Pruebas de efectos integrales y separados para reactores avanzados

Según la Perspectiva Energética Internacional 2017 de la Administración de Información Energética (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 de 1,5% anual entre 2020 y 2035. En los EE. UU., la energía nuclear representa actualmente alrededor del 20% de toda la generación de electricidad y más. del 50% del total de electricidad limpia del país.

La energía nuclear ha sido identificada como un recurso vital para lograr emisiones netas cero en toda la economía para 2050. La mayor parte de la energía nuclear del mundo es generada por centrales nucleares de segunda y tercera generación. Aunque una parte importante de las centrales nucleares existentes se cerrarán 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 seguridad, confiabilidad, sostenibilidad, competitividad económica y resistencia a la proliferación para la futura energía nuclear, es necesario mejorar las tecnologías en el desarrollo de la energía nuclear. Los reactores avanzados ofrecen el potencial de 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 esfuerzos significativos 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, requiere mucho tiempo o incluso 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 con la base de datos y utilizarse 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 individuales o fenómenos combinados en condiciones prototípicas o simuladas. Dado que es posible que cada uno de estos modelos y correlaciones no siempre se ajusten 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 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 objetivo 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 del IET se utilizan para validar códigos de sistemas y comprender 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 sales fundidas que están ganando un creciente interés mundial: reactores de alta temperatura (FHR) enfriados con sales de fluoruro que tienen combustible de partículas sólidas con sal fundida utilizada únicamente como refrigerante, y reactores de sales fundidas (MSR). con el combustible disuelto en el refrigerante de sal fundida. Para evaluar un diseño 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 diferentes condiciones (Diamond et al., 2018).

Es esencial predecir comportamientos durante condiciones normales, anormales 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 y los 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 y IET para MSR y FHR son escasos. Muchos SET y IET basados ​​en fluidos sustitutos de baja temperatura (p. ej., aceite de transferencia de calor y agua) para sales fundidas proporcionan estrategias de escalamiento razonables y una metodología aceptable (Zweibaum et al., 2020).

El uso de fluidos sustitutos puede permitir la investigación de fenómenos relevantes de transferencia de calor y fluidos 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 únicamente a la sal líquida a alta temperatura no se han considerado utilizando fluidos sustitutos, como eventos de sobreenfriamiento, sobrecalentamiento, mezcla y estratificación térmica o transferencia de calor radiativo. El sobreenfriamiento puede provocar fenómenos de congelación de sales fundidas, lo que provoca daños a los componentes que podrían ser importantes durante transitorios y accidentes. El sobrecalentamiento puede afectar la estructura del reactor, provocando calentamiento local debido a malas distribuciones del flujo. Las pérdidas de calor parásito 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 será necesario calcularla y cuantificarla. En los EE. UU. se pueden utilizar varios circuitos de prueba de sales fundidas (Yoder, 2015; Robb, 2016; Chen, 2021), y todos se utilizan para respaldar el desarrollo y la demostración de componentes de sales fundidas, como bombas, sellos, válvulas y sistemas de calefacción. intercambiadores, así como ensayos de corrosión de materiales. Sin embargo, no hay instalaciones de sales fundidas SET e IET disponibles para estudiar las condiciones de accidentes con sales fundidas, y la transferencia de calor y el flujo de sales fundidas no se han investigado previamente a fondo para núcleos FHR/MSR (por ejemplo, lecho de guijarros, canales paralelos y haces de robo) bajo condiciones prototípicas de temperatura y fluidos. Además, los limitados datos disponibles sobre transferencia de calor de sales fundidas 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 núcleos y subsistemas FHR/MSR y para análisis de accidentes.

Para respaldar los SET y los IET de un MSR/FHR, la UNM está llevando a cabo una serie de experimentos innovadores con sales fundidas para comprender los fenómenos de las sales fundidas, mejorar el rendimiento de los componentes clave y validar el rendimiento del sistema y los códigos de análisis. Se está planificando, construyendo y empleando una instalación de prueba de sales fundidas versátil y de escala reducida con un innovador diseño de circuito híbrido para experimentos destinados a predecir el rendimiento del sistema en condiciones normales, transitorias y de accidente. La instalación está diseñada de manera que pueda realizar SET e IET con circuitos de flujo de derivación realizados mediante válvulas de sales fundidas. Una vez que se complete la instalación, los datos experimentales obtenidos tanto de los SET como de los IET se utilizarán para comparar los códigos a nivel del sistema. El aparato de pruebas de efectos integrales y efectos separados de fluoruro-sal a escala reducida (FIESTA), como se muestra en la Fig. 1, se está construyendo en el Laboratorio Termohidráulico Avanzado 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 MSR o FHR para una amplia gama de eventos que serán evaluados durante el proceso de concesión de licencia. FIESTA está diseñado para funcionar a 650°C con FLiNaK (es decir, una mezcla eutéctica de 46,5% LiF -11,5% NaF-42% KF) como refrigerante primario, correspondiente a una temperatura típica de salida del núcleo de un reactor. Se espera que esta instalación incluya todos los componentes clave de un MSR o FHR, a escala reducida, excepto el ciclo de conversión de energía, incluido un recipiente, dos bombas de sales fundidas, un intercambiador de calor intermedio (IHX), un intercambiador de calor secundario (SHX), un sistema de enfriamiento auxiliar del reactor directo (DRACS), un sistema de enfriamiento de vasija (VCS) y un circuito intermedio. El núcleo del reactor se simulará mediante varillas calefactoras eléctricas. Además de los DRACS, se pueden incorporar y probar fácilmente sistemas de refrigeración auxiliar del recipiente del reactor (RVACS), un VCS, en el que el calor de desintegración se elimina del reactor y de las paredes del recipiente protector mediante 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 rechaza al medio ambiente directamente o mediante un intercambio secundario por convección al agua. Para condiciones transitorias y de accidente, se variará la energía eléctrica para simular los efectos de retroalimentación del reactor. FIESTA contará con calefacción total y aislamiento térmico, excepto la sección de prueba.

Uno de los objetivos principales de FIESTA es recopilar datos experimentales transitorios y de estado estacionario relevantes para validar códigos de sistemas termohidráulicos. Con este objetivo, FIESTA presenta suficiente complejidad 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 disipador de calor y sistemas de eliminación de calor de desintegración ( 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 los FHR.

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

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