DIFFERENT THERMALHYDRAULIC STAGES RELATED TO THE FLOW RESTRICTOR DESIGN FOR EMBALSE Parrondo A., Rabiti A., Serrano P. Nucleoeléctrica Argentina S. A Abstract In order to continue with a safe operation of Embalse NPP, NASA evaluated the possibility to operate with de-fuelled channels. The pressure tube without fuel implies a lower pressure loss in the fuel channel, so the flow distribution changes. When a channel is emptied of fuel, it was considered that a flow restrictor in the outlet zone of this channel was necessary in order to avoid changes in the cooling of the rest of the core channels. However, there was not a qualified restrictor for using it in a CANDU600, so its development was performed in NASA (Nucleoeléctrica Argentina S.A.) with the collaboration of CNEA (Comisión Nacional de Energìa Atómica) and CONUAR (Combustibles Nucleares Argentinos) to perform experimental tests and fabrication. Several analyses to calculate pressure drops and mass flows were carried on with CATHENA and NUCIRC codes. The results of this evaluation were used as the initial step for the design of a flow restrictor with a pressure drop similar to the twelve fuel bundles in the channel. From the analysis mentioned, it was also determined that a three-dimensional detailed CFD (Computational Fluid Dynamics) model and an experimental evaluation were needed for the final design of the restrictor device. The designed test matrix for the conditions of the experimental facility covered all possible operational states where the flow restrictor might be exposed. Two experimental stages were foreseen: the first one with the original configuration of the outlet of the channel (end-fitting with original plugs) and the other with the end-fitting with modified plug. Vibration spectrums were obtained during the two phases of tests. The results of the first stage of experiences were used to validate the CFD model. The specialists perform the design of the restrictor that was tested in the facility during the second stage of tests. The installation of the flow restrictor in a channel in Embalse was followed by a series of measurements at shutdown, hot shutdown and at power. The measured values for pressure drop by the fuel machine showed adequate values, but slightly lower than the pretended one. Embalse asked for a re-evaluation of the restrictor orifices size. The design was revaluated considering the uncertainties that arise from coolant by-pass produced between pressure tube and the restrictor device. It was shown that a little difference in this gap was relevant and produced the difference between the operational and the design and experimental behavior. The final restrictor design with a lower orifice size showed a satisfactory behavior in the plant.
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DIFFERENT THERMALHYDRAULIC STAGES RELATED TO THE FLOW RESTRICTOR DESIGN FOR EMBALSE
Parrondo A., Rabiti A., Serrano P. Nucleoeléctrica Argentina S. A
Abstract In order to continue with a safe operation of Embalse NPP, NASA evaluated the
possibility to operate with de-fuelled channels. The pressure tube without fuel implies a lower pressure loss in the fuel channel, so the flow distribution changes. When a channel is emptied of fuel, it was considered that a flow restrictor in the outlet zone of this channel was necessary in order to avoid changes in the cooling of the rest of the core channels. However, there was not a qualified restrictor for using it in a CANDU600, so its development was performed in NASA (Nucleoeléctrica Argentina S.A.) with the collaboration of CNEA (Comisión Nacional de Energìa Atómica) and CONUAR (Combustibles Nucleares Argentinos) to perform experimental tests and fabrication.
Several analyses to calculate pressure drops and mass flows were carried on with CATHENA and NUCIRC codes. The results of this evaluation were used as the initial step for the design of a flow restrictor with a pressure drop similar to the twelve fuel bundles in the channel.
From the analysis mentioned, it was also determined that a three-dimensional detailed CFD (Computational Fluid Dynamics) model and an experimental evaluation were needed for the final design of the restrictor device.
The designed test matrix for the conditions of the experimental facility covered all possible operational states where the flow restrictor might be exposed. Two experimental stages were foreseen: the first one with the original configuration of the outlet of the channel (end-fitting with original plugs) and the other with the end-fitting with modified plug. Vibration spectrums were obtained during the two phases of tests. The results of the first stage of experiences were used to validate the CFD model. The specialists perform the design of the restrictor that was tested in the facility during the second stage of tests.
The installation of the flow restrictor in a channel in Embalse was followed by a series of measurements at shutdown, hot shutdown and at power. The measured values for pressure drop by the fuel machine showed adequate values, but slightly lower than the pretended one.
Embalse asked for a re-evaluation of the restrictor orifices size. The design was revaluated considering the uncertainties that arise from coolant by-pass produced between pressure tube and the restrictor device. It was shown that a little difference in this gap was relevant and produced the difference between the operational and the design and experimental behavior.
The final restrictor design with a lower orifice size showed a satisfactory behavior in the plant.
DISTINTAS ETAPAS DE ASPECTO TERMOHIDRÁULICO PARA EL DISEÑO DE RESTRICTORES DE CAUDAL PARA EMBALSE
Parrondo A., Rabiti A., Serrano P.
Nucleoeléctrica Argentina S. A
Resumen Para continuar con una operación segura de la Central Nuclear Embalse,
Nucleoeléctrica Argentina (NASA) evaluó la posibilidad de operar sin combustible en algunos canales. El tubo de presión sin combustible implica una pérdida de presión menor en el canal, de forma tal que la distribución de caudal en el núcleo cambia. Surgió entonces la necesidad de la utilización de un restrictor de flujo en la salida del canal, de manera tal que el vaciado de combustible de un canal no afecte la normal refrigeración del resto de los canales con combustible. Sin embargo, no existía un restrictor calificado para su uso en CANDU 600, por lo que se decidió su desarrollo internamente en NASA, con la colaboración de CNEA (Comisión Nacional de Energía Atómica) y CONUAR (COmbustibles NUcleares ARgentinos) para realizar los ensayos y la fabricación.
Se realizó un análisis de la caída de presión en los combustibles y de los caudales en los canales de CNE con los códigos de cálculo NUCIRC y CATHENA. Los resultados de esta evaluación fueron utilizados como punto de partida para el diseño de un restrictor de caudal con una resistencia hidráulica equivalente a la de los 12 elementos combustibles que se ubican dentro del canal.
De la etapa anterior, se puso en evidencia la necesidad de la realización de pruebas experimentales y el uso de programas de cálculo termohidráulico CFD (Computational Fluid Dynamics), que pueden representar el comportamiento tridimensional del fluído, para el diseño final del restrictor.
La matriz de ensayos que se propuso cubrió el espectro de posibles estados de operación a los cuáles podría estar sometido el restrictor durante la operación. Se realizaron dos etapas de experiencias: con la configuración original de la salida del canal y con el restrictor colocado. Las dos etapas fueron acompañadas por el análisis de vibraciones. Los resultados de la primera fase de experiencias fueron utilizados para validar el modelo de CFD. Los especialistas en CFD realizaron el diseño preliminar, que fue testeado en la facilidad durante la segunda etapa de experiencias.
La instalación del restrictor en un canal de la planta fue seguida por una serie de mediciones: primero en parada fría, luego en parada caliente y posteriormente en potencia. Las mediciones de pérdida de carga realizadas con la máquina de recambio mostraron que los valores medidos eran levemente inferiores a los pretendidos.
Embalse solicitó una reevaluación del tamaño de los orificios del restrictor. Se reevaluó el diseño con simulaciones CFD considerando las incertezas que podían presentarse en el “by-pass” de agua que se producía entre el restrictor y el tubo de
presión, se mostró que una diferencia pequeña en este ‘gap’ era relevante y producía esa diferencia entre el comportamiento operativo y el de diseño y experimentación.
El diseño final del restrictor con un tamaño de orificio menor mostró un comportamiento operativo satisfactorio.
1. Introducción Los materiales y componentes de la industria nuclear se han desarrollado bajo
normas estrictas de calidad y este cuidado se lleva a cabo también durante la operación, evaluando el envejecimiento de los mismos. El manejo del envejecimiento permite el desarrollo de medidas correctivas que contribuyen a contrarrestar efectos indeseados y también es una de las causas que permiten extender la vida de las centrales demostrando la aptitud de los componentes para la operación.
El fenómeno de “creep” asistido por radiación que experimentan los tubos de presión en los reactores de agua pesada a presión con tubos horizontales (como el tipo CANDU) es un efecto del envejecimiento ampliamente conocido y estudiado en la industria. El canal va aumentando su longitud y se deforma durante la operación normal del reactor.
Luego de determinado tiempo de operación, esta deformación (flecha) puede tener tal magnitud que origine un contacto del canal combustible con los internos del reactor. Según mediciones realizadas, se observó que al vaciar de combustible el canal disminuye la flecha y evita el contacto. Se estudiaron, por lo tanto, las implicancias de vaciado de un canal en los aspectos mecánicos, neutrónicos y termohidráulicos.
El vaciado de un canal implica un aumento del caudal por el mismo, que puede ir en detrimento de la refrigeración del resto de los canales. Surgió entonces la necesidad de evaluar el uso de una restricción adicional que emule la pérdida de presión que suministraba la columna de combustible del canal vaciado.
Existen antecedentes de uso de esta clase de restricción, pero no existe un restrictor desarrollado para un CANDU 600. NASA emprendió la tarea evaluando el problema desde distintas disciplinas y contó con la colaboración de la CNEA y CONUAR (Ref./1/).
En todos los casos consultados, la restricción se coloca a la salida del canal combustible, y se mantuvo esa idea para el restrictor. Por otro lado, se respetaron materiales ya calificados para el reactor y se fijó como propósito que la modificación a realizar alterara lo menos posible la geometría de los componentes.
En la figura 1 se muestra un esquema con las etapas de análisis previstas para el uso de un restrictor en Embalse. En este trabajo se muestran las etapas preliminares y finales de aspecto termohidráulico (etapas 1 al 4 y la 6). El desarrollo del modelo CFD y el diseño computacional del restrictor y su comparación con las mediciones experimentales se explican con mayor detalle en la Ref. /2/.
1.1 Sistema de refrigeración de Embalse Embalse es un CANDU600, es un reactor refrigerado por agua pesada a presión que
circula a través de 380 canales combustibles horizontales. El refrigerante proveniente de las bombas se recolecta en colectores y llega a los canales por medio de cañerías de diámetro pequeño llamadas alimentadores. En la Figura 2 se muestra un esquema de una
de las caras del reactor. La dirección del refrigerante es opuesta en canales adyacentes, por lo tanto la mitad de los alimentadores que se ve en la figura son de entrada y la mitad de salida.
Hay dos circuitos de refrigeración casi independientes (a los que les corresponden 190 canales) a los lados del plano vertical que atraviesa por la mitad el reactor como indica la Figura 2 (se ha dibujado una línea roja para indicar el mismo). Cada circuito tiene dos generadores de vapor, dos bombas, dos colectores de entrada y dos de salida, uno por cara del reactor como se ve en la figura.
Un sistema canal combustible completo entre colectores queda conformado por: el alimentador de entrada, el “endfitting” de entrada, el canal propiamente dicho, el “endfitting” de salida y el alimentador de salida. Los “end-fittings” permiten la conexión entre el canal combustible y los alimentadores de entrada y salida, así como un cierre de alta presión que puede ser operado por la máquina de recambio para permitir la inserción y remoción de elementos combustibles. Cada “end-fitting” comprende un cuerpo, un “liner tube”, un tapón de blindaje (“shield plug”) y un tapón de cierre (“closure plug”).
Los canales combustibles son todos iguales en geometría, pero no los alimentadores que tienen diferentes geometrías por requerimientos de “lay-out”, distintos diámetros de cañería y restrictores de caudal (orificios llamados reductores de presión) que permiten una distribución de caudal en el núcleo similar a la distribución de potencia radial en el mismo. Los canales centrales, de mayor potencia, no tienen ningún restrictor de este tipo.
En los canales periféricos, la diferencia de presión entre los colectores se reparte fundamentalmente entre la pérdida de presión en los orificios reductores de presión y el combustible. En doce canales periféricos existen además orificios en los alimentadores de entrada que son utilizados para la medición de caudal (“flow element orifices”) para el sistema de parada 1. En los canales centrales, la pérdida de presión mayor se produce en los combustibles.
Los 12 elementos combustibles en un canal representan una resistencia hidráulica importante para el flujo de refrigerante debido a la disminución del área de pasaje (aceleración del fluido), la fricción de forma y la fricción en las paredes. La generación de calor y su transferencia al agua pesada van cambiando las condiciones termohidráulicas del refrigerante debido a la disminución de la densidad y al aumento de la entalpía del líquido a medida que éste atraviesa el canal.
2. Etapa preliminar de análisis de las condiciones operativas de los canales 2. 1 Simulación con el código de cálculo NUCIRC. Obtención de los caudales y
caídas de presión en la columna combustible para los 380 canales del núcleo NUCIRC es un código desarrollado por AECL para realizar simulaciones del
comportamiento termohidráulico del sistema primario de transporte de calor de un reactor tipo CANDU operando en estado estacionario. Se utilizó un modelo de NUCIRC ajustado a la planta para cuatro condiciones reales de operación (diferentes potencias del reactor y presiones en el lado secundario) registradas durante el año 2010 (Tabla 1).
Se realizaron simulaciones de canal único (o aislado), y se calculó el caudal de canal y caída de presión del sistema canal combustible (alimentador de entrada- “endfitting” de entrada – canal – “enditting” de salida – alimentador de salida) para cada uno de los 380 canales combustibles del reactor. La Figura 3 muestra un ejemplo de distribución de caudales para el 100% de plena potencia (%PP).
En la Figura 4 se muestran los resultados de caudales y caídas de presión en la columna combustible para los canales de la fila Q del reactor para las cuatro condiciones mencionadas en la Tabla1.
Las caídas de presión en el combustible no difieren mucho entre los casos analizados. Las principales diferencias están entre la operación al 100 %PP y al 84 %PP (u 82 %PP), debidas al cambio de caudal por efecto de la aparición de título (vapor) en el SPTC al 100 %PP.
2. 2 Comportamiento cualitativo esperado del canal vaciado con o sin restrictor a la salida calculado con el código de cálculo CATHENA
CATHENA es un código desarrollado por AECL para realizar simulaciones del comportamiento termohidráulico de la Centrales tipo CANDU operando en estado estacionario, durante transitorios de Planta y en caso de accidentes, incluyendo accidentes con pérdida de refrigerante (Loss of Coolant Accidents – LOCAs).
El programa CATHENA permite desarrollar un modelo de canal individual detallado. El modelo representa la geometría del sistema desde el colector de entrada hasta el colector de salida.
Se modeló con CATHENA un canal central siguiendo las dimensiones de los isométricos y documentación de planta. La distribución de presión obtenida entre colectores se comparó con los resultados de NUCIRC de caudal y de distribución de presión a lo largo del canal en simple fase (al 80 %PP). Los resultados en caudal y distribución de presión en el sistema canal combustible fueron similares.
Las simulaciones de un canal individual con CATHENA muestran que el vaciado de un canal combustible central lleva a un aumento significativo del caudal que lo atraviesa (44 % en el canal N5). Su valor de equilibrio está determinado por la compensación entre la reducción de la resistencia hidráulica debido a la ausencia de los elementos combustibles y el incremento de la pérdida de carga en los alimentadores como resultado del aumento del caudal. Por esta razón, el aumento puede variar, dependiendo de la rugosidad y diámetros de los alimentadores de cada canal.
Las condiciones del refrigerante en el canal vacío también cambian. En particular, las temperaturas de salida serán similares a las de entrada, ya que las potencias transferidas al fluido debido a la activación del tubo de presión y la moderación de neutrones en el agua que atraviesa el canal son mucho menores que las potencias del canal en operación normal. La temperatura prácticamente constante a lo largo del canal origina una densidad del refrigerante casi invariable en el mismo.
Otra consecuencia del vaciado del canal es la disminución de la velocidad del fluido en el mismo debido al aumento de la sección de flujo, al pasar del canal con elementos combustibles al canal vacío, que supera el efecto del aumento del caudal del canal. Por otro lado, el aumento de caudal sí incrementa la velocidad del fluido en los alimentadores y en los “end-fitting”.
Finalmente, la inclusión de un restrictor, con una resistencia hidráulica equivalente a la de los elementos combustibles extraídos, en el “end-fitting” de salida de un canal vacío permite reducir el valor del caudal a valores similares a los de operación normal evitando el cambio de los caudales en el resto del núcleo. Los resultados de CATHENA muestran que la presión casi no varía a lo largo del canal y cambia bruscamente en la posición del restrictor (Figura 5)
3. Diseño de la matriz de ensayos La información obtenida con las simulaciones realizadas con los programas
NUCIRC y CATHENA permitió establecer las condiciones en que el dispositivo a diseñar va a operar en la Central, y que son por lo tanto una referencia fundamental para los ensayos experimentales previstos para el dispositivo.
En la Ref./1/ se describe la facilidad experimental. Se proyectaron dos fases de experiencias.
En la primera fase se utilizó el “endfitting” con tapones originales. El objetivo era validar el modelo para ser utilizado por un programa hidráulico CFD (ANSYS CFX) que permite la representación del flujo en tres dimensiones y con mucho detalle, apropiado para geometrías complejas (Ref./2/). Durante la segunda fase, el dispositivo desarrollado con los cálculos del programa ANSYS CFX se ensayó experimentalmente para confirmar el diseño obtenido con las simulaciones numéricas.
Los valores de caudal y temperatura en las mediciones a alta presión propuestos partieron de valores bajos y se extendieron hasta valores similares a los de operación, lo que permitió describir el comportamiento del tapón de blindaje en un rango considerable de números de Reynolds. Existieron varias series de mediciones para distintas temperaturas (desde 50 ºC a 270 ºC) y para cada serie se cubrió el rango de caudal desde 5 kg/s a 28 kg/s.
Para establecer el margen de operación sin cavitación se propusieron pruebas disminuyendo la presión (a partir de 90 bar) con caudales cercanos a los 28 kg/s y temperaturas de 270 ºC. Se bajó la presión escalonadamente todo lo posible operacionalmente para los componentes de la facilidad (hasta 78 bar), no registrándose cavitación incipiente.
Se propuso también evaluar las vibraciones del sistema a la temperatura mayor alcanzada y diferentes caudales, en particular el cercano a 28 kg/s como punto de mayor interés. Los espectros de vibraciones encontrados al ensayar el “endfitting” en su configuración original y con el tapón modificado fueron similares.
4. Cálculos de planta completa con el código NUCIRC para la evaluación del efecto del restrictor sobre el caudal de los restantes canales del reactor
En la modalidad de planta completa el código NUCIRC puede evaluar el comportamiento del circuito del cuál se vacían canales.
Se realizó en primera instancia un análisis con el canal Q06 vacío sin restrictor. Las velocidades en los alimentadores eran altas, y se encontró que la variación de caudal del canal Q06 era mucho menor operando en simple fase (al 83 %PP) que a plena potencia.
Esto se debe a que al 100 %PP aparece título en los canales del circuito, aumentando la pérdida de carga en los mismos y hay un mayor caudal que pasa a través del canal sin combustible. El efecto sobre el resto de los canales del circuito también es menor al 83 %PP, llegando a una variación del 2% al 100 %PP.
Con las primeras mediciones de la planta (ver sección 5), se recalculó con el modelo las variaciones de caudal de los canales del reactor, agregando una restricción a la salida del canal Q06 con la caída de presión medida. Los resultados mostraron que las variaciones en los caudales del resto del circuito se vuelven despreciables al 83% y del orden del 0.7% al 100%PP. Un análisis suponiendo el vaciado y colocación de varios restrictores en la fila Q mostró que no se produce distorsiones significativas en la distribución del caudal de refrigeración del reactor al 100%PP.
5. Mediciones en la planta La planta no está instrumentada como una facilidad experimental. Se cuenta, en
general, con mediciones utilizadas para operación. Sin embargo, dada la importancia del uso del restrictor se consideraron una secuencia de mediciones utilizando el instrumental de planta y algunas mediciones adicionales de velocidad por ultrasonido.
Las variaciones de velocidad en los alimentadores de entrada calculadas por NUCIRC para el canal Q06 vaciado, con y sin el restrictor, se corresponden con las variaciones correspondientes a mediciones por ultrasonido. Lo mismo se verificó en el canal Q04, antes y después del cambio del tubo de presión. Los resultados se muestran en la Tabla 2. Estas mediciones apoyaron el uso de estas diferencias calculadas por el código para inferir las variaciones de caudal que aparecen en el reactor.
Otra medición que se encontró útil es la diferencia de presión obtenida por la máquina de recambio. Se efectuaron mediciones en parada caliente y en operación. Se estableció que la medición de la variación de caída de presión de la máquina era capaz de chequear la existencia del restrictor y de estimar la caída de presión que produce el restrictor en planta, a pesar de no ser una herramienta destinada a este fin. La diferencia de presión medida en el canal vacío con restrictor debía ser similar a la medición del canal con combustible.
Se registró el comportamiento histórico (de los últimos años) de la caída de presión en el canal combustible de varios recambios del Q06, así como la medida de su canal simétrico en el reactor. Los resultados de la comparación fueron satisfactorios, pero una caída de presión algo mayor era deseable. La Planta requirió un ajuste del diseño del restrictor, para aproximar aún más la diferencia de presión de un canal con restrictor a la de un canal equivalente con combustible
El requerimiento se solucionó reduciendo el tamaño de los agujeros del restrictor. Se limitó el valor mínimo de los agujeros por posibles efectos de cavitación y los criterios de diseño de los tapones. En la Tabla 3, se muestra la comparación de los valores medidos con combustible (promedio de varios valores) y la medición de la caída de presión luego de colocar los restrictores en los canales Q06 (diseño original) y Q10 (diseño optimizado).
6. Conclusiones El equipo termohidráulico de NASA para la preparación. desarrollo, pruebas e
implementación del restrictor en la planta estuvo formado por personal del Departamento de Estudios de Seguridad y Diseño del reactor de Atucha II, el Departamento de Física y Análisis de Ingeniería en Sede Central, y el Departamento de Seguridad de Embalse. Cada etapa tuvo un responsable, en lo posible, personal de otro de los grupos realizó la revisión. El contacto entre los distintos grupos fue permanente.
Se diseñó un dispositivo que puede emular la caída de presión del combustible. La variación en geometría del canal es la menor posible y los materiales son los de diseño.
Se utilizaron herramientas de cálculo aceptadas para el reactor y validadas para los rangos de presión y temperatura en las cuales se espera que opere el restrictor. Los modelos utilizaron datos reales de planta como condiciones iniciales y se validaron contra mediciones en la planta.
Los efectos de cavitación y los modelos de CFD fueron testeados experimentalmente en una facilidad de alta presión que reproduce la sección de salida del canal real (tramo de PT, endfitting, alimentador de salida) de la planta.
Se efectuó una serie de mediciones y controles siguiendo la instalación del restrictor en la planta. El comportamiento del restrictor fue satisfactorio.
Referencias /1/. Schroeter, F. y otros, “Desarrollo de un restrictor de flujo para canales
combustibles CANDU”, XL reunión anual de la A.A.T.N. Bs. As., Argentina 2013 /2/. Ballesteros, H. “Diseño de un “fuel-adaptor” modificado para reemplazar la
resistencia hidráulica de 12 Elementos Combustibles de un canal de la Central Nuclear Embalse. Cálculos con el programa CFD ANSYS CFX y su validación experimental”. XL reunión anual de la A.A.T.N. Bs. As., Argentina 2013.
Tablas y figuras
99.4266.512.3Paso 85
99.5265.812.4Paso 67
99.5266.212.6Paso 41
99.6266.412.1Paso 23CASO D84%
Presión nominal en GV
99.5265.212.3Paso 85
99.5264.512.4Paso 67
99.5264.912.6Paso 41
99.6265.112.1Paso 23CASO C82%
Presiónreducida Gv
99.5267.712.6Paso 85
99.6267.212.7Paso 67
99.6267.412.7Paso 41
99.6267.612.5Paso 23CASO B100%
PresiónReducida GV
99.6268.612.5Paso 85
99.6267.912.7Paso 67
99.6268.212.8Paso 41
99.6268.312.5Paso 23CASO A100%
Presiónnominal en GV
(bar)(ºC)(bar)
Presión en el colector de salida
Temperatura del colector de entrada
Caída de presión entre colectoresPaso del núcleoCondiciones analizadas
99.4266.512.3Paso 85
99.5265.812.4Paso 67
99.5266.212.6Paso 41
99.6266.412.1Paso 23CASO D84%
Presión nominal en GV
99.5265.212.3Paso 85
99.5264.512.4Paso 67
99.5264.912.6Paso 41
99.6265.112.1Paso 23CASO C82%
Presiónreducida Gv
99.5267.712.6Paso 85
99.6267.212.7Paso 67
99.6267.412.7Paso 41
99.6267.612.5Paso 23CASO B100%
PresiónReducida GV
99.6268.612.5Paso 85
99.6267.912.7Paso 67
99.6268.212.8Paso 41
99.6268.312.5Paso 23CASO A100%
Presiónnominal en GV
(bar)(ºC)(bar)
Presión en el colector de salida
Temperatura del colector de entrada
Caída de presión entre colectoresPaso del núcleoCondiciones analizadas
Tabla 1. Condiciones reales de planta utilizadas para la obtención de las caídas
de presión en los combustibles
Canal Estado final Estado inicial Disminución de velocidad medida por ultrasonido (%)
Disminución de velocidad calculada (%)
Q06 Canal vacío Canal vacío con restrictor
17 20
Q04 Canal con tubo de presión con creep y con combustible
Canal con tubo de presión nuevo y combustibles
7 8
Tabla 2. Diferencias porcentuales medidas por ultrasonido en Embalse y calculadas con NUCIRC.
Canal Canales vacíos con
Medición de caída de presión por la máquina de recambio de combustible. Parada caliente (nov/2011)
(Kg/cm2)
Canal con tubo de presión con creep,
con combustible y a potencia (Kg/cm2)
Diferencias
Q06 restrictor original
5.08 6.60 -1.52
Q10 restrictor optimizado
7.88 7.20 0.68
Tabla 3. Mediciones de la máquina de recambio de combustible de las caídas de presión en los canales Q04 y Q10. (Rango variación de la medición: 1.3 Kg/cm2)
Figura 1. Distintas etapas del area termohidráulicas cubiertas en el diseño
del restrictor
Figura 2. (a) Sistema Primario de Transporte de Calor. (b) Cara del reactor
Un circuito con dos pasos de refrigeración a través del núcleo
(a)
(b)
Figura 3. Distribución de caudales para el reactor al 100%PP. Las áreas
rojas indican mayor caudal
Figura 4. Caudales y caídas de presión en el combustible de los canales de la
fila Q, para los 4 estados de operación analizados
Figura 5. Comportamiento cualitativo de la distribución de presión en un
canal combustible central (N5): a) con combustible (cuadrados negros), b) vacío de combustible (rombos azules) y c) vacío de combustible con un restrictor a la salida del canal que emule la pérdida de carga del combustible (triángulos fucsia).