Procedimiento de medición de la reactividad subcrítica.

Procedimiento de monitorización de cambios de reactividad en una reacción nuclear cuando la reacción nucleares subcrítica,

que comprende las etapas de:

controlar un parámetro de la reacción nuclear que afecta a la reactividad de la reacción nuclear para alterarla reactividad;

monitorizar una salida de un detector de rango de origen;

determinar periódicamente un índice de velocidad de recuento inverso desde la salida del detector de rangode origen durante una porción de estado estacionario de la salida del detector de rango de origen;

aplicar un factor de corrección al índice de velocidad de recuento inverso, y

trazar el índice de velocidad de recuento inverso determinado periódicamente - como una función delparámetro, en el que el factor de corrección hace que el trazado del índice de velocidad de recuento inversodeterminado periódicamente sea sustancialmente lineal;

caracterizado porque el factor de corrección es

en la que:

Ω es la fracción de neutrones que se originan en la reacción nuclear que se detecta fuera de la reacciónnuclear

Φ es el flujo de neutrones

V es el volumen en el que se realiza la reacción nuclear

Φf es el flujo de neutrones debido a fisiones

-Λes un valor propio de modo fundamental previsto obtenido a partir de un cálculo estático subcrítico sinfuentes de neutrones fijos.

Procedimiento de medición de la reactividad subcrítica La presente invención se refiere a un procedimiento para medir el factor de multiplicación de neutrones subcrítico, Keff, de una reacción nuclear y, más particularmente, a un procedimiento de determinación de todos los cambios de reactividad que se producen mientras un núcleo de un reactor nuclear es subcrítico.

En un sistema de generación de potencia de reactor de agua a presión, el calor se genera dentro del núcleo de un recipiente a presión mediante una reacción de fisión en cadena que se produce en una pluralidad de barras de combustible soportadas dentro del núcleo. Las barras de combustible se mantienen en relación de espacio dentro de los conjuntos de combustible, con el espacio entre las barras de combustible formando canales de refrigerante a través de los cuales fluye agua borada. El hidrógeno dentro del agua refrigerante modera los neutrones emitidos del uranio enriquecido en el combustible para aumentar el número de reacciones nucleares y, por lo tanto, aumentar la eficiencia del proceso. Unos manguitos de guía de las barras de control se intercalan dentro de los conjuntos de combustible en la posición de las ubicaciones de las barras de combustible y sirven para guiar las barras de control, que son operables para ser insertadas o retiradas 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 dentro del núcleo. El refrigerante fluye a través de los conjuntos fuera del reactor hacia el lado de los tubos de los generadores de vapor, donde el calor se transfiere al agua en el lado de la carcasa del generador de vapor a una presión inferior, lo que resulta en la generación de vapor utilizado para accionar una turbina. El refrigerante que sale del lado de los tubos del generador de vapor es impulsado por una bomba de refrigerante principal de nuevo al reactor en un ciclo de bucle cerrado para renovar el proceso.

El nivel de potencia de un reactor nuclear generalmente se divide en tres rangos: el rango de origen o de inicio, el rango intermedio, y el rango de potencia. El nivel de potencia del reactor se monitoriza continuamente para asegurar una operación segura. Esta monitorización se realiza típicamente mediante detectores de neutrones situados en el exterior y en el interior del núcleo del reactor para medir el flujo de neutrones del reactor. Como el flujo de neutrones en el reactor en cualquier punto es proporcional a la velocidad de fisión, el flujo de neutrones es también proporcional al nivel de potencia.

Se han utilizado cámaras de fisión y de ionización para medir flujo en el rango de origen, intermedio y de potencia de un reactor. Las cámaras de fisión y de ionización típicas son capaces de operar en todos los niveles de potencia normales, sin embargo, generalmente no son lo suficientemente sensibles como para detectar con precisión un flujo de neutrones de bajo nivel emitido en el rango de origen. Por lo tanto, se utilizan normalmente detectores de rango de origen de bajo nivel separados para monitorizar el flujo de neutrones cuando el nivel de potencia del reactor está en el rango de origen.

Las reacciones de fisión en el núcleo se producen cuando neutrones libres en el nivel de energía adecuado golpean los átomos del material fisionable contenidos dentro de las barras de combustible. Las reacciones dan como resultado la liberación de una gran cantidad de energía térmica que se extrae desde el núcleo en el refrigerante del reactor y en la liberación de neutrones libres adicionales que están disponibles para producir más reacciones de fisión. Algunos de estos neutrones liberados escapan del núcleo o son absorbidos por los absorbentes de neutrones, por ejemplo, las barras de control, y por lo tanto, no causan reacciones de fisión adicionales. Mediante el control de la cantidad de material absorbente de neutrones presente en el núcleo se puede controlar la velocidad de fisión. Siempre hay reacciones de fisión aleatorias que se producen en el material fisionable, pero cuando el núcleo está cerrado, los neutrones liberados son absorbidos a una velocidad tan alta que no se producen una serie de reacciones sostenidas. Al reducir el material absorbente de neutrones hasta que el número de neutrones en una generación dada es igual al número de neutrones en la generación anterior, el proceso se convierte en una reacción en cadena autosostenible y el reactor se dice que es "crítico". Cuando el reactor es crítico, el flujo de neutrones es más o menos seis órdenes de magnitud más alto que cuando el reactor está apagado. En algunos reactores, para acelerar el aumento de flujo de neutrones en el núcleo apagado para alcanzar intervalos de transición, en la práctica se implanta una fuente de neutrones artificial en el núcleo del 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 en aumentar la potencia del reactor.

En ausencia de una fuente de neutrones, la relación entre el número de neutrones libres en una generación respecto a los de la generación anterior se conoce como "factor de multiplicación de neutrones" (Keff) y se utiliza como una medida de la reactividad del reactor. En otras palabras, la medida de la criticidad de un núcleo nuclear es Keff, Es decir, la relación de la producción de neutrones respecto a la pérdida total de neutrones que contribuye a la destrucción y a la pérdida. Cuando Keff es mayor que 1, se producen más neutrones que los que se están destruyendo. Del mismo modo, cuando Keff es menor que 1, están siendo destruidos más neutrones que los que se están produciendo. Cuando Keff es menor que 1, el reactor se denomina como "subcrítico". Actualmente, no hay un procedimiento directo para medir cuándo se producirá la criticidad a partir de los detectores externos al núcleo del rango de origen. En la actualidad, los operadores de planta estiman cuándo se producirá la criticidad a través de una serie de procedimientos. Un procedimiento para estimar cuándo se producirá la criticidad se hace mediante el trazado de la relación inversa de la velocidad de recuento obtenida a partir del detector del rango de origen como una función del cambio en la condición que está siendo utilizada para llevar la planta a crítica, por ejemplo, para la retirada de las barras de control. Cuando la planta pasa a crítica, la velocidad de recuento del rango de origen se aproxima a infinito y, por lo tanto, la velocidad de recuento de cambio inverso (ICRR) tiende a cero. Debido a la física de las reacciones que se producen dentro del núcleo del reactor, la curva ICRR es casi siempre convexa, y, a veces cóncava. Por lo tanto, la estimación de las condiciones en que la planta pasará a crítica a partir de la curva ICRR está sujeta a una gran incertidumbre, pero también está sujeta a un escrutinio considerable por la Comisión Reguladora Nuclear y la Organización Internacional de Energía Nuclear.

La patente US 4.588.547 divulga un procedimiento y un aparato para determinar la proximidad a la criticidad de un núcleo nuclear. La invención aprovecha el hecho de que cuando el reactor es subcrítico, el flujo de neutrones generados por una fuente de neutrones artificial, y la progenie directa por fisión, es mayor que el generado por los neutrones procedentes de fuentes naturales de neutrones en el combustible del reactor y la progenie de los neutrones. Sin embargo, este procedimiento no parece aplicable a los reactores que no utilizan fuentes de neutrones artificiales y no aborda el enfoque de la criticidad cuando un reactor se aproxima a la criticidad debido a la retirada de las barras de control.

La patente US 6.181.759 divulga otro procedimiento para estimar el factor de multiplicación de neutrones Keff que implica la retirada de la barra de control y la medición de los detectores de rango de origen en una serie de intervalos de tiempo discretos separados durante una parte transitoria de la salida de rango de origen. Aunque este procedimiento parece aplicable para una gama más amplia de condiciones de arranque, todavía sólo proporciona una estimación en lugar de una medida directa, que requiere que se diseñe un margen conservador en la estimación para satisfacer los aspectos reglamentarios.

En consecuencia, sería deseable poder proporcionar unos medios para medir con más precisión cuando el núcleo del reactor se aproxima a la criticidad.

Además, sería deseable poder proporcionar un procedimiento para medir directamente los cambios de reactividad cuando el reactor es subcrítico.

Además, sería deseable poder proporcionar una... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento de monitorización de cambios de reactividad en una reacción nuclear cuando la reacción nuclear es subcrítica, que comprende las etapas de:

controlar un parámetro de la reacción nuclear que afecta a la reactividad de la reacción nuclear para alterar

la reactividad; monitorizar una salida de un detector de rango de origen; determinar periódicamente un índice de velocidad de recuento inverso desde la salida del detector de rango de origen durante una porción de estado estacionario de la salida del detector de rango de origen; aplicar un factor de corrección al índice de velocidad de recuento inverso, y

trazar el índice de velocidad de recuento inverso determinado periódicamente – como una función del parámetro, en el que el factor de corrección hace que el trazado del índice de velocidad de recuento inverso determinado periódicamente sea sustancialmente lineal;

caracterizado porque el factor de corrección es en la que:

w es la fracción de neutrones que se originan en la reacción nuclear que se detecta fuera de la reacción nuclear < es el flujo de neutrones V es el volumen en el que se realiza la reacción nuclear

<f es el flujo de neutrones debido a fisiones es un valor propio de modo fundamental previsto obtenido a partir de un cálculo estático subcrítico sin fuentes de neutrones fijos.

2. Procedimiento de la reivindicación 1, que incluye la etapa de aplicar un ajuste de mínimos cuadrados al trazado del índice de velocidad de recuento inverso para formar un trazado lineal.

3. Procedimiento de la reivindicación 1, que incluye la etapa de la extrapolación lineal del trazado del índice de

velocidad de recuento inverso a los que se aplica el factor de corrección, en cero para determinar el nuevo cambio del parámetro a la criticidad.

4. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que el parámetro es la concentración de boro del refrigerante que rodea la reacción nuclear.

5. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que el parámetro es la extracción de la barra de control de la 35 proximidad a la reacción nuclear.

6. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que el parámetro son los cambios de temperatura en un líquido refrigerante que rodea la reacción nuclear.

7. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que se produce la reacción nuclear dentro de un núcleo de un reactor nuclear.

8. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que se produce la reacción nuclear dentro de una piscina de combustible gastado.

9. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que la reacción nuclear ocurre dentro de una instalación de almacenamiento de materiales nucleares.

10. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que la reacción nuclear ocurre en una planta de fabricación nuclear.

11. Procedimiento de la reivindicación 1, en el que la reacción nuclear ocurre dentro de una instalación de residuos nucleares.