Sistemas y procedimientos de predicción de una k efectiva crítica para un reactor nuclear.

Un procedimiento para controlar el funcionamiento de una planta de energia nuclear que incluye la determinaciónde un caudal de refrigerante de núcleo para el estado de núcleo no nominal del reactor nuclear,

siendo el caudal derefrigerante sensible a una k efectiva crítica, el patrón de barras de control y el plan de potencia de reactor,comprendiendo el procedimiento un procedimiento implementado por ordenador para determinar la k efectiva críticaen un estado del núcleo (12) no nominal, que comprende:

determinar para el estado de núcleo no nominal una densidad de las barras (18) de control, una potencia denúcleo en porcentaje, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad de Doppler y un valor dereactividad de xenón sensible a un patrón de barras de control, un plan de potencia de reactor que incluye elestado de núcleo no nominal, y una k efectiva de referencia;

calcular un cambio en una k efectiva con respecto a la k efectiva de referencia en el estado de núcleo nonominal sensible a dos o más parámetros en el estado de núcleo no nominal, comprendiendo dichosparámetros la densidad de las barras de control y el valor de reactividad de Doppler; y

generar la k efectiva crítica en el estado de núcleo no nominal sensible al cambio en la k efectiva con respecto ala k efectiva de referencia en el estado de núcleo no nominal, que comprende además:

determinar en el estado del núcleo (12) no nominal un cambio en un valor de reactividad de gadolinio conrespecto a un valor de reactividad de gadolinio de referencia asociado con la k efectiva de referencia;

determinar en el estado de núcleo no nominal un cambio en la densidad de las barras de control conrespecto a una densidad de las barras (18) de control de referencia asociada con la k efectiva dereferencia.

Sistemas y procedimientos de predicción de una k efectiva crítica para un reactor nuclear

La presente divulgación se refiere, en general, a reactores nucleares y, más específicamente, a sistemas y procedimientos para diseñar y controlar las operaciones de los reactores nucleares.

En las plantas de energia nuclear, los sistemas de supervisión de núcleo proporcionan un entorno controlado para procesar datos de planta sin procesar para dar unos datos de limitación de funcionamiento tales como una tasa de generación de calor máxima. Tales sistemas supervisan una información de estado de reactor clave, tal como los márgenes para los límites operativos, la potencia radial y axial, las distribuciones de exposición y la potencia de núcleo total, para proporcionar una información para evaluar el rendimiento de combustible pasado, actual y futuro. Adicionalmente, tales sistemas se usan a menudo para preparar planes para las operaciones futuras, tales como maniobras de potencia, arranques e intercambios de secuencia de barras de control, del reactor, en base a los datos supervisados. El sistema puede recibir una entrada de usuario en relación con operaciones planificadas y puede generar modelos y planes y características de funcionamiento en apoyo del funcionamiento planificado. Esto puede incluir simulaciones del funcionamiento planificado en base a características y parámetros de funcionamiento predefinidos y/o calculados. Un simulador de núcleo puede calcular un rendimiento térmico, unas distribuciones de potencia o un flujo de neutrones actual, esperado y planificado como una función de la posición de las barras de control, del patrón de carga de núcleo, del flujo de refrigerante, de la presión de reactor y de otras variables de funcionamiento y de diseño.

Uno de los parámetros de reactor notificados más importante es la relación de la ganancia de neutrones con respecto a la pérdida de neutrones, a la que se hace referencia a veces como el factor de multiplicación de neutrones efectivo, la k efectiva crítica, o valor propio k crítico, usándose cada una de las expresiones de forma intercambiable en el presente documento. Esta es la relación de la tasa promedio de producción de neutrones por fisión en el núcleo de reactor con respecto a la tasa promedio de pérdida por absorción y filtración. La k efectiva es una constante que da la información acerca del estado actual de la reacción en cadena o fisión en el núcleo. Un valor de la k efectiva menor que uno indica un número decreciente de reacciones en cadena, mientras que un valor de la k efectiva mayor que uno indica un número creciente de reacciones en cadena en el estado actual del reactor. Un estado de reactor autosostenido en estado estacionario se denomina el estado crítico del reactor y teóricamente tiene, en un estado estacionario, una k efectiva igual a uno. Desafortunadamente, debido a unas incertidumbres asociadas con los datos de reactor y a la metodología para calcular las cantidades, la k efectiva no es siempre igual a uno. Este valor especial de la k efectiva se denomina la k efectiva crítica.

Durante la fase de planificación de un funcionamiento de reactor, los reactores experimentan unas condiciones que se encuentran por debajo de las condiciones de reactor de plena potencia, a las que se hace referencia en el presente documento como condiciones u operaciones no nominales, que incluyen maniobras de potencia, arranques o intercambios de secuencia de barras de control a partir de las cuales los ingenieros del reactor preparan un plan de funcionamiento para los operarios del reactor. Cada condición no nominal coloca el reactor en una pluralidad de estados de núcleo no nominales en los que el reactor está generando más o menos neutrones que a plena potencia, por ejemplo, una k efectiva que no es igual a uno. Los planes de reactor para condiciones no nominales típicamente incluyen el cálculo de una estimada del caudal de refrigerante en cada fase del funcionamiento para el nivel de potencia objetivo y el patrón de barras de control. El procedimiento es casi el inverso del cálculo de la k efectiva. Los sistemas de núcleo soportan el presente procedimiento mediante la provisión de predicciones en base a unas reglas predefinidas y a unos datos operativos anteriores. La precisión del caudal calculado de refrigerante es importante para alcanzar el nivel de potencia objetivo tan rápido como lo permitan los límites térmicos regulados. Una mala estimada del caudal da como resultado unos pequeños incrementos conservativos en el caudal necesario para alcanzar la potencia objetivo, lo que puede dar como resultado un gasto y tiempo aumentados para alcanzar la plena potencia. Una buena estimada de la k efectiva crítica esperada para cada punto de estado en la condición no nominal preverá unas predicciones más precisas de caudal de refrigerante y funcionamiento optimizado del reactor.

No obstante, típicamente se usa para los cálculos de flujo o bien la k efectiva base de diseño o bien la k efectiva conocida última nominal, debido a la incapacidad actual de predecir con precisión una k efectiva crítica esperada. Debido a que la k efectiva crítica no es un valor constante, ha sido muy difícil de predecir debido a que esta es una función de la compleja interacción de todos los parámetros que afectan al funcionamiento del núcleo de reactor. La k efectiva crítica puede disminuir a medida que avanza el ciclo y puede cambiar en aproximadamente 600 pcm (reactividad en partes por cien mil) durante cada tiempo de vida de ciclo de carga de combustible en condiciones nominales de plena potencia. Este cambio es aproximadamente lineal por tramos y puede predecirse mediante una k efectiva base de diseño. A medida que la k efectiva crítica cambia como una función del grado de quemado nuclear, esta puede cambiar también tanto como 700 pcm durante estas condiciones no nominales. La k efectiva de diseño se calcula durante el procedimiento de diseño del núcleo reaprovisionado nuevo y se espera que tenga una precisión de 200 pcm. No obstante, la k efectiva de diseño no aborda las condiciones no nominales en las que la potencia se encuentra por debajo del 100 %.

Un procedimiento para calcular la k efectiva crítica que comprende simulaciones de núcleo detalladas se conoce por el documento JP 2000 162365 A. La incorporación del valor de reactividad de gadolinio a las simulaciones de núcleo nuclear se conoce por el documento JP 07 209460 A.

La determinación del caudal es sensible a la k efectiva crítica seleccionada y una diferencia de 50 pcm en la k efectiva crítica con respecto a la predicha puede dar como resultado una diferencia de un 2 % en el caudal. En consecuencia, el empleo de la k efectiva base de diseño o el último valor conocido de la k efectiva crítica en condiciones nominales puede producir una diferencia tan grande como un 25 % entre el caudal calculado y el real durante estos estados de potencia no nominales.

Por lo tanto, se desea una metodología de predicción para mejorar el cálculo de una k efectiva crítica precisa durante las condiciones y los estados no nominales con el fin de optimizar el funcionamiento del reactor a la vez que se mantienen unos márgenes de seguridad deseados.

Sumario de la invención El inventor presente ha tenido éxito en el diseño de sistemas y procedimientos mejorados para predecir una k efectiva (valor propio k) crítica para uno o más estados de núcleo no nominales y los caudales de refrigerante asociados a través del núcleo durante las operaciones no nominales de un reactor nuclear. En algunas realizaciones, mediante la provisión de mejoras en la predicción precisa de la k efectiva crítica en estados de núcleo no nominales, los reactores nucleares pueden diseñarse y accionarse de forma más eficaz y rentable durante unas condiciones de reactor no nominales.

La invención se define en la reivindicación 1. En las reivindicaciones dependientes se definen realizaciones preferentes.

De acuerdo con un aspecto, se proporciona un procedimiento para determinar una k efectiva crítica en un estado de núcleo no nominal de una planta de energia nuclear que incluye la determinación, para el estado de núcleo no nominal, de una densidad de las barras de control, una potencia de núcleo en porcentaje, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad de Doppler y un valor de reactividad de xenón sensible a un patrón de barras de control, un plan de potencia de reactor que incluye el estado de núcleo no nominal, y una k efectiva de referencia. El procedimiento incluye el cálculo de un cambio en una k efectiva con respecto a la k efectiva de referencia en el estado de núcleo no nominal sensible a dos o más parámetros en el estado de núcleo no... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento para controlar el funcionamiento de una planta de energia nuclear que incluye la determinación de un caudal de refrigerante de núcleo para el estado de núcleo no nominal del reactor nuclear, siendo el caudal de refrigerante sensible a una k efectiva crítica, el patrón de barras de control y el plan de potencia de reactor, comprendiendo el procedimiento un procedimiento implementado por ordenador para determinar la k efectiva crítica en un estado del núcleo (12) no nominal, que comprende:

determinar para el estado de núcleo no nominal una densidad de las barras (18) de control, una potencia de núcleo en porcentaje, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad de Doppler y un valor de reactividad de xenón sensible a un patrón de barras de control, un plan de potencia de reactor que incluye el estado de núcleo no nominal, y una k efectiva de referencia; calcular un cambio en una k efectiva con respecto a la k efectiva de referencia en el estado de núcleo no nominal sensible a dos o más parámetros en el estado de núcleo no nominal, comprendiendo dichos parámetros la densidad de las barras de control y el valor de reactividad de Doppler; y generar la k efectiva crítica en el estado de núcleo no nominal sensible al cambio en la k efectiva con respecto a la k efectiva de referencia en el estado de núcleo no nominal, que comprende además:

determinar en el estado del núcleo (12) no nominal un cambio en un valor de reactividad de gadolinio con respecto a un valor de reactividad de gadolinio de referencia asociado con la k efectiva de referencia; determinar en el estado de núcleo no nominal un cambio en la densidad de las barras de control con respecto a una densidad de las barras (18) de control de referencia asociada con la k efectiva de referencia.

2. El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende además determinar una pluralidad de correlaciones que afectan al cambio en la k efectiva con respecto a la k efectiva de referencia en el estado de núcleo no nominal, en el que la determinación de cada correlación para el estado del núcleo (12) no nominal incluye la determinación de uno o más parámetros para el estado de núcleo no nominal seleccionado del grupo que consiste en una potencia de núcleo en porcentaje, un cambio en el valor de reactividad de gadolinio, un cambio en el valor de reactividad de Doppler, un cambio en el valor de reactividad de xenón y un cambio en la densidad de las barras (18) de control, en el que el plan de potencia de reactor incluye una exposición que define, por lo menos en parte, el estado de núcleo no nominal.

3. El procedimiento de cualquier reivindicación anterior, que comprende además identificar un coeficiente para cada correlación como una función de una exposición en el estado del núcleo (12) no nominal, un tipo de planta y un tipo de funcionamiento de planta no nominal; e identificar un polinomio de correlación empírico que incluye un conjunto resumen de la pluralidad de correlaciones y coeficientes que afectan al cambio en la k efectiva con respecto a la k efectiva de referencia en el estado de núcleo no nominal, en el que el polinomio de correlación empírico proporciona un modelo para cambios en la k efectiva para diversos estados de núcleo no nominales de un núcleo (12) nuclear.

4. El procedimiento de la reivindicación 3, que comprende además seleccionar un subconjunto de las correlaciones en la correlación polinómica empírica como una función del estado del núcleo (12) no nominal, un tipo de planta predeterminado y un tipo de funcionamiento de planta no nominal asociado con el estado de núcleo no nominal, en el que el cálculo del cambio de k efectiva es sensible al subconjunto seleccionado de correlaciones, en el que la selección del subconjunto de correlaciones es sensible a un tipo de funcionamiento no nominal seleccionado del grupo que consiste en comienzo de ciclo, arranque en ciclo, descenso de potencia de maniobra de potencia, aumento de potencia de maniobra de potencia, descenso de potencia de secuencia de intercambio de barras y aumento de potencia de secuencia de intercambio de barras (18) y en el que la selección de un subconjunto de correlaciones incluye la creación de un modelo separado para calcular el cambio en la k efectiva con respecto a la k de referencia para cada estado de núcleo no nominal en base al tipo de funcionamiento de planta no nominal y para un funcionamiento de planta no nominal de arranque, también en base al tipo de planta predeterminado.

5. El procedimiento de cualquier reivindicación anterior, que comprende además:

medir una k efectiva durante un estado del núcleo (12) no nominal; comparar la k efectiva crítica determinada con la k efectiva medida; y seleccionar un tipo de planta del grupo que consiste en accionada por xenón y accionada por gadolinio en respuesta a la comparación, en el que la selección del subconjunto de correlaciones es sensible al tipo de planta seleccionado.

6. El procedimiento de cualquier reivindicación anterior, en el que la planta de energia nuclear es una primera planta de energia nuclear y en el que la selección del tipo de planta de energia para la primera planta de energia nuclear se realiza durante el modelado de un núcleo (12) de la primera planta de energia nuclear, que comprende además una segunda planta de energia nuclear, en el que la selección de un tipo de planta de energia para la segunda planta de energia nuclear se realiza durante un modelado de núcleo de la segunda planta de energia nuclear.

7. El procedimiento de cualquier reivindicación anterior, en el que el funcionamiento de planta no nominal, el estado

del núcleo (12) no nominal, el tipo de planta predeterminado y el subconjunto seleccionado de correlaciones están seleccionados del grupo que consiste en:

a. el funcionamiento de planta no nominal asociado con el estado de núcleo no nominal es un comienzo de ciclo y el tipo de planta predeterminado es accionada por xenón, el subconjunto seleccionado de correlaciones es sensible al conjunto de parámetros que consiste en el cambio en la densidad de las barras de control, la potencia de núcleo en porcentaje y el cambio en el valor de reactividad de xenón;

b. el funcionamiento de planta no nominal asociado con el estado de núcleo no nominal es un comienzo de ciclo y el tipo de planta predeterminado es un tipo de planta accionada por xenón, el subconjunto seleccionado de correlaciones es sensible al conjunto de parámetros que consiste en el cambio en la densidad de las barras (18) de control, la potencia de núcleo en porcentaje, el cambio en el valor de reactividad de gadolinio y el cambio en el valor de reactividad de Doppler;

c. el tipo de funcionamiento no nominal es una maniobra de descenso de potencia, el subconjunto seleccionado de correlaciones sensibles al conjunto de parámetros que consiste en el cambio en la densidad de las barras de control, la potencia de núcleo en porcentaje, el cambio en el valor de reactividad de xenón, un cambio en el valor de reactividad de Doppler, un cambio en el valor de reactividad de gadolinio; y

d. el tipo de funcionamiento no nominal es una maniobra de aumento de potencia, el subconjunto seleccionado de correlaciones sensibles al conjunto de parámetros que consiste en el cambio en la densidad de las barras de control, la potencia de núcleo en porcentaje, el cambio en el valor de radiactividad de xenón, el cambio en el valor de reactividad de gadolinio y el cambio en el valor de reactividad de Doppler.

8. El procedimiento de cualquier reivindicación anterior, que comprende además:

determinar la densidad de las barras (18) de control, la potencia del núcleo (12) en porcentaje, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad de Doppler y el valor de reactividad de xenón para cada uno de una pluralidad de estados de núcleo no nominales sensibles al plan de patrones de barras de control, el plan de potencia de reactor que incluye la pluralidad de estados de núcleo no nominales, y una o más k efectivas de referencia asociadas con la pluralidad de estados de núcleo no nominales; calcular el cambio en la k efectiva con respecto a una k efectiva de referencia asociada en cada uno de la pluralidad estados de núcleo no nominales sensibles a dos o más parámetros en los estados de núcleo no nominales seleccionados del grupo que consiste en la densidad de las barras de control, la potencia de núcleo en porcentaje, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad de Doppler y el valor de reactividad de xenón; generar la k efectiva crítica en cada uno de los estados de núcleo no nominales sensibles al cambio asociado en la k efectiva para cada estado de núcleo no nominal; y determinar un plan de tasa de refrigerante de núcleo sensible a las k efectivas críticas generadas para cada estado de núcleo no nominal, el patrón de las barras (18) de control y el plan de potencia de reactor.