Ensayos de efectos integrales y separados para reactores avanzados

Según el International Energy Outlook de 2017 de la Administración de Información de Energía (EIA), se espera que el consumo mundial de energía aumente un 28 % entre 2020 y 2040 (EIA, 2017). Las centrales nucleares generan actualmente el 11% de la electricidad mundial. Se proyecta que la energía nuclear será la segunda fuente de energía de más rápido crecimiento en el mundo y aumentará en un promedio del 1,5 % anual entre 2020 y 2035. En los EE. UU., la energía nuclear actualmente representa alrededor del 20 % de toda la generación de electricidad y más del 50% de la electricidad limpia total de la nación.

La energía nuclear ha sido identificada como un recurso vital para lograr cero emisiones netas en toda la economía para 2050. La mayor parte de la energía nuclear del mundo es generada por plantas de energía nuclear de segunda y tercera generación. Aunque una parte significativa de las plantas nucleares existentes se retirará en la década de 2030, la creciente demanda de electricidad libre de carbono en todo el mundo estimulará el desarrollo de la energía nuclear. Para lograr la seguridad, la confiabilidad, la sostenibilidad, la competitividad económica y la resistencia a la proliferación de la energía nuclear en el futuro, es necesario mejorar las tecnologías en el desarrollo de la energía nuclear. Los reactores avanzados ofrecen el potencial para transformar la industria de la energía nuclear, proporcionando electricidad segura, confiable y libre de carbono que aborda la gran cantidad de desafíos que surgen de la descarbonización de las redes eléctricas en todo el mundo. Estados Unidos ha invertido un esfuerzo significativo en el desarrollo de nuevas tecnologías para reactores avanzados durante la última década.

El desarrollo de reactores avanzados requiere una comprensión de los sistemas integrados y complejos que exhiben nuevos fenómenos en condiciones normales, transitorias, anormales y de accidente (Zweibaum et al., 2015). El análisis fenomenológico y los comportamientos termohidráulicos de un reactor avanzado forman la base para su diseño y evaluación de seguridad (Mascari et al., 2015).

Realizar experimentos significativos a gran escala es costoso, lleva mucho tiempo o incluso es imposible dentro del tiempo y el presupuesto disponibles. Las pruebas experimentales reducidas, por ejemplo, pruebas de efectos separados (SET) y pruebas de efectos integrales (IET), con consideraciones de escala adecuadas, son factibles para desarrollar una base de datos experimental para caracterizar los posibles comportamientos termohidráulicos del prototipo. Los códigos termohidráulicos a nivel del sistema pueden luego validarse contra la base de datos y usarse para el diseño del sistema del reactor y el análisis de seguridad.

Por un lado, los SET se llevan a cabo para proporcionar datos experimentales para desarrollar y validar modelos físicos y/o correlaciones empíricas para caracterizar fenómenos locales únicos o fenómenos combinados en condiciones prototípicas o simuladas. Dado que es posible que cada uno de estos modelos y correlaciones no siempre se adapte al prototipo, muchos modelos físicos y correlaciones empíricas con aplicabilidad limitada dentro de un pequeño rango de condiciones se implementan en los códigos del sistema que se utilizan para identificar las respuestas termohidráulicas mediante la simulación de varios tipos de accidentes y transitorios anormales de reactores de interés.

Las instalaciones SET suelen estar altamente instrumentadas para minimizar las distorsiones de escala. Por otro lado, los IET se llevan a cabo para investigar los comportamientos, fenómenos y procesos de todo el sistema, las interacciones de dos o más componentes y los fenómenos locales que son típicos de las funciones específicas del diseño general del sistema (USNRC, 1998). . Las instalaciones IET pueden proporcionar todas las respuestas dinámicas y termohidráulicas similares que pueden aparecer a través de accidentes postulados y/o transitorios anormales en un reactor de referencia.

Los datos obtenidos de los experimentos IET se utilizan para validar los códigos del sistema y comprender los fenómenos de accidentes en lugar de ser directamente aplicables a las condiciones a gran escala de un reactor de referencia. La cantidad de instrumentación y sensores en una instalación IET es menor que la de una instalación SET. La distorsión de escala es inevitable para los IET y puede ser el origen de incertidumbres en el análisis de seguridad. Por lo tanto, es importante minimizar o eliminar la distorsión de escala, especialmente la distorsión de escala de tiempo, ya que el control temporal no es practicable (Bestion, 2017).

Se están desarrollando dos categorías de reactores nucleares de sal fundida que están ganando un interés mundial creciente: reactores de alta temperatura (FHR) enfriados con sal de fluoruro que tienen combustible de partículas sólidas con la sal fundida utilizada solo como refrigerante, y reactores de sal fundida (MSR) con el combustible disuelto en el refrigerante de sal fundida. Para evaluar un diseño de MSR o FHR, se llevan a cabo evaluaciones de seguridad para comprender la validez y precisión de los métodos computacionales, la sensibilidad de los resultados a las incertidumbres y el margen de seguridad en condiciones variables (Diamond et al., 2018).

Es esencial predecir comportamientos durante condiciones normales, fuera de lo normal y de accidente, ya que hay mucha menos experiencia regulatoria y experiencia experimental para un MSR o FHR. Se requieren numerosos datos experimentales para identificar fenómenos termohidráulicos nucleares, validar herramientas computacionales y realizar análisis de escala o incluso validar métodos de escala. Los SET e IET son clave para la base de datos para desarrollar y validar códigos termohidráulicos a nivel de sistema para otorgar licencias a un reactor avanzado. Sin embargo, los SET e IET para MSR y FHR son escasos. Muchos SET e IET basados ​​en fluidos sustitutos de baja temperatura (p. ej., aceite de transferencia de calor y agua) para sales fundidas proporcionan estrategias de escalado razonables y una metodología aceptable (Zweibaum et al., 2020).

El uso de fluidos sustitutos puede permitir la investigación de fenómenos de transferencia de calor y fluidos relevantes a temperaturas significativamente bajas, menos recursos necesarios, el uso de instrumentación y sensores disponibles y precisos, eliminando los peligros relacionados con las sales fundidas. Sin embargo, algunos fenómenos atribuidos solo a la sal líquida a alta temperatura no se han considerado utilizando fluidos sustitutos, como eventos de sobreenfriamiento, eventos de sobrecalentamiento, mezcla térmica y estratificación, o transferencia de calor por radiación. El sobreenfriamiento puede conducir a fenómenos de congelación de sales fundidas, lo que resulta en daños a los componentes que pueden ser significativos durante transitorios y accidentes. El sobrecalentamiento puede afectar la estructura del reactor, causando calentamiento local debido a malas distribuciones de flujo. Las pérdidas de calor parasitarias también pueden ser significativamente diferentes entre las sales fundidas a alta temperatura (550 a 700 °C) y los fluidos sustitutos a baja temperatura (50 a 90 °C).

Para el flujo laminar, se espera que la transferencia de calor por radiación sea mayor y deberá calcularse y cuantificarse. Varios bucles de prueba de sal fundida están operativos en los EE. UU. (Yoder, 2015; Robb, 2016; Chen, 2021), y todos se utilizan para respaldar el desarrollo y la demostración de componentes de sal fundida, como bombas, sellos, válvulas y calor. intercambiadores, así como pruebas de corrosión de materiales. Sin embargo, no hay instalaciones de sal fundida SET e IET disponibles para estudiar las condiciones de accidente de sal fundida, y la transferencia de calor y el flujo de sal fundida no se han investigado previamente a fondo para los núcleos FHR/MSR (p. ej., lecho de guijarros, canales paralelos y paquetes de robo) bajo condiciones prototípicas de temperatura y fluidos. Además, los datos limitados de transferencia de calor de sales fundidas disponibles con grandes discrepancias en las propiedades termofísicas han llevado a conclusiones engañosas (Holcomb, 2013). Por lo tanto, es imperativo desarrollar una base de datos de transferencia de calor y flujo de sales fundidas de alta fidelidad para diseños de subsistemas y núcleos FHR/MSR y para análisis de accidentes.

Para respaldar los SET e IET de un MSR/FHR, la UNM está realizando una serie de innovadores experimentos con sales fundidas para comprender los fenómenos de las sales fundidas, mejorar el rendimiento de los componentes clave y validar los códigos de análisis y rendimiento del sistema. Se está planificando, construyendo y empleando una instalación de prueba de sal fundida versátil a escala reducida con un diseño innovador de circuito híbrido para experimentos para predecir el rendimiento del sistema en condiciones normales, transitorias y de accidente. La instalación está diseñada de manera que puede realizar SET e IET con bucles de flujo de derivación realizados por válvulas de sales fundidas. Una vez que se complete la instalación, los datos experimentales obtenidos de los SET y los IET se utilizarán para comparar los códigos a nivel del sistema. El aparato de pruebas de efectos separados y efectos integrales de fluoruro-sal de escala reducida (FIESTA), como se muestra en la Fig. 1, se está construyendo en el Laboratorio Avanzado de Hidráulica Térmica de la Universidad de Nuevo México que dirige el Dr. Minghui Chen.

La misión de FIESTA es establecer una base científica y técnica para acelerar la concesión de licencias para MSR y FHR junto con otras instalaciones experimentales en laboratorios, industrias y universidades nacionales. FIESTA tiene la capacidad de replicar la mayoría de las respuestas transitorias de MSR o FHR para una amplia gama de eventos que se evaluarán durante el proceso de licencia. FIESTA está diseñado para operar a 650 °C con FLiNaK (es decir, una mezcla eutéctica de 46,5 % LiF -11,5 % NaF-42 % KF) como refrigerante principal, lo que corresponde a una temperatura típica de salida del núcleo del reactor. Se espera que esta instalación incluya todos los componentes clave en un MSR o FHR, a escala reducida, excepto el ciclo de conversión de energía, incluyendo un recipiente, dos bombas de sales fundidas, un intercambiador de calor intermedio (IHX), un intercambiador de calor secundario (SHX), un sistema de enfriamiento auxiliar directo del reactor (DRACS), un sistema de enfriamiento de recipientes (VCS) y un circuito intermedio. El núcleo del reactor se simulará utilizando varillas calentadoras eléctricas. Además de los DRACS, los sistemas auxiliares de refrigeración de la vasija del reactor (RVACS), se puede incorporar y probar fácilmente un VCS, donde el calor de decaimiento se elimina del reactor y protege las paredes de la vasija por convección y/o radiación (Lisowski, 2021). El calor simulado se transfiere al aire que fluye dentro de la cavidad de la contención de hormigón y se expulsa al medio ambiente directamente oa través de un intercambio secundario por convección con el agua. Para transitorios y condiciones de accidente, la potencia eléctrica variará para simular los efectos de retroalimentación del reactor. FIESTA será completamente calentado y aislado térmicamente a excepción de la sección de prueba.

Uno de los propósitos principales de FIESTA es recopilar datos experimentales de estado estable y transitorios relevantes para validar los códigos del sistema termohidráulico. Con este objetivo, FIESTA presenta la complejidad suficiente para ser representativo de un diseño MSR o FHR, donde existe un fuerte acoplamiento entre los comportamientos termohidráulicos del núcleo del reactor, IHX, bucle intermedio, SHX, bucle de disipador de calor y sistemas de eliminación de calor de decaimiento ( DRACS y/o RVACS). Se desarrollará una matriz de prueba para FIESTA basada en algunas operaciones nominales y transitorios de MSR y FHR. Se obtendrán datos sobre las temperaturas de entrada y salida del refrigerante, caudales, presiones y presiones diferenciales en los intercambiadores de calor y el núcleo del reactor simulado. Estos datos se utilizarán para evaluar el acoplamiento de los subsistemas. También se utilizarán para comparar las correlaciones/modelos de transferencia de calor y caída de presión que se utilizan en los códigos termohidráulicos a nivel de sistema actuales para FHR.

El programa de investigación que realiza SET e IET utiliza una instalación de prueba de sal fundida versátil para validar los códigos del sistema en apoyo de la implementación de las tecnologías MSR y FHR y también proporciona a los estudiantes de pregrado a posgrado, especialmente a los nativos americanos, hispanos y minorías subrepresentadas, con diversas capacitaciones y oportunidades educativas de reactores avanzados, experimentos prácticos con sales fundidas y tecnologías de instrumentación.

Tenga en cuenta que este artículo también aparecerá en la decimotercera edición de nuestra publicación trimestral.

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