Implications of advanced computational methods for reactivity initiated accidents in nuclear reactors (2015)
- Autores:
- Autor USP: SILVA, RODNEY APARECIDO BUSQUIM E - EP
- Unidade: EP
- Sigla do Departamento: PTC
- Assuntos: ENGENHARIA NUCLEAR; REATORES NUCLEARES; ENGENHARIA ELÉTRICA; FILTROS DE KALMAN
- Idioma: Inglês
- Resumo: Este trabalho aplica métodos computacionais avançados para simular a ejeção de barras de controle (CRE) em uma planta térmica nuclear (NPP). São avaliados o impacto da ocorrência de acidentes iniciados por reatividade (RIAs) na reatividade total, na distribuição da potência em três dimensões (3D) e na determinação da reatividade. As ferramentas utilizadas são: o código termo-hidráulico (TH) RELAP5 (R5), o código neutrônico (NK) PARCS (P3D), a versão acoplada P3D/R5, e o ambiente computacional MATLAB. Este estudo considera três reatores nucleares de diferentes tamanhos: NPP1 (2772 MWT); NPP2 (530 MWt); e NPP3 (1061 MWt). Os três núcleos possuem projeto similar e idêntica posição dos grupos das barras de controle (CRA), além do mesmo valor de reatividade diferencial das CRA ejetadas e idêntica velocidade de ejeção. A ocorrência da CRE é avaliada sob condições de hot zero power (HZP) e de hot full power (HFP). As análises indicam que a modelagem e a simulação de RIAs devem ser realizadas sistematicamente, caso contrário os resultados não irão refletir o comportamento em regime transitório do núcleo. A simulação de um modelo em um código depende da apropriada configuração de parâmetros gerados pelo outro código e da determinação adequada do mapeamento TH/NK para as várias malhas dos modelos. Do ponto de vista de projeto, a utilização de códigos independentes resulta em cálculos de potência e reatividade conservadores em comparação com os resultados utilizando-se P3D/R5. Os picos de potência e de reatividade são menores à medida que o núcleo encolhe. A simulação em condições de HFP resulta em valores de pico de potência similares durante transitório para as três NPPs, mas a potência de pós-transitórios é menor para o menor núcleo.A análise em condições de HZP também indica que o valor máximo durante o transitório é menor para o menor núcleo, mas o pós-transitórios ocorre aos mesmos níveis de potência das demais NPPS. A distribuição de potência em 3D também apresenta resultados distintos para condições de HFP e HZP, mas tais resultados são independentes do tamanho do núcleo: i) HFP: há um aumento da potência do núcleo em torno da CRE, mas tal comportamento diminui para núcleos menores - no entanto, a potência é bem distribuída após o transitório; e ii) HZP: há aumento de potência na área do CRE, mas o pico de potência em 3D é menor durante e depois dos transitórios para núcleos menores. Tais características indicam que os núcleos menores respondem de forma mais segura quando da inserção de reatividade em comparação a reatores de maiores dimensões. O método estocástico de filtragem de Kalman estendido (EKF) foi codificado para estimar a reatividade com base no perfil de potência da NPP, após a adição de ruído aleatório. O método determinístico da cinética pontual inversa (IPK) também foi implementado e os resultados da aplicação dos algoritmos do EKF e IPK foram comparados com os resultados da simulação do P3D/R5. As seguintes estratégias, implementadas neste trabalho, possibilitaram a aplicação robusta e precisa do EKF: o sistema foi modelado por um conjunto de equações diferenciais não-lineares estocásticas de tempo contínuo; o algoritmo obtém o passo de tempo diretamente da potência medida e aplica-o ao modelo para a discretização e linearização online; o ajuste do filtro ocorre automaticamente a partir do primeiro passo de tempo; e a matriz de covariância do ruído no estado é atualizada online. Verificou-se que a reatividade calculada pelo método IPK possui maior nível de ruído quando comparada ao EKF para todos os casos estudados.Verificou-se que a reatividade calculada pelo método IPK possui maior nível de ruído quando comparada ao EKF para todos os casos estudados. Portanto, o EKF apresenta resultados superiores e mais precisos. Além disso, sob uma pequena inserção de reatividade, a reatividade calculada pelo método IPK varia consideravelmente de valores positivos para negativos: esta variação não é observada com o EKF. Uma análise de sensibilidade para três desvios padrão (SD) sugere que o algoritmo EKF é superior ao método IPK, independente da magnitude do ruído. Com o aumento da magnitude do ruído, o erro entre as reatividades calculadas pelo IPK e pelo P3D/R5 aumenta. A análise de sensibilidade para cinco ruídos aleatórios indica que a adição de ruído na potência do reator não altera o desempenho global de ambos os algoritmos.
- Imprenta:
- Data da defesa: 26.05.2015
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ABNT
BUSQUIM E SILVA, Rodney Aparecido. Implications of advanced computational methods for reactivity initiated accidents in nuclear reactors. 2015. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2015. Disponível em: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-20072016-142605/. Acesso em: 25 abr. 2024. -
APA
Busquim e Silva, R. A. (2015). Implications of advanced computational methods for reactivity initiated accidents in nuclear reactors (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-20072016-142605/ -
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Busquim e Silva RA. Implications of advanced computational methods for reactivity initiated accidents in nuclear reactors [Internet]. 2015 ;[citado 2024 abr. 25 ] Available from: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-20072016-142605/ -
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Busquim e Silva RA. Implications of advanced computational methods for reactivity initiated accidents in nuclear reactors [Internet]. 2015 ;[citado 2024 abr. 25 ] Available from: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-20072016-142605/
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