Avaliação de Um Simulador Simplificado de Uma Central Nuclear em Caso de Uma Ruptura da Conduta Principal de Vapor

Dissertação de Mestrado Integrado em Engenharia Electrotécnica e de Computadores apresentada à Faculdade de Ciências e TecnologiaNesta dissertação é apresentada a simulação simplificada de uma rutura na conduta principal de vapor de uma central nuclear de dois circuitos de permutação de calor e reator de água pressurizada. O modelo de central usado neste trabalho, é um modelo genérico de uma central de água pressurizada com dois circuitos de permutação de calor, com geradores de vapor de tipo tubo em U invertido e com sistema de contenção do reator, seco. Com uma potencia térmica de aproximadamente 1800 MWt (600 MWe).As simulações foram realizadas usando o software Personal Computer Transient Analyser (PCTran), utilizando todos os parâmetros genéricos para este tipo de reator e focando-se numa rutura na conduta principal de vapor, que é um dos acidentes de base de projeto, com o qual a central pode normalmente suportar.Esta dissertação é baseada em duas simulações principais, uma rutura pequena de diâmetro 4,4 inch (11,3 cm), e uma maior de cerca de 14 inch (35,7 cm).Durante as simulações podemos observar todos os valores dos parâmetros que caracterizam o transitório e o seu timing, desde o inicio do evento passando pelo desligamento de emergência do reator e também todos as ocorrências principais depois do mesmo ser desligado.Também é feita uma comparação entre as duas simulações, para perceber as diferenças entre cada cenário.Adicionalmente são feitas comparações entre as simulações obtidas e simulações similares realizadas com códigos de computador mais detalhados, que são efetivamente utilizadas para análise de segurança.A conclusão principal obtida depois destas duas simulações é de que os sistemas de segurança atuam como esperado. Os sistemas de refrigeração de emergência que têm como função remover o calor residual que continua a ser produzido depois do reator ser desligado entram em ação, ficando a central nas devidas condições de segurança.Os resultados da analise mostram que o simulador simplificado pode ser usado efetivamente para fins educativos.Aquando da rutura maior, as variações em parâmetros como temperaturas (Cold Leg e Hot Leg), fluxo de vapor nos geradores de vapor, pressões e por fim a reatividade, são mais rápidas quando comparado com a rutura pequena. Consequentemente, o desligamento do reator é iniciado mais cedo do que no caso da rutura pequena. Os parâmetros principais têm comportamento semelhante ao das analises de segurança. Existem pequenas diferenças nos valores de alguns parâmetros, mas globalmente durante os intervalos de tempo observados, as curvas são similares as mesmas na analise de segurança.This thesis presents a simplified simulation of a main steam line break (MSLB) in a nuclear power plant with two loops and a pressurized water reactor (PWR). The plant model used in this work is a generic two-loop PWR with inverted U-bend steam generators and dry containment system, with thermal output in the neighbourhood of 1800 MWt (600 MWe).The simulations are conducted by using the software Personal Computer Transient Analyser (PCTran) using all the default parameters for this kind of reactor focusing to a steam line break, which is one of design basis accidents, which the plant can normally withstand.The thesis is based on two main simulations, a small steam line break with diameter of 4,4 inch (11,3 cm), and a larger with 14 inch (35,7 cm).During the simulations we can observe the values of parameters that characterise the transient and its timing, from the beginning of the event through the reactor trip and all the main events after the reactor trip. A comparison is made between the two simulations, to understand the differences in each scenario.In addition, the comparisons are made between the obtained simulations and the similar simulations performed with more detailed computer codes, which are actually used for safety analysis.The main conclusion after these two simulations is that the safety systems act as expected. The emergency cooling systems that have the purpose of removing decay heat after the reactor shutdown went into action, so the plant remains in a safe condition.The results of the analysis show that simplified simulator can be effectively used for education purposes.At the larger break, the timely changes of parameters like temperatures (Cold Leg and Hot Leg), steam flow in the SGs, pressures and in the end reactivity are faster as it is the case of the smaller break. Consequently, the reactor trip is initiated sooner as it is the case of the smaller break. The main parameters behave similarly as they do in safety analysis. Small differences exist in values of certain parameters, but their overall curves over the observed time intervals are similar to their respective curves in the safety analysis.This is confirmed by comparison of the general shapes of the main parameters, which change through the time, and are similar comparing the results of simplified simulator and the results of the detailed computer code, which is used for the safety analysis.The main conclusion after these two simulations is that the safety systems are effective for achieving an automatic plant safety state, as expected, and all the emergency core cooling systems that remove the decay heat after the shutdown went into action