVE NORMAL WATER LEVEL) 401 1

E DOWNCOMER REGION 3527

F RECIAC LOOPS AND JET PUMPS m7 I

" I -

Figura 1.6 Condiciones nominales de Operación.

V t N I ANO H:AU SPRAY

STEAM OUTLET

LOW PRESSURE CCIOLANT INJECTION INLET

CORE SPRAY SPARGER

FUEL ASSEMBLIES

JET PUMPIRECIRCULATION WATER INLET

STEAM SEPARATOR ASSEMBLY

CORE SPRAY LINE I '

Mi

CONTROL R C D DRIVES

CONTROL ROD DRIVE HYDRAULIC LINES

IN CORE F L U X MONITOR

Figura 1.7 Reactor BWR - 5 o BWR - 6.

vasija, exactamente lo opuesta al PWR que es desde la parte superior. El espacio arriba del núcleo (Figura 1.7) se necesita para la separación del vapor en el caso de los BWR. No toda el agua que se eleva a través del núcleo se vaporiza, por el contrario, emerge del núcleo como una mezcla de líquido y vapor. El líquido se separa en el separador de vapor y se recircula al fondo del núcleo por bombas de chorro, el vapor esencialmente saturado sale de la parte superior de la vasija del reactor hacia las turbinas a través de las líneas de vapor principal.

1.5 CRITERIOS DE DISEÑO DE LOS REACTORES DE FISIÓN

Hay tres razones para construir un reactor de fisión, la mas importante por mucho, es convertir la energía de fisión en energía térmica; los reactores diseñados con este propósito se llaman reactores de potencia. También se construyen reactores con el propósito de realizar investigaciones y pruebas, en la investigación hay una serie de necesidades que un reactor puede satisfacer, las principales son las fuentes para irradiación con neutrones o con gammas, o ambas. También se puede utilizar para demostrar ciertas características comunes a los reactores de fisión en cadena. Un reactor de prueba usualmente se diseña para producir un flujo alto de neutrones como un medio adecuado para materiales o subsistemas que se proyecta usar en reactores de potencia. Los reactores para la investigación operan usualmente a potencias relativamente bajas, de 1Wt a 1MWt. Los reactores de prueba operan aproximadamente en el intervalo de lOMWt a IGWt. Por lo común la energía térmica liberada se encuentra a baja temperatura y no se convierte en electricidad sino que se disipa en torres de enfriamiento. En la Tabla l . 1 se enumeran en términos generales los diversos objetivos en el diseño de reactores.

Como se podrá observar en la tabla, el estudio de cada uno de estos objetivos involucra un estudio muy minucioso. Este trabajo únicamente considera el estudio detallado de los objetivos 1, 2 y 3. Particularmente se estudiará el objetivo número 2, con el código nuclear - termohidráulico.

Para poder realizar este análisis se usa el código DITENU V.3 / MOD PC, cuyo punto de inicio para realizar este trabajo es con el código DITENU-2 cuyo desarrollado fue encabezado por Espinosa Paredes, en el Departamento de Simulación del Instituto de Investigaciones Eléctricas (IIE) en lenguaje FORTRAN, en el año 1990 a 1992.

El código DITENU V.3 / MOD PC es estrictamente DITENU-2 (versión WS), el cual esta integrado por cinco modelos matemáticos muy amplios, que simulan los fenómenos nucleares y termohidraulicos de un reactor BWR. Considerando tres regiones de ebullicibn en la termohidráulica del núcleo:

1. Ebullición nucleada. 2. Ebullición de transición. 3. Ebullición de película.

3

Tabla 1.1 Objetivos principales en el diseño de los reactores de fisión

1. El reactor debe ser capaz de lograr una reacción en cadena utilizando materiales fisionables.

2. El nivel de potencia del reactor debe ser sensible a las medidas de control (barras de control) con que cuenta el operador.

3. La energía térmica liberada en la reacción de fisión debe ser removida del núcleo en condiciones que no causen temperaturas excesivas o diferencias de temperaturas excesivas en los materiales o componentes del núcleo. En el caso de los reactores de potencia es necesario que la energía térmica esté a una temperatura lo suficientemente alta para que su subsecuente conversi6n en energía eléctrica tenga una eficiencia aceptable.

4. Los productos de fisión radiactivos formados en las reacciones deben ser contenidos en el núcleo en un alto grado, aún en condiciones severas que resultan del mal funcionamiento del sistema refrigerante.

5. El núcleo debe ser estrictamente fuerte, para garantizar la seguridad en un amplio intervalo bajo ciertas condiciones operativas.

6. El diseño debe tener en cuenta el reabastecimiento del combustible, ya sea continua (reactores CANDU) o intermitentemente (BWR y PWR).

~~ ~~ ~~ ~ ~~~ ~

7 . El costo del combustible siempre debe de ser bajo.

8 . Los diversos materiales en el núcleo deben exhibir un alto grado de inactividad química entre si, para su almacenaje.

4

2 DESCRIPCIóN DEL CóDIGO DITENU V.3 / MOD PC

En esta seccibn se describe la formulacibn, metodo de solución e interacción de los modelos matemáticos que forman el código DITENU V.3 / MOD PC.

El código DITENU V.3 / MOD PC se divide principalmente en los siguientes modelos matemáticos y se presenta en Espinosa y Máximo (1 992).

1 Modelo de la Cinética Neutrónica.

2 Modelo de la Generación de Potencia.

3 Modelo de la Conduccibn de Calor en el Combustible.

4 Modelo de la Transferencia de Calor por Conveccibn en una y dos fases.

5 Modelo de la Hidrodinámica del Fluido en una y dos fases.

2.1 PROGRAMA PRINCIPAL

El programa principal esta escrito en FORTRAN y tiene por nombre "DITENU". Su función es leer los datos de las condiciones iniciales, condiciones de frontera, datos de entrada del modelo para la configuración del núcleo modelado considerando cuatro nodos axiales y ejecutar las rutinas del modelo.

Además, el programa permite crear archivos de escritura, almacenar información en archivos en cualquier condición de la simulación (FOTO) y perturbar las condiciones de entrada como función del tiempo.

El código crea un medio interactivo entre el usuario y el programa. Al activar e iniciar la simulacion del código, este despliega una serie de obsiones como se muestra a continuación:

CUANTO TIEMPO QUIERES SIMULAR (SEG) -

DESEAS IMPRESIdN EN CADA PASO DE LA SIMULACIóN (I=SI, 2=NO) (FOR030. DA T) -

DESEAS I'TILIZA R T4BLAS (F:!VO. T:SI)? -

5

QUIERES DESACTIVAR EL MODELO DE LA CINÉTICA? -

OUIERES HACER LA S I M U L A C I ~ N CON LA POTENCIA NORMALIZADA, 0 QUIERES ?(IN POTK=l? POTENCIA NORMALIZADA ESCRIBE I POTK=I ESCRIBE 2 -

QUIERES SCRAM DEL RE.4CTOR; F:NO, T:SI -

DESEAS PERTURBAR ALGUNA VARIABLE EN EL TRANSCURSO DE LA SIMULAC'IdN? ( I =SIt 2=NO) -

DESEAS CAMBIAR LA TABLA PARA PA " ?

DESEAS CAMBIAR LA TABLA PARA WE - ? -

DESEA4S C'A ibfBIA R LA TABLA PARA HE " ?

Después de estas preguntas (que aparecen en pantalla) corre el código. Al finalizar la simulación pregunta lo siguiente:

DESEAS ESCRIBIR CONDICIONES FINALES (I:SI, 2:NO) -

LA SIMULACIdN A TERMINADO, QUIERES TOMAR UNA FOTO (I=SI, 2=NO). EL ARCHIVO PARA CUATRO NODOS ES FOR041.DAT -

2.2 FUNCIONES Y RUTINAS DEL CÓDIGO

El código DITENU V.3 / MOD PC es una versión del código DITENU-2 que fue desarrollado siguiendo la metodología del ciclo de vida de un proyecto de software, dentro del proyecto "Desarrollo de Modelos Avanzados" (DMA) del departamento de simulación del IIE (Quintero E., Rodriguez S. y Espinosa G., 1992) específicamente para simuladores en tiempo real y entrenamiento de operadores (Gleason, Espinosa y Rodriguez, 1994).

El programa principal DITENU V.3 / MOD PC al igual que la versión DITENU-2 esta constituido por 5 1 módulos, entre los cuales 15 son rutinas, 26 son hnciones y los 10 restantes son bloques common.

La descripci6n detallada de cada uno de estos módulos se presenta en (Espinosa y Máximo, 1989a; Espinosa y Máximo, 1989b; Espinosa y Máximo, 1989c; Espinosa y Máximo, 1989d; Sandra B.. 1996).

6

3 MIGRACIóN DEL CóDIGO

A continuación se describen los pasos para la migración del código DITENU-2 que se encontraba originalmente en estación de trabajo (WS). La finalidad es obtener una versión transportable del código en cualquier computadora personal (PC) cuyo nombre del código actualizado es DITENU versión 3 / modelado para trabajar en PC (DITENU V.3 / MOD PC).

Anteriormente el código DITENU-2 fue migrado de VAX-VMS a UNIX, (Sandra B., 1996). Para realizar la migración actual (versión 3) de estación de trabajo a PC, h e necesario realizar algunos cambios en el código original. Estos cambios o actualizaciones se mencionarán en esta sección.

En esta versión 3 se uso FORTRAN LAHEY 77 versión 5.01, (1984-1991); que es compatible con PC, también se describen todas las secuencias, herramientas, comandos y cambios principales realizados al programa para poder obtener finalmente la ejecución de éste.

Para validar la versión PC fue necesario reproducir pruebas transitorias y compararlas con la versión WS, las cuales fueron satisfactorias.

3.1 SECUENCIAS DE LA MICFUCI~N

Al finalizar la migración de los archivos del sistema operativo WS al sistema operativo MS-DOS, es necesario adaptar o actualizar el código, debido a que los sistemas operativos y los compiladores FORTRAN son ligeramente diferentes.

Los pasos para la migración del código DITENU V.3 / MOD PC se indican a continuación (estos pasos se encuentran explicados en los manuales de FORTRAN LAHEY 77 versión 5.0 1):

I Compilar.

I1 Crear librería.

I11 Ligar librería.

IV Finalmente se obtiene el ejecutable.

Cada uno de estos pasos se describe a continuación en una forma clara y detallada:

I COMPILAR todos los archivos con extensión .FOR, esto se hace por medio de la instrucción o comando:

F77L (nombre del archivo .FOR)

donde “nombre del archivo” en este caso es DITENU.FOR:

Es decir: C: \ F77L DITENU. FOR

Esta instrucción o comando crea lo siguiente: I. 1 ) compila el archivo. 1.2) crea las siguientes extensiones:

1.2.1) “. OBJ” (se refiere a la extensión del objeto creado). 1.2.2) ‘‘.SLD? (se refiere a la extensión del DEBUGING o depurador).

1.3) muestra los mensajes de error si los hay

NOTA: ”Programmer’s - Reference” (manual de LAHEY, pag. 28), cuando se compila se genera el archivo “.SLD (SOURCE ON - LINE DEBUGGER) es una opción para “debugin”.

I1 El paso siguiente es crear la LIBRERÍA, con la finalidad de tener en conjunto todas l a s extensiones “.OBJ” de los archivos fuente de esta librería. Esto se hace por medio de las siguientes instrucciones o comandos: 11.1) Invocar el comando que crea la librería, esto se hace con la siguiente instrucción:

Después de esta instrucción, aparece los siguientes mensajes:

en “( cualquier nombre)”, se escribe el nombre de como quieres que se llame la librería que se quiere crear. Por ejemplo: el nombre usado fue “DITENU”:

11.3) OPERACIONES DESIRED: “(teclear todas las extensiones .OB,)” cuando aparece este mensaje, se escriben todos los archivos con extensión“‘.OBJ”, no se debe considerar a ditenu.obj. Por ejemplo; el signo más (+) indica la adición o acoplamiento de l a s extensiones “.OBJ”: OPERACIONES DESIRED: -t FOCPFL. OBJ + FOCP VV. OBJ + FOEULD. OBJ + FOKRCL. OBJ + FOTKLI. OBL + FOKTVA.OBJ + FOMULLOBJ + FOMUVA.OBJ +

FOROSC‘. OB,J + FOSIGM. OBJ + FOSPLI. OBJ + FOTKOC. OBJ + FOTKOFOBJ +

c: \LM

11.2) LIBRARY NAME: “(cualquier nombre)”

LIBRAR Y NAME: DITENU

FONUBO. OBJ + FOOPFM. OBJ + FOPDNB.0BJ + FOPROP.OBJ + FORCPC.0BJ +

FOT!CfOII. OB,J -C F‘OTPFM OBJ + FOTRAF. OB./ + KINETI. OBJ + MAHIFL.OBJ + ,\,t4I‘C ‘HF. OBt/ + ~\AMC’HF. OB./ + PROPION. OBJ + PROPI2N. OBJ + SCBACO. OBJ + TABLAS.0B.J + FODRIV.OBJ 11.4) LIST FILENAME: “(oprimir enter) ’’ 11.5) OUTPUT LIBRARY IVAIME:

8

en este mensaje pide el nombre de la librería de salida, ya que cuando se empieza a crear, en el paso número 11.3) únicamente se puede llenar renglón por renglón las operaciones deseadas; por esto aparece el mensaje del punto 11.5) para poder unir cada librería creada, es decir, unir la salida de la primera librería crea con la entrada de la segunda librería creada y así sucesivamente hasta terminar con todos los archivos con extensión “.OBJ”. Por ejemplo: se uso el mismo nombre de como fue llamada la librería en el paso 11.2), para realizar una unión interna más rápida:

OUTPUT LIBRARY NAME: DITENU

Finalmente, para terminar con la librería y obtener como nuevo archivo la creación de la extensión “.LIB” es necesario compilarla, para asegurar de que no existan errores. Esto se realiza de la misma forma que en el punto I, es decir; F77L (nombre de la librería creada). Como se realizo es:

C: \F77L DITENU

I11 Para LIG‘4R LA LIBRERÍA creada (extensión “.LIB ”) con la otra extensión o sub-rutina no incluida en la librería (sub-rutina o programa principal DITENU.FOR) se usa el comando OPTLINK, con la finalidad de unir librería más programa principal, como se muestra a continuación:

C:\OPTLINK DITENU,DITENU,,C:\F77LF77L\F77L+DITENU

Existe otra forma más rápida y simple para realizar todo el paso anterior (111), esto es teclear la siguiente instrucción OPTLINK (mas el nombre de la librería creada), en este trabajo la librería creada se llama: DITENU. Luego de esto aparece lo siguiente: Map File: (NUL. MAP): (aquí oprimir enter), finalmente; Libraries and Paths: (NUL.LIB): (aquí teclear el nombre del programa principal) Como se realizo es: al teclear OPTLINK: DITENU aparece lo siguiente en pantalla: Lahey OPTLINK Copyright (C) SLR Systems 1990 Release 1.03a All rights reserved. Output File: (DITENU.EXE): DITENU (oprimir enter) Map File: (NUL.MAP): (oprimir enter) Libraries and Paths: (NUL.LIB): DITENU (oprimir enter)

IV Finalmente para generar el PROGRAMA EJECUTABLE (DITENUEXE) se logra una vez realizados los pasos e instrucciones anteriores. Con esto el ejecutable del código queda generado. Si la simulación presenta problemas, se puede depurar (debuggear) el código. El depurador se usa fundamentalmente para monitorear variables locales o globales (manual de LAHEY, “Programmer’s - Reference).

9

3.2 MODIFICACIONES AL CÓDIGO DITENU v.3 / MOD PC

Los cambios mas relevantes que se realizaron en el código, para poder hacer la migración de WS a PC se indican a continuación. Se indica el nombre de la variable en donde marca el tipo de error que aparece al momento de ejecutar cada subrrutina.

TABLAS: Warning: línea 59.

FODRIV: Se elimina de esta subrrutina las variables: DHTVDT y MAFLIKD en línea 274. También, se muestra el error de ROL en línea 239 y DHTFDT en línea 129.

FOTMO 1 : IMPLICIT NOME: se cambia línea 85, originalmente se encontraba en línea 135-136.

IMPLICIT NOME INCLUDE “FOPARA.CBL” INCLUDE “FOPASO.CBL”

MAPCHF: Correccion en la linea 279. No acepta el signo negativo (**-0.675) se elimina el error

introduciendo paréntesis después de: **, o sea: **(-0.675)

DITENU: AI compilar DITENU.FOR muestra el siguiente error: T1ME:O esto se corrige comentariando FODATA. Tambikn, en esta subrrutina fue necesario substituir en todas aquellas partes en donde aparecieran los comandos 5 y 6 de lectura y escritura por un asterisco (*), con este cambio se elimina el error ya que el Fortran usado es una versión mas nueva que la anterior. Por lo tanto, esta versión no acepta o reconoce estos dígitos (5 y 6). Finalmente; en OPEN (77 , se substituye por el archivo 17; o sea: OPEN (1 7 .

KINETI: Se elimina de este archivo y de otras subrrutinas que depende o llama a la variable TSCRAM. La variable que se elimina es TSCRAM, también se elimina de las subrrutinas FOCINU.CBL y FOPASO.CBL en línea 104. En KINETI.FOR se muestra el siguiente mensaje de error: línea 87: Fatal - real variable (T’SCRAM). comentario en línea 87.

IO

PROP1 1 N: En las siguientes líneas se substituye el símbolo "C", ya que el símbolo " " crea al compilar error. Estas líneas son: 38,67, 108, 137,180,223,266,309, 353, 354, 355 y 356.

PROPI2N: En las siguientes líneas que se mencionan a continuación se cambia el símbolo " " por "C" de comentario. Ya que si no se hace esta modificación en todos los símbolos " "

muestra error en pantalla cuando se compila. Las líneas comentadas son: 59, 145, 189,239,293,343,388 y 436.

3.3 EJECUCIóN DEL CóDIGO DITENU V.3 / MOD PC

La ejecución del código DITENU V.3 / MOD PC se realizó verificando los siguientes aspectos:

1 Condiciones en estado estacionario (régimen permanente).

2 Condiciones transitorias.

Para ejecutar las pruebas en condiciones de estado transitorio !he necesario eliminar todos los comentarios en el modulo DITENU.FOR, o sea. a todas las líneas de ejecución del código que tuvieran relación con la variable TABLAS, para poder activar este modulo. De la misma manera, también fue necesario eliminar los comentarios en las líneas de ejecución relacionadas con las condiciones de borde, o sea, archivos: PA.DAT, WE.DAT y HE.DAT, se eliminó el comentario para la variable lógica 1 (TABLAS) para obtener las condiciones en estado no estacionario. Se introdujo una nueva variable "SHOT" para tener la obción de realizar "SCRAM" del reactor si se requiere.

4 REPRODUCCIóN DE PRUEBAS

En esta sección se presentan las simulaciones de las pruebas transitorias realizadas con el código DITENU V.3 / MOD PC, considerando únicamente el caso de flujo relativo.

Para verificar el comportamiento del modelo en condiciones transitorias se seleccionaron tres escenarios: (1) disparo de una de las bombas de recirculación, (2) disparo de las dos bombas de recirculación con y sin SCRAM (inserción de barras de control) del reactor y disparo de turbina sin realización y con realización de SCRAM del reactor. Se presentan las gráficas de los parámetros que pueden ser comparadas con los documentos de diseño de la planta.

El criterio de verificación del comportamiento transitorio de las variables criticas del modelo (flujo neutrónico, flujo de calor y fracción de vacíos) es que se obtenga la tendencia esperada respecto a los datos de referencia (norma ANSUANS-3-5).

Para el análisis de las variables criticas fue necesario normalizar cada una de las variables, dichas normalizaciones se presentan en forma clara y detallada en Sandra B., (1996).

4.1 TRANSITORIO DISPARO DE UNA BOMBA DE RECIRCULACI~N

El transitorio disparo de una bomba de recirculación produce disminución de flujo de líquido que entra al núcleo del reactor, provocando inmediatamente que el flujo neutrónico disminuya y por lo tanto la potencia generada en el reactor

El flujo que entra al núcleo del reactor desciende aproximadamente un 60% de su valor nominal, la presión en el reactor decae debido a que la generación de vapor disminuye

Las condiciones de frontera para este transitorio se perturbaron en función del tiempo.

Para crear los archivos de la presión del sistema (PA J, flujo del sistema (WE _> y entalpía del sistema (HE -) es necesario escribir los datos como se muestra a continuación (en dos columnas y únicamente valores numéricos), también se indica el nombre del archivo usado y la cantidad de datos que este contiene: .

12

NOMBRE DEL ARCHIVO: PAPTl .DAT

TIEMPO DE SIMULACIóN PRESIóN DEL REACTOR I 10 0.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 7.0 8.0 9.0 1 1

0.7151E+7 0.7151E+7 0.7138E+7 0.71 17E+7 0.7100E+7 0.7076E+7 0.7048E+7 0.7027E+7 0.7014E+7 0.6979E+7

NOMBRE DEL ARCHIVO: WEPT1 .DAT

TIEMPO DE SIMULACION

12 0.0 1 .o 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 7.0 9.0 1 1 15 20

FLUJO DEL REACTOR

7749.00 6974.1 O 6586.65 6 199.20 5811.75 56 18.03 5424.30 5230.60 5036.85 4843.13 4649.40 4494.42

L a entalpía del transitorio disparo de una bomba de recirculación se considera constante HE = 1226035 J/kg.

4.1.1 DISCUSIÓN Y ANALISIS

Al ocurrir el disparo de una de las bombas de recirculación se presentaron los fenómenos que se describen a continuación: la potencia del reactor disminuye debido a que la fracción de vacíos se incrementa como consecuencia de la disminución del flujo que entra al núcleo, este fenómeno se observa en la gráfica de disparo de una bomba de recirculación (Apéndice A) para valores normalizados.

A continuación se describe el fenómeno físico asociado con las siguientes variables:

1 La potencia del reactor (POTZ) disminuyo alrededor del 68% en 22 segundos.

2 La fracción de vacíos (ALFAP) se estabilizo alrededor del 42% en 5 segundos.

3 La temperatura del combustible (TCOMB) se estabilizo alrededor del 48% en 20 segundos.

4 El flujo másico de gas (WMGASS) se estabilizo alrededor del 61% en 22 segundos.

Condiciones de frontera:

5 La presión ( PA) en el reactor disminuyo en un 25% , o sea, -25% en 11 segundos.

6 El flujo másico de líquido (WMLE) se estabilizo alrededor del 48% en 22 segundos.

Las tendencias de los mecanismos de retroalimentación se representan en su respectiva gráfica, de la cual se observa lo siguiente: la reactividad por fracción de vacíos (ROALFA) induce mayor reactividad negativa al aumentar la fracción de vacíos (ALFA); la reactividad por efecto Doppler (RODOPP) induce reactividad positiva debido a la disminución de temperatura de combustible (TCOMB), pero la reactividad total (REACTI) resulta negativa, lo que provoca la disminución del flujo neutrónico y por lo tanto la disminución de potencia generada.

14

4.2 TRANSITORIO DISPARO DE DOS BOMBAS DE RECIRCULACIÓN

El transitorio disparo de dos bombas de recirculación produce reducción inmediata en la potencia del reactor, debido a la inserción de reactividad negativa generada por el incremento de la fracción de vacíos.

Las condiciones a la frontera en función del tiempo para este transitorio son:

NOMBRE DEL ARCHIVO: PAPT.DAT

TIEMPO DE SIMULACION

15 0.0 1 .o 2.0 3 .O 4.0 5 .O 7.0 8.0 9.0 10 11 12 14 15 16

PRESIóN DEL REACTOR

7151861 7151861 7151861 71 17387 708291 3 7048439 699328 1 7324230 7496599 7634494 7565546 7496599 7220808 70829 13 6979492

NOMBRE DEL ARCHIVO: WEPT.DAT

TIEMPO DE SIMULACION

11 0.0 1 .o 2.0 3.0 4.0 5.0 7.0 9.0 15 25 35

1 FLUJO DEL REACTOR

7749.00 6 199.20 5424.30 5036.85 4649.40 426 1.95 3874.10 3874.1 O 2324.70 2324.70 1549.80

La entalpía del transitorio disparo de dos bombas de recirculación se considera constante HE = 1226035 J/kg.

16

4.2.1 D I S C U S I ~ N Y ANALISIS

Al iniciar el disparo de las bombas de recirculación (Apéndice B) se efectúa una despresurización con los eventos que a continuación se describen:

1 La potencia del reactor (POTZ) disminuyo, ocurriendo dos casos especiales: aproximadamente en 6 segundos la potencia disminuyo en 25% pero después de esto vuelve a caer bruscamente al valor de 2% (calor residual) en 8 segundos manteniéndose en este valor constante.

2 El colapsamiento de la fracción de vacíos (ALFAP) se presentó como un cambio en las pendientes de las curvas y se debe al disparo de turbina que provoca un aumento repentino en la presión. Las gráficas indican que antes de predecirse el pico de potencia, se debe de realizar un "SCRAM" (Apagado Súbito del Reactor por medio de Inserción de Barras de Control).

3 La temperatura del combustible (TCOMB) disminuyo un 80% en 10 segundos antes de efectuar el "SCRAM" del reactor. decayendo después hasta el 5%.

4 El flujo másico de gas (WMGASS) disminuyo hasta aproximadamente un 5%.

5 La presión ( PA) del reactor disminuyo siguiendo la tendencia normal de la temperatura del combustible, del flujo de calor y del flujo de vapor.

Los mecanismos de retroalimentación se representan en su respectiva gráfica, siguiendo una tendencia normal esperada, excepto de que la reactividad total (REACTI) es ligeramente negativa.

NOTA: Esta prueba se realizo con "SCRAM" del reactor, cuyo tiempo de inicio es de 4.5 segundos.

17

4.3 TRANSITORIO DISPARO DE TURBINA

El disparo de turbina consiste en el cierre de las válvulas de parada. localizadas en la tubería de suministro de vapor, el cierre de las válvulas de parada puede ocurrir por:

1 Alto nivel en los separadores de humedad.

2 Alta vibración.

3 Perdida de presión del fluido hidráulica en el canal.

4 Bajo vacío en el condensador y alto nivel en la vasija.

El cierre de las válvulas de parada y control de turbina provoca acumulación brusca del flu-jo de vapor dentro de la vasija del reactor, lo que produce un fuerte aumento en la presión del reactor. AI producirse este evento, se genera señal de “SCRAM” para tratar de mitar picos de potencia u oscilaciones de potencia; sin embargo, en la mayoría de los casos esto es inevitable porque estas válvulas están diseñadas para cerrar en 0.1 segundos y el solenoide que activa la señal de “SCRAM” tiene un tiempo de retardo de 0.3 segundos. Adicionalmente el sistema de protección del reactor (RPS) manda un disparo de bombas de recirculación lo cual contribuye a la reducción de potencia.

18

Las condiciones a la frontera para este transitorio son:

NOMBRE DEL ARCHIVO: PATT.DAT

TIEMPO DE SIMULACION

13 0.0 0.2 0.6 0.8 1 .o 1.2 1.4 1.6 1 .8 2.0 2.4 6.0 7.2

PRESIÓN DEL REACTOR

0.7152E+7 0.7152E+7 7289895.2 7427790.4 7565685.6 7634633.2 7703580.8 7772528.4 7807002.2 784 1476.0 7841476.0 0.7152E+7 7014104.0

NOMBRE DEL ARCHIVO: WETT.DAT

TIEMPO DE SIMULACION

6 0.0 0.4 1.2 2.4 4.0 6.0

FLUJO DEL REACTOR

7749.00 7749.00 6974.1 O 6 199.20 5424.30 4649.00

La entalpía del transitorio disparo de dos bombas de recirculación se considera constante HE = 1226035 J/kg.

19

4.3.1 DISCUSIÓN Y ANALISIS DEL TRANSITORIO CON SCRAM

Al iniciar el disparo de turbina (Apéndice C) se efectúa una presurización que produce colapsamiento en la fracción de vacíos, presentándose los fenómenos que se describen a continuación:

1 La potencia del reactor (POTZ) se incrementó debido al efecto de presurización, luego se presentó el pico de potencia para que posteriormente decaiga bruscamente debido al efecto Doppler y el “SCRAM” del reactor para mantenerse constante en 1% en 5 segundos aproximadamente.

2 La fracción de vacíos (ALFAP) aumentó aproximadamente en 40% en 6 segundos.

3 La temperatura del combustible (TCOMB) aumento debido a que POTZ se incrementa, TCOMB se incremento a 1 15% en 1.5 segundos.

4 El flujo másico de gas (WMGASS) disminuyó, el aumento de la fracción de vacíos se produce por el disparo de las dos bombas de recirculación. Al realizar “SCRAM’ se observan los suaves cambios de las pendientes sin presentar cambios o picos bruscos, pero esto cambia cuando no se realiza ”SCRAM” del reactor.

5 La presión (PA) del reactor como condición de frontera se aumentó produciendo el ligero colapsamiento en ALFAP alcanzando su máximo aproximadamerde en 100% para 2.2 segundos.

NOTA: El transitorio con “SCRAM” del reactor, se realizo con tiempo de inicio en 1.5 segundos.

20

4.3.2 DISCUSIóN Y ANALISIS DEL TRANSITORIO SIN SCRAM

1 Cuando no se realiza “SCRAM” ocurre algo similar con la única diferencia de que la curva de POTZ describe una bajada suave sin presentar el valor constante en 1% como lo que ocurre con ”SCRAM”.

2 La fracción de vacíos (ALFAP) cuando no se realizó sigue la misma tendencia, ALFAP aumento aproximadamente en 40% en 6 segundos.

3 La temperatura del combustible (TCOMB) sin realizar “SCRAM’ aumento debido a que POTZ se incrementa, TCOMB se incremento a 1 15% en 1.5 segundos.

4 El flujo másico de gas (WMGASS) disminuyo, a lo largo del desplazamiento de esta curva se observan algunos picos no muy bruscos pero que son aceptables.

5 La presión (PA) del reactor aumentó, se presentan valores similares con respecto a cuando se realizó ”SCRAM”, con la diferencia de una ligera variación de presión alrededor del valor de 70% en 1.2 segundos.

Todos estos efectos se pueden observar mejor en la gráfica de reactividades (Apéndice D). La reactividad por fracción de vacíos (ROALFA) presentó aumento, o sea, es positiva debido a la presurización, pero después disminuye, puesto que el flujo que entra al núcleo (WMLE) disminuye.

Dado que este transitorio no se ha reportado con este código se aportar su importancia de que el efecto Doppler produce la disminución de la potencia, sin necesidad de realizar “SCRAM”.

21

5 CONCLUSIONES

Se obtuvo una versión del código DITENU - 2 para Computadoras Personales (PC) y se le denominó DITENU V.3 / MOD PC, entre lo mas importante obtenidos en este trabajo para los tres tipos diferentes de resultados obtenidos demuestran que el código DITENU satisfactoriamente las pruebas de verificación, puesto que son anterior.

Las pruebas de los transitorios únicamente se ejecutaron matemáticos para flujos relativos en estado transitorio.

cabe destacar los resultados transitorios de planta. Los V.3 / MOD PC predice

idénticas a la versión (WS)

considerando los modelos

Los resultados obtenidos con el código DITENU V.3 / MOD PC al compararlo con la versión original (DITENU-2 VAXNMS) de Espinosa 1992 (los cuales fueron comparados con los datos de diseño), indican que el modelo de flujos relativos predice con mayor aproximación los transitorios de disparo de una y dos bombas de recirculación, mientras que para el disparo de turbina se recomienda usar el modelo de flujo homogéneo (Bautista, 1992). ya que este modelo predice con mayor aproximación este transitorio, el cual se clasifica como ”transitorio de presurización”.

Se realizó una prueba adicional “disparo de turbina sin SCRAM”, los resultados se presentan en el Apéndice D. Se puede observar que el reactor sufre un aumento drástico en su potencia y después disminuye hasta aproximadamente el lo%, este tipo de transitorio se le conoce como ATWS y la disminución de potencia se debe a los mecanismos de retroalimentación.

Como sugerencia es necesario continuar este análisis incluyendo los siguientes efectos: a) Efectos de Xenón en los mecanismos de retroalimentación. b) Frecuencia y velocidades de propagación de onda en el reactor.

La migración que se realizó permite que el código sea transportable y se ejecute con mayor versatilidad en cualquier Computadora Personal.

Entre las herramientas y comandos más iylportantes para realizar esta migración son los compiladores, se observo que la diferencia entre el compilador de la WS y PC no son muy deferentes y prácticamente es transportable de PC a WS.

Ade1nk hay que mencionar que anteriormente el código estaba en una versión del lenguaje Fortran VMS (para grandes computadoras), entre otras cosas esta fue la finalidad de realizar la actualización del código. Por ejemplo; anteriormente en la estructura interna del Progranla mantenía todavía algunos símbolos que actualmente en Fortran L&ey ya no se usan.

22

Bautista Bonilla Sandra., 1996. “Modelo de Flujos Relativos y de Flujo Homogéneo para Reactores B WR”. Tesis de Licenciatura, UAEP.

Comisión Federal de Electricidad., 1997. “Final Safety Analysis Report of Laguna Verde Unit I ” , vol. VI.

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Espinosa G. y Máximo A., 1989b. Desarrollo de modelos avanzados. Actividad DMA 1.4. Descripción del modelo de cuatro ecuaciones de flujo no homogéneo y equilibrio saturado de la termohidraulica nuclear de un reactor BWR. IIE.

Espinosa G. y Máximo A., 1989c. Desarrollo de modelos avanzados. Actividad DMA 1.5. l . Pruebas de verificación del modelo de ebullición subenfriada. IIE.

Espinosa G. y Máximo A., 1989d. Actividad DMA 1.7, Formulación del modelo en condiciones de CHF. IIE.

Espinosa G.. 1992, “Modelo de Cinética Neutronica del Núcleo del Reactor tipo BWR para simulación de transitorios en tiempo real “, Tesis Maestría CENIDET (Centro Nacional de Investigación y Desarrollo Tecnológico)

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Gleason, Espinosa y Rodriguez., 1994. El desarrollo en México de simuladores para entrenamiento de operadores. Boletín IIE Sept-Nov. pags. 19 1-1 98.

Thomas J. Connolly., 1985. Fundamentos de Ingeniería Nuclear. Editorial Limusa, S.A.

23

APÉNDICE A.

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APÉNDICE B.

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GRÁFICAS DEL TRANSITORIO DISPARO DE TURBINA CON SCRAM

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