Procedimiento y dispositivo de vigilancia del núcleo de un reactor nuclear.

Procedimiento de vigilancia del núcleo (1) de un reactor nuclear formado por una pluralidad de conjuntos de combustible (2) dispuestos de manera yuxtapuesta siguiendo una dirección vertical del núcleo (1) del reactor nuclear que consiste en un sistema de instrumentación interna de sondas móviles (4,

15), que consta de una primera pluralidad de sondas de medición de flujo neutrónico fijadas cada una en un extremo de un cable de desplazamiento y de transmisión de mediciones y de unos medios de introducción y de desplazamiento (7') de las sondas por medio de los cables a los que están fijadas, en una segunda pluralidad de canales de medición (3) que se extienden siguiendo toda la altura del núcleo (1), cada uno en el interior de un conjunto de combustible (2') en la dirección vertical, la vigilancia del núcleo (1) del reactor realizándose mediante comparación con al menos un parámetro crítico de funcionamiento del núcleo que se obtiene mediante uno al menos de los métodos siguientes:

determinación a partir de magnitudes físicas medidas dentro del núcleo (1), cálculo mediante un modelo numérico del núcleo (11, 11'), con al menos un valor umbral predeterminado, que comprende, durante el funcionamiento del reactor, en el caso en el que se compruebe que el parámetro crítico se aproxima a un valor umbral o que su valor determinado a partir de magnitudes físicas medidas se aleja de su valor calculado a partir del modelo (11, 11') según los pasos siguientes: se introduce, en al menos un canal de medición (3), al menos una sonda móvil de la primera pluralidad de sondas de medición de flujo;

se desplaza la sonda móvil siguiendo la altura del canal de medición (3); se realizan una pluralidad de mediciones de flujo neutrónico en unos puntos separados siguiendo la altura del canal de medición; se calcula el parámetro crítico teniendo en cuenta las mediciones de flujo neutrónico;

y se compara el parámetro con el valor umbral.

Procedimiento y dispositivo de vigilancia del núcleo de un reactor nuclear.

La invención se refiere a un procedimiento y un dispositivo de vigilancia del núcleo de un reactor nuclear y en particular de un reactor nuclear enfriado por agua a presión.

Los reactores nucleares tales como los reactores nucleares enfriados por agua a presión, constan de un núcleo formado por conjuntos de combustible, por lo general de forma prismática recta, que se disponen de manera yuxtapuesta con sus ejes longitudinales en la dirección vertical, es decir, siguiendo la altura del núcleo.

Durante el funcionamiento del reactor nuclear, es necesario garantizar de manera permanente que el reactor funciona en perfectas condiciones y de manera conforme a las condiciones generales de seguridad fijadas por los reglamentos y las normas.

En particular, es necesario determinar si la producción y la distribución del volumen del flujo de neutrones, así como la distribución del volumen de la potencia liberada en el núcleo, son conformes a las condiciones que corresponden a un funcionamiento normal y satisfactorio del núcleo.

Para ello, hay que determinar y calcular unos parámetros de funcionamiento del núcleo del reactor nuclear, como la distribución del volumen de la potencia dentro del núcleo, los factores de forma del flujo neutrónico o incluso la tasa de crisis de ebullición. Estos parámetros se determinan en particular a partir de mediciones de flujo neutrónico dentro del núcleo que permiten determinar la distribución del flujo neutrónico en el conjunto del núcleo en tres dimensiones.

Los parámetros característicos del estado del núcleo en funcionamiento normal que se determinan a partir de las mediciones de flujo neutrónico no deben en ningún momento encontrarse fuera de los intervalos determinados en los estudios de diseño del reactor nuclear.

Cuando se detecta el rebasamiento de un valor límite mediante uno de los parámetros característicos del funcionamiento del núcleo, es necesario activar una alarma y tomar diferentes medidas relativas a la gestión del reactor nuclear.

Para ejercer una vigilancia eficaz sobre el funcionamiento del núcleo del reactor nuclear, es necesario determinar los parámetros físicos de funcionamiento del núcleo y la distribución de flujo neutrónico dentro del núcleo, en un tiempo tan corto como sea posible.

Las mediciones de flujo neutrónico dentro del núcleo necesarias para la vigilancia de forma continua del reactor nuclear en funcionamiento se realizan, por lo general, mediante unas cámaras dispuestas en el exterior del tanque del reactor y que de manera general se designan como "cámaras ex core".

Estas cámaras que constan de varias etapas de medición (por ejemplo, seis) siguiendo la altura del núcleo se disponen de manera general para realizar las mediciones en cuatro zonas en la periferia del núcleo del reactor nuclear y se sitúan de manera simétrica con respecto a dos planos de simetría axial del núcleo formando entre sí un ángulo de 90º .

Las cámaras por fases de los detectores ex-core permiten obtener unas mediciones de flujo en diferentes niveles siguiendo la altura del núcleo y en las cuatro zonas distribuidas alrededor del núcleo, en la dirección circunferencial. No obstante, estos dispositivos externos solo suministran unos valores aproximados del flujo neutrónico en el interior del núcleo y una representación aproximada de la distribución del flujo neutrónico. Por esta razón, los parámetros de vigilancia se obtienen de manera poco precisa y, por seguridad, se deben prever unos márgenes mayores con respecto a los valores críticos de estos parámetros que no se deben alcanzar o superar.

Para obtener una representación más exacta de la distribución de flujo neutrónico dentro del núcleo, se realiza, de manera complementaria, en intervalos regulares de tiempo, pero relativamente largos, por ejemplo del orden de un mes, unas mediciones de flujo neutrónico en el interior del núcleo, utilizando unas sondas de medición móviles de muy pequeñas dimensiones, denominadas "sondas in core", que están por lo general formadas por unas cámaras de fisión. Las sondas in-core se fijan cada una en el extremo de un cable flexible, denominado cable teleflex, que garantiza su desplazamiento en el interior de un canal de medición de la instrumentación del reactor nuclear. Cada uno de los canales de medición desemboca, en uno de sus extremos, en una sala de instrumentación situada en la parte baja del edificio del reactor. Se garantiza el desplazamiento de las sondas de fisión por de los canales de medición desde la sala de instrumentación. Cada uno de los canales de medición consta, en el interior del núcleo del reactor nuclear, de un tubo de instrumentación de un conjunto de combustible y de un dedo frío colocado en el interior del tubo de instrumentación por el que circula la sonda de fisión. Las mediciones de flujo neutrónico se realizan dentro de los canales de medición formados por los tubos de instrumentación de dirección vertical de un conjunto de elementos combustibles distribuidos por toda la sección del núcleo.

Se conoce por el documento US-A-3 932 211 un procedimiento de vigilancia de un núcleo de reactor nuclear por medio de sondas in core.

Por ejemplo, en el caso de un núcleo que consta de ciento setenta y siete conjuntos de combustible, se utilizan por lo general cincuenta y seis canales de medición. Se utilizan cincuenta y ocho canales de medición para un núcleo de ciento noventa y tres conjuntos de combustible, cuarenta y ocho o cincuenta canales de medición para un núcleo de ciento cincuenta y siete conjuntos de combustible, y sesenta canales de medición para un núcleo de dos cientos cinco conjuntos de combustible.

Las mediciones de flujo neutrónico se realizan durante el desplazamiento a baja velocidad de las sondas in-core móviles siguiendo toda la altura del núcleo. Se pueden realizar de este modo numerosos puntos de medición del flujo neutrónico siguiendo la altura del núcleo, con un pequeño intervalo. Se pueden realizar, por ejemplo, las mediciones de seiscientos puntos distribuidos siguiendo la altura de cada uno de los canales de medición. Por otra parte, teniendo en cuenta la distribución de los conjuntos de combustible instrumentados dentro del núcleo y las simetrías del núcleo, se obtiene una imagen lo suficientemente representativa del flujo neutrónico, en forma de un mapa de flujo. La determinación precisa del mapa del flujo solo se realiza de forma periódica utilizando las sondas móviles, en el caso de los procedimientos de explotación conocidos.

Se conocen, por otra parte, unas sondas de medición de flujo neutrónico que se pueden colocar y mantenerse en el interior del núcleo del reactor nuclear de forma permanente durante el funcionamiento del reactor nuclear. Este tipo de sondas de medición de flujo neutrónico que se pueden realizar en forma de "colectrones" están por lo general ensambladas en forma de bastones de medición en una disposición alineada verticalmente con un espacio constante entre dos cámaras sucesivas, para formar unos detectores de medición de flujo siguiendo toda la altura del núcleo del reactor nuclear. Estos bastones se introducen cada uno en un dedo frío normalmente asignado a la medición por una sonda móvil y se insertan en un canal de medición formado por un tubo de instrumentación de un conjunto de combustible. Cada uno de los detectores de medición de flujo o bastones de medición cuya longitud es prácticamente igual a la altura del núcleo puede constar, por ejemplo, de ocho sondas de medición formadas por unos colectrones.

Con el objetivo de optimizar los rendimientos de las centrales nucleares, para reducir los costes de producción, se puede realizar la vigilancia en tres dimensiones y de forma continua de la potencia nuclear producida por el reactor, lo que permite calcular de manera precisa los parámetros de vigilancia y tener en cuenta de la mejor manera posible los valores críticos de estos parámetros.

La vigilancia de la potencia producida por el reactor nuclear utilizando un sistema de instrumentación interno fijo que consta de unos bastones y de unas sondas de medición formadas por unos colectrones permite obtener unos resultados satisfactorios. Sin embargo, para reducir los tiempos de tratamiento de tal modo que se puede vigilar el reactor en todas sus fases de funcionamiento, se han propuesto, por ejemplo en las patentes francesas FR

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1. Procedimiento de vigilancia del núcleo (1) de un reactor nuclear formado por una pluralidad de conjuntos de combustible (2) dispuestos de manera yuxtapuesta siguiendo una dirección vertical del núcleo (1) del reactor nuclear que consiste en un sistema de instrumentación interna de sondas móviles (4, 15) , que consta de una primera pluralidad de sondas de medición de flujo neutrónico fijadas cada una en un extremo de un cable de desplazamiento y de transmisión de mediciones y de unos medios de introducción y de desplazamiento (7') de las sondas por medio de los cables a los que están fijadas, en una segunda pluralidad de canales de medición (3) que se extienden siguiendo toda la altura del núcleo (1) , cada uno en el interior de un conjunto de combustible (2') en la dirección vertical, la vigilancia del núcleo (1) del reactor realizándose mediante comparación con al menos un parámetro crítico de funcionamiento del núcleo que se obtiene mediante uno al menos de los métodos siguientes: determinación a partir de magnitudes físicas medidas dentro del núcleo (1) , cálculo mediante un modelo numérico del núcleo (11, 11') , con al menos un valor umbral predeterminado, que comprende, durante el funcionamiento del reactor, en el caso en el que se compruebe que el parámetro crítico se aproxima a un valor umbral o que su valor determinado a partir de magnitudes físicas medidas se aleja de su valor calculado a partir del modelo (11, 11') según los pasos siguientes:

se introduce, en al menos un canal de medición (3) , al menos una sonda móvil de la primera pluralidad de sondas de medición de flujo; se desplaza la sonda móvil siguiendo la altura del canal de medición (3) ; se realizan una pluralidad de mediciones de flujo neutrónico en unos puntos separados siguiendo la altura del canal de medición; se calcula el parámetro crítico teniendo en cuenta las mediciones de flujo neutrónico; y se compara el parámetro con el valor umbral.

2. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1, que se caracteriza por el hecho de que antes de realizar una pluralidad de mediciones de flujo neutrónico por medio de al menos una sonda de medición móvil, se realiza un calibrado de al menos una sonda de la primera pluralidad de sondas móviles, estimando los factores ks y <in (0) en la relación <in = <in (0) + ksIs, en la que Is es la intensidad de la corriente eléctrica de ionización que circula por la sonda por efecto del flujo neutrónico <in Y <in (0) es el umbral de detección de la sonda, mediante el paso de la sonda por una canal de medición de un conjunto de calibrado, el cálculo del flujo neutrónico medio < in en un conjunto de calibrado y la medición de una corriente de la sonda introducida en el conjunto de calibrado.

3. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 2, que se caracteriza por el hecho de que se realiza el intercalibrado de las sondas móviles de la primera pluralidad de sondas de medición de flujo neutrónico mediante el paso de las sondas en unos conjuntos de combustible nuevos de los que se conoce la tasa de enriquecimiento del combustible, para determinar unos coeficientes de sensibilidad relativa de las sondas móviles de la primera pluralidad de sondas.

4. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en el caso en el que se realiza el cálculo de al menos un parámetro crítico de funcionamiento del núcleo (11, 11') , que se caracteriza por el hecho de que se utilizan, para los cálculos, un primer modelo numérico del núcleo (11) denominado modelo lento durante las fases de funcionamiento del reactor en el estado estacionario y un segundo modelo numérico denominado modelo rápido (11') , en el caso en el que se prevé un funcionamiento transitorio del núcleo del reactor nuclear con una variación rápida de la distribución del flujo neutrónico dentro del núcleo (1) del reactor, y se realiza una corrección de parámetros del modelo numérico (11, 11') usados, a partir de las mediciones de flujo neutrónico dentro del núcleo (1) del reactor nuclear que se obtienen mediante las sondas móviles de medición de flujo neutrónico.

5. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 4, que se caracteriza por el hecho de que se realiza la adquisición de las mediciones de flujo neutrónico dentro del núcleo por medio de las sondas móviles en campañas de mediciones que se inician mediante uno de los procedimientos siguientes;

de manera automática, en función de la distancia constatada entre la medición de un desequilibrio axial de potencia dentro del núcleo determinado a partir de las magnitudes físicas medidas dentro del núcleo y el valor del desequilibrio axial de potencia calculado mediante el modelo numérico (91, 11') ; de manera automática, cuando al menos un parámetro crítico de funcionamiento del núcleo tiene un valor próximo al valor umbral; de manera manual por parte de un operario que ha estimado la necesidad de que intervenga el sistema de instrumentación interno de sondas móviles (4, 15) .

6. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 4 y 5, que se caracteriza por el hecho de que el modelo numérico lento (11) del núcleo (1) del reactor nuclear consta de un número de nodos al nivel de los cuales se calcula el flujo neutrónico en el interior del núcleo en los canales de medición (3) del núcleo (1) del reactor nuclear superior al número de nodos del modelo numérico rápido (11') al nivel de los cuales se calcula el flujo neutrónico dentro del núcleo del reactor nuclear en el interior de los canales de medición (3) .

7. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en el que se realiza la vigilancia del núcleo sin utilizar cálculos basados en un modelo numérico del núcleo (11, 11') , que se caracteriza por el hecho de que se calcula al menos un parámetro crítico de funcionamiento del núcleo del reactor a partir de las magnitudes físicas medidas dentro del núcleo (1) del reactor nuclear y porque se corrigen los valores de al menos un parámetro crítico de funcionamiento calculado a partir de mediciones de flujo neutrónico realizadas dentro del núcleo mediante el sistema de instrumentación interno de sondas móviles (4, 15) .

8. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 7, que se caracteriza por el hecho de que se realiza la corrección de los valores del parámetro crítico de funcionamiento del núcleo (1) del reactor nuclear mediante las pasadas sucesivas de sondas móviles por los canales de medición (3) del núcleo del reactor nuclear.

9. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 8 que se caracteriza por el hecho de que se determina, en cada una de las pasadas sucesivas de las sondas de la primera pluralidad de sondas móviles por los canales de medición (3) , los valores máximos del flujo neutrónico en los canales de medición (3) distribuidos por la sección transversal del núcleo y la posición en la sección transversal del núcleo, del baricentro de los valores máximos del flujo utilizados como coeficientes de ponderación, porque se determina la posición exacta del baricentro de los valores máximos de flujo mediante aproximaciones sucesivas a partir de las posiciones de baricentros determinadas a la salida de las pasadas de sondas sucesivas y de mediciones de flujo neutrónico en el interior de los de medición (3) distribuidos por el plano transversal del núcleo, alrededor de un canal de medición próximo a un baricentro determinado de forma previa, y porque se asimila la posición de un canal caliente de circulación del fluido de refrigeración en la posición exacta del baricentro.

10. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 9 que se caracteriza por el hecho de que se realiza la vigilancia del núcleo mediante unas mediciones de flujo neutrónico por medio del sistema de instrumentación interna de sondas móviles (4, 15) en el interior de un canal de medición (3) , el más próximo al canal caliente determinado por las pasadas sucesivas previas de las sondas móviles por los canales de medición (3) del núcleo (1) del reactor nuclear.

11. Dispositivo de vigilancia del núcleo de un reactor nuclear formado por una pluralidad de conjuntos de combustible (2) dispuestos de manera yuxtapuesta siguiendo una dirección vertical del núcleo (1) del reactor nuclear que incluye de un sistema de instrumentación interna de sondas móviles (4, 15) , que consta de una primera pluralidad de sondas de medición de flujo neutrónico fijadas cada una en un extremo de un cable de desplazamiento y de transmisión de mediciones y de unos medios de introducción y de desplazamiento (7') de las sondas por medio de los cables a los que estas están fijadas, en una segunda pluralidad de canales de medición (3) que se extienden siguiendo toda la altura del núcleo (1) , cada uno en el interior de un conjunto de combustible (2') en la dirección vertical, la vigilancia del núcleo (1) del reactor realizándose por comparación de al menos un parámetro crítico de funcionamiento del núcleo que se obtiene mediante uno al menos de los métodos siguientes: determinación a partir de magnitudes físicas medidas dentro del núcleo (1) , cálculo mediante un modelo numérico del núcleo (11, 11') , con al menos un valor umbral predeterminado, el dispositivo comprendiendo:

un sistema de instrumentación interna de sondas móviles (4, 15) del reactor nuclear; una herramienta (11'') de análisis de mapas de flujo neutrónico del núcleo (1) del reactor nuclear; una unidad (10, 12) de adquisición de datos físicos del núcleo; unos medios (8, 9, 16) de cálculo de al menos un parámetro crítico del núcleo (1) del reactor nuclear a partir de valores del flujo neutrónico medidos dentro del núcleo del reactor nuclear mediante la instrumentación interna de sondas móviles (4, 15) y tratadas mediante la herramienta (8', 9'; 11'') de análisis de mapas de flujo neutrónico y de datos físicos del núcleo suministrados por la unidad de adquisición (10, 12) , y que se caracteriza por el hecho de que consta de unos medios preparados para arrancar de manera automática una campaña de adquisición de mediciones del flujo neutrónico por medio de la instrumentación interna de sondas móviles (4, 15) , durante el funcionamiento del reactor, en el caso en el que el parámetro crítico se aproxime a un valor umbral o que su valor determinado como parte de magnitudes físicas medidas se aleje de su valor calculado como parte del modelo numérico del núcleo (11, 11') .

12. Dispositivo de acuerdo con la reivindicación 11, que se caracteriza por el hecho de que los medios de cálculos utilizan al menos un modelo numérico (11, 11') de cálculo de flujo neutrónico dentro del núcleo y al menos un algoritmo (18, 18') de corrección del modelo numérico (11, 11') conectado a una unidad (19) de comparación de valores de flujo neutrónicos dentro del núcleo del reactor nuclear calculados mediante el modelo numérico (11, 11') y de valores de flujo neutrónico medidos mediante el sistema de instrumentación interno de sondas móviles (4, 15) .