Los accidentes de Three Mile Island 2 (Estados Unidos) y Fukushima Daiichi (Japón) han demostrado la posibilidad de que se produzcan combustiones de hidrógeno en la contención y en otros edificios de las centrales nucleares durante accidentes con daño masivo al combustible. 

Autores Juan Manuel Martín-Valdepeñas Yagüe , Gonzalo Jiménez Varas , Carlos Vázquez Rodríguez 

Técnico del Área de Análisis Probabilista de Seguridad, coordinador del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) en el proyecto Profesor contratado doctor, Universidad Politécnica de Madrid (UPM), investigador principal del proyecto en la UPM Investigador en Forschungszentrum Jülich (Alemania), investigador principal contratado del proyecto en la UPM

Para determinar el riesgo de combustión en estos eventos es necesario conocer con precisión la distribución de los gases que se liberan durante el accidente. Por otra parte, en el accidente de Fukushima Daiichi se produjeron incrementos de la presión del pozo seco por encima de lo esperado, apuntando a la posibilidad de fenomenologías de estratificación térmica del agua en las piscinas de supresión. El CSN participa activamente en proyectos de investigación de la OECD/ NEA sobre estos fenómenos en instalaciones experimentales como PANDA y THAI. Como complemento a estos proyectos, el CSN ha suscrito con la UPM el convenio de colaboración proyecto GO-MERES. En este proyecto se simulan con el código GOTHIC de contención con capacidad 3D experimentos de los proyectos de la OECD/NEA en la instalación PANDA del Paul Scherrer Institute (Suiza). Con la experiencia de estas simulaciones se llevan a cabo aplicaciones a planta de situaciones similares a las analizadas experimentalmente. Para ello se ha construido un modelo detallado 3D de una contención seca PWR de diseño Westinghouse de tres lazos, representativo de centrales nucleares españolas. Con este modelo se ha simulado la fenomenología del hidrógeno con actuación de rociadores en situaciones de accidente severo. También se ha estudiado la estratificación terminal en la piscina de supresión de una contención Mark I de un reactor tipo BWR.

Antecedentes y aplicabilidad

El diseño y licenciamiento de las centrales nucleares se basan en la capacidad de soportar un conjunto de accidentes postulados denominados Accidentes Base de Diseño (DBA por sus siglas en inglés, Design Basis Accident), lo que proporciona la garantía básica de seguridad de la instalación. Sin embargo, los accidentes de la unidad 2 de la central nuclear Three Mile Island ocurrido en EE. UU. (1979) y las unidades 1, 2 y 3 de la central nuclear Fukushima Daiichi en Japón (2011) han demostrado que son posibles accidentes más allá de los DBA de las centrales. Estos accidentes se denominan accidentes severos y en ellos se puede producir la fusión parcial o total del núcleo y verse amenazada la integridad de la contención. Un accidente severo se desencadena ante la pérdida de la capacidad de refrigeración del reactor, provocando un aumento de la temperatura del núcleo que daña los elementos combustibles hasta llegar a causar daño suficiente para poner en peligro su integridad, incluso produciendo su fusión parcial o total. En este proceso de degradación del combustible, el material metálico de las varillas, principalmente el zirconio, reacciona con el vapor de agua generando hidrógeno. Este gas combustible junto con el vapor generado durante el accidente se distribuye en la atmósfera de la contención de forma no uniforme, mezclándose con el aire de la contención y pudiendo alcanzar nubes de gas en condiciones inflamables para concentraciones bajas de hidrógeno o explosivas si las concentraciones son más altas. En el transcurso de los accidentes de Three Mile Island y Fukushima Daiichi se produjeron explosiones de hidrógeno. La presencia de dichos gases combustibles puede suponer una complicación adicional a la hora de aplicar las estrategias de gestión del accidente con los sistemas de enfriamiento de la contención como los rociadores o enfriadores. Estos fenómenos afectan al comportamiento de la atmósfera de la contención, cuyo conocimiento es necesario para diversas tareas que se realizan en el CSN. Los resultados del proyecto GO-MERES son de utilidad para el conocimiento del comportamiento de los recombinadores autocatalíticos pasivos (PAR, por sus siglas en inglés Passive Autocathalitic Recombiners) en las centrales nucleares españolas y su interacción con los sistemas de contención. Adicionalmente, en el accidente de Fukushima Daiichi, la presión observada en el pozo seco estuvo por encima de lo esperado. Una explicación plausible de este comportamiento es que se produjera estratificación térmica del agua en las piscinas de supresión. Estos fenómenos también se han estudiado en el proyecto GO-MERES. Los resultados del proyecto son de aplicación directa para los estudios del comportamiento de la contención durante los accidentes severos en los Análisis Probabilistas de Seguridad de nivel 2.

Fenomenología y códigos de cálculo

En el proyecto GO-MERES se ha investigado el comportamiento de los gases en la atmósfera de la contención, por una parte, y el movimiento del agua en las piscinas de supresión, por la otra. Tanto la distribución del hidrógeno, vapor y aire en la contención como la distribución de temperaturas en el agua en las piscinas, de forma homogénea o no homogénea (estratificada), durante el transcurso de un accidente severo, pueden llevar a que la presión final sobre la estructura de la contención sea muy diferente y, por lo tanto, que la integridad de la contención pueda verse amenazada o no. La liberación de gases combustibles en la atmósfera de la contención durante un accidente severo se produce en forma de chorros o plumas que pueden acumularse, estratificarse o mezclarse en la propia contención. Además, procesos como la convección, la condensación sobre las paredes de la contención o la interacción con los sistemas de la contención como rociadores, enfriadores o PAR pueden afectar a esta distribución de gases en la contención. De forma similar, en las piscinas de supresión se produce la liberación de vapor a través de toberas o difusores (spargers). Estos procesos pueden hacer que el mezclado de la piscina sea total (homogéneo) o parcial (estratificada), reduciéndose en el segundo caso la capacidad de extracción de calor de la atmósfera de la contención a través de las piscinas y aumentando la presión esperada durante el accidente severo. Para la modelación de la contención durante estos accidentes se utilizan códigos de cálculo, que permiten predecir el comportamiento de la contención durante los accidentes severos. Se distinguen tres familias de códigos. Por un lado, están los códigos de sistema o/y parámetros agrupados (LP por sus siglas en inglés Lumped Parameters). Estos códigos resuelven ecuaciones muy simplificadas para el comportamiento del fluido, promediándolas en volúmenes muy grandes. Para la transmisión de calor y masa con las estructuras y sistemas de la contención utilizan correlaciones experimentales o ecuaciones mecanicistas también promediadas. Esta aproximación permite representar contenciones con decenas de nodos y, por lo tanto, simular transitorios completos de accidente severos en tiempos de cálculo pequeños. Por otro lado, están los códigos de fluido-dinámica computacional (CFD, por sus siglas en inglés Computational Fluid Dinamics). Estos códigos resuelven las ecuaciones diferenciales de la dinámica de fluidos en volúmenes pequeños, necesitando ecuaciones de cierre adicionales para la turbulencia. Para la transmisión de calor y masa necesitan resolver las capas límites con las estructuras y las interfases con líquidos y gotas. Estos códigos necesitan del orden de millones de nodos para aplicaciones a planta y, por lo tanto, la simulación de transitorios completos de accidente severo es muy costosa y compleja. Una aproximación intermedia, que es la que se ha utilizado en el proyecto GO-MERES, son los códigos tridimensionales o simplemente 3D. Estos códigos también resuelven las ecuaciones de la dinámica de fluidos en 3D, con ecuaciones de la turbulencia, como el caso de los CFD. Sin embargo, para la transmisión de calor y masa utilizan correlaciones o ecuaciones mecanicistas  promediadas, como el caso de los códigos LP. De esta forma, esta aproximación no necesita resolver las capas límite o interfases, por lo que el número de nodos se reduce drásticamente respecto de los CFD. Por ejemplo, con el código GOTHIC utilizado en el proyecto GO-MERES se han realizado aplicaciones a planta con 70,000 nodos y transitorios de nueve horas en cuatro a cinco días de cálculo. GOTHIC es un código multifase y multiespecie que permite la simulación de volúmenes de control en la aproximación LP con 3D en el mismo modelo, contando también con capacidades de simulación de sistemas de seguridad (rociadores, PAR, bombas, intercambiadores de calor, etc.). El mayor problema de los códigos LP es su dificultad para identificar situaciones no homogéneas o estratificaciones, frente a la mayor capacidad de los códigos CFD y 3D para esta fenomenología. Por otra parte, la enorme versatilidad y rapidez computacional de los códigos LP los hacen indispensables para la evaluación de grandes cantidades de casos de accidente severo. Por ello, una estrategia de simulación con varios tipos de códigos puede ser quizá lo más recomendable para evaluar de forma completa y con la precisión que requieren fenómenos como la distribución de gases combustibles y la estratificación térmica en piscinas de supresión. Independientemente, todos los códigos necesitan la comparación frente a experimentos para poder conocer su capacidad para reproducir ciertos fenómenos, el rango de incertidumbre de los cálculos, calibrar las estrategias de simulación y entrenar a los usuarios. Con respecto a los códigos utilizados en los APS Nivel 2, la GS-1.10 del CSN incluye entre las tareas de evaluación en las Revisiones Periódicas de Seguridad comprobar el estado y validación de los métodos analíticos y códigos de cálculo usados en los APS. Por otro lado, la Guía Reguladora 1.200 de la NRC incluye entre las características técnicas del APS Nivel 2 el conocimiento de las limitaciones de los códigos que se utilizan en los análisis de progresión de accidente de los APS Nivel 2.

Entidades de investigación

El proyecto de investigación se ha realizado en la modalidad de convenio de colaboración entre el CSN y la UPM. El CSN ha coordinado el proyecto y ha aportado la experiencia y los datos experimentales en la instalación PANDA, obtenidos a través de los proyectos de la OECD/NEA HYMERES fase 1 y 2 en los que el CSN participa; también ha aportado información para que las aplicaciones a planta sean representativas de centrales nucleares españolas, si bien, los estudios realizados son genéricos y no representan a una central nuclear concreta. La UPM ha realizado todas las tareas de construcción de geometrías, modelado y cálculos con el código GOTHIC, mejoras en el código, el análisis de resultados y la comparación con los experimentos. Adicionalmente, la UPM ha aportado la información sobre las secuencias, ha realizado los escalados y el resto de tareas analíticas. Finalmente, la UPM ha participado y asesorado al CSN en reuniones de la OECD/NEA con respecto a estos experimentos.

Metodología del proyecto

La metodología del proyecto ha consistido en la simulación con el código GOTHIC de experimentos de contención en la instalación PANDA y la utilización de las lecciones aprendidas de estas validaciones para realizar aplicaciones a planta en contenciones genéricas pero representativas de centrarles nucleares españolas en condiciones accidentales de interés para el CSN. Esta metodología no siempre es la utilizada en las aplicaciones a planta o incluso en la definición de los experimentos, lo que aumenta las incertidumbres y validez de los resultados de los códigos. Adicionalmente, el proyecto ha servido como nexo de unión entre los experimentos y las aplicaciones a planta, influyendo en la definición de algunos de los experimentos de los proyectos de la OECD/NEA en la instalación PANDA. La planificación temporal y tareas realizadas durante el proyecto se muestran en la tabla 1. En las siguientes secciones se describirán estos experimentos y las aplicaciones a planta. 

Experimentos de distribución de gases y rociadores

El primer experimento de distribución de gases con rociadores simulado en el proyecto GO-MERES ha sido el experimento PE1, realizado en la instalación PANDA en el marco del proyecto de la Unión Europea ERCOSAM. Para la realización de este experimento se utilizaron las dos vasijas superiores de PANDA y en él se impuso un perfil de liberación de helio (simulando hidrógeno) y vapor escalado de un LOCA (Accidente con Pérdida de Refrigerante, por sus siglas en inglés Loss Of Coolant Accident) pequeño que maximizaba la liberación de hidrógeno. El experimento presentaba un perfil completo de accidente con cinco fases entre las que se encontraban inyección de vapor, inyección de He y actuación de rociadores, que disponían únicamente de una tobera. El segundo grupo de experimentos realizados fueron los experimentos H2P5_1 y H2P5_2 del proyecto HYMERES fase 2 de la NEA/OECD. Estos experimentos se realizaron escogiendo una de las vasijas superiores de PANDA. En el experimento H2P5_1 se utilizó un anillo de ocho toberas y una central, para representar los rociadores. En el experimento H2P5_2 se utilizó una única tobera en la posición central Sin embargo, el caudal total de agua por los rociadores en ambos experimentos fue el mismo. Para estos experimentos, la UPM colaboró con el PSI en la realización de cálculos de alcance (pre-test) y el CSN junto con la UPM participó en el diseño de las condiciones del mismo. Experimento Presión (bar) Temperatura Paredes (ºC) Capa estratificada Nº Toberas Concentración gas ST3_1 ~2 a 3 ~130 Alta 1 Diversas combinaciones de vapor/ He/aire en la capa estratificada y la inferior ST3_2 ST3_3 PE1 H2P5_2 ~110 Media H2P5_1 9 Por último, se realizó una tercera serie de experimentos, en este caso, los experimentos ST3_1, ST3_2 y ST3_3 del proyecto SETH-2 de la NEA/OECD.

En estos experimentos se utilizaron las dos vasijas superiores de PANDA y en ellos los rociadores tenían únicamente una tobera. La diferencia más importante de estos experimentos con los de la serie H2P5 fue que la presión y temperatura de la atmósfera eran mayores. En todas las series experimentales se partió de una situación con la atmósfera estratificada en He al inicio de la fase de los rociadores. Esta situación se conseguía mediante la liberación de He en la fase anterior por un punto intermedio o alto de vasija 1 de PANDA, las condiciones aproximadas se muestran en la tabla 2. Los resultados obtenidos en las simulaciones con GOTHIC muestran, en general, una despresurización más rápida que en los experimentos. Para mejorar los resultados se hicieron varios casos de sensibilidad a la malla, la trasmisión de calor al sumidero y paredes, el diámetro del anillo, posición y número de toberas. Ninguno de estos parámetros mejoró significativamente los resultados de presión, debido a que la condensación de vapor compensaba cualquier incremento de la evaporación. Sin embargo, una reducción del 25  % del flujo de gotas en los rociadores mostró una mejora de los resultados de presión bastante significativa. Este resultado se observó en la simulación de todos los experimentos.

Adicionalmente, se han comparado otras variables de las simulaciones de GOTHIC con los experimentos, como la temperatura de las paredes, concentración de He a distintas alturas, etc., obteniendo en general buenos resultados. Concluyendo que GOTHIC permite simular escenarios con la complejidad de los test de forma fiable. La conclusión más relevante de estos análisis para utilizarlas en las aplicaciones a planta es que se pueden obtener resultados adecuados con un número de celdas del orden de 40,000. Además se recomienda, por las desviaciones observadas, hacer estudios de sensibilidad a los parámetros de los rociadores (caudales, tamaño de gotas, temperatura del agua) antes de establecer las conclusiones de seguridad. En especial, por la posible sobrestimación de la condensación de vapor en las gotas del rociador, la dificultad para evaluar la evaporación del agua en las paredes metálicas del liner durante la actuación del rociado, la necesidad de modelar cada una de las toberas de los rociadores y la sensibilidad del mezclado del gas al tamaño de gotas. Aplicaciones a planta de distribucion de gas y rociadores.

Para la realización de las aplicaciones a planta, la UPM construyó con GOTHIC una geometría 3D de una contención seca genérica PWR de tres lazos de diseño Westinghouse, representativa de una central nuclear española. Para ello, el grupo de investigación de la UPM desarrolló una metodología completa de modelación en diversos proyectos de investigación y tesis doctorales. La metodología consiste (figura 3) en construir con AUTOCAD, a partir de los planos de planta, una geometría detallada en 3D y, a continuación, simplificar manualmente en el CAD dicha geometría para adaptarse a las características del mallado de GOTHIC. Posteriormente se implementa la malla y la geometría en GOTHIC por medio de una aplicación automática desarrollada por la UPM en Python. Este proceso ha sido optimizado por medio de lo que la UPM denomina preventive methodology, que consiste en identificar partes de la geometría que pueden dar problemas en el cálculo de GOTHIC debido a la forma de la malla si se generasen directamente. Con la metodología desarrollada, este tipo de efectos geométricos se simplifica antes de iniciar las simulaciones, pero sin perder la representatividad del modelo. Esto ha permitido que los tiempos de cálculo de estas mallas optimizadas sean muy competitivos, al eliminar las celdas más problemáticas. En el modelo final de contención seca PWR genérica (PWR-W) se han implementado los anillos de los rociadores, con sus toberas, y los PAR, en ambos casos siguiendo una configuración genérica. A continuación, se ha realizado una aplicación a planta para cada uno de los análisis con GOTHIC de los experimentos. En primer lugar, tras la modelación del experimento PE1 de EU-ERCOSAM, se utilizó la misma metodología de escalado del proyecto para definir una secuencia de SBLOCA que maximizara la generación de hidrógeno, escalándola desde la secuencia del experimento a la contención genérica estudiada. En esta primera aplicación a planta se comprobó la actuación de los rociadores en diferentes momentos del transitorio y se comparó con el escenario sin actuación de los mismos. También se analizó el efecto sobre la caída de la presión de la temperatura de las gotas de los rociadores entre 30 °C y 80 °C. Adicionalmente, se realizó un análisis de sensibilidad a la localización de la rotura, en el caso base se localizaba en la rama fría (parte baja de la contención) y en el nuevo caso la rotura se situaba en la cabeza del presionador (que está en la parte intermedia de la contención). Esta situación de la rotura en un punto intermedio es más parecida a la estudiada en el experimento EU-ERCOSAM y, aunque es un escenario menos probable que en el punto bajo, podría ser más propicio a la estratificación y, por lo tanto, ser envolvente del riesgo y de interés para el APS Nivel 2. La comparación de los resultados de estos dos casos se muestra en la figura 4 («BC» con la rotura a la altura de las ramas y «Break PZR» con la rotura en la cabeza del presionador). En la parte de arriba de la figura, la rotura está situada en un punto bajo y la concentración de hidrógeno es bastante homogénea. Por el contrario, en la parte baja de la figura, la rotura se sitúa en un punto más alto y la concentración de hidrógeno está estratificada, siendo ligeramente superior la concentración en el domo en el caso estratificado respecto del caso homogéneo. En caso de actuación de los rociadores durante el transitorio estudiado, la estratificación se mantiene y el efecto de la condensación del vapor hace que las condiciones del hidrógeno sean más críticos en ambos casos, homogéneo y estratificado. En segundo lugar, tras la modelación de los experimentos de la serie H2P5 de OECD/NEA-HYMERES-2 se realizó una aplicación a planta académica que intentaba reproducir las condiciones del experimento a una escala semejante a la de planta. 

La principal motivación de este análisis estaba en que al pasar de un volumen libre de PANDA en la serie H2P5 de 90 m3 a un volumen de planta de aproximadamente 60 000 m3 , las escalas de los fenómenos eran muy diferentes. Por lo tanto, si se mantuviera el mismo tamaño de malla que el utilizado en los experimentos se necesitarían treinta millones de nodos, lo que haría el problema inabordable. Con este objetivo se ideó una geometría (PWR-PANDA) de un volumen semejante a una contención real, pero vacía en su interior (ver figura 5). Esta geometría, inicialFigura 5. Geometría de los tres modelos usado en el análisis mente, se construyó con la misma relación que PANDA para los parámetros más importantes de escalado (superficie liner, masa liner yc de rociado respecto del volumen libre). Posteriormente, se fue cambiando cada parámetro y analizando los resultados hasta aproximarse a los de la contención genérica. Como resultado de este análisis se concluyó que los procesos de cambio de fase estaban más dominados por las diferencias en los parámetros de escalado que en la malla utilizada y que la habilidad de mezclado de los rociadores no se veía afectada por el tamaño de malla. Adicionalmente, los tiempos de mezclado por los rociadores en la contención genérica (PWR-W) eran hasta cuatro veces más lentos que los equivalentes de los experimentos, por el efecto de las estructuras internas de la contención frente a la situación totalmente vacía del modelo PANDA-PWR. Como resultado final se identificaron dos mallas adecuadas para los subsiguientes análisis de planta (17 600 nodos y 70 400 nodos). En tercer lugar, tras la modelación de los experimentos del proyecto OECD/NEA-SETH-2, se realizó la aplicación a planta final del proyecto, donde se aplicó toda la experiencia ganada en el mismo.

Para este estudio se seleccionó una secuencia de SBO (pérdida total de corriente eléctrica, por sus siglas en inglés Station Black Out) que maximizara la generación de hidrógeno y con diferentes ventanas de recuperación de los rociadores en el modelo de contención genérica PWR-W. Los resultados obtenidos en los análisis, sin considerar PAR, muestran que con la actuación de los rociadores pueden aparecer bolsas de hidrógeno en condiciones explosivas al final del transitorio (entre 300 kg y 800 kg). Estas nubes pueden ser limitadas y localizadas en la parte baja de la contención si la activación de los rociadores es temprana (figura 6 izquierda). Si esta activación es más tardía, el efecto puede ser generalizado en toda la contención (figura 6 derecha). En cualquier caso, el efecto de reducción de la presión de la contención es similar en ambos casos. Sin embargo, en el caso de considerar los PAR en el análisis, se seguirán formando mezclas inflamables de hidrógeno, pero en estos casos la cantidad de hidrógeno en condiciones explosivas es despreciable (masas de hidrógeno por debajo de 1 kg en la zona de la rotura), independientemente del tiempo de activación de los rociadores. Por otra parte, la cantidad de hidrógeno en condiciones inflamables será muy dependiente del momento de recuperación de los rociadores. Si esta recuperación se produce relativamente coincidente con el pico de máxima liberación no habrá dado tiempo a que los PAR recombinen suficiente hidrógeno durante el periodo con la atmósfera inertizada y, por lo tanto, la masa de hidrógeno en condiciones inflamables una vez que actúen los rociadores será más alta. En caso de que actúen los rociadores más tarde, la desinertización se produce cuando los PAR han tenido tiempo para reducir apreciablemente la cantidad de hidrógeno de la contención y, por lo tanto, la cantidad de hidrógeno inflamable será menor y durante menos tiempo. Adicionalmente, en este estudio se realizaron análisis de sensibilidad, reduciendo la tasa de recombinación y aumentando la conductividad de las paredes de hormigón. Los resultados de estos casos no cambian las conclusiones anteriores. La otra fenomenología de contención estudiada en el proyecto ha sido la posibilidad de estratificación térmica en piscinas de supresión. Para el estudio de este fenómeno se hicieron también análisis con GOTHIC, utilizando la misma metodología que en el resto del proyecto: simulación y validación de la serie experimental HP5 del proyecto OECD/NEA-HYMERES y ampliación a planta por medio del análisis de la piscina de supresión de una contención BWR Mark I. En esta tarea también se hicieron cálculos de alcance (pre-test) de la serie experimental H2P4 del proyecto OECD/NEA-HYMERES-2.

Sinergias y líneas futuras

El proyecto GO-MERES ha significado un punto de encuentro entre varios proyectos y actividades de I+D de la UPM y el CSN. En primer lugar, con los proyectos experimentales de la OECD/NEA en los que participa el CSN (HYMERES fases 1 y 2, PANDA). En segundo lugar, con otros proyectos de la instalación PANDA (EU-ERCOSAM y OECD-SETH-2) y con el proyecto de intercambio de investigadores OECD-NEST, proyectos en los que no había participado el CSN. En tercer lugar, con el proyecto de la Unión Europea AMHYCO (acuerdo de subvención 945057), que coordina la UPM. Como líneas futuras de investigación, actualmente está vigente la segunda fase del proyecto (GO-MERES-2), en la que siguiendo la misma metodología se realizarán experimentos de interés de los proyectos OECD/NEA-PANDA y OECD/NEA-THEMIS relacionados con hidrógeno y CO en contención. Cabe destacar también el proyecto INTERCON-3D de investigación con el CSN en la modalidad de subvención en el que se modelará con GOTHIC otros sistemas de contención como los enfriadores.