Aparato axial de termómetros gamma y procedimiento para monitorizar el núcleo del reactor en una planta de energía nuclear.

Un procedimiento para recoger datos sobre la condición de operación del núcleo de un reactor nuclear (10),

comprendiendo el procedimiento:

posicionar una primera agrupación lineal (36, 52) de sensores de termómetro gamma (GT) (38) en un primer alojamiento del instrumento (34), en el que los sensores de GT (38) están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación lineal (36, 52);

posicionar una segunda agrupación lineal (36, 54) de sensores de GT (38) en un segundo alojamiento del instrumento (34), en el que los sensores de GT (38) están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación (36, 54) y en el que el segundo conjunto lineal ( 36, 54) de sensores de GT es asimétrico con respecto a la primera cadena lineal de (36, 52) de sensores de GT;

posicionar el primer alojamiento del instrumento (34) en el núcleo del reactor (10) en un primer emplazamiento del núcleo y posicionar el segundo alojamiento del instrumento (34) en un segundo emplazamiento del núcleo, en el que el primer emplazamiento del núcleo (33) y el segundo emplazamiento del núcleo (33) están a una distancia común desde una línea de simetría (31) que se extiende a través del núcleo (10); recoger los datos de condición de núcleo de al menos uno de los sensores de GT (38) en la primera agrupación lineal (36, 52) de sensores de GT (38); y

aplicar la condición de núcleo recogida como datos recogidos de la segunda agrupación lineal (36, 54) incluyendo aplicar los datos que han sido recogidos en sustancialmente la misma altura que el al menos uno de los sensores de GT (38) en la primera agrupación lineal (36, 52).

Aparato axial de termómetros gamma y procedimiento para monitorizar el núcleo del reactor en una planta de energía nuclear

Antecedentes de la invención La presente invención se refiere a la monitorización del núcleo del reactor en una planta de energía nuclear y, en particular, a la disposición de termómetros gamma en el núcleo de los reactores nucleares de agua en ebullición (BWR) .

Una planta de energía nuclear de BWR típica incluye instrumentos nucleares que monitorizan la condición del núcleo del reactor. Las señales generadas por estos instrumentos se utilizan para mantener el núcleo del reactor dentro de las condiciones de operación admisibles. Las señales de los instrumentos pueden ser procesadas por un software de monitorización del núcleo que determina las potencias nodales en 3 dimensiones (3D) y los flujos de los haces en 2 dimensiones (2D) . Las potencias nodales en 3D y los flujos de los haces en 2D pueden ser utilizados entonces para determinar los márgenes térmicos dentro del núcleo del reactor. Los operadores pueden utilizar los márgenes térmicos determinados para hacer ajustes en las condiciones de operación del núcleo de manera que no excedan las condiciones de operación permitidas. Además, las potencias nodales en 3D y los flujos de haces en 2D pueden ser utilizados por los operadores de la planta para confirmar que el núcleo del reactor está operando dentro de las condiciones de operación admisibles.

Los instrumentos para un reactor nuclear BWR típico incluyen un sistema de Sonda Transversal en el Núcleo (TIP) y sistemas de Monitor de Rango de Potencia Local (LPRM) y / o de Monitor de Rango de Neutrones de Arranque (SRNM) . Los tipos disponibles de los instrumentos de TIP que comprenden instrumentos para medir el flujo térmico de neutrones y los instrumentos LPRM para medir el flujo gamma. genéricamente miden el flujo térmico de neutrones.

El documento US 2003/0128793 describe un procedimiento de monitorización en el núcleo de un reactor nuclear. Los niveles de flujo de neutrones se miden en los niveles de paso correspondientes a los sensores del monitor de rango de potencia local dispuestos a lo largo de una dirección axial dentro de un conjunto detector instalado en el reactor nuclear. Los cálculos de la potencia se hacen, incluyendo el cálculo de las características térmicas, de un grupo de conjunto de combustible que consiste en conjuntos de combustible adyacentes al conjunto detector correspondiente. Los cálculos se basan en los valores indicados de los sensores del monitor de rango de la potencia local del conjunto detector correspondiente en un primer momento. Las características térmicas se realizan en un segundo momento, posterior, en el que no se realiza el cálculo de la potencia, en base a los valores indicados por los sensores del monitor de rango de potencia local y las características térmicas calculadas en el primer momento y los valores indicados por los correspondientes sensores del monitor de rango de potencia local en el segundo momento. Las características térmicas calculadas son monitorizadas.

El documento JP 2001 042083 describe un dispositivo de calibración automática para un dispositivo de medición de flujo de neutrones en el núcleo, en el que la calibración es posible en el caso de pérdida de un sensor.

El documento US 2001/026603 describe un sistema de instrumentación del reactor nuclear que comprende una pluralidad de conjuntos de instrumentación nuclear en el núcleo dispuestos en un hueco entre un número de conjuntos de combustible cargados en un núcleo del reactor, incluyendo cada uno de los conjuntos de instrumentación nuclear en el núcleo un conjunto detector de neutrones de tipo fijo que comprende una pluralidad de detectores de neutrones de tipo fijo dispuestos dispersivamente en una dirección axial del núcleo y un conjunto de termómetros gamma de tipo fijo que comprende una pluralidad de detectores de calor de rayos gamma de tipo fijo dispuestos al menos en la misma dirección axial del núcleo que los detectores de neutrones de tipo fijo; un dispositivo de procesamiento de la señal del detector de rango de potencia conectado operativamente a los conjuntos detectores de neutrones de tipo fijo por medio de cables de señal; y un dispositivo de procesamiento de la señal de los termómetro gamma conectado operativamente al conjunto de termómetros gamma de tipo fijo del conjunto de instrumentación nuclear en el núcleo por medio de un cable de señal.

Los instrumentos de TIP y de LPRM están dispuestos en un núcleo para tomar mediciones axiales en emplazamientos radiales fijos en el núcleo. Convencionalmente, las TIP se mueven mecánicamente dentro y fuera del núcleo para calibrar los LPRM y, en particular, para calibrar los detectores individuales en cada LPRM. Durante el proceso de calibración, una TIP se posiciona al lado de un detector de un LPRM y la electrónica de ganancia del LPRM se ajusta para hacer que el detector de LPRM genere una señal de salida equivalente a una señal de salida de la TIP adyacente. Además, las TIP pueden proporcionar señales de salida procesadas que indican el flujo térmico de neutrones y el flujo gamma a diferentes elevaciones en el núcleo del reactor, tales como en elevaciones a intervalos de 15 centímetros. Las mediciones de flujo tomadas a diferentes elevaciones del núcleo proporcionan información axial con respecto a la forma de la potencia en el núcleo en posiciones en el núcleo sin LPRM.

El mantenimiento y la operación del sistema mecánico de las TIP para elevar y bajar las TIP es caro. Se han utilizado sensores de Termómetros Gamma (GT) en lugar de TIP. A diferencia de las TIP que se mueven dentro y fuera del núcleo, los sensores de GT están colocados en posiciones axiales fijas en el núcleo. De manera similar a las TIP, los sensores de GT se utilizan para calibrar los LPRM. Debido a que los sensores de GT están en emplazamientos axiales fijos, el gasto de un sistema de movimiento mecánico para elevar y bajar las TIP ha sido eliminado en los sensores de GT estacionarios.

En una aplicación convencional, siete o más sensores de GT están dispuestos como una agrupación lineal, tal como en una cadena vertical. Estas disposiciones verticales de siete sensores de GT están colocadas a diferentes alturas fijas en el núcleo del reactor. Las elevaciones fijas de los sensores de GT son determinadas en la fabricación y corresponden a las posiciones axiales fijas en la cadena que soporta a los sensores de GT.

La fabricación de los sensores de GT en las cadenas es problemática debido a las tolerancias ajustadas para la colocación axial de los sensores de GT en cada cadena. Cada GT de una cadena se debe posicionar con precisión en la cadena para ser posicionada en el núcleo en las elevaciones a las que están asignados. Los sensores de GT en cada una de las cadenas verticales son posicionados dentro de unas tolerancias verticales ajustadas para asegurar que cada sensor de GT se posiciona en su posición axial asignada, por ejemplo, adyacente a un LPRM cuando el sensor de GT se posiciona en el núcleo. Las tolerancias verticales ajustadas para las cadenas de GT son necesarias para que los LPRM se puedan calibrar con precisión. Cada cadena de sensores de GT está fijada permanentemente en el núcleo después de que la agrupación esté correctamente posicionada y alineada verticalmente con los LPRM.

Expandir las tolerancias verticales de las cadenas de GT produciría, en combinación con la incertidumbre inherente a cualquier sistema de medición nuclear, por ejemplo, los LPRM, incertidumbres en la determinación de las condiciones de operación del núcleo de un reactor. Un aumento de las incertidumbres en la determinación de las condiciones de operación del núcleo es probable que conduzca a una reducción de los límites de operación del núcleo del reactor puesto que los márgenes de operación se incrementan para compensar el aumento de las incertidumbres. Los márgenes incrementados pueden producir un costo adicional de combustible del reactor cuando las condiciones de operación aceptables se estrechan.

Las ajustadas tolerancias axiales aplicadas a las cadenas de los sensores de GT son problemáticas con respecto a la fabricación de estas agrupaciones. Las tolerancias reducen el número de sensores de GT que se pueden posicionar con precisión en una cadena de GT a, por ejemplo, siete sensores de GT. El número limitado de sensores de GT que puede ser fabricado en cada cadena reduce la cantidad de información básica que puede ser detectada por los sensores de GT.

La cantidad de información con respecto a la forma axial de la potencia de un núcleo que puede ser detectada por una cadena de GT depende del número de sensores... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento para recoger datos sobre la condición de operación del núcleo de un reactor nuclear (10) , comprendiendo el procedimiento:

posicionar una primera agrupación lineal (36, 52) de sensores de termómetro gamma (GT) (38) en un primer 5 alojamiento del instrumento (34) , en el que los sensores de GT (38) están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación lineal (36, 52) ;

posicionar una segunda agrupación lineal (36, 54) de sensores de GT (38) en un segundo alojamiento del instrumento (34) , en el que los sensores de GT (38) están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación (36, 54) y en el que el segundo conjunto lineal ( 36, 54) de sensores de GT es asimétrico con respecto a la primera cadena lineal de (36, 52) de sensores de GT;

posicionar el primer alojamiento del instrumento (34) en el núcleo del reactor (10) en un primer emplazamiento del núcleo y posicionar el segundo alojamiento del instrumento (34) en un segundo emplazamiento del núcleo, en el que el primer emplazamiento del núcleo (33) y el segundo emplazamiento del núcleo (33) están a una distancia común desde una línea de simetría (31) que se extiende a través del núcleo (10) ;

recoger los datos de condición de núcleo de al menos uno de los sensores de GT (38) en la primera agrupación lineal (36, 52) de sensores de GT (38) ; y

aplicar la condición de núcleo recogida como datos recogidos de la segunda agrupación lineal (36, 54) incluyendo aplicar los datos que han sido recogidos en sustancialmente la misma altura que el al menos uno de los sensores de GT (38) en la primera agrupación lineal (36, 52) .

2. El procedimiento como en la reivindicación 1, en el que la elevación en la segunda agrupación lineal no tiene un sensor de GT (80) .

3. El procedimiento como en la reivindicación 2, en el que la elevación incluye un detector (84) para un monitor de rango de potencia local (LPRM) adyacente a la segunda agrupación lineal (36, 54) , y el procedimiento incluye calibrar el detector (84) usando los datos recogidos desde el al menos un sensor de GT (38) en la primera agrupa

ción lineal (36, 52) a la misma elevación.

4. El procedimiento como en la reivindicación 3, en el que la segunda agrupación lineal (54) incluye una mayoría de los sensores de GT (38) en una mitad inferior de la agrupación y la primera agrupación lineal (52) incluye una mayoría de los sensores de GT (38) en una mitad superior de la agrupación, y al menos uno de los citados sensores de GT (38) en la mitad inferior de la agrupación en la primera agrupación lineal (52) es adyacente a cada detector (84) de un primer LPRM (40) adyacente a la primera agrupación lineal (52) y al menos un detector (84) en una mitad superior del primer LPRM (40) no tiene ningún sensor de GT adyacente (38) en la primera agrupación lineal (52) , y al menos uno de los citados sensores de GT (38) en la mitad superior de la agrupación en la segunda agrupación lineal (54) es adyacente a cada detector (84) de un segundo LPRM (40) adyacente a la segunda cadena lineal (54) y al menos un detector (84) en una mitad inferior del segunda LPRM (40) no tiene ningún sensor de GT adyacente de la segunda agrupación lineal (54) .

5. El procedimiento como en la reivindicación 1, en el que la aplicación de los datos de núcleo recogidos incluye la generación de una forma de potencia para el núcleo.

6. Un par de agrupaciones lineales de sensores de termómetros gamma (GT) dispuestos en un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el par:

un primer alojamiento del instrumento (34) que incluye una primera agrupación lineal (36, 52) de sensores de GT (38) , en el que los sensores de GT (38) están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación lineal (36, 52) ;

un segundo alojamiento del instrumento (34) que incluye una segunda agrupación lineal (36, 54) de sensores de GT (38) , en el que los sensores de GT (38) están dispuestos asimétricamente a lo largo de la segun

da agrupación lineal (36, 54) ;

en el que el primer alojamiento del instrumento (34) se posiciona en el núcleo del reactor (10) en un primer emplazamiento de núcleo y el segundo alojamiento del instrumento (34) se posiciona en un segundo emplazamiento de núcleo, estando el primer emplazamiento del núcleo (33) y el segunda emplazamiento del núcleo ( 33) a una distancia común desde una línea de simetría (31) que se extiende a través del núcleo (10)

y en el que la segunda agrupación lineal (36, 54) de sensores de GT (38) es asimétrica con respecto a la primera agrupación lineal ( 36, 52) de sensores de GT (38) con respecto al posicionamiento de los alojamientos primero y segundo de instrumentos (34) en el núcleo del reactor.

7. El par como en la reivindicación 6, en el que la segunda agrupación lineal (54) incluye una mayoría de los sensores de GT (38) en una mitad inferior de la agrupación y la primera agrupación lineal (52) incluye una mayoría de los sensores de GT (32) en una mitad superior de la agrupación.