Procedimiento de estimación de las propiedades de desecación en un reactor nuclear de agua ligera.

Una central de energía nuclear que comprende un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua enebullición,

central que comprende una unidad (17) de control dispuesta para llevar a cabo un procedimiento deestimación de cuándo puede ocurrir la desecación en dicho reactor nuclear de agua ligera, reactor que incluyeuna disposición del combustible nuclear, procedimiento que incluye el cálculo de la propiedad de desecaciónen forma de la calidad de vapor local en la desecación usando una fórmula que expresa la calidad de vaporlocal en la desecación del reactor nuclear, incluyendo dicha fórmula factores primero y segundo, siendo elprimer factor una primera función que describe cómo depende la propiedad de desecación del flujo del mediode refrigeración a través de la disposición del combustible nuclear y siendo el segundo factor una segundafunción que describe cómo la propiedad de desecación depende del perfil de potencia axial de la disposicióndel combustible nuclear, incluyendo también dicha fórmula una tercera función, que es un factor en la fórmula,describiendo la tercera función cómo depende la propiedad de desecación del factor R de la disposición delcombustible nuclear, siendo el factor R la influencia de la potencia local ponderada de las varillas contiguas decombustible nuclear, incluyendo también dicha fórmula una cuarta función, que es un factor en la fórmula,describiendo la cuarta función cómo la propiedad de desecación depende de la presión del medio derefrigeración en la disposición del combustible nuclear, describiendo las funciones primera, segunda, tercera ycuarta, de forma independiente entre sí, dicha dependencia del flujo, dicha dependencia con respecto al perfilde potencia axial, dicha dependencia con respecto al factor R y dicha dependencia con respecto a la presión,respectivamente, expresándose la fórmula por medio de la siguiente expresión:

Procedimiento de estimación de las propiedades de desecación en un reactor nuclear de agua ligera La presente divulgación versa acerca de un procedimiento de estimación de cuándo puede ocurrir la desecación en un reactor nuclear de agua ligera, más precisamente en un reactor de agua en ebullición (BWR) . El procedimiento puede usarse para estimar el riesgo de desecación (o el margen para la desecación) cuando el reactor nuclear está en operación, pero también para realizar una estimación del riesgo de desecación antes de que el reactor nuclear esté realmente en operación, por ejemplo para estimar las propiedades de desecación antes de que se suministre nuevo combustible nuclear a una central de energía nuclear o cuando se proyecte el diseño del núcleo para su recarga.

La invención concierne a una central de energía nuclear y a un procedimiento de operación de una central de energía nuclear.

Antecedentes técnicos y técnica anterior

En un núcleo de BWR, las varillas de combustible están agrupadas en haces con espaciadores y habitualmente también con placas terminadoras para mantener las varillas de cada haz en una geometría predeterminada. La red predeterminada de varillas puede ser regular o irregular e incluso cambiar axialmente. Los haces son rodeados entonces por canales para dirigir el flujo de refrigerante hacia arriba y dar a la disposición de combustible estabilidad mecánica y termohidráulica y facilitar la manipulación y el intercambio del combustible. El haz de varillas de combustible y el canal son denominados a menudo conjunto combustible como unidad de manipulación. Cada canal también puede contener más de un haz de varillas de combustible y seguir denominándose conjunto combustible. Los canales pueden ser cuadrados o hexagonales y tienen estructuras y características internas, aparte de los adaptadores terminales. El haz de varillas de combustible también puede variar considerablemente en tamaño —de 22 a 144 varillas de combustible— y también puede contener varillas con fines específicos, como varillas de sujeción, varillas de agua, varillas de longitud parcial y varillas de absorbente consumible. También es común una multitud de enriquecimientos de materiales físiles tanto entre como dentro de las varillas de combustible. La presente invención es aplicable a todas estas disposiciones de combustible y a su operación en el reactor.

Según conoce bien una persona experta en la técnica, en un BWR fluye un medio de refrigeración en forma de agua a través de los conjuntos combustibles, que contienen las varillas de combustible. El propósito del agua es enfriar las varillas de combustible y actuar como moderador neutrónico. A través del haz de varillas de combustible fluye una mezcla de vapor y agua que proporciona refrigeración para las varillas mediante transferencia térmica por convección y ebullición. A medida que aumenta la calidad de vapor (la fracción de contenido de vapor) del refrigerante, cambia el patrón de flujo. En cierto punto del haz, se forma un patrón de flujo anular. Esto implica la existencia de una película líquida delgada en la superficie de las varillas y una mezcla de vapor y gotitas en los canales entre las varillas. La existencia de esta película permite la transferencia eficiente de calor de las varillas al refrigerante. Este permite una generación efectiva de vapor y, a la vez, evita que las varillas se calienten en exceso. La pérdida de esta película es denominada desecación.

En un BWR debería evitarse la desecación. La desecación deteriora la transferencia de calor de las varillas de combustible al medio de refrigeración del reactor y, por lo tanto, lleva a una mayor temperatura de las paredes de las varillas de combustible. La mayor temperatura puede dañar las varillas de combustible. Así, si se opera un BWR a cierta potencia elevada, lo que ha dado en llamarse potencia crítica (PC) , o por encima de la misma, puede ocurrir la desecación. Por lo tanto, para evitar la desecación, se opera el reactor a una potencia menor, de modo que exista cierto margen de seguridad, lo que se denomina margen de desecación. Una medida del margen de desecación es la relación de potencia crítica (RPC) . La RPC puede definirse como la siguiente relación:

RPC !∀potencia crítica #

∀potencia real #

La RPC puede ser calculada localmente para un gran número de puntos en el núcleo del reactor. El menor valor de la RPC en cualquier punto se denomina mínima relación de potencia crítica MRPC.

En lo que sigue, potencia crítica, flujo de calor crítico y calidad de vapor crítico se tratan como entidades sinónimas o equivalentes, ya que existen leyes sencillas de transformación física entre ellos en una operación en estado estacionario. Conocidos el caudal de refrigerante y la entalpía de entrada, la calidad de vapor proporciona directamente la potencia de la disposición de combustible con los datos termodinámicos del vapor/agua y viceversa.

Hay dos procedimientos comunes usados para correlacionar los datos de ensayo de potencia crítica para conjuntos combustibles de BWR. Ambos se basan en dependencias funcionales observadas entre los parámetros experimentales. Uno es correlacionar los datos de potencia crítica con el flujo de calor crítico, y el otro procedimiento es correlacionar los datos de ensayo de potencia crítica con la calidad de vapor crítico y lo que ha dado en llamarse longitud en ebullición como variables principales.

La correlación del flujo de calor crítico se basa en lo que ha dado en llamarse hipótesis de condiciones locales relajadas. Este tipo de correlación se basa en la dependencia lineal bien conocida de Macbeth y Barnett entre la potencia de desecación crítica y el subenfriamiento a flujo y presión másicos constantes. La correlación de hipótesis de condiciones locales tiene la siguiente forma:

∃DO, z ! f P, D, G, Xz #

∀

en la que ΦDO, z = flujo de calor en la desecación P = presión del sistema D = diámetro hidráulico del combustible G = flujo másico Xz = calidad de vapor en la posición axial z en el núcleo del reactor

Las dependencias lineales entre los parámetros se establecen al menos por tramos mediante el uso de coeficientes de ajuste en los datos medidos. La combinación del flujo de calor de desecación local y del equilibrio térmico permite el cálculo de la potencia crítica e incluye implícitamente la influencia de la distribución axial del flujo de calor o la forma de potencia.

El otro procedimiento es correlacionar la calidad (potencia) de vapor crítico y capturar la dependencia de la potencia crítica con respecto al flujo másico, a la presión, al subenfriamiento en entrada y a las distribuciones de potencia axial y radial. Los términos de una correlación de calidad crítica-longitud en ebullición son funciones de mejor ajuste que describen la dependencia de la calidad de vapor crítico con respecto al flujo másico, la presión de salida, la longitud en ebullición, la longitud anular y el factor R basada en los datos de ensayo y tiene la siguiente forma:

XDO ! f ∀G, P, BL, AL, R #

en la que XDO = calidad de vapor crítico G = flujo másico P = presión del sistema BL = longitud en ebullición AL = longitud de flujo anular R = factor R. Normalmente se postula capturar la dependencia de la calidad crítica con respecto a distribuciones laterales de flujo y potencia.

Puede predecirse la potencia crítica a partir de la calidad de vapor usando el equilibrio térmico en el canal. Este es un procedimiento iterativo e incluye implícitamente la influencia de la forma axial. Se correlacionan los datos de ensayo de potencia crítica en lo que ha dado en llamarse plano de calidad crítica-longitud en ebullición, es decir, se convierten los datos de potencia crítica, flujo másico, presión y subenfriamiento de entrada en una relación entre la calidad de vapor y la ubicación en la que ocurre la desecación y la denominada longitud en ebullición, BL. La longitud en ebullición está definida como la distancia desde el punto de inicio de la ebullición volumétrica (Blen) hasta el final de la longitud calentada, EHL. Además, se ha demostrado que una correlación calidad crítica -longitud en ebullición con la longitud anular en ebullición, AL, como parámetro de correlación adicional trata debidamente, de manera implícita, la influencia de la forma de potencia axial en la potencia crítica. AL es la distancia desde el punto de transición al flujo anular hasta el fin de la longitud calentada, EHL.

La dependencia de la desecación con respecto a la distribución de potencia local, a la geometría de la sección eficaz y a la configuración... [Seguir leyendo]

1. Una central de energía nuclear que comprende un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición, central que comprende una unidad (17) de control dispuesta para llevar a cabo un procedimiento de estimación de cuándo puede ocurrir la desecación en dicho reactor nuclear de agua ligera, reactor que incluye una disposición del combustible nuclear, procedimiento que incluye el cálculo de la propiedad de desecación en forma de la calidad de vapor local en la desecación usando una fórmula que expresa la calidad de vapor local en la desecación del reactor nuclear, incluyendo dicha fórmula factores primero y segundo, siendo el primer factor una primera función que describe cómo depende la propiedad de desecación del flujo del medio de refrigeración a través de la disposición del combustible nuclear y siendo el segundo factor una segunda función que describe cómo la propiedad de desecación depende del perfil de potencia axial de la disposición del combustible nuclear, incluyendo también dicha fórmula una tercera función, que es un factor en la fórmula, describiendo la tercera función cómo depende la propiedad de desecación del factor R de la disposición del combustible nuclear, siendo el factor R la influencia de la potencia local ponderada de las varillas contiguas de combustible nuclear, incluyendo también dicha fórmula una cuarta función, que es un factor en la fórmula,

describiendo la cuarta función cómo la propiedad de desecación depende de la presión del medio de refrigeración en la disposición del combustible nuclear, describiendo las funciones primera, segunda, tercera y cuarta, de forma independiente entre sí, dicha dependencia del flujo, dicha dependencia con respecto al perfil de potencia axial, dicha dependencia con respecto al factor R y dicha dependencia con respecto a la presión, respectivamente, expresándose la fórmula por medio de la siguiente expresión:

( 1 ∋3 + ∗

&∋4R−

) ∀∋1# I 2∀,

1&e ∋5∋6

X! e &∋2G & fAce#.h

DO rel fg

en la que XDO es la calidad prevista del vapor local en la desecación, G es el flujo másico del medio de refrigeración a través de la disposición del combustible nuclear por área y tiempo, I2 es la transformación de la distribución de potencia axial, f (Ace) es una función de un término de la aceleración del flujo, función que describe efectos transitorios capturados a través del término de la aceleración del flujo, R es la influencia de la potencia local ponderada de las varillas contiguas de combustible nuclear, ρrel es la densidad relativa del vapor, hfg es el calor latente para la evaporación del medio de refrigeración, α1 aα6 son coeficientes de ajuste específicos para la distribución específica de combustible usada, incluyendo la central de energía nuclear detectores (19) de parámetros, dispuestos para detectar los parámetros de operación del reactor nuclear durante su operación, estando dispuesta la unidad (17) de control para recibir información relativa a dichos parámetros de operación procedente de los detectores (19) y para usar estos parámetros de operación cuando se lleva a cabo el procedimiento, y comprendiendo la unidad (17) de control salidas (21) de control dispuestas para controlar el operación del reactor nuclear en dependencia de dicho procedimiento llevado a cabo por la unidad (17) de control.

2. Una central de energía nuclear según la reivindicación 1, en la que la transformación (I2) es de la siguiente forma:

ZDO

I2! 1 % x zdz ∀#

xZ

∀#

DO ZX 0

en la que x (z) es el perfil de la calidad del vapor a lo largo del haz de varillas de combustible, z es una variable espacial local relacionada con una dirección longitudinal de la disposición del combustible

nuclear, paralela a la dirección en la que se extiende una varilla de combustible en la disposición del combustible, y en la que la integración se extiende desde el inicio de la ebullición neta, ZX0, y la integración termina en ZDO, que se define como la posición axial para la desecación.

3. Una central de energía nuclear según la reivindicación 1, en la que la transformación (I2) tiene en cuenta 45 fenómenos transitorios y tiene la siguiente forma:

ZDO ∀tDO #

I ∀ #! xtt z# z dz #

2tDO xZt % ∀∀ in , , ∀ DO ∀ DO ## ZX 0∀#t

in

en la que z es una variable espacial local relacionada con una dirección longitudinal de la disposición del combustible nuclear, paralela a la dirección en la que se extiende una varilla de combustible en la disposición del combustible, t es el tiempo durante el fenómeno transitorio,

tin es el tiempo durante el fenómeno transitorio en que la partícula que experimenta la desecación en tDO entró en el haz de varillas de combustible, tDO es el tiempo en que una partícula de fluido experimenta la desecación, ZDO (tDO) es la posición axial, dependiente del tiempo, para la desecación para esta partícula de fluido, y ZX0 (tin) es el punto en el que esta partícula de fluido alcanza el punto de ebullición neta.

4. Un procedimiento de operación de una central de energía nuclear que comprende un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición, incluyendo dicho procedimiento las siguientes etapas:

proporcionar información relativa a parámetros de operación del nuclear reactor, usar esta información en un procedimiento de estimación de cuándo puede ocurrir la desecación en dicho reactor nuclear de agua ligera, reactor que incluye una disposición del combustible nuclear, procedimiento que incluye el cálculo de la propiedad de desecación en forma de la calidad de vapor local en la desecación usando una fórmula que expresa la calidad de vapor local en la desecación del reactor nuclear, incluyendo dicha fórmula factores primero y segundo, siendo el primer factor una primera función que describe cómo depende la propiedad de desecación del flujo del medio de refrigeración a través de la disposición del combustible nuclear y siendo el segundo factor una segunda función que describe cómo la propiedad de desecación depende del perfil de potencia axial de la disposición del combustible nuclear, incluyendo también dicha fórmula una tercera función, que es un factor en la fórmula, describiendo la tercera función cómo depende la propiedad de desecación del factor R de la disposición del combustible nuclear, siendo el factor R la influencia de la potencia local ponderada de las varillas contiguas de combustible nuclear, incluyendo también dicha fórmula una cuarta función, que es un factor en la fórmula, describiendo la cuarta función cómo la propiedad de desecación depende de la presión del medio de refrigeración en la disposición del combustible nuclear, describiendo las funciones primera, segunda, tercera y cuarta, de forma independiente entre sí, dicha dependencia con respecto al flujo, dicha dependencia con respecto al perfil de potencia axial, dicha dependencia del factor R y dicha dependencia con respecto a la presión, respectivamente, expresándose la fórmula por medio de la siguiente expresión:

( 1 ∋3 + & &∋4 R

) ∀∋1&∋2G#∀ , ∋6

∗ I 2 & fAce#−

∋5 h

X! e 1&e .

DO rel fg

en la que XDO es la calidad prevista del vapor local en la desecación, G es el flujo másico del medio de refrigeración a través de la disposición del combustible nuclear por área y tiempo, I2 es la transformación de la distribución de potencia axial, f (Ace) es una función de un término de la aceleración del flujo, función que describe efectos transitorios capturados a través del término de la aceleración del flujo, R es la influencia de la potencia local ponderada de las varillas contiguas de combustible nuclear, ρrel es la densidad relativa del vapor, hfg es el calor latente para la evaporación del medio de refrigeración, α1 aα6 son coeficientes de ajuste específicos para la distribución específica de combustible usada, y

controlar la operación del reactor nuclear en dependencia de la anterior etapa del procedimiento.