Un procedimiento de y un aparato para vigilar la operación de un reactor nuclear.

Un procedimiento de vigilancia de la operación de un reactor (1) de una planta nuclear,

en el que el reactor (1) comprende un núcleo (2) que incorpora una pluralidad de conjuntos (3) combustibles, en el que cada conjunto (3) combustible incluye una pluralidad de barras (9) de combustible, en el que cada barra (9) de combustible comprende un combustible 5 (11) nuclear y un encamisado (10), estando el combustible (11) nuclear encerrado por el encamisado (10), comprendiendo también la planta

unos medios de forzamiento dispuestos para forzar un fluido refrigerante (6) en un flujo a través del reactor (1) y del núcleo (2),

unos medios (7) de transporte dispuestos para transportar una corriente (8) de efluentes gaseosos provenientes del fluido refrigerante (6),

un simulador (14) de núcleo, y unos sensores (S) situados en diferentes posiciones dentro del núcleo (2), en el que el procedimiento comprende las etapas de:

la operación del reactor (1) durante un ciclo de operación normal del combustible a una potencia total dada del reactor, durante la cual se producen gases de fisión en las barras (9) de combustible,

la medición de forma continua, durante el ciclo de operación normal del combustible, de un nivel de radioactividad en la corriente (8) de efluentes gaseosos para detectar una posible liberación de gases de fisión procedentes de las barras (9) de combustible como consecuencia de una fuga de combustible debida a un defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible en cualquiera de los conjuntos (3) combustibles, el cálculo de los niveles de potencia locales (LPC) en diferentes posiciones dentro del núcleo (2) por medio del simulador (14) de núcleo,

el establecimiento regular, en base a los niveles de potencia locales (LPC), de una distribución de potencia instantánea (PDI) dentro del núcleo (2) durante el ciclo normal de operación del combustible por medio del simulador (15) de núcleo, estableciendo un patrón de distribución de potencia (PDP) en base a las distribuciones de potencia instantáneas (PDI) a lo largo del tiempo durante el ciclo normal de operación del combustible por medio del simulador (14) de núcleo,

la detección de unos niveles de potencia locales (LPS) por medio de los sensores (S),

la comparación de los niveles de potencia locales detectados (LPS) con los niveles de potencia locales calculados (LPC),

el registro de las diferencias de potencia locales (LPD) entre los niveles de potencia locales detectados (LPS) y los niveles de potencia locales calculados (LPC),

la combinación de la liberación de los gases de fisión y del patrón de distribución de la potencia (PDP) establecido, la observación de las correlaciones entre los cambios en la liberación de los gases de fisión y en el patrón de distribución de potencia (PDP) con el fin de determinar una posición del defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible,

la combinación de la liberación de los gases de fisión y de las diferencias de la potencia local registradas (LPD), y la observación de las correlaciones entre los cambios en la liberación de los gases de fisión y los cambios en las diferencias de la potencia local (LPD) con el fin de determinar una posición del defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible.

Un procedimiento de y un aparato para vigilar la operación de un reactor nuclear Antecedentes de la invención y técnica anterior La presente invención se refiere a un procedimiento de vigilancia de la operación de un reactor de una planta nuclear. La invención también se refiere a un aparato para la vigilancia de la operación de un reactor de una planta nuclear y a una planta nuclear.

Un reactor de una planta nuclear comprende un núcleo con una pluralidad de conjuntos combustibles. Los conjuntos combustibles están verticalmente distribuidos y cada conjunto combustible contiene una pluralidad de barras de combustible. Cada barra de combustible comprende un encamisado que encierra el combustible nuclear bajo la forma de pastillas. El material de combustible nuclear habitual es uranio y / o plutonio. Durante la operación normal de la planta nuclear, el combustible nuclear de las barras de combustible es sometido a combustión, conduciendo a la formación de gases de fisión que comprenden gases inertes radioactivos. Estos gases de fisión normalmente permanecen dentro de las barras de combustible.

El entorno dentro del reactor es exigente para los componentes situados en su interior. El entorno es, por ejemplo, altamente oxidativo y los componentes están expuestos a una intensa radiación. Así mismo, la potencia generada dentro del reactor no se distribuye de manera uniforme a lo largo del núcleo y algunas partes están expuestas a unos niveles de potencia locales más altos que otras partes. Los niveles de potencia locales pueden variar por ejemplo cuando una barra de control es desplazada o el flujo de agua y / o la temperatura del agua cambia. Los traductores de energía nuclear constantemente buscan producir más potencia, esto es, incrementar la eficacia de la planta nuclear. Es, por ejemplo, deseable operar los conjuntos combustibles durante ciclos operativos lo más largos posible para reducir el tiempo de parada para la recarga de combustible. Hay sin embargo determinados límites en las condiciones operativas de la planta nuclear que no deben sobrepasarse, para evitar dañar el combustible y estos límites deben, por tanto, ser cuidadosamente vigilados.

Algunas veces, durante la operación normal de la planta nuclear aparece un defecto en el encamisado de las barras de combustible. Dicho defecto puede conducir a la liberación de los gases de fisión antes mencionados producidos dentro de la barra de combustible. El defecto puede ser de naturaleza primordial o secundaria. Un defecto primordial es el primer defecto que aparece en el encamisado. Puede aparecer debido, por ejemplo, a desgaste mecánico o a un punto caliente de la potencia local y normalmente es un pequeño agujero o grieta existente en el encamisado. El defecto primario puede desarrollarse con el tiempo en un defecto secundario que es un agujero o grieta mayor en el encamisado. Un defecto secundario puede conducir a la producción de serios daños en el encamisado y, más tarde o más temprano, a un fallo de la barra de combustible lo cual, a su vez puede conducir a la liberación de material del combustible nuclear en el interior del agua del reactor. Un fallo de una sola barra de combustible en un conjunto combustible podría conducir a sobrepasar los niveles de radioactividad permitidos en el fluido refrigerante, lo que obligaría a un cierre de la planta nuclear. Por tanto, según se ha mencionado, es importante vigilar la planta nuclear y poder localizar de manera eficaz los conjuntos combustibles que contengan barras de combustible defectuosas ya se para su retirada o para modificar la operación de la planta para evitar un defecto secundario. Un conjunto combustible que contenga una barra de combustible defectuosa puede ser retirado con el fin de impedir un fallo total del reactor.

Una manera de vigilar la operación de un reactor nuclear es utilizar un sistema que detecte la liberación de los gases de fisión procedentes de los conjuntos combustibles. Estos tipos de sistema son algunas veces denominados sistemas de vigilancia de actividad. La liberación de los gases de fisión es una indicación de que el defecto sobre la barra de combustible ha aparecido. La planta nuclear, puede, sin embargo, continuar operando por ejemplo reduciendo la potencia en la parte del reactor en la que está situado el conjunto combustible que contiene la barra de combustible defectuosa. El conjunto combustible en cuestión puede, a continuación, ser retirado cuando el ciclo operativo ha terminado y el reactor es parado para ser cargado con nuevo combustible nuclear.

Para poder continuar haciendo funcionar la planta nuclear es, por tanto, importante encontrar en qué parte del reactor ha aparecido el defecto. Una forma bien conocida de llevar esto a cabo es mediante un procedimiento denominado inclinación del flujo o prueba de supresión de potencia, descrito en el documento US 5.537.450 A. La inclinación del flujo implica el desplazamiento de las barras de control arriba y abajo del reactor. Una barra de control está fabricada en un material capaz de absorber neutrones sin fisionarse él mismo. Las barras de control son, por tanto, capaces de ralentizar la fisión del combustible nuclear y, de esta forma, reducir la potencia generada en sus inmediaciones. Las barras de control están distribuidas a lo largo del núcleo del reactor y pueden ser desplazadas de manera independiente arriba y abajo para controlar la potencia en posiciones diferentes del núcleo.

En el procedimiento de inclinación del flujo las barras de control son desplazadas arriba y abajo dentro del núcleo del reactor y al mismo tiempo la corriente de efluentes gaseosos procedentes del reactor es analizada para la detección de los gases de fisión. Cuando una barra de control es insertada más adentro del núcleo la potencia se reduce. Cuando esa barra de control es a continuación extraída del núcleo, la potencia se incrementa y se producen más gases de fusión en las barras de combustible lo que conduce a una liberación más alta de gases de fisión a través

de un posible defecto. Mediante el desplazamiento de forma independiente de las barras de control en diferentes posiciones es posible de esta manera localizar en qué parte del núcleo ha aparecido el defecto.

La inclinación del flujo sin embargo no está exenta de riesgos en cuanto el procedimiento mismo puede conducir a un riesgo más elevado que un defecto secundario debido a los cambios de la potencia local. Por tanto, la inclinación del flujo debe llevarse a cabo a una potencia reducida del reactor. La potencia reducida del reactor se traduce en un descenso de la efectividad de la planta de energía nuclear y, por tanto, en una pérdida de producción.

Una forma adicional de vigilar la operación de la planta nuclear sería utilizar la información disponible procedente de un sistema que continuamente calculara la distribución de potencia dentro del núcleo del reactor. Los cálculos podrían efectuarse mediante programas informáticos avanzados que utilizaran un número de parámetros de proceso medidos obtenidos a partir del núcleo. Dichos cálculos pueden traducirse en unos patrones de distribución de potencia tridimensionales que muestren los picos de potencia y las depresiones de potencia para diferentes posiciones del núcleo. El sistema podría hacer posible llevar a cabo comparaciones a lo largo del tiempo con el fin de observar cuándo tienen lugar cambios en la potencia. Es posible inferir la localización de un defecto en la barra de combustible observando estos cambios de potencia, pero algunos defectos de las barras de combustible aparecen sin ningún cambio anterior en la potencia de salida del conjunto combustible, como por ejemplo los provocados por desgaste mecánico.

El documento US-B-6.408.041 y CA-1016275 se refieren a la vigilancia de la distribución de potencia del núcleo de un reactor.

El documento JP-H-11 30689 divulga un procedimiento de vigilancia de la operación de un reactor de una planta nuclear, en el que el reactor comprende un núcleo que incorpora una pluralidad de conjuntos combustibles. Cada conjunto combustible incluye una pluralidad de barras de combustible, en el que cada barra de combustible comprende combustible nuclear y un encamisado que encierra el combustible nuclear. La planta también comprende unos medios de forzamiento dispuestos para forzar un fluido refrigerante en un flujo a través del reactor y del núcleo y unos medios de transporte dispuestos para transportar una corriente de efluentes gaseosos desde el fluido refrigerante, un ordenador de proceso. El procedimiento comprende las etapas de: la operación del reactor durante un ciclo operativo normal del combustible a una potencia del total del reactor determinada, durante el cual son producidos gases de... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento de vigilancia de la operación de un reactor (1) de una planta nuclear, en el que el reactor (1) comprende un núcleo (2) que incorpora una pluralidad de conjuntos (3) combustibles, en el que cada conjunto (3) combustible incluye una pluralidad de barras (9) de combustible, en el que cada barra (9) de combustible comprende un combustible (11) nuclear y un encamisado (10) , estando el combustible (11) nuclear encerrado por el encamisado (10) , comprendiendo también la planta unos medios de forzamiento dispuestos para forzar un fluido refrigerante (6) en un flujo a través del reactor (1) y del núcleo (2) , unos medios (7) de transporte dispuestos para transportar una corriente (8) de efluentes gaseosos provenientes del fluido refrigerante (6) , un simulador (14) de núcleo, y unos sensores (S) situados en diferentes posiciones dentro del núcleo (2) , en el que el procedimiento comprende las etapas de:

la operación del reactor (1) durante un ciclo de operación normal del combustible a una potencia total dada del reactor, durante la cual se producen gases de fisión en las barras (9) de combustible, la medición de forma continua, durante el ciclo de operación normal del combustible, de un nivel de radioactividad en la corriente (8) de efluentes gaseosos para detectar una posible liberación de gases de fisión procedentes de las barras (9) de combustible como consecuencia de una fuga de combustible debida a un defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible en cualquiera de los conjuntos (3) combustibles, el cálculo de los niveles de potencia locales (LPC) en diferentes posiciones dentro del núcleo (2) por medio del simulador (14) de núcleo, el establecimiento regular, en base a los niveles de potencia locales (LPC) , de una distribución de potencia instantánea (PDI) dentro del núcleo (2) durante el ciclo normal de operación del combustible por medio del simulador (15) de núcleo, estableciendo un patrón de distribución de potencia (PDP) en base a las distribuciones de potencia instantáneas (PDI) a lo largo del tiempo durante el ciclo normal de operación del combustible por medio del simulador (14) de núcleo, la detección de unos niveles de potencia locales (LPS) por medio de los sensores (S) , la comparación de los niveles de potencia locales detectados (LPS) con los niveles de potencia locales calculados (LPC) , el registro de las diferencias de potencia locales (LPD) entre los niveles de potencia locales detectados (LPS) y los niveles de potencia locales calculados (LPC) , la combinación de la liberación de los gases de fisión y del patrón de distribución de la potencia (PDP) establecido, la observación de las correlaciones entre los cambios en la liberación de los gases de fisión y en el patrón de distribución de potencia (PDP) con el fin de determinar una posición del defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible, la combinación de la liberación de los gases de fisión y de las diferencias de la potencia local registradas (LPD) , y la observación de las correlaciones entre los cambios en la liberación de los gases de fisión y los cambios en las diferencias de la potencia local (LPD) con el fin de determinar una posición del defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible.

2. Un procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1, en el que las correlaciones comprenden los cambios locales en el patrón de distribución de potencia (PDP) seguido por una liberación de gases de fisión.

3. Un procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en el que las correlaciones comprenden los cambios locales en el patrón de distribución de la potencia (PDP) seguido por un incremento en la liberación en curso de gases de fisión.

4. Un procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en el que los niveles de potencia locales calculados (LPC) son calculados por modelos de simulación, utilizando los modelos de simulación señales de entrada del núcleo que comprenden factores que afectan a la potencia.

5. Un procedimiento de acuerdo con la reivindicación 4, en el que los factores que afectan a la potencia comprenden parámetros de proceso que incluyen la potencia total del reactor dada, el flujo del fluido refrigerante (6) y la temperatura del fluido refrigerante (6) al menos en una posición del reactor (1) , 8 5

6. Un procedimiento de acuerdo con la reivindicación 5, en el que un nuevo cálculo y una corrección del patrón de distribución de la potencia (PDP) son llevados a cabo para establecer un patrón de distribución de potencia corregido (PDP) si los niveles de potencia locales detectados (LPS) y los niveles de potencia locales calculados (LPC) no se corresponden.

7. Un procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones precedentes, en el que los sensores (S) miden regularmente al menos uno de entre un flujo local de neutrones y un flujo local de rayos gamma.

8. Aparato para la vigilancia de la operación de un reactor (1) de una planta nuclear, en el que el reactor (1) comprende un núcleo (2) que presenta una pluralidad de conjuntos (3) combustibles, en el que cada conjunto (3) combustible incluye una pluralidad de barras (9) de combustible, en el que cada barra (9) de combustible comprende un combustible (11) nuclear y un encamisado (10) , estando el combustible (11) nuclear encerrado por el encamisado (10) , comprendiendo también la planta unos medios de forzamiento dispuestos para forzar un fluido refrigerante (6) en un flujo a través del reactor (1) y el núcleo (2) , y unos medios (7) de transporte dispuestos para transportar una corriente (8) de efluentes gaseosos procedente del fluido refrigerante (6) , estando el reactor (1) configurado para ser operado durante un ciclo normal de operación del combustible a una potencia dada total del reactor, durante la cual los gases de fisión son producidos en las barras (9) de combustible, en el que el aparato comprende un dispositivo de vigilancia que comprende al menos un primer detector (D1) configurado para medir continuamente, durante el ciclo normal de operación del combustible, un nivel de radioactividad en la corriente (8) de efluentes gaseosos con el fin de detectar una posible liberación de gases de fisión procedente de las barras (9) de combustible como consecuencia de una fuga de combustible debida a un defecto (13) del encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible, un simulador (14) de núcleo configurado para calcular los niveles de potencia locales (LPC) en diferentes posiciones dentro del núcleo (2) para establecer regularmente una distribución de potencia instantánea (PDI) en base a los niveles de potencia locales calculados (LPC) , en el núcleo (2) durante el ciclo normal de operación del combustible, y para establecer un patrón de distribución de potencia (PDP) en base a las distribuciones de potencia instantáneas (PDI) a lo largo del tiempo durante el ciclo normal de operación del combustible, unos sensores (S) provistos en diferentes posiciones dentro del núcleo (2) y configurados para detectar los niveles de potencia locales (LPS) en diferentes posiciones dentro del núcleo (2) , un comparador (15) configurado para comparar los niveles de potencia locales detectados (LPS) con los niveles de potencia locales calculados (LPC) , y un procesador (16) configurado para determinar una posición del defecto (13) sobre el encamisado (10) de cualquiera de las barras (9) de combustible mediante el registro de las diferencias de potencia locales (LPD) entre los niveles de potencia locales detectados (LPS) y los niveles de potencia locales calculados (LPC) , combinando la liberación de los gases de fisión y el patrón de distribución de potencia establecido (PDP) y observando las correlaciones entre los cambios en la liberación de los gases de fisión y el patrón de distribución de potencia (PDP) , y combinando la liberación de los gases de fisión y las diferencias de potencia locales registradas (LPD) , y observando las correlaciones entre los cambios en la liberación de los gases de fisión y los cambios en las diferencias de la potencia locales registradas (LPD) con el fin de determinar una posición del defecto (13) sobre el encamisado (10) de una cualquiera de las barras (9) de combustible.

9. Aparato de acuerdo con la reivindicación 8, en el que el simulador (15) núcleo está configurado para recalcular y corregir el patrón de distribución de potencia (PDP) para establecer un patrón de distribución de potencia corregido (PDP) si los niveles de potencia locales detectados (LPS) y los niveles de potencia locales calculados (LPC) no se corresponden.

10. Aparato de acuerdo con la reivindicación 8, en el que cada sensor (S) comprende un dispositivo de vigilancia del Intervalo de Potencia Local.

11. Una planta nuclear que comprende un aparato y un dispositivo de vigilancia según se define en cualquiera de las reivindicaciones 8 y 9.