Pag 157-161 - Instituto Peruano de Energía Nuclear

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Determinación del coeficiente de realimentación de reactividad por
temperatura para la configuración No. 28 del núcleo del reactor RP-10
José Castro [email protected], Rolando Arrieta [email protected]
Instituto Peruano de Energía Nuclear. Dirección General de Instalaciones. Av. Canadá 1470,
Lima 41, Perú
Resumen
Se describe la metodología empleada para la determinación experimental del coeficiente de
temperatura del reactor RP-10, aprovechando la temperatura del agua del circuito primario y
la energía térmica proporcionada por la energía cinética de las bombas del circuito primario.
Este método es propio y ha sido desarrollado para el reactor RP-10. Proporciona buenos
resultados pero necesita el auxilio del sistema de adquisición de datos para poder evaluar las
perturbaciones de reactividad, debido a la temperatura del agua del circuito primario. La
experiencia muestra para el coeficiente de temperatura valores muy aceptables y se verifica
la influencia de la temperatura del agua en el control y seguridad del reactor nuclear,
realizado para la configuración No. 28 del núcleo. El valor encontrado es de - 6.5 pcm/ºC.
1
multiplicación de dos maneras definidas: al
aumentar la temperatura, crece con una
contribución positiva por el incremento del
factor de la utilización térmica y decrece
porque disminuye la probabilidad de escape a
la resonancia. Más que la temperatura del
combustible es la temperatura del moderador
el que determina el factor de desventaja y la
energía neutrónica (de la que dependen las
secciones eficaces), por eso se señala que la
variación de la utilización térmica con la
temperatura constituye una buena indicación
de la contribución del moderador al
coeficiente de temperatura de la reactividad.
Introducción
La reactividad de un reactor nuclear es
consecuencia de sus propiedades físicas y
nucleares; por lo tanto, cualquier fenómeno
que suponga una modificación de las
secciones eficaces de los materiales que
integran el núcleo del reactor implicará un
cambio en la reactividad del sistema. La
temperatura es una de ellas, se refleja en el
combustible y en el agua que actúa como
moderador y refrigerante del núcleo.
El coeficiente de temperatura de un reactor
nuclear es un parámetro que relaciona el
cambio de reactividad en función al cambio
de temperatura del medio que lo rodea, en
este caso, el agua. Este parámetro es muy
importante en los estudios de seguridad y
operación del reactor RP-10. En nuestro caso
la reactividad que se inserta debe ser
negativa; es decir, actúa como un absorbedor
de neutrones cuando la temperatura del
reactor incrementa su valor, lo cual es
beneficioso para la seguridad.
1.1 Coeficiente de Realimentación
reactividad por temperatura
de
Un reactor es intrínsecamente inestable, en el
sentido de que cualquier incremento de
reactividad, partiendo de un estado
estacionario, tiende a provocar el ascenso
indefinido del flujo neutrónico y de la
potencia, sin que se alcance un segundo
estado estacionario; sin embargo, en el
reactor
hay
ciertas
características
autolimitadoras, como el coeficiente de
temperatura negativo que puede servir como
agente estabilizador. Esta característica es la
que se denomina realimentación negativa.
Se utiliza el termino realimentación para
describir el comportamiento de un sistema
controlado (cuando el sistema responde de tal
manera a una variación o error), luego, se
presentan dos opciones con la realimentación,
primero, que agrave el error (realimentación
En los reactores nucleares -como el RP-10que
emplean
uranio
medianamente
enriquecido (20 % en su isótopo U-235) se
espera con toda evidencia que el coeficiente
de temperatura del combustible presente un
valor negativo apreciable. En estos reactores,
la captura neutrónica por U-238, en la región
de resonancia, desempeña un papel muy
importante.
La variación de la temperatura en el
moderador influye sobre el factor de
157
positiva), segundo: que
(realimentación negativa)
la
Este método de medición del coeficiente de
reactividad por temperatura del moderador,
nos ha permitido obtener valores aceptables y
confiables gracias al uso del Sistema de
Adquisición de Datos (SAD), para obtener la
información necesaria sobre los parámetros
de: tiempo, temperatura de entrada y salida
del núcleo y posición de barra fina en
tiempos cortos. El resultado de obtener la
barra fina calibrada un día antes, nos permite
relacionar la posición de barra vs.
reactividad, tal como se observa en la Figura
2.
contrarreste
Al considerar la realimentación de
reactividad, hay que tener en cuenta que la
magnitud de dicha realimentación viene
determinada por la variación que experimenta
la producción del reactor.
El
coeficiente de realimentación
de
reactividad por temperatura puede ser
positivo o negativo, según las circunstancias,
por lo que es necesario realizar experiencias
periódicas para comprobar su signo;
especialmente, en reactores con poco
enriquecimiento donde se consume U-235 y
U-238 pero se produce algo de Pu-239 que
influye en la forma que pueda presentar
variaciones en dicho coeficiente.
CALIBRACION DE BCF (% extraída)
curva integral de reactividad
Nucleo N°28 Fecha: 02-07-06 Hora: 9 a.m.
y = -0.0006x3 + 0.0692x2 + 1.8017x - 0.4238
R2 = 0.9994
350
325
300
En el reactor RP-10 esta experiencia puede
realizarse de varias formas. Por ejemplo en el
reactor RP-0 se calienta el agua del
moderador con resistencias eléctricas, debido
al bajo volumen de agua que tiene el RP-0.
En cambio, en el reactor RP-10 se estuvo
calentando el agua con el mismo reactor, pero
no era muy apropiado, por lo que se optó en
hacer circular el agua por el núcleo con
auxilio de las bombas del primario.
275
Reactividadρ(pcm)
250
2
3
4
5
6
7
8
9
A
B
TN
RAB
NG
005
NG
NG
NG
007
NG
006
NG
NG
NG
PI
006
10
Figura 1.
RP-10.
C
NB
001
NB
003
PI
003
NB
009
NB
005
NB
007
NG
010
NG
NN
028
NN
020
NN
006
NN
011
NN
023
NN
031
NG
008
NG
D
E
NG
NG
004 027
NN
NN
024 022
NC04 NN
BS2 014
NN
NN
015 008
NN
PI
016 004
NC06 NN
BC2 019
NN NC07
013 BS1
NG
NG
028
NG
F
G
H
I
NG
012
NN
025
NC03
BC1
NN
007
NN
012
NC01
BS3
NN
005
NG
PI
002
NN
029
NN
027
NN
017
NN
021
NN
026
NN
030
NG
011
NB
002
NB
004
PI
005
NB
010
NB
006
NB
008
NG
023
NG
NG
NG
BCF
NG
175
150
125
75
50
25
0
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
% barra extraida
Figura 2. Grafica de Curva integral de reactividad
de BCF.
2
Método Experimental
El método básico para poder obtener el
coeficiente de temperatura, consiste en
observar la variación de la posición de una
barra de control ante los cambios de
temperatura del agua que pasa por el núcleo
del reactor. En nuestro caso, empleamos la
barra de control fina para determinar la
variación de reactividad en función de la
temperatura. En esta experiencia se tuvo en
cuenta que el reactor había sido operado
recientemente y se encontraba con una
temperatura en pileta del orden de los 26 ºC,
un grado superior a la temperatura ambiente
del día de la experiencia. Con el reactor
operado a baja potencia (10 W aprox.) y
empleando el circuito primario y secundario
de refrigeración, se logró bajar en unos
cuantos minutos la temperatura del agua que
pasa por los elementos combustibles en el
orden de 8ºC (Figura 3), lo cual se denomina
enfriamiento brusco.
J
TTT
NG
NG
200
100
El núcleo No. 28 del reactor (Figura 1) esta
formado por 29 elementos combustibles; el
agua que pasa por los canales de cada uno de
los elementos combustibles provoca un
cambio de reactividad, si varía su
temperatura, estos cambios de reactividad son
pequeños. Para regularla se emplea la barra
de control fina, ubicada en la posición G8.
1
225
CF
003
NG
009
NG
014
NG
NG
NG
PI
007
CF
001
Esquema del núcleo 28 del reactor
158
TEN en enfriamiento brusco vs t
TEN en enfriamiento leve vs t
y = 5E-06x2 - 0.1828x + 1812.3
27.0
24.0
26.0
25.0
23.0
R2 = 0.9334
T (°C)
T (°C)
24.0
23.0
22.0
22.0
21.0
21.0
20.0
19.0
18.0
5600
5700
5800
5900
6000
6100
20.0
18700
6200
t (seg)
19700
Como al inicio del encendido de las bombas,
el registro de la temperatura del agua
muestra mucha variabilidad, no se considera
para la evaluación la etapa de enfriamiento
brusco. Las otras etapas sin son tomadas en
cuenta.
1. Etapa de calentamiento: el agua del tanque
(TTq) se encuentra a mayor temperatura que
el que circula por el núcleo, mientras el
sistema de refrigeración primario se
encuentra funcionando (Q=1440 m3/h) el
agua del tanque se va mezclando con la
proveniente de la rama de refrigeración,
aumentando su temperatura gradualmente.
Además, se adiciona el calor generado por las
bombas del primario en su trabajo de
impulsión del refrigerante y en donde no hay
transferencia de calor al circuito secundario.
y = -1E-08x + 0.0006x + 16.701
R2 = 0.988
24.0
23.0
T (°C)
19500
En la cual se verifica que el enfriamiento
produce un incremento de reactividad
positiva en el sistema; caso contrario, sucede
durante el calentamiento donde la reactividad
es negativa.
TEN en calentamiento
vs t
2
22.0
21.0
20.0
12100
19300
Figura 5. Etapa de enfriamiento leve (lapso de 17
minutos).
Se apagan las bombas del secundario y se
deja que la temperatura vaya en aumento
lentamente, debido a la mezcla de la masa del
agua que se encuentra en el tanque y la
temperatura proporcionada por la energía
cinética
accionada por las bombas del
primario, que se mantienen funcionando por
el lapso de 4 horas, consiguiendo que la
temperatura alcance un incremento de 4ºC de
temperatura. A esta etapa se le denomina
calentamiento leve (Figura 4).
9100
19100
t (seg)
Figura 3. Comportamiento de la temperatura del
agua en la etapa de enfriamiento brusco (lapso de
10 minutos).
19.0
6100
18900
15100
18100
t (seg)
2. Etapa de Enfriamiento: una vez que el agua
que circula por el núcleo se encuentra casi
estable a una determinada temperatura, se
procede a enfriar el agua, colocando el
sistema de refrigeración secundario (Q=1400
m3/h), la transferencia de calor por los
intercambiadores
permite
reducir
la
temperatura del agua que circula por el
núcleo.
Figura 4. Etapa de calentamiento leve (lapso de 4
horas).
Posteriormente, se encienden las bombas del
secundario consiguiendo bajar la temperatura
del primario en forma lenta, pero observando
un cambio de dirección en la posición de la
barra fina. A esta etapa se le denomina
enfriamiento leve (Figura 5).
Los datos tomados del SAD del RP-10 nos
muestran el comportamiento de la
temperatura tomado del sensor de
temperatura del agua de entrada al núcleo
del reactor (TEN), tal como se muestra en las
figuras 3, 4 y 5.
159
Para el tratamiento de los datos se ha
realizado un ajuste de curvas y se ha
determinado su correspondiente valor de
reactividad para las posiciones de BCF
encontradas en función del tiempo.
De igual manera, la posición de la barra fina
(BCF) varía por efecto de la temperatura del
refrigerante, tal como se muestra en la figura
6, 7 y 8, correspondiente a datos
proporcionados por el SAD:
45.0
44.0
43.0
42.0
41.0
40.0
39.0
38.0
37.0
36.0
35.0
34.0
33.0
32.0
31.0
30.0
5600
Reactividad en calentamiento leve
N28 inicio de ciclo 03-08-06
2
y = -0.0002x + 0.1538x + 106.21
2
R = 0.9493
140.00
Reactividad (pcm)
% extraida
BCF en enfriamiento brusco vs t
5700
5800
5900
6000
6100
135.00
130.00
125.00
120.00
115.00
110.00
105.00
6200
100.00
t (seg)
0
100
200
t (seg)
Figura 6. Variación de BCF debido a etapa de
enfriamiento brusco (lapso de 10 minutos).
Figura 9. Valor de Reactividad ajustada en
función del tiempo para la etapa de calentamiento
leve.
BCF en calentamiento vs t
y = -1E-08x2 + 0.0008x + 27.313
R2 = 0.9494
40.0
39.0
Reactividad en enfriamiento leve
N28 inicio de ciclo 03-08-06
% extraida
38.0
37.0
2
y = 3E-05x - 0.048x + 127.12
36.0
2
35.0
140.00
34.0
135.00
Reactividad (pcm)
33.0
32.0
31.0
30.0
6100
9100
12100
15100
18100
t (seg)
R = 0.9241
130.00
125.00
120.00
115.00
110.00
105.00
100.00
Figura 7. Variación de BCF debido a etapa de
calentamiento leve (lapso de 4 horas).
0
200
300
400
500
600
700
t (seg)
Figura 10. Valor de reactividad ajustada en
función del tiempo para la etapa de enfriamiento
leve.
BCF en enfriamiento leve vs t
y = 6E-06x2 - 0.2409x + 2402.6
R2 = 0.9242
38.0
100
37.0
% extraida
36.0
3
35.0
Resultados
34.0
3.1 Etapa de Calentamiento
33.0
32.0
31.0
30.0
18700
18900
19100
19300
19500
De la relación de las Figuras 4 y 9 para la
etapa de calentamiento, se obtiene la
siguiente grafica Reactividad negativa vs.
Temperatura de entrada de agua al núcleo a
partir de datos observados y siguiendo la
relación
R(t)=T(t)
(Reactividad
vs.
Temperatura).
19700
t (seg)
Figura 8. Variación de BCF debido a etapa de
enfriamiento leve (lapso de 17 minutos).
Se observa la inconsistencia entre la forma de
respuesta de la barra fina y el cambio de
temperatura en la etapa de enfriamiento
brusco, lo cual es otro motivo para no
considerar esta etapa en la evaluación.
160
800
A PARTIR DE DATOS DE SAD Y CON AJUSTES DE CURVAS
DATOS AJUSTADOS
primer caso
segundo caso
T (°C)
r (pcm)
DR DT
pcm/°C DR
DT pcm/°C
21
109.65
22
116.64 -6.99
1 -6.99
23
123.10 -6.47
1 -6.47 -13.45
2
-6.73
PROMEDIO
-6.73
-6.73
Reactividad vs TEN en calentamiento
N28 inicio de ciclo 03-08-06
135.00
Reactividad (pcm)
130.00
3
2
y = 0.0431x - 2.6426x + 60.071x - 381.64
2
R =1
125.00
120.00
115.00
110.00
4 Discusión
105.00
100.00
19.50
20.00
20.50
21.00
21.50
22.00
22.50
23.00
23.50
Se puede observar que para el núcleo 28 el
coeficiente de realimentación de reactividad
por temperatura es aproximadamente -6.5
pcm/°C, se tomaron valores tanto en el
calentamiento como en el enfriamiento del
agua del núcleo del reactor. Se observa que el
promedio supera los -6 pcm/°C, tal como se
muestra en la tabla adjunta.
24.00
T (°C)
Figura 11. Grafica ajustada de Reactividad vs.
Temperatura para etapa de calentamiento.
3.2 Determinación de Coeficiente
Temperatura etapa de calentamiento
de
A PARTIR DE DATOS DE SAD Y CON AJUSTES DE CURVAS
DATOS AJUSTADOS
primer caso
segundo caso
T (°C)
r (pcm)
DR DT
pcm/°C DR
DT pcm/°C
20
107.54
21
113.61 -6.07
1 -6.07
22
119.83 -6.22
1 -6.22 -12.29
2
-6.15
23
126.46 -6.62
1 -6.62 -12.84
2
-6.42
PROMEDIO
-6.31
-6.28
De la relación de las Figuras 5 y 10 para la
etapa de enfriamiento leve, se obtiene la
siguiente grafica Reactividad positiva vs.
Temperatura de entrada de agua al núcleo a
partir de datos observados y siguiendo la
relación
R(t)=T(t).
(Reactividad
vs.
Temperatura).
Reactividad vs TEN en enfriamiento
N28 inicio de ciclo 03-08-06
3
5
Conclusiones
El valor obtenido del coeficiente de
realimentación
de
reactividad
por
temperatura al inicio del ciclo del núcleo 28,
es aceptable si lo comparamos con valores
obtenidos en núcleos anteriores. Queda
ampliamente demostrado que este coeficiente
es negativo, dada la respuesta en reactividad
en los casos de calentamiento y enfriamiento,
tal como lo requiere las normas de seguridad
del reactor RP-10. El valor adoptado para el
coeficiente de reactividad por temperatura es
de -6.5±0.25 pcm/°C.
3.3 Etapa de Enfriamiento
130.00
CALENTAMIENTO ENFRIAMIENTO PROMEDIO TOTAL
6.73±0.26
6.31±0.31
6.73±0.0001
6.28±0.14
PROMEDIO
PROMEDIO
6.73±0.26
6.30±0.23
6.51±0.25
2
y = 0.1328x - 9.0264x + 210.93x - 1569.1
2
R = 0.9999
6
Reactividad (pcm)
125.00
120.00
[1] Bruna R. Medición del coeficiente de
reactividad
por
temperatura
del
moderador núcleo 24 del reactor RP-10.
DRE-CAS-ME-058-1; octubre 2002.
[2] Bruna R. Calibración de la barra de
control fino núcleo 25 del reactor RP-10.
Julio 2003.
[3] Nieto M. Procedimiento para la medición
del coeficiente de temperatura del núcleo
24 del reactor RP-10. septiembre 2002.
[4] Lázaro G, Woodruff WL, Deen J.
Technical study for LEU RP-10 and RP-0
Peruvian Reactors. ANL. december1995.
115.00
110.00
105.00
20.50
21.00
21.50
22.00
22.50
23.00
23.50
Referencias
24.00
T (°C)
Figura 12. Grafica ajustada de Reactividad vs.
Temperatura para etapa de enfriamiento.
3.4
Determinación de Coeficiente de
Temperatura en enfriamiento
161