Procedimiento de medición de reactividad subcrítica.

Un procedimiento de determinación de la cercanía a la criticidad de un reactor nuclear que tiene una configuración de barras de control en una región de núcleo de una vasija de reactor nuclear y un moderador refrigerante que circula a través del mismo,

que comprende las etapas de:

Supervisar una primera señal de detector de margen de la fuente (CMC) durante una porción transitoria de la señal de detector para obtener un nivel de radiación de neutrones del núcleo cuando el moderador refrigerante se encuentra a una densidad que se corresponde con una primera temperatura; Elevar la temperatura del núcleo hasta una segunda temperatura; Supervisar una segunda señal de detector de margen de la fuente (CMH) durante una porción transitoria de la señal de detector para obtener un nivel de radiación de neutrones del núcleo cuando el moderador refrigerante se encuentra a una densidad que se corresponde con la segunda temperatura, teniendo cada una de la primera señal de detector de margen de la fuente supervisada y la segunda señal de detector de margen de la fuente supervisada un componente de señal no neutrónico de fondo (N); Determinar el componente de señal no neutrónico de fondo en base a las señales de detector de margen de la fuente primera y segunda supervisadas de acuerdo con la relación

Eliminar el componente de señal no neutrónico de fondo con respecto al nivel de radiación de neutrones supervisado que se obtiene a la segunda temperatura para obtener un nivel de radiación de neutrones ajustado de fondo; y Determinar la cercanía a la criticidad en base al nivel de radiación de neutrones ajustado de fondo.

Procedimiento de medición de reactividad subcrítica

Antecedentes de la invención

1. Campo de la invención

La presente invención se refiere a un procedimiento para medir el factor de multiplicación de neutrones subcrítico, Keff, de un reactor nuclear y, más en particular, a un procedimiento para determinar la totalidad de los cambios de reactividad que tienen lugar mientras que un núcleo de un reactor nuclear permanece subcrítico.

2. Técnica relacionada

En un sistema de generación de potencia de reactor de agua a presión, se genera calor en el interior del núcleo de una vasija de presión mediante una reacción en cadena de fisión que tiene lugar en una pluralidad de barras de combustible soportadas en el interior del núcleo. Las barras de combustible se mantienen en una relación espacial en el interior de los conjuntos de combustible, formando el espacio entre las barras de combustible unos canales de refrigerante a través de los cuales fluye el agua borada. El hidrógeno en el agua de refrigerante modera los neutrones que se emiten a partir de uranio enriquecido en el combustible para aumentar el número de reacciones nucleares y por lo tanto aumentan la eficiencia del proceso. Unos tubos de guía de barras de control están intercalados en el interior de los conjuntos de combustible en el lugar de las ubicaciones de las barras de combustible y sirven para guiar las barras de control, las cuales pueden accionarse para su inserción o su retirada del núcleo. Cuando se insertan, las barras de control absorben neutrones y por lo tanto reducen el número de reacciones nucleares y la cantidad de calor generado en el interior del núcleo. El refrigerante fluye a través de los conjuntos al exterior del reactor hasta el lado de tubo de generadores de vapor en los que se transfiere calor al agua en el lado de carcasa de los generadores de vapor a una presión inferior, lo que da como resultado la generación de vapor que se usa para accionar una turbina. El refrigerante que sale del lado de tubo del generador de vapor se conduce mediante una bomba de refrigerante principal de vuelta al reactor en un ciclo de lazo cerrado para renovar el proceso.

El nivel de potencia de un reactor nuclear se divide, en general, en tres márgenes: el margen de puesta en marcha o de la fuente, el margen intermedio y el margen de potencia. El nivel de potencia del reactor se supervisa continuamente para garantizar un funcionamiento seguro. Tal supervisión se lleva a cabo habitualmente por medio de unos detectores de neutrones colocados en el exterior y en el interior del núcleo de reactor para medir el flujo de neutrones del reactor. Debido a que el flujo de neutrones en el reactor en cualquier punto es proporcional a la tasa de fisión, el flujo de neutrones es también proporcional al nivel de potencia.

Unas cámaras de fisión y de ionización se han usado para medir el flujo en el margen de la fuente, intermedio y de potencia de un reactor. Las cámaras de fisión y de ionización típicas son capaces de funcionar a todos los niveles de potencia normales, no obstante, estos no son, en general, lo bastante sensibles para detectar con precisión el flujo de neutrones de bajo nivel emitido en el margen de la fuente. Por lo tanto, unos detectores de margen de la fuente de bajo nivel separados se usan habitualmente para supervisar el flujo de neutrones cuando el nivel de potencia del reactor se encuentra en el margen de la fuente.

Las reacciones de fisión en el interior del núcleo tienen lugar cuando neutrones libres al nivel de energía adecuado colisionan con los átomos del material fisionable contenido en las barras de combustible. Las reacciones dan como resultado la liberación de una gran cantidad de energía calorífica que se extrae a partir del núcleo en el refrigerante de reactor y en la liberación de unos neutrones libres adicionales que están disponibles para producir más reacciones de fisión. Algunos de estos neutrones liberados escapan del núcleo o se absorben por absorbentes de neutrones, por ejemplo, las barras de control, y por lo tanto no dan lugar a las reacciones de fisión tradicionales. Controlando la cantidad de material absorbente de neutrones presente en el núcleo, puede controlarse la tasa de fisión. Siempre están teniendo lugar reacciones de fisión aleatorias en el material fisionable, pero cuando el núcleo está apagado, los neutrones liberados se absorben a una tasa tan alta que no tiene lugar una serie sostenida de reacciones. Reduciendo el material absorbente de neutrones hasta que el número de neutrones en una generación dada es igual al número de neutrones en la generación previa, el proceso se vuelve una reacción en cadena autosostenida y se dice que el reactor se encuentra en un estado “crítico”. Cuando el reactor es crítico, el flujo de neutrones es de aproximadamente seis órdenes de magnitud más alto que cuando está apagado el reactor. En algunos reactores, con el fin de acelerar el aumento en el flujo de neutrones en el núcleo apagado para conseguir unos intervalos de transición prácticos, una fuente de neutrones artificial se implanta en el núcleo de reactor entre las barras de combustible que contienen el material fisionable. Esta fuente de neutrones artificial crea un aumento localizado en el flujo de neutrones para ayudar a poner el reactor en marcha.

En ausencia de una fuente de neutrones, se hace referencia a la relación del número de neutrones libres en una generación con respecto a aquellos en la generación previa como el “factor de multiplicación de neutrones” (Keff) y se usa como una medida de la reactividad del reactor. En otras palabras, la medida de la criticidad para un núcleo nuclear es Keff, es decir, la relación de la producción de neutrones con respecto a la pérdida de neutrones total que contribuyen tanto a la destrucción como a la pérdida. Cuando Keff es mayor que 1, se están produciendo más

neutrones de los que se están destruyendo. De forma similar, cuando Keff es menor que uno, más neutrones se están destruyendo de los que se están produciendo. Cuando Keff es menor que uno, se hace referencia al reactor como “subcrítico”. Hasta hace relativamente poco, no se ha encontrado un procedimiento directo para medir cuándo tendrá lugar la criticidad a partir de los detectores externos al núcleo del margen de la fuente. Los operadores de planta estimaban habitualmente cuándo tendría lugar la criticidad a través de un número de procedimientos. Un procedimiento para estimar cuándo tendrá lugar la criticidad se hace representando la relación inversa de la tasa de recuento que se obtiene a partir del detector de margen de la fuente como una función del cambio en las condiciones que se usan para hacer la planta crítica, por ejemplo, la retirada de las barras de control. Cuando la planta pasa a ser crítica, la tasa de recuento de margen de fuente se aproxima a infinito y, por lo tanto, la relación de tasa de recuento inversa (ICRR) se hace cero. Debido a la física de la reacción que tiene lugar en el interior del núcleo del reactor, la curva de ICRR es casi siempre convexa, y a veces cóncava. Por lo tanto, la estimación de las condiciones bajo las cuales la planta pasará a ser crítica a partir de la curva de ICRR está sujeta a una gran cantidad de incertidumbre, pero también sujeta a un considerable escrutinio por parte de la Comisión Reguladora de la Energía Nuclear y el Instituto de Explotación de la Energía Nuclear.

Más recientemente, se ha ideado un procedimiento para predecir directamente cuándo el reactor pasará a ser crítico. El procedimiento se describe en la patente de los Estados Unidos 6.801.593. De acuerdo con el procedimiento, la reactividad del núcleo reactivo se aumenta mientras que se supervisa una salida de un detector de margen de la fuente. La relación de tasa de recuento inversa a partir de la salida del detector se determina de forma periódica durante una porción transitoria de la salida. Un factor de corrección se aplica a los datos de relación de tasa de recuento inversa y los datos se representan como una función del tiempo. El factor de corrección linealiza la relación de tasa de recuento inversa de tal modo que la curva puede extrapolarse de forma predecible. El procedimiento describe, por lo tanto, un proceso de medición de reactividad de núcleo de tasa de recuento inversa corregida espacialmente. No obstante, este procedimiento no trata la precisión de la medición de reactividad de núcleo, la cual depende de la precisión de los niveles de radiación de neutrones supervisados. En particular,... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento de determinación de la cercanía a la criticidad de un reactor nuclear que tiene una configuración de barras de control en una región de núcleo de una vasija de reactor nuclear y un moderador refrigerante que circula a través del mismo, que comprende las etapas de:

Supervisar una primera señal de detector de margen de la fuente (CMC) durante una porción transitoria de la señal de detector para obtener un nivel de radiación de neutrones del núcleo cuando el moderador refrigerante se encuentra a una densidad que se corresponde con una primera temperatura; Elevar la temperatura del núcleo hasta una segunda temperatura; Supervisar una segunda señal de detector de margen de la fuente (CMH) durante una porción transitoria de la señal de detector para obtener un nivel de radiación de neutrones del núcleo cuando el moderador refrigerante se encuentra a una densidad que se corresponde con la segunda temperatura, teniendo cada una de la primera señal de detector de margen de la fuente supervisada y la segunda señal de detector de margen de la fuente supervisada un componente de señal no neutrónico de fondo (N) ; Determinar el componente de señal no neutrónico de fondo en base a las señales de detector de margen de la fuente primera y segunda supervisadas de acuerdo con la relación

Eliminar el componente de señal no neutrónico de fondo con respecto al nivel de radiación de neutrones supervisado que se obtiene a la segunda temperatura para obtener un nivel de radiación de neutrones ajustado de fondo; y Determinar la cercanía a la criticidad en base al nivel de radiación de neutrones ajustado de fondo.

2. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1, en el que el reactor nuclear es un reactor de agua ligera a presión.

3. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 2, en el que el moderador es agua borada.

4. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1, en el que la configuración de barras de control y una concentración del moderador permanecen sin cambios entre la supervisión de la primera señal de detector de margen de la fuente y la supervisión de la segunda señal de detector de margen de la fuente.

5. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 4, en el que, en la etapa de determinación del componente de señal no neutrónico de fondo, el término 1/ICRREH se aproxima estrechamente de una relación de los valores supervisados de CMH y CMC para llegar a un valor inicial de N.

6. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 5, que incluye la etapa de sustraer el valor inicial de N de los valores de CMH y CMC y de calcular el valor residual de N.

7. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 6, que incluye las etapas de:

Elevar la temperatura del núcleo hasta una tercera temperatura; Supervisar una tercera señal de detector de margen de la fuente durante una porción transitoria de la señal de detector para obtener un nivel de radiación de neutrones del núcleo cuando el moderador refrigerante se encuentra a una densidad que se corresponde con la tercera temperatura; Determinar N a partir de la segunda señal de detector de margen de la fuente y la tercera señal de detector de margen de la fuente usando la aproximación para 1/ICRREH; Calcular un nuevo valor residual de N; Repetir el proceso precedente hasta que se determina un valor residual final de N que es menor que el límite de resolución de una medición de la señal de margen de la fuente; y Determinar un valor final de N a partir de la suma de la totalidad de los valores de N que se usan para dar el valor residual final de N.