Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga.

Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión,

comprendiendo el citado reactor:

- un núcleo (30) que produce una potencia;

- una pluralidad de grupos de barras de control (40) de la reactividad del citado núcleo (30) susceptibles de ocupar en el interior del núcleo (30) una pluralidad de posiciones de inserción escalonadas verticalmente a partir de una posición alta;

- medios para adquirir magnitudes representativas de las condiciones de funcionamiento del núcleo;

comprendiendo el citado procedimiento las etapas consistentes en:

- medir la potencia efectiva (Pe) del reactor nuclear;

- adquirir un valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) deseada del reactor nuclear (100);

estando caracterizado el citado procedimiento por que éste comprende además las etapas consistentes en: - adquirir una duración estimada (DURACIÓN) de aumento de potencia para llegar al citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) deseada, correspondiendo la citada duración estimada (DURACIÓN) a la duración de aumento de potencia para pasar de la citada potencia efectiva (Pe) al citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc);

- determinar la posición de consigna (Z) de al menos un grupo de barras de control entre la citada pluralidad de barras de control (40) para alcanzar el citado valor de consigna de la citada potencia objetivo (Pc) deseada en función de la citada duración estimada (DURACIÓN), de la citada potencia efectiva (Pe) medida y del citado valor de consigna de la citada potencia objetivo (Pc);

- controlar la posición del citado al menos un grupo de barras de control con el fin de colocarle en su posición de consigna (Z).

Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga La presente invención concierne a un procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga.

La figura 1 ilustra esquemáticamente un reactor nuclear 1 de agua a presión de este tipo que, de modo clásico, comprende:

- un núcleo 2 dividido en una zona superior y una zona inferior y que produce una potencia, -generadores de vapor 3, estando representado un solo generador, -una turbina 4 acoplada a un generador 5 de energía eléctrica, y -un condensador 6.

El reactor 1 comprende igualmente un circuito primario 8 equipado con bombas 9, estando representada una sola bomba, y por el cual circula agua a presión según la trayectoria materializada por las flechas. Esta agua asciende especialmente hacia el núcleo 2 para ser recalentada en éste, asegurando la refrigeración del núcleo 2. El agua asegura una función de moderación, es decir de ralentización de los neutrones producidos por el combustible nuclear.

El circuito primario 8 comprende además un presurizador 10 que permite regular la presión del agua que circula por el circuito primario 8.

El agua del circuito primario 8 alimenta igualmente a los generadores de vapor 3 donde ésta es enfriada asegurando la vaporización de agua que circula por el circuito secundario 12.

El vapor producido por los generadores 3 es canalizado por el circuito secundario 12 hacia la turbina 4 y después hacia el condensador 6 en el que este vapor se condensa por intercambio de calor indirecto con agua de refrigeración que circula por el condensador 6.

El circuito secundario 12 comprende aguas abajo del condensador 6 una bomba 13 y un calentador 14.

El núcleo 2 comprende ensamblajes combustibles 16 que están cargados en el interior de una cuba 18. En la figura 1 está representado un solo ensamblaje 16, pero el núcleo comprende una pluralidad de ensamblajes 16.

Los ensamblajes combustibles 16 comprenden lápices de combustible nuclear formados, de manera clásica, por un conducto de aleación, a base de circonio, que contiene un apilamiento de pastillas de combustible nuclear a base de óxido de uranio o de una mezcla de óxido de uranio y de óxido de plutonio.

El reactor 2 comprende barras de control 20, denominadas igualmente racimos de control, de la reactividad del núcleo que están dispuestas en el interior de la cuba 18, por encima de ciertos ensamblajes 16, y que son susceptibles de ocupar en el interior del núcleo una pluralidad de posiciones de inserción. En la figura 1 está representada una sola barra 20, pero el núcleo 2 comprende varias decenas de grupos de barras de control 20. Las barras de control 20 pueden ser desplazadas verticalmente por mecanismos 22 para insertarse, en diferentes posiciones de inserción, en los ensamblajes combustibles 16 que están debajo de las mismas.

De modo clásico, cada barra de control 20 comprende una pluralidad de lápices de control de material absorbente de los neutrones.

Así, el desplazamiento vertical, o estado de hundimiento, de cada barra 20 en el interior de los ensamblajes combustibles 16 permite regular la reactividad del núcleo del reactor 1, permitiendo así variaciones de la potencia global facilitada por el núcleo 2 desde la potencia nula hasta la potencia nominal (indicada en lo que sigue por PN) .

Puede considerarse útil, en efecto, especialmente en países como Francia donde el 80% de la electricidad es producida por reactores nucleares, que la potencia global facilitada por los reactores varíe a fin de adaptarse a las necesidades de la red eléctrica a la que estos alimentan; se habla entonces de seguimiento de red o de seguimiento de carga.

Durante un seguimiento de carga, la potencia producida por el reactor es regulada de modo que corresponda a un programa preestablecido por el servicio de explotación de la red eléctrica.

El ajuste de la potencia facilitada por el reactor es realizado por medios de gobierno situando en el interior del núcleo las barras de control constituidas de elemento neutrófago en diferentes posiciones de inserción de modo que absorban más o menos los neutrones y/o ajustando eventualmente la concentración de un compuesto absorbente

neutrónico, tal como el boro, en el fluido caloportador primario, en función de la potencia deseada y/o de las mediciones obtenidas por la instrumentación del núcleo del reactor.

Por ejemplo, los medios de gobierno están formados por un conjunto de equipos electrónicos y eléctricos que a partir de mediciones proporcionadas por cadenas de instrumentación y que las comparan con umbrales, elaboran órdenes de desplazamiento de barras de control 20 y/o de modificación de la concentración de boro en el fluido caloportador primario por inyección de agua (dilución) o de boro (boración) .

Se conocen diferentes modos de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión. De manera general, el gobierno consiste en controlar y en regular como mínimo la temperatura media del fluido caloportador primario Tmed y la distribución de potencia (térmica y neutrónica) y en particular la distribución axial de potencia DA a fin de evitar la formación de un desequilibrio de potencia entre la zona alta y la zona baja del núcleo.

Los métodos de regulación de estos parámetros varían en función de los diferentes modos de gobierno utilizados. De manera general, la temperatura media Tmed es regulada por el desplazamiento de las barras de control 20 en función de los diferentes parámetros tales como la potencia demandada a la turbina, el valor corriente de la temperatura del fluido caloportador, y/o eventualmente por la modificación de la concentración de boro en el fluido caloportador primario, lo que permite indirectamente adaptar las posiciones de las barras de control 20 a una posición deseada, especialmente a fin obtener una distribución axial de potencia DA deseada y/o una capacidad de subida rápida de la potencia del núcleo a la potencia deseada.

La elección del modo de gobierno de un reactor nuclear es determinada teniendo en cuenta el hecho de que la acción de las barras de control tiene efectos inmediatos mientras que la acción por inyección de boro es comparativamente más lenta.

Además, el aumento de la concentración de boro en solución en el fluido caloportador primario requiere medios de almacenamiento y de inyección de ácido bórico y por tanto impone limitaciones suplementarias de diseño.

Así pues, se tiende a utilizar la inyección de boro o de agua en solución solamente para corregir los efectos a largo plazo sobre la reactividad del funcionamiento del reactor, es decir esencialmente el efecto xenón y el envejecimiento del combustible.

De esta manera, a fin de responder a las necesidades de la red eléctrica, el gobierno del reactor es efectuado preferentemente por el desplazamiento de las barras de control.

Sin embargo, la inserción de las barras de control afecta, de modo perjudicial, a la distribución axial de potencia producida en el reactor. Puede resultar así la formación de picos de potencia en el núcleo así como el desarrollo de oscilaciones de la concentración de xenón a más largo plazo, propicias para la acentuación de estos picos de potencia, factores que intervienen de modo restrictivo en el procedimiento de gobierno e imponen un recurso corrector modificando la concentración de boro en el fluido de refrigeración primario.

Ahora bien, en seguimiento de carga, es decir con un nivel de producción de potencia que se adapte a una curva diaria, e incluso en modo controlado, por telerregulación, las variaciones de producción de potencia multiplican las acciones de gobierno con las nefastas consecuencias anteriormente mencionadas, solicitando de manera importante a los mecanismos de las barras de control y provocando importantes volúmenes de efluentes debido a las operaciones repetidas de dilución y de boración del fluido caloportador.

A fin de responder a estas dificultades, se han desarrollado métodos de gobierno de un reactor de agua a presión que determinan los posicionamientos de las barras de control en el interior del núcleo, que permiten limitar las perturbaciones de la distribución axial de potencias y el recurso a la utilización del boro, cuya concentración es ajustada de manera que se compensen principalmente los efectos del desprendimiento de xenón y del envejecimiento de los lápices combustibles.

Sin embargo, este método de gobierno no está siempre optimizado y no siempre permite minimizar los volúmenes de efluentes así como el desplazamiento de los grupos de barras de control. Además, la... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión, comprendiendo el citado reactor:

- un núcleo (30) que produce una potencia;

- una pluralidad de grupos de barras de control (40) de la reactividad del citado núcleo (30) susceptibles de ocupar 5 en el interior del núcleo (30) una pluralidad de posiciones de inserción escalonadas verticalmente a partir de una posición alta;

- medios para adquirir magnitudes representativas de las condiciones de funcionamiento del núcleo;

comprendiendo el citado procedimiento las etapas consistentes en:

- medir la potencia efectiva (Pe) del reactor nuclear;

-adquirir un valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) deseada del reactor nuclear (100) ;

estando caracterizado el citado procedimiento por que éste comprende además las etapas consistentes en:

- adquirir una duración estimada (DURACIÓN) de aumento de potencia para llegar al citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) deseada, correspondiendo la citada duración estimada (DURACIÓN) a la duración de aumento de potencia para pasar de la citada potencia efectiva (Pe) al citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) ;

- determinar la posición de consigna (Z) de al menos un grupo de barras de control entre la citada pluralidad de barras de control (40) para alcanzar el citado valor de consigna de la citada potencia objetivo (Pc) deseada en función de la citada duración estimada (DURACIÓN) , de la citada potencia efectiva (Pe) medida y del citado valor de consigna de la citada potencia objetivo (Pc) ;

- controlar la posición del citado al menos un grupo de barras de control con el fin de colocarle en su posición de consigna (Z) .

2. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión de acuerdo con la reivindicación precedente caracterizado por que el citado procedimiento comprende una etapa consistente en adquirir un instante estimado (INST) de inicio del citado aumento de potencia, correspondiendo el citado instante estimado (INST) al final del escalón de la citada potencia efectiva (Pe) y siendo tenido en cuenta en la etapa de determinación de la posición de consigna (Z) de al menos un grupo de barras de control.

3. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión de acuerdo con la reivindicación 2 caracterizado por que la citada etapa de control es realizada de modo que el citado al menos un grupo de barras de control quede situado en su posición de consigna (Z) como muy tarde al inicio del citado aumento de potencia.

4. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 3 caracterizado por que el citado procedimiento comprende una etapa de regulación de la concentración de boro en el fluido caloportador en función de la citada posición de consigna (Z) de al menos un grupo de barras de control entre la citada pluralidad de barras de control (40) por operaciones de dilución y/o de boración del fluido caloportador primario del citado reactor nuclear (100) .

5. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 4 caracterizado por que la citada etapa de determinación de la citada posición de consigna (Z) del citado al menos un grupo de barras de control es realizada a través de medios de software que ponen en práctica un código neutrónico.

6. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 5 caracterizado por que la citada etapa de determinación de la citada posición de consigna (Z) del citado al menos un grupo de barras de control comprende:

- una subetapa de determinación de una primera posición (dZ) de al menos un grupo de barras de control en función de la citada potencia efectiva (Pe) medida y del citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) ;

- una subetapa de determinación de la variación de la concentración de xenón (âX) en el citado núcleo del citado 45 reactor durante el futuro aumento de potencia, siendo la citada variación de concentración de xenón (âX) función de la citada duración estimada (DURACIÓN) , y/o de la citada potencia efectiva medida (Pe) y/o del citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) , -una subetapa de determinación de un factor corrector (dZc) de la posición de al menos un grupo de barras de control función de la citada variación de la concentración de xenón.

7. Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear (100) de agua a presión de acuerdo con una de las reivindicaciones 2 a 5 caracterizado por que la citada etapa de determinación de la citada posición de consigna (Z) del citado al menos un grupo de barras de control comprende:

- una subetapa de determinación de una primera posición (dZ) de al menos un grupo de barras de control en 5 función de la citada potencia efectiva (Pe) medida y del citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) ;

- una subetapa de determinación de la variación de la concentración de xenón (âX) en el citado núcleo del citado reactor durante el futuro aumento de potencia, siendo la citada variación de concentración de xenón (âX) función de la citada duración estimada (DURACIÓN) , y/o de la citada potencia efectiva medida (Pe) y/o del citado valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) , y/o del citado instante estimado (INST) de inicio del aumento de potencia;;

- una subetapa de determinación de un factor corrector (dZc) de la posición de al menos un grupo de barras de control función de la citada variación de la concentración de xenón.