ES2123211T5 - Sistema de proteccion contra sobrepotencias en regimen transitorio. - Google Patents
Sistema de proteccion contra sobrepotencias en regimen transitorio. Download PDFInfo
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Abstract
UN SISTEMA DE PROTECCION MEJORADO PARA PROTEGER CONTRA UNA SOBRECARGA TRANSITORIA EN UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA HIRVIENTE QUE AUTOMATICAMENTE AJUSTA LOS PUNTOS DE CONTROL DE DISPARO DE PROTECCION CONTRA LAS SOBRECARGAS EN UN REACTOR DE MODO QUE QUEDE UN MARGEN CONTROLADO POR ENCIMA DEL NIVEL DE ENERGIA OPERATIVA, DE MODO QUE SE CONSIGA UNA MAYOR PROTECCION DEL COMBUSTIBLE Y DEL REACTOR A TODOS LOS NIVELES DE ENERGIA.
Description
Sistema de protección contra sobrepotencias en
régimen transitorio.
Esta invención en general se refiere a un
sistema de protección mejorado para el combustible y para el
reactor, por ejemplo en las plantas de energía nuclear con
reactores de agua en ebullición (BWR).
Un reactor de agua en ebullición convencional
(BWR) incluye una vasija de presión que contiene un núcleo de
combustible nuclear que se encuentra sumergido en un refrigerante en
circulación, por ejemplo agua, que elimina el calor del combustible
nuclear. El agua entra en ebullición para generar vapor y accionar
un generador de turbina de vapor para la generación de energía
eléctrica. Unos circuitos respectivos de tuberías transportan el
agua calentada o el vapor a los generadores o turbinas de vapor y
transportan el agua de recirculación o agua de realimentación a la
vasija.
El BWR incluye varios sistemas convencionales de
control por bucle cerrado que controlan las distintas operaciones
individuales del BWR en respuesta a las demandas. Por ejemplo, se
utiliza un sistema convencional de control del flujo de
recirculación (RFCS) para controlar el flujo del núcleo, lo cual a
su vez determina la potencia de salida del núcleo del reactor. Un
sistema de control por medio de barras de control controla la
posición de las barras de control y de esta manera controla la
densidad de las barras en el interior del núcleo para determinar la
reactividad en su interior. Un control de la turbina controla el
flujo de vapor desde el BWR a la turbina en base a las demandas de
carga y a la regulación de la presión.
El funcionamiento de todos estos sistemas, así
como de otros sistemas convencionales, está controlado por medio de
la utilización de distintos parámetros de supervisión del BWR.
Parámetros de supervisión ejemplo incluyen el flujo y el caudal del
núcleo efectuado por medio del RFCS, la presión de la cúpula de la
vasija del reactor (que es la presión del vapor descargado desde la
vasija de presión a la turbina), el flujo de neutrones o la
potencia del núcleo, la temperatura y el flujo del agua de
realimentación, el flujo de vapor proporcionado a la turbina y los
distintos indicadores de estado de los sistemas BWR. Muchos
parámetros de supervisión se miden directamente por medio de
sensores convencionales, mientras que otros, tales como la potencia
térmica del núcleo, se calculan de manera convencional usando los
parámetros medidos. Estos parámetros de supervisión del estado se
proporcionan como señales de salida de los respectivos sistemas.
Los reactores nucleares se especifican de manera
conservadora para minimizar cualquier riesgo que puedan producir
los materiales peligrosos implicados en su utilización. Los
materiales que se utilizan en BWR deben soportar distintas
condiciones de carga, ambientales y de radiación. Por ejemplo, las
presiones y temperaturas de funcionamiento de la vasija a presión
del reactor son de aproximadamente 7 MPa y 288ºC para un BWR. Por lo
tanto, las paredes de la vasija de reactor son de varios
centímetros (pulgadas) de espesor y en los componentes del reactor
se utilizan unos materiales muy resistentes. No obstante, se
requieren unas contingencias de fallo debido a que los componentes
están sujetos a los esfuerzos de funcionamiento durante décadas.
Estas contingencias originan no solamente muchos niveles de
sistemas de prevención, sino también unos procedimientos para
rectificar los problemas que se presenten.
Los sistemas convencionales de control de los
reactores tienen unos controles automáticos y manuales para
mantener las condiciones seguras de funcionamiento cuando varía la
demanda. Los distintos sistemas de control controlan el
funcionamiento del reactor como respuesta a unas señales dadas de
demanda. Se utilizan unos programas de ordenador para analizar las
características térmicas e hidráulicas del núcleo del reactor para
su control. El análisis se basa en los datos nucleares
seleccionados a partir de los sucesos analíticos y empíricos
transitorios y accidentales, así como en los principios físicos y
termohidráulicos del reactor. En el caso de un suceso transitorio
anormal, normalmente el operador del reactor puede diagnosticar la
situación y tomar una acción correctiva basada en su entrenamiento,
experiencia y juicio aplicables. Que la acción manual reparadora sea
suficiente dependerá del suceso y del conocimiento y del
entrenamiento del operador. Si el suceso es significativo (es
decir, amenaza a cualquiera de los límites de seguridad del
reactor), puede que se requiera el que se produzca un disparo del
reactor (también denominado desconexión del reactor, parada o
inserción de todas las barras de control). Algunos sucesos
transitorios pueden ocurrir muy rápidamente, es decir, más
rápidamente que la capacidad de reacción del operador humano. En un
suceso de este tipo, se efectuará automáticamente un disparo del
reactor. Los análisis de seguridad generalmente muestran que no es
necesaria ninguna acción del operador en un periodo de tiempo de 10
minutos en un suceso postulado.
Un sistema convencional de protección de un
reactor nuclear comprende una alarma eléctrica multicanal y un
sistema de actuación que supervisa el funcionamiento del reactor y
que cuando detecta un suceso anormal inicia una acción para impedir
que se produzca una condición insegura o potencialmente insegura. El
sistema convencional de protección proporciona tres funciones: (1)
un disparo del reactor que desconecta el reactor cuando se exceden
ciertos límites de parámetros supervisados; (2) un sistema de
aislamiento nuclear que aísla la vasija del reactor y todas las
conexiones que penetran en la barrera de contención; y (3) una
actuación de las características de seguridad de ingeniería que
actúa sobre los sistemas convencionales de emergencia tales como los
sistemas de refrigeración y los sistemas de eliminación del calor
residual.
Los esquemas de protección de la potencia del
núcleo típicamente se utilizan en los BWR cuando el reactor está
funcionando en el rango normal de potencia (es decir, por encima del
calentamiento y del arranque de la unidad). El disparo del reactor
es iniciado por ciertos sucesos transitorios que podrían causar un
incremento de la potencia por encima del nivel máximo de
funcionamiento seguro. En general, un exceso de potencia igual a
aproximadamente el 120 por ciento de la potencia nominal puede ser
tolerado sin causar daños a las barras de combustible. Si la
potencia térmica excede de este valor límite (el nivel máximo de
funcionamiento seguro) o si se presentasen otras condiciones
anormales que pusiesen en peligro al sistema, el sistema de
protección del reactor producirá el disparo del reactor.
Un requisito esencial del sistema de protección
de un reactor nuclear es que no debe fallar cuando se necesite. Por
lo tanto, a no ser que el operador identifique rápida y
adecuadamente las causas de un suceso transitorio anormal en el
funcionamiento del reactor y ejecute de manera rápida las acciones
reparadoras o de mitigación, los sistemas convencionales de
protección de los reactores nucleares producirán de manera
automática un disparo del reactor. No obstante, también es esencial
que el disparo del reactor se evite cuando no sea deseable o
necesario, es decir, cuando exista un error en la instrumentación o
cuando el fallo sea lo suficientemente pequeño para que el disparo
del reactor sea innecesario.
De manera convencional se utilizan tres
procedimientos primarios relacionados con la potencia para asegurar
que se mantiene una protección aceptable del combustible y del
reactor. Cada procedimiento utiliza un flujo de neutrones
supervisado para detectar cuando se produce un incremento en la
potencia, pero cada uno de ellos utiliza un procedimiento diferente
para iniciar el disparo del reactor.
El primer procedimiento de protección conocido
produce el disparo o la desconexión del reactor si el flujo de
neutrones supervisado sobrepasa a un punto de consigna
preseleccionado y fijo. Este nivel máximo de funcionamiento
normalmente es aproximadamente el 120% de la potencia nominal.
El segundo procedimiento de protección produce
el disparo del reactor si el flujo de neutrones supervisado excede
de un punto de consigna preseleccionado pero referido al flujo. En
este procedimiento, el punto de consigna es igual al del
procedimiento primero cuando el flujo del núcleo del reactor es
alto. No obstante, cuando el flujo del núcleo del reactor se
reduce, el punto de consigna también se reduce.
El tercer procedimiento de protección incluye a
un filtrado electrónico de la señal del flujo de neutrones para
producir una señal que se ha denominado potencia térmica simulada
(STP). La práctica normal es utilizar un único filtro constante de
tiempo que se aproxime a la respuesta térmica de las barras de
combustible del reactor. El disparo del reactor se inicia cuando la
señal STP excede del punto de consigna referido al flujo del
segundo procedimiento. El tercer procedimiento normalmente se
utiliza en combinación con el primer procedimiento.
En los tres procedimientos conocidos, el punto
de consigna de disparo del reactor está situado por encima del
rango normal de funcionamiento para evitar los disparos no deseados
durante el funcionamiento en la parte superior del rango. Si se
requiere una mayor protección debido a las condiciones de potencia
parcial y de flujo del núcleo, los puntos de consigna se ajustan
manualmente. Estos ajustes manuales son un grave inconveniente para
los operadores del reactor. No obstante, si no se ajustan los puntos
de consigna se requieren unos límites de funcionamiento del núcleo
complejos y restrictivos para asegurar la protección aceptable en
todas las condiciones de funcionamiento de potencia y de
flujo.
Además, se han postulado unos nuevos sucesos
transitorios lentos en el rango de potencia parcial y de flujo que
ponen en peligro la efectividad de los tres procedimientos
convencionales de protección. Estos sucesos transitorios lentos han
sido postulados para evitar los actuales puntos de consigna de
protección de potencia alta. Puesto que los sucesos postulados son
lentos, los operadores del reactor pueden responder manualmente con
unas acciones apropiadas de mitigación.
El Documento
US-A-3.979.255 muestra a un
procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear usando
un punto de consigna variable durante el arranque y la parada. El
ajuste del punto de consigna variable para la presión de
funcionamiento se muestra en la Figura 1. Durante el arranque, el
punto de consigna se incrementa de manera automática para mantener
un margen seleccionado entre el punto de consigna de la presión y la
presión real de funcionamiento. Durante el enfriamiento, el punto
de consigna se ajusta en pasos cuando se obtiene una autorización
independiente para cada uno de los pasos de ajuste.
El Documento
US-A-5.309.485 muestra a un sistema
automatizado para la supervisión del funcionamiento de un reactor
de agua en ebullición. El sistema comprende a una pluralidad de
monitores que proporcionan unas señales de los parámetros
respectivos para supervisar el funcionamiento del reactor y un
ordenador que tiene una base de datos que incluye la magnitud y la
velocidad de cambio predeterminadas de los puntos de consigna para
diferenciar entre el comportamiento normal y anormal de los
parámetros supervisados. El ordenador determina la causa de
cualquier comportamiento anormal de los parámetros supervisados
usando inteligencia artificial.
La presente invención es un sistema de
protección que ajusta de manera automática los puntos de consigna de
disparo de protección de sobrepotencia para que se encuentren en un
margen controlado situado por encima del nivel de potencia de
funcionamiento del BWR para mejorar la mitigación de los sucesos
transitorios potenciales. Una protección mejorada se conseguirá
cuando se produzcan unos incrementos no planificados en los
parámetros de funcionamiento supervisados. La invención proporciona
una protección mejorada para los sucesos transitorios normales y
una protección automática cuando sea necesaria para los sucesos
lentos recientemente postulados. De manera más específica, la
invención proporciona una protección mejorada del reactor cuando el
reactor se encuentra funcionando por debajo del nivel máximo de
funcionamiento.
Cuando reactor está funcionando al 100% de
potencia o a lo largo de la línea de funcionamiento máximo, los
puntos de consigna proporcionados por la invención serán
automáticamente ajustados para que sean esencialmente los mismos
que en los sistemas convencionales de protección. No obstante, si el
reactor está funcionando bajo una condición de potencia parcial, la
invención proporciona unos puntos de consigna que se encuentran más
cercanos al punto de funcionamiento parcial para proporcionar la
parada del sistema al producirse un cambio no planeado en las
condiciones del reactor. En las operaciones del reactor, el término
"transitorio" en general describe cualquier desviación
significativa de los valores normales de cualquiera de uno o más
parámetros importantes del funcionamiento (por ejemplo, un
incremento no esperado de la potencia, que no puede subir por
encima de la línea de funcionamiento máximo, pero que aún podría ser
dañina para el reactor). Si el transitorio es un transitorio
pequeño, que se encuentra dentro de los límites previsibles de
funcionamiento del sistema, la invención ajusta los controles (es
decir, los puntos de consigna) de manera automática para compensar
la desviación. No obstante, si el transitorio es grande y no
planeado, los puntos de consigna se dispararán. Cuando se disparan
los puntos de consigna, se activa el sistema de protección del
reactor. A continuación, el sistema de protección del reactor
desconecta el reactor, impide que se produzca cualquier daño al
núcleo y mantiene al reactor en un estado seguro. Si el transitorio
es un transitorio que no puede ser corregido de inmediato por medio
del sistema de control, el reactor se desconecta automáticamente por
medio del sistema de protección. Si el sistema de protección indica
que se puede desarrollar un estado no seguro, suena una alarma para
alertar al operador del reactor, quien entonces podrá tomar una
acción correctiva o efectuar un disparo manual para desconectar al
reactor.
De acuerdo con una realización, se proporciona
un sistema de protección de alta potencia para las plantas de
energía nuclear con BWR, en el que se ajustan las alarmas y los
puntos de consigna de disparo para seguir o rastrear el estado de
potencia de funcionamiento. Los puntos de consigna del sistema de
seguridad (en los cuales se inicia la acción de mitigación de los
transitorios) se ajustan de manera que se encuentren mucho más
cercanos al punto de funcionamiento de potencia parcial que en los
diseños convencionales de protección. El punto de consigna más
cercano al punto de funcionamiento de potencia parcial es un punto
de consigna de alarma, que cuando se dispara, en primer lugar
advierte al operador de un transitorio menor no esperado. Esta
alarma (y potencialmente una segunda alarma que se encuentra
ajustada ligeramente más alta) también se puede usar para iniciar
de manera automática las acciones correctivas que puedan evitar el
disparo completo de reactor. Por encima de los puntos de consigna
de alarma existe un punto de consigna de parada, que cuando se
dispara, desconecta el reactor como respuesta a un transitorio
severo.
En las reivindicaciones 1 y 7 se reivindican un
sistema y un procedimiento de protección de acuerdo con la
invención.
A continuación se describirá una realización de
la presente invención, solamente a modo de ejemplo, haciendo
referencia a los dibujos que se acompañan, en los cuales:
La Figura 1 es un mapa de funcionamiento de la
potencia respecto del flujo de un BWR, que muestra los
procedimientos convencionales de protección de alta potencia.
La Figura 2 es un mapa de funcionamiento de la
potencia respecto del flujo de un BWR, que muestra el procedimiento
de protección de seguimiento de potencia de acuerdo con la presente
invención.
La Figura 3 es un mapa de funcionamiento de la
potencia respecto del flujo de un BWR, que muestra un ejemplo del
procedimiento de protección de seguimiento de potencia referido al
flujo de acuerdo con la presente invención, con puntos de consigna
de seguimiento suplementados por una señal de flujo en
recirculación.
La Figura 4 es un diagrama de bloques que
muestra las señales típicas y la lógica del procedimiento de
protección de seguimiento de potencia de acuerdo con la técnica
anterior, modificada por la presente invención.
La Figura 5A es un gráfico que muestra la
respuesta en el tiempo de los parámetros clave del reactor respecto
de un transitorio de temperatura del reactor (subenfriamiento).
La Figura 5B es un gráfico que muestra a los
puntos de consigna determinados como respuesta al transitorio de
temperatura del reactor (subenfriamiento) que se muestra en la
Figura 5 para la potencia al 70% y el flujo máximo del núcleo, de
acuerdo con la invención básica.
La Figura 6A es un gráfico que muestra la
respuesta en el tiempo de los parámetros clave del reactor respecto
de un transitorio de temperatura del reactor (transitorio de
subenfriamiento con el reactor funcionando en el modo de control de
flujo automático).
La Figura 6B es un gráfico que muestra a los
puntos de consigna determinados como respuesta al transitorio de
temperatura del reactor (subenfriamiento) que se muestra en la
Figura 6A, empezando con una potencia del 100% y flujo al 108%, de
acuerdo con la opción de la lógica referida al flujo de la
invención.
La Figura 6C es un mapa de funcionamiento de la
potencia respecto del flujo, que muestra la respuesta a los
transitorios de temperatura del reactor (subenfriamiento) que se
muestran en la Figura 6A de acuerdo con la invención.
La Figura 7A es un gráfico que muestra la
respuesta en el tiempo de los parámetros claves del reactor al flujo
del núcleo y los transitorios de potencia del reactor.
La Figura 7B es un gráfico que muestra los
puntos de consigna determinados como respuesta al flujo del núcleo
del reactor y a los transitorios de potencia que se muestran en la
Figura 7A para el 50% de potencia, 45% de flujo, de acuerdo con la
opción lógica básica o referida al flujo de la invención.
La Figura 7C es un mapa de funcionamiento de la
potencia respecto del flujo, que muestra la respuesta a los
transitorios de flujo del núcleo y de potencia del reactor mostrados
en la Figura 7A de acuerdo con la invención.
La Figura 1 es un mapa típico de funcionamiento
de la potencia respecto del flujo del BWR, que muestra un sistema
convencional de protección que tiene un punto de consigna de alarma
situado a una distancia A por encima del punto de funcionamiento 1
y un punto de consigna de parada situado a una distancia B por
encima del punto de funcionamiento 1, estando situados ambos puntos
de consigna por encima de la línea del funcionamiento máximo.
Después del arranque, el rango permisible de funcionamiento para un
BWR está situado por encima de la región de cavitación, por debajo
de la línea de funcionamiento máximo y está limitado por la línea de
flujo normal mínimo y por la línea de flujo normal máximo. En los
sistemas convencionales de protección, cuando el BWR está
funcionando dentro de la zona de funcionamiento, un transitorio no
planeado que no incremente el nivel de potencia por encima de la
línea de funcionamiento máximo no será detectado por los puntos de
consigna y no se producirá el disparo del reactor. La invención
soluciona este problema proporcionando unos puntos de consigna del
sistema de seguridad (en los cuales se inicia la acción de
mitigación de los transitorios) que son ajustados de manera que se
encuentren mucho más cercanos al nivel de potencia de funcionamiento
(por ejemplo, el punto 1) que en los diseños convencionales de
protección. Este principio se puede aplicar cuando sea necesario en
el rango completo de funcionamiento normal de potencia respecto al
flujo que se muestra en la Figura 1.
La Figura 2 es un ejemplo de un mapa de
funcionamiento de potencia respecto del flujo de un BWR, que muestra
la protección mejorada proporcionada por una realización de la
invención. Si el reactor se encuentra funcionando al 100% de
potencia o a lo largo de la línea de funcionamiento máximo, los
puntos de consigna proporcionados por la invención serán
automáticamente ajustados a esencialmente la misma posición que en
los sistemas convencionales de protección (una distancia que sea A
o B por encima del punto de funcionamiento 1 en la Figura 1). No
obstante, si el reactor se encuentra funcionando en un estado de
potencia parcial (tal como el punto 1 en la Figura 2), la invención
proporciona los puntos de consigna de alarma y de parada que se
encuentren más cercanos a ese punto. En la Figura 2, A1 y A2
representan los márgenes ajustados entre el punto de funcionamiento
y dos puntos de consigna de alarma y B representa el margen
ajustado entre el punto de funcionamiento y un punto de consigna de
parada.
La lógica de seguimiento de acuerdo con esta
realización controla el ajuste de los puntos de consigna de alarma
y de parada de manera que los mismos se ajusten en la cantidad
necesaria deseada (A1, A2 y B) por encima de cualquier condición de
funcionamiento dentro del rango de funcionamiento del BWR. Las
señales típicas y las funciones incluidas en la invención se
muestran en la Figura 4. Las nuevas partes de lógica añadidas por la
invención están separadas de los elementos convencionales de diseño
por medio de la línea de trazos 10. Este diagrama simplificado
trata de ilustrar los principios esenciales de la invención. No
muestra la redundancia necesaria para las funciones de protección
del reactor y no debe ser considerado como la única manera con la
cual se puede implementar la lógica funcional de la invención.
Haciendo referencia a la Figura 4, la lógica 12
del punto de consigna de parada de seguimiento de la invención y la
lógica 14 del punto de consigna de alarma de seguimiento (para mayor
sencillez solamente se muestra una función de alarma) mantienen el
margen deseado de disparo durante los incrementos planeados de
potencia mediante el incremento de manera automática de los puntos
de consigna de parada y de alarma. Estos puntos de consigna son
utilizados respectivamente por la unidad de disparo de parada 16 y
por la unidad de disparo de alarma 18 para supervisar la salida de
la señal STP proveniente del filtro 20. La parada del reactor puede
ser iniciada por medio de la salida de una señal de parada, ya sea
desde la unidad de disparo de parada 16 o desde la unidad de
disparo de alta potencia 22.
Los cambios planeados de potencia están
identificados por una señal permisiva de entrada que puede ser
generada manualmente por el operador del reactor o que puede estar
asociada con los procedimientos normales de incremento de potencia
(por ejemplo, por medio de la retirada de las barras de control o
por medio del aumento de los puntos de consigna del flujo de
recirculación). No obstante, cuando se produce un incremento no
planeado de la potencia, la lógica de seguimiento no incrementará
los puntos de consigna excepto de manera controlada, con lo cual se
proporciona una protección mejorada. El ajuste de los puntos de
consigna también seguirá de manera automática a cualquier maniobra
del reactor que reduzca de manera significativa el nivel de
potencia. De esta manera, los puntos de consigna de protección se
reestablecen cerca del punto nuevo de funcionamiento final. Los
valores superior e inferior de los puntos de consigna también pueden
estar limitados para que limiten el funcionamiento de la
realización hasta un rango deseado de funcionamiento.
La lógica de seguimiento de la realización puede
usar una o más alarmas (A1, A2) en conjunto con la señal de parada
STP (B) (que se muestra en la Figura 2). El uso de las señales de
alarma para efectuar las funciones de activación y evitar el
disparo completo del reactor (o parada) es otro atributo importante
de la invención. Además de alertar al operador, se pueden iniciar
varias acciones en los puntos de consigna de alarma (A1, A2) para
parar el incremento de potencia sin imponer las penalidades de
funcionamiento asociadas con la desconexión total del reactor
originadas por una parada. Tales acciones incluyen, pero no se
encuentran limitadas, a bloquear la retirada de las barras de
control, a reducir el flujo de recirculación del reactor y a
insertar unas barras de control seleccionadas.
Una característica adicional de esta realización
es la opción de incluir un ajuste suplementario de los puntos de
consigna de disparo de potencia en base a las señales de otros
parámetros del reactor. Por ejemplo, los puntos de consigna pueden
ajustarse dependiendo de la presión del reactor, del flujo de
recirculación del reactor o de la temperatura del agua de
alimentación. El sistema de protección del reactor de acuerdo con
la invención también incluye la capacidad de usar ya sea la señal
STP filtrada y/o la señal directa de flujo de neutrones (es decir,
la "señal de supervisión del rango de potencia" en la Figura 4)
como entrada a la lógica de punto de consigna de seguimiento de
parada 12. Los puntos de consigna usados con una señal directa de
flujo de neutrones puede establecerse más altos que aquellos que se
usan con el procedimiento de filtro STP 20 para evitar la actuación
inadvertida.
La Figura 3 muestra a un ejemplo de una
aplicación de la invención en la cual los puntos de consigna de
seguimiento se encuentran suplementados por una señal de flujo de
recirculación. Si el reactor se encuentra funcionando a potencia
completa o a lo largo de la línea de funcionamiento máximo, será
similar en muchos aspectos al ejemplo que se muestra en la Figura
2, estando ajustados los puntos de consigna máximos esperados para
que sean esencialmente iguales a los puntos de consigna de los
sistemas convencionales de protección. Los puntos de consigna
también se ajustan para que sean los márgenes deseados que se
encuentran situados por encima de cualquier punto de funcionamiento
a potencia parcial (por ejemplo, el punto de funcionamiento 1 en la
Figura 3). El aspecto único de esta aplicación es que los puntos de
consigna de parada y de alarma también se varían de manera
automática con los cambios en el flujo de recirculación del reactor
(los puntos de consigna tienen una pendiente referida al flujo
situada por encima del punto 1 en la Figura 3). Un ejemplo del uso
alternativo de una señal directa del flujo de neutrones en conjunto
con la lógica de punto de consigna de seguimiento también se
muestra en la Figura 3 (situado por encima de los puntos de consigna
STP en C).
La cantidad de la variación con el flujo
(pendiente de las líneas de puntos de consigna por encima del punto
1 en la Figura 3) se puede elegir para optimizar el rendimiento de
la invención durante las maniobras de flujo y potencia del reactor.
La variación de los puntos de consigna con los parámetros
suplementarios del reactor (por ejemplo, el flujo de recirculación
en este ejemplo) también puede estar limitada en magnitud y/o
dirección de cambio para optimizar la efectividad de la aplicación
de la invención.
Si se utiliza la opción referida al flujo, de la
manera que se muestra en la Figura 3, los puntos de consigna se
incrementarán también de manera automática si el incremento de
potencia es causado por un incremento no planeado del flujo de
recirculación del reactor. No obstante, el incremento del punto de
consigna será una cantidad controlada de acuerdo con la pendiente
de la variación del punto de consigna que depende del flujo.
Por lo tanto, la realización proporciona una
protección mejorada del reactor ajustando los puntos de consigna de
disparo de manera que permanezcan cercanos al punto de
funcionamiento en cualquier lugar en el rango de funcionamiento de
potencia respecto del flujo del reactor. Junto con esta protección
más cercana de disparo (parada) de seguridad, la invención
proporciona unas alarmas que se ajustan simultáneamente de manera
que se puedan iniciar las acciones automáticamente para evitar la
parada completa de la unidad durante los sucesos transitorios. Los
puntos de consigna seguirán de manera automática a las disminuciones
de potencia, pero los incrementos de los puntos de consigna están
restringidos de manera que se pueda proporcionar una protección
mejorada para todos los transitorios no planeados que incrementan la
potencia del reactor. La protección de seguimiento de la invención
responde de manera favorable a los transitorios simulados del
reactor, incluyendo a los sucesos lentos postulados. Más adelante
en el presente documento se presentan unos pocos ejemplos de
transitorios para demostrar el funcionamiento de las realizaciones
de la presente invención.
Un tipo de sucesos que se pueden producir en un
BWR es un cambio en la temperatura del flujo de refrigeración que
se está suministrando al núcleo del reactor. Una forma en la que
esto se puede producir es que una parte de los calentadores de agua
de alimentación no funcionen de manera adecuada. Las Figuras 5A y 5B
muestran la respuesta calculada del reactor y la lógica mejorada de
protección en el tiempo en este tipo de sucesos. La potencia
inicial es el 70% y se asume que el reactor está funcionando con el
máximo flujo normal del núcleo.
Este estado de funcionamiento es una cantidad
significativa por debajo del punto de consigna de parada
convencional (que se muestra en la Figura 5B). Las Figuras 5A y 5B
muestran que cuando el agua de recirculación alcanza al reactor, la
potencia se incrementa de manera gradual. En este caso, la señal
STP se incrementa casi hasta el punto de consigna de seguimiento de
parada proporcionado por la invención.
En la Figura 5B, los márgenes de los puntos de
consigna de seguimiento de alarma y parada se muestran a medida que
el suceso progresa. En este ejemplo, solamente se simuló una alarma
y no se iniciaron las acciones para evitar la interrupción cuando
se alcanzó la alarma (cerca de 60 segundos, bastante más tarde que
cuando se aproxima al punto de consigna de parada).
El transitorio simulado en las Figuras 5A y 5B
es igual al cambio máximo en la temperatura del agua de alimentación
que se permite actualmente (37,8ºC (100ºF)). Cualquier cambio mayor
en la temperatura no es previsible. Pero en el caso de que ocurra,
se alcanzaría el punto de consigna de parada proporcionado por la
invención. Por lo tanto, se asegura una protección aceptable del
combustible del reactor por medio del sistema de protección del
reactor de la presente invención. Como contraste, los sistemas
convencionales no proporcionarían tal protección si se produjese el
mismo suceso debido a que el punto de consigna convencional STP se
encontrase muy por encima del transitorio de potencia. Por lo
tanto, serían requeridas unas acciones manuales del operador en los
sistemas convencionales para proporcionar la protección.
El funcionamiento que se muestra este ejemplo se
aplica de manera primaria a la invención básica. No obstante,
también se aplica a la opción de lógica referida al flujo si el
flujo del núcleo del reactor permanece constante durante el suceso
(control manual del flujo). En el siguiente ejemplo se proporciona
la respuesta con un control automático de flujo con la opción
referida al flujo.
En este ejemplo se postula que ocurra un
transitorio no planeado de temperatura similar al que se ha descrito
en el Ejemplo 1, pero se asume que el reactor está funcionando a
potencia completa en el modo automático de control de flujo. El
propósito del control automático de flujo es mantener la potencia de
reactor en su punto de consigna inicial de nivel de potencia. En
este modo de control, el flujo de recirculación del reactor se
reduce de manera automática durante este suceso para contrarrestar
los efectos de potencia creciente del transitorio. Las Figuras 6A,
6B y 6C muestran una respuesta típica a este tipo de sucesos. Estas
Figuras muestran que cuando el cambio simulado de temperatura trata
de incrementar la potencia del reactor, los controles automáticos
hacen disminuir el flujo de recirculación del núcleo de manera que
la potencia permanezca esencialmente constante. Las Figuras 6A y 6B
muestran la respuesta de los parámetros claves del reactor respecto
al
tiempo.
tiempo.
Como en el Ejemplo 1, se ha simulado la magnitud
actualmente limitadora de los cambios de temperatura. El
transitorio se ajusta a un estado final de funcionamiento sin
necesidad de ninguna protección. No obstante, puesto que el nivel
controlado de potencia está soportado por un flujo de refrigerante
del núcleo menor, se acerca a un estado en el que puede producirse
una refrigeración insuficiente en el combustible del reactor. La
Figura 6C muestra cómo el punto de funcionamiento del reactor se
mueve con una potencia constante, pero con unas características
decrecientes del flujo del núcleo durante el suceso simulado.
La realización con la opción referida al flujo
reduce los puntos de consigna de seguimiento a medida que se reduce
el flujo de recirculación, de manera que en un extremo de este caso
el punto de consigna de parada se encuentre justo por encima del
punto final de funcionamiento. En este caso se ignoran las acciones
de alarma de seguimiento de alarma. Cualquier transitorio de
temperatura mayor iniciaría la nueva protección. También se muestra
el punto de consigna de parada existente referido al flujo. Sigue a
las características que se muestran en la Figura 2 y además está
más alejado de la condición de funcionamiento. Si el suceso se ha
simulado con una potencia inicial inferior (por ejemplo, el 70%,
como en el Ejemplo 1), la diferencia entre el punto de
funcionamiento y el punto de consigna convencional de parada sería
mayor, mientras que el punto de consigna proporcionado por la
invención permanecerá cercano al punto de funcionamiento.
Una maniobra común en el reactor que debe ser
acomodada sin que se produzca un disparo del reactor es el
incremento normal de potencia usando el sistema de control de flujo
del núcleo del reactor. Las Figuras 7A, 7B y 7C muestran como la
realización se puede acomodar a este tipo de maniobras.
En esta situación, los operadores habrán
planificado y estarán preparados para el incremento de potencia y
la lógica permisible de la realización se activa al comienzo del
incremento. La respuesta del reactor y de la lógica de seguimiento
de la invención se muestran en las Figuras 7A y 7B. El flujo del
núcleo y la potencia se incrementan gradualmente en esta maniobra
en forma de rampa. Los puntos de consigna de seguimiento de la
invención se incrementan con la potencia del reactor.
Se mantiene el margen como sea requerido, entre
la señal STP y los puntos de consigna de alarma y de parada. Las
Figuras 7A y 7B muestran las respuestas de los parámetros claves del
reactor en el tiempo. La Figura 7C muestra la acción de seguimiento
de la lógica de puntos de consigna de acuerdo con la invención. Los
márgenes para evitar el disparo de las alarmas (en este ejemplo,
dos) y la parada se muestran en la parte inferior de la Figura 7B
de manera que permanezcan casi iguales a los márgenes iniciales
durante toda la maniobra.
Las realizaciones preferentes se ha mostrado
solamente con propósitos de ilustración. Las variaciones y las
modificaciones de estas realizaciones serán fácilmente aparentes a
los ingenieros que sean por lo común expertos en la técnica de los
sistemas de protección de los reactores de agua en ebullición. Se
pretende que todas estas variaciones y modificaciones se encuentran
incluidas en las Reivindicaciones
adjuntas.
adjuntas.
Claims (6)
1. Un sistema de protección para la protección
contra sobrepotencias en régimen transitorio en un reactor nuclear,
que comprende:
un medio (16, 18, 20) para supervisar el nivel
de potencia de funcionamiento del citado reactor;
un medio (12, 14) para ajustar de manera
automática un primer punto de consigna (primario) mientras el nivel
de potencia de funcionamiento se encuentra en un rango de
funcionamiento permisible para mantener al citado punto de consigna
en un primer margen seleccionado situado por encima del citado nivel
de potencia de funcionamiento supervisado durante un cambio
planeado en el citado nivel de potencia de funcionamiento y no
ajustar de manera automática el citado punto de consigna durante un
cambio no esperado en el citado nivel de potencia de funcionamiento;
y
unos medios (16, 22) para activar a los sistemas
que de manera automática interrumpen (paran) el reactor cuando el
nivel del citado nivel de potencia de funcionamiento observado se
eleva de manera inesperada por encima del citado punto de consigna
primero,
en el que el mencionado medio (12, 14) para el
ajuste automático del primer punto de consigna está dispuesto para
mantener el mencionado primer punto de consigna en el mencionado
primer margen seleccionado por encima del nivel de potencia
operativa supervisada tanto durante un incremento planeado como
durante una disminución planeada en el mencionado nivel de potencia
operativa.
2. El sistema de protección como se ha
definido en la Reivindicación 1, caracterizado porque el
citado primer punto de consigna activa de manera automática la
acción de un sistema alternativo de protección del reactor.
3. El sistema de protección como se ha
definido en la Reivindicación 1, caracterizado porque el
citado medio de supervisión comprende medios para formar una señal
filtrada que represente el nivel de potencia de funcionamiento del
citado reactor.
4. El sistema de protección como se ha
definido en la Reivindicación 1, que adicionalmente
comprende:
comprende:
un medio para ajustar de manera automática un
segundo punto de consigna para mantener el citado segundo punto de
consigna en un segundo margen seleccionado situado por encima del
nivel del citado nivel de potencia de funcionamiento supervisado
durante el citado cambio planeado en el citado nivel de potencia de
funcionamiento y para que no ajuste automáticamente el citado
segundo punto de consigna durante un cambio inesperado en el citado
nivel de potencia de funcionamiento;
un medio para activar una alarma que alerte a un
operador y automáticamente inicie la acción seleccionada para
contrarrestar una perturbación no planeada y evitar un disparo
completo del citado reactor cuando el citado nivel de potencia de
funcionamiento supervisado suba de manera inesperada por encima del
citado segundo punto de consigna.
5. El sistema de protección como se ha
definido en la Reivindicación 4, que adicionalmente se
caracteriza por:
un medio para supervisar el nivel del flujo de
recirculación del reactor; y
un medio para utilizar el citado nivel del flujo
de recirculación del reactor y ajustar adicionalmente uno de los
citados primer y segundo puntos de consigna.
6. El sistema de protección como se ha
definido en la reivindicación 4, que adicionalmente se
caracteriza por:
un medio para supervisar un parámetro del
reactor; y
un medio para utilizar el citado parámetro del
reactor y ajustar adicionalmente uno de los citados primer y
segundo puntos de consigna, en el que el citado parámetro del
reactor es seleccionado de entre el grupo que consiste en la
presión de la vasija del reactor, la temperatura del núcleo del
reactor, la temperatura del agua de alimentación del reactor, el
caudal de agua de alimentación del reactor y el caudal del vapor
del reactor.
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