ES2579080T3 - Procedimiento de verificación del rendimiento de núcleo mediante instrumentación intranuclear - Google Patents

Abstract

Un procedimiento de pruebas físicas subcríticas para confirmar que un núcleo (14) de un reactor nuclear operará como estaba previsto, en el que el núcleo (14) tiene una dimensión radial y axial y varios conjuntos (22) de combustible que comprenden varios elementos de combustible físil, teniendo al menos algunos de los conjuntos (22) de combustible manguitos guía (84) para la inserción de barras (28) de regulación que son amovibles hacia el interior y el exterior del núcleo en grupos, y al menos un manguito (68) para instrumentos en el cual se aloja instrumentación intranuclear para monitorizar el flujo neutrónico en el núcleo (14) en una ubicación radial en torno a la instrumentación intranuclear, y en varias zonas axiales sustancialmente a lo largo de un tramo activo de los elementos (66) de combustible físil, comprendiendo el procedimiento: predecir analíticamente una distribución de potencia en el núcleo (14); mantener inicialmente el núcleo (14) en una condición subcrítica de parada con Keff inferior a uno mediante la inserción de al menos algunas de las barras (28) de regulación en el núcleo (14) y/o una adición de un absorbente químico de neutrones al núcleo (14); retirar las barras (28) de regulación del núcleo (14) en una secuencia preestablecida para elevar el nivel de potencia del núcleo (14) dentro de un intervalo de potencia subcrítica en el que la etapa de retirada retira continuamente las barras (28) de regulación del núcleo (14); monitorizar el nivel de potencia en las ubicaciones axiales y radiales del núcleo monitorizadas por la instrumentación intranuclear usando detectores intranucleares fijos (86, 88, 90, 92, 94) de vanadio para obtener una distribución de potencia monitorizada de una o más salidas de la instrumentación intranuclear mientras se eleva el nivel de potencia dentro del intervalo de potencia subcrítica; y comparar la distribución de potencia prevista analíticamente con la distribución de potencia monitorizada y, si las distribuciones de potencia monitorizada y prevista se encuentran dentro de una desviación preseleccionada, continuar el arranque normal del reactor para llevar al reactor sin interrupción al nivel de potencia mientras que la potencia monitorizada permanezca dentro de las especificaciones.

Description

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DESCRIPCION

Procedimiento de verificacion del rendimiento de nucleo mediante instrumentacion intranuclear Antecedentes de la invencion

1. Campo de la invencion

La presente invencion versa en general sobre pruebas ffsicas subcffticas de un reactor de agua ligera y, mas en particular, sobre las pruebas ffsicas de un reactor de agua a presion en el arranque.

2. Descripcion de la tecnica relacionada

El lado primario de los sistemas de generacion de energfa mediante reactor nuclear que son enfriados con agua a presion y comprenden un circuito cerrado que esta aislado tiene una relacion de intercambio de calor con un lado secundario para la produccion de energfa util. El lado primario de la vasija del reactor incluye una estructura interna de nucleo que soporta varios conjuntos de combustible que contienen material ffsil, el circuito primario dentro de generadores de vapor de intercambio termico, el volumen interior de un deposito de compensacion de presion, bombas y tubeffas para la circulacion de agua a presion, y los tubos que conectan cada uno de los generadores y de las las bombas a la vasija del reactor independientemente. Cada una de las partes del lado primario comprende un generador de vapor, una bomba y un sistema de tubos que estan conectados a la vasija forma un bucle del lado primario.

A efectos de ilustracion, la Figura 1 muestra un sistema primario simplificado de reactor nuclear que incluye una vasija generalmente cilmdrica 10 de presion que tiene una cabeza 12 de cierre que rodea el nucleo 14 del reactor. Se bombea a la vasija 10 un refrigerante lfquido, tal como agua, mediante la bomba 16 a traves del nucleo 14, en el que la energfa termica es absorbida y descargada en un intercambiador 18 de calor, denominado normalmente generador de vapor, en el que el calor se transfiere a un circuito de utilizacion (no mostrado), tal como un generador de turbina accionado por vapor. El refrigerante del reactor es devuelto a la bomba 16 completando el bucle primario. Normalmente, varios de los bucles mencionados en lo que antecede estan conectados a una unica vasija 10 de reactor mediante tubeffas 20 de refrigerante de reactor.

En la Figura 2 se muestra con mas detalle un diseno ejemplar de reactor. Ademas del nucleo 14, que comprende varios conjuntos 22 de combustible verticales paralelos que tienen la misma extension, con el fin de esta descripcion, las otras estructuras internas de la vasija pueden ser divididas en internas inferiores 24 e internas superiores 26. En los disenos convencionales, los internos inferiores funcionan soportando, alineando y guiando los componentes y la instrumentacion del nucleo, asf como dirigiendo el flujo dentro de la vasija. Los internos superiores contienen o proporcionan una contencion secundaria para los conjuntos 22 de combustible (solo dos de los cuales se muestran en aras de la simplicidad de esta figura), y soportan y grnan la instrumentacion y los componentes, tales como las barras 28 de regulacion. En el reactor ejemplar mostrado en la Figura 2, el refrigerante entra en la vasija 10 del reactor a traves de una o mas toberas 30 de entrada, fluye descendentemente atravesando un anillo entre la vasija y el barrilete 32 del nucleo, gira 180° en un plenum inferior 34, asciende atravesando una placa inferior 37 de soporte y una placa inferior 36 del nucleo sobre las que se asienten los conjuntos 22 de combustible y atravesando los conjuntos y en torno a los mismos. Los conjuntos de combustible estan contenidos por los internos superiores, incluyendo una placa superior circular 40 del nucleo. El refrigerante que sale del nucleo 14 fluye por la cara inferior de la placa superior 40 del nucleo y asciende atravesando varias perforaciones 42. El refrigerante fluye entonces hacia arriba y radialmente hacia una o mas toberas 44 de salida.

Los internos superiores 26 pueden estar soportados en la vasija o en la tapa de la vasija e incluir un conjunto superior 46 de soporte. Se transmiten cargas entre el conjunto superior 46 de soporte y la placa superior 40 del nucleo, fundamentalmente por medio de varias columnas 48 de soporte. Una columna de soporte esta alineada encima de un conjunto seleccionado 22 de combustible y de perforaciones 42 en la placa superior 40 del nucleo.

Normalmente, las barras 28 de regulacion amovibles de forma rectilmea incluyen un eje 50 de accionamiento y una estructura 52 en arana de barras de veneno neutronico que son guiadas atravesando los internos superiores 26 formando conjuntos 22 de combustible alineados por medio de tubos grna 54 de barras de regulacion. Los tubos grna estan conectados entre el conjunto superior 46 de soporte y la placa superior 40 del nucleo.

La Figura 3 es una vista en alzado, representada de forma verticalmente acortada, de un conjunto de combustible que esta designado en general por el numero de referencia 22. El conjunto 22 de combustible es del tipo usado en un reactor de agua a presion y tiene un esqueleto estructural que, en su extremo inferior, incluye una tobera inferior 58. La tobera inferior 58 soporta el conjunto 22 de combustible sobre una placa 60 de soporte inferior del nucleo en la region del nucleo de un reactor nuclear (la placa 60 de soporte inferior del nucleo mostrada en la Figura 3 esta representada por el numero de referencia 36 en la Figura 2). Ademas de la tobera inferior 58, el esqueleto estructural del conjunto 22 de combustible tambien incluye una tobera superior 62 en su extremo superior y varios tubos o manguitos grna 84, que se extienden longitudinalmente entre las toberas superior e inferior 58 y 62 y en extremos opuestos estan unidos ffgidamente a las mismas.

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El conjunto 22 de combustible incluye, ademas, varias rejillas transversales 64 separadas axialmente a lo largo de los manguitos grna 84 (tambien denominados tubos grna), y montadas en los mismos, y un conjunto organizado de varillas alargadas 66 de combustible separadas transversalmente y soportadas por las rejillas 64. Aunque no puede verse en la Figura 3, las rejillas 64 estan formadas convencionalmente a partir de tiras ortogonales que estan intercaladas en un patron de huevera, definiendo la superficie adyacente de contacto de cuatro tiras celdas de soporte aproximadamente cuadradas a traves de las cuales las varillas 66 de combustible estan soportadas en una relacion mutua transversalmente separada. En muchos disenos convencionales se troquelan resortes y depresiones en las paredes opuestas de las tiras que forman las celdas de soporte. Los resortes y las depresiones se extienden radialmente al interior de las celdas de soporte y capturan las varillas de combustible entre los mismos, ejerciendo presion en el envainado de la varilla de combustible para mantener las varillas en su sitio. Ademas, el conjunto 22 tiene un tubo 68 de instrumentacion situado en el centro del mismo que se extiende entre las toberas superior e inferior 58 y 62 y esta montado en las mismas o las atraviesa. En la Figura 3 se ilustra lo primero.

Cada varilla 66 de combustible incluye una pluralidad de pastillas 70 de combustible nuclear y esta cerrada por sus extremos opuestos mediante tapones terminales superior e inferior 72 y 74. Las pastillas 70 son mantenidas en una pila por medio de un muelle 76 del plenum dispuesto entre el tapon terminal superior 72 y la parte superior de la pila de pastillas. Las pastillas 70 de combustible, compuestas de material flsil, son responsables de crear la potencia reactiva del reactor. El envainado que rodea a las pastillas funciona como barrera para impedir que los subproductos de la fision entren en el refrigerante y que contaminen ulteriormente el sistema del reactor.

Para controlar el proceso de fision, varias barras 78 de regulacion son redprocamente amovibles en los manguitos grna 84 situados en posiciones predeterminadas en el conjunto 22 de combustible. Espedficamente, un mecanismo 80 de control de agrupamientos de barras situado encima de la tobera superior 62 soporta las barras 78 de control. El mecanismo de control tiene un miembro terminal 82 roscado internamente con varios brazos o aletas 52 que se extienden radialmente. Cada brazo 52 esta interconectado con las barras 78 de regulacion, de modo que el mecanismo 80 de control es operable para mover las barras de regulacion verticalmente en los manguitos grna 84, para controlar con ello el proceso de fision en el conjunto 22 de combustible, bajo la potencia motriz de los ejes 50 de accionamiento de las barras de regulacion, que estan acopladas a los terminales 82 de las barras de regulacion, todo de una manera muy conocida.

En tal sistema de generacion de energfa mediante un reactor de agua a presion, se genera calor dentro del nucleo de la vasija a presion mediante una reaccion de fision en cadena que ocurre en la pluralidad de varillas de combustible soportadas dentro del nucleo. Segun se ha mencionado previamente, las varillas de combustible estan mantenidas en la relacion separada dentro de los conjuntos de combustible, y el espacio entre las varillas de combustible forma canales de refrigeracion por los que fluye agua borada. El hidrogeno dentro del agua refrigerante modera los neutrones emitidos a partir del uranio enriquecido dentro del combustible, aumentando el numero de reacciones nucleares y, asf, aumentando la eficiencia del proceso. Los manguitos grna de las barras de regulacion que estan entremezclados en los conjuntos de combustible en lugar de ubicaciones de varillas de combustible sirven para guiar a las barras de regulacion, que son operables para ser insertadas en el nucleo o retiradas del mismo. Cuando estan insertadas, las barras de regulacion absorben neutrones y, asf, reducen el numero de reacciones nucleares y la cantidad de calor generado dentro del nucleo.

El nivel de potencia de un reactor nuclear se divide generalmente en tres intervalos: el intervalo fuente o de arranque, el intervalo intermedio y el intervalo de potencia. El nivel de potencia del reactor es monitorizado continuamente para garantizar una operacion segura. Tal monitorizacion se realiza normalmente mediante detectores de neutrones puestos fuera y dentro del nucleo del reactor para medir el flujo neutronico del reactor. Dado que el flujo neutronico en el reactor en cualquier punto es proporcional a la tasa de fision, el flujo neutronico tambien es proporcional al nivel de potencia.

Se han usado camaras de fision e ionizacion para medir el flujo en los intervalos fuente, intermedio y de potencia de un reactor. Normalmente, las camaras de fision e ionizacion son capaces de operar en todos los niveles normales de potencia; sin embargo, generalmente no son lo bastante sensibles como para detectar el flujo neutronico de bajo nivel emitido en el intervalo fuente. Asf, normalmente se usan protectores separados de bajo nivel para el intervalo fuente para monitorizar el flujo neutronico cuando el nivel de potencia del reactor esta en el intervalo fuente.

Las reacciones de fision dentro del nucleo ocurren cuando neutrones libres con los debidos niveles de energfa chocan con los atomos del material fisionable contenido en las varillas de combustible. Las reacciones dan como resultado la liberacion de una gran cantidad de energfa termica que es extrafda del nucleo en el refrigerante del reactor y en la liberacion de neutrones libres adicionales que estan disponibles para producir mas reacciones de fision. Algunos de estos neutrones liberados escapan del nucleo o son absorbidos por absorbente de neutrones, por ejemplo barras de regulacion, y, por lo tanto, no causan reacciones tradicionales de fision. Controlando la cantidad de material absorbente de neutrones presente en el nucleo puede controlarse la tasa de fision. Siempre hay reacciones aleatorias de fision que ocurren en el material fisionable, pero cuando se apaga el nucleo, los neutrones liberados son absorbidos a una tasa tan elevada que no ocurre una serie sostenida de reacciones. Al reducir el material absorbente de neutrones hasta que el numero de neutrones en una generacion dada sea igual al numero de neutrones de la generacion anterior, el proceso se convierte en una reaccion en cadena autosostenida y se dice que

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el reactor es “cntico”. Cuando el reactor es cntico, el flujo neutronico es seis ordenes de magnitud o asf mas alto que cuando el reactor esta apagado. En algunos reactores, para acelerar el aumento del flujo neutronico en un nucleo apagado para lograr intervalos practicos de transicion, se implanta una fuente artificial de neutrones en el nucleo del reactor entre las varillas de combustible que contienen el material fisionable. Esta fuente artificial de neutrones crea un aumento localizado en el flujo neutronico para contribuir a llevar al reactor al nivel de potencia.

En ausencia de una fuente de neutrones, la proporcion entre el numero de neutrones libres en una generacion y los de la generacion anterior es denominada “factor de multiplicacion de neutrones” (Keff) y es usada como medida de la reactividad del reactor. En otras palabras, la medida de la criticidad para un nucleo de reactor es Keff, es decir, la proporcion entre la produccion de neutrones y la perdida total de neutrones atribuible tanto a la destruccion como a la perdida. Cuando Keff es mayor que uno, se producen mas neutrones de los que son destruidos. Asimismo, cuando Keff es menor que uno, se destruyen mas neutrones de los que se producen. Cuando Keff es menor que uno, se dice que el reactor es “subcntico”.

La norma publicada por el Instituto de Normalizacion Estadounidense (ANSI) y la Sociedad Nuclear Estadounidense (ANS), ANSI/ANS 19.6.1, “Reload Start-up Physics Test For Pressurized Water Reactors”, requiere que se confirmen ciertos parametros del nucleo antes de que el reactor pase a estado cntico. El proposito de confirmar estos parametros durante las pruebas ffsicas es llevar a cabo una verificacion del diseno del nucleo, es decir, demostrar que el nucleo construido se comporta de manera suficientemente parecida a como se preve que se comporte el nucleo disenado. Al proporcionar esa verificacion se validan los analisis de seguridad llevados a cabo en el nucleo para ese ciclo de combustible. Las caractensticas que tienen que confirmarse durante la condicion de potencia cero en caliente (menos del 5% de potencia termica nominal) son:

• distribucion de potencia,

• control de la reactividad,

• equilibrio de la reactividad,

• capacidad de parada (margen de parada).

En la actualidad, estas caractensticas son “medidas” cuantitativamente determinando la concentracion cntica de boro en la condicion de potencia cero en caliente con todas las barras retiradas (tambien denominada concentracion terminal de boro), el coeficiente de reactividad por temperatura del moderador, el coeficiente de temperatura isotermica y el valor total del grupo de barras de regulacion.

La base sobre la que descansan las pruebas ffsicas es observar una respuesta prevista del nucleo. Varios programas actuales de pruebas ffsicas, tales como el programa de medicion dinamica del valor de las barras o el programa de medicion del valor de las barras subcnticas, son capaces de confirmar con precision todos los parametros anteriormente enumerados. El programa de medicion dinamica del valor de las barras usa uno de cuatro detectores extranucleares del intervalo de potencia de una central nuclear (que es preciso que sea puesto fuera de servicio) para llevar a cabo las pruebas mientras el reactor esta en el intervalo de ensayo de potencia cero. Para llevar a cabo la medicion, se insertan en el nucleo y se retiran individualmente del mismo grupo de barras de regulacion en un movimiento continuo a la maxima velocidad de paso de las barras. Despues de que cada grupo es retirado del nucleo, es necesario permitir que el flujo se recupere hasta el nivel de arranque inicial. Durante el tiempo requerido para la recuperacion del flujo se lleva a cabo un tratamiento de datos para obtener el valor total de las barras y el valor integral de las barras en funcion de la posicion del grupo. Se introduce una excepcion de especificacion tecnica especial durante las pruebas ffsicas a baja potencia para permitir que las barras de regulacion se muevan fuera de secuencia y por debajo de su ffmite de insercion y tambien para un coeficiente de reactividad por temperatura del moderador que es mas negativo que el empleado durante las operaciones normales. El programa de medicion dinamica del valor de las barras es capaz de determinar la primera vision “tosca” de la distribucion de potencia en funcion de los valores individuales de grupos de barras de regulacion. Si se satisfacen todos los criterios de revision en los valores de grupos individuales medidos con el programa de medicion dinamica del valor de las barras, entonces no hace falta ningun mapa de flujo de baja potencia para confirmar ulteriormente el nucleo. Sin embargo, si un valor de un grupo individual difiere en mas del 15% o 100 pcm con respecto a aquel que se predijo, entonces se requiere un mapa de flujo de baja potencia para la investigacion de la anomaffa. Normalmente, este procedimiento lleva entre 8 y 12 horas de tiempo de ruta cntica de parada para una central de cuatro bucles.

El programa de medicion del valor de las barras subcnticas usa ambos detectores del intervalo fuente de una central nuclear sin requerir que sean puestos fuera de servicio. Las pruebas se llevan a cabo mientras el reactor es subcntico (Keff ^ 0,99) y requieren maniobras menos complicadas de las barras de regulacion que el programa de medicion dinamica del valor de las barras, lo que hace mas faciles las pruebas y que resulten mas familiares a la empresa explotadora del reactor. Las barras de regulacion son retiradas de la manera normal en la preparacion de las pruebas de medicion del tiempo de retirada de barras calientes. El programa de medicion del valor de las barras subcnticas especifica puntos de estado en los que se recogen los datos de la tasa de recuento del detector del intervalo fuente. La retirada de la barra es detenida brevemente en cada punto de estado para recoger los datos necesarios y el proceso continua hasta alcanzar una condicion con todas las barras retiradas. El programa de medicion del valor de las barras subcnticas calcula entonces el valor total de las barras de regulacion y la

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concentracion cntica de boro a partir de los datos del intervalo fuente recogidos en cada punto de estado. Tras la evaluacion de los resultados del valor total de las barras de regulacion y de las mediciones de concentracion cntica de boro, se lleva a cabo una medicion del coeficiente de temperature isotermica cambiando la temperature del sistema en aproximadamente 3,3°C y determinando el correspondiente cambio en la reactividad. Esta determinacion se realiza usando la relacion entre el cambio en reactividad y el cambio en la indicacion de los detector extranucleares medida durante las retiradas de barras.

El procedimiento de verificacion de la medicion del valor de las barras subcnticas usa la metodologfa de tasa de recuento inversa subcntica, que es descrita mas plenamente en la solicitud de patente estadounidense con n° de serie 12/332.577, presentada el 11 de diciembre de 2008, para predecir la distribucion de neutrones en el nucleo subcntico, lo que permite la linealizacion de la proporcion muy poco lineal de la tasa de recuento inversa para que los cambios de Keff puedan ser determinados a partir de mediciones espacialmente corregidas de senales de detectores del intervalo fuente. La tension de los detectores del intervalo fuente que fue monitorizada en cada punto de estado es convertida en conteos y Keff en cada punto de estado. El cambio total en reactividad durante las extracciones de barras determina el valor total de un grupo. A continuacion, la proporcion de la tasa de recuento inversa corregida espacialmente es extrapolada a cero para determinar la reactividad necesaria para pasar al estado cntico (o la concentracion terminal de boro). Este punto extrapolado proporciona una medicion precisa de una condicion cntica prevista que permite que la central extraiga barras para llevar a la central al estado cntico, en vez de hacer que la concentracion de boro se diluya en el refrigerante para alcanzar la criticidad sin una condicion cntica prevista conocida en funcion de la experiencia del nucleo en ese ciclo particular de combustible. El acuerdo entre la distribucion real y prevista de la distribucion de potencia del nucleo depende de la medicion de las desviaciones medias de la proporcion de la tasa de conteo inversa con respecto al valor previsto (MD) dividida por las diferencias medidas de la media cuadratica de la proporcion medida de la tasa de recuento inversa a partir de los valores previstos (RMS) durante la retirada de todos los grupos de control y de parada, o MD/RMS. Aunque este procedimiento ha resultado ser exacto durante sus muchas aplicaciones, sigue requiriendose un mapa de flujo con una potencia termica nominal del 30% para verificar ulteriormente la distribucion de potencia del nucleo. Este procedimiento normalmente requiere entre 3 y 5 horas de tiempo de ruta cntica de parada en una central de cuatro bucles. Se encuentra informacion adicional de la tecnica anterior en un documento de Framatome: “ZPPT Modifications for B&W Designed Reactors”, BAW-10242 (NP), agosto de 2003, y en los documentos de patentes US 2003/128793 A1, US 5.229.066 A, y US 6.310.929 B1.

En consecuencia, se desean un nuevo programa de pruebas ffsicas subcnticas que ahorre tiempo de ruta cntica de parada. Ademas, se desea un programa de pruebas ffsicas subcnticas que elimine completamente las pruebas ffsicas subcnticas requeridas del tiempo de ruta cntica de parada. Ademas, se desea un programa de pruebas ffsicas subcnticas que confirme que el nucleo operara segun se ha disenado por encima de la criticidad.

Sumario de la invencion

Esta invencion lograr los anteriores objetivos proporcionando un procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas, definido en la reivindicacion 1, que emplea mediciones tomadas de instrumentacion intranuclear alojada en manguitos para instrumentos dentro de los conjuntos de combustible del nucleo. La instrumentacion intranuclear situada en varias ubicaciones radiales dentro del nucleo monitoriza el flujo neutronico en el nucleo en varias zonas axiales, sustancialmente a lo largo de un tramo activo de los elementos de combustible ffsil. El procedimiento, en primer lugar, predice anaffticamente una distribucion de potencia para el nucleo. A continuacion, mientras el nucleo esta inicialmente en una condicion subcntica de parada con Keff < 0,99 mediante la insercion de al menos algunas de las barras de regulacion y/o una adicion de un absorbente qmmico de neutrones en el nucleo, el procedimiento retira las barras de regulacion del nucleo en una secuencia preestablecida para elevar el nivel de potencia del nucleo dentro de un intervalo de potencia subcntica. Mientras las barras de regulacion estan siendo retiradas, el procedimiento monitoriza el nivel de potencia en las ubicaciones axiales y radiales del nucleo monitorizadas por la instrumentacion intranuclear para obtener una distribucion de potencia monitorizada de una o mas salidas de la instrumentacion intranuclear. A continuacion, el procedimiento compara la distribucion de potencia prevista anaffticamente con la distribucion de potencia monitorizada. Si las distribuciones de potencia monitorizada y prevista se encuentran dentro de una desviacion preseleccionada, el procedimiento continua el arranque normal del reactor para llevar al reactor sin interrupcion al nivel de potencia mientras la potencia monitorizada permanezca dentro de las especificaciones.

Deseablemente, la etapa de monitorizacion proporciona una medicion integrada de la distribucion del flujo neutronico del conjunto de combustible a diversas temperaturas del reactor y diversas configuraciones de posiciones de las barras de regulacion cuando se retiran las barras de regulacion. En una realizacion, la medicion integrada de la distribucion del flujo neutronico del conjunto de combustible es obtenida integrando la salida de la instrumentacion intranuclear hasta que la incertidumbre fraccionaria en la salida relativa satisface un nivel de incertidumbre especificado. A continuacion, el procedimiento compara la distribucion de potencia monitorizada con la correspondiente distribucion prevista de senales que era parte de la distribucion de potencia prevista anaffticamente para identificar si hay alguna desviacion significativa entre las distribuciones de potencia monitorizada y prevista. En esta realizacion, el procedimiento incluye, preferentemente, la etapa de usar los niveles monitorizados de potencia axial y radial obtenidos a diferentes temperaturas y con posiciones de las barras diferentes para cuantificar cambios

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de reactividad que ocurren entre las diferentes temperaturas y con diferentes posiciones de las barras para que puedan determinarse un coeficiente de temperatura de reactividad y un valor de reactividad de las barras de regulacion y compararlos con los valores previstos. En otra realizacion adicional en la que las distribuciones de potencia monitorizada y prevista estan dentro de la desviacion preseleccionada en el intervalo de potencia subcntica, el procedimiento incluye la etapa de seguir comparando la distribucion de potencia analfticamente prevista con la distribucion de potencia monitorizada cuando el reactor alcanza una potencia cntica hasta un intervalo predeterminado de potencia.

Breve descripcion de los dibujos

Puede lograrse una comprension adicional de la invencion por la siguiente descripcion de las realizaciones preferentes cuando es lefda junto con los dibujos adjuntos, en los que:

la Figura 1 es una representacion esquematica del lado primario de un sistema generador de energfa

nuclear;

la Figura 2 es una vista en alzado, parcialmente en seccion, de una vasija del reactor nuclear y de

componentes internos a los que puede ser aplicada esta invencion;

la Figura 3 es una vista en alzado, parcialmente en seccion, de un conjunto de combustible ilustrado de

forma verticalmente acortada, con partes recortadas en aras de la claridad; y

la Figura 4 es una vista esquematica del diseno del elemento detector de vanadio de los detectores

intranucleares de flujo empleados por la invencion.

Descripcion de la realizacion preferente

El programa de verificacion subcntica mediante instrumentacion intranuclear de la presente invencion en muchos sentidos es similar al programa de medicion del valor de las barras subcnticas. La principal diferencia es que esta invencion emplea conjuntos de manguitos de instrumentacion intranuclear de vida extendida de separacion de senales proporcionales optimizadas en la region axial (OPARSSEL™) que estan descritos mas plenamente en la patente estadounidense 5.745.538. El uso de detectores intranucleares fijos de vanadio en lugar de los detectores extranucleares del intervalo fuente permite que las pruebas ffsicas subcnticas y de baja potencia se lleven a cabo y se completen durante el procedimiento de arranque y sin interrupcion, lo que elimina las actividades de verificacion del diseno del nucleo de la ruta cntica de parada. Los conjuntos de manguitos de instrumentacion intranuclear OPARSSEL remplazan los sistemas amovibles de detectores intranucleares empleados en muchos reactores de agua a presion.

La Figura 4 representa un esquema de la configuracion de elementos detectores dentro de los conjuntos de manguitos intranucleares de instrumentacion detectora de flujo. Un elemento detector intranuclear de vanadio en un flujo neutronico produce una senal causada por la absorcion de un neutron por el isotopo de vanadio-51 para producir vanadio-52. El isotopo de vanadio-52 decae por emision beta, lo que produce una corriente electrica proporcional al flujo neutronico. Cada conjunto de manguitos de instrumentacion intranuclear aloja multiples elementos detectores autoalimentados de longitud variable para proporcionar una distribucion de potencia nuclear axial. Normalmente se proporcionan cinco elementos detectores, segun se ilustra en la Figura 4, pero los reactores mas nuevos, tal como el AP1000, emplean hasta siete elementos detectores. El emisor detector 86 de mayor longitud abarca toda la longitud del elemento de combustible activo, extendiendose por las regiones R1-R5, y proporciona una medicion integrada del flujo neutronico total contenido dentro del conjunto de combustible asociado. Los elementos detectores mas cortos 88, 90, 92 y 94 proporcionan senales que pueden ser usadas para determinar la fraccion relativa del flujo neutronico total que es generado en las diferentes regiones axiales R1-R5 del conjunto de combustible definidas por el solapamiento con el elemento detector 86 de mayor longitud. Esta informacion permite la medicion de la forma relativa de potencial radial y axial en todas las ubicaciones del nucleo que contengan conjuntos de manguitos de instrumentacion intranuclear. Esta informacion medida puede ser comparada, a continuacion, con la correspondiente informacion de la distribucion de potencia axial y radial relativa prevista para identificar si hay alguna diferencia significativa con respecto a las condiciones previstas. La senal total medida de todos los elementos detectores tambien puede ser usada para establecer si hay un sesgo global de la reactividad entre el nucleo construido y el previsto.

Asf, el programa de verificacion subcntica de instrumentacion intranuclear de esta invencion usa los detectores autoalimentados en los conjuntos de manguitos de instrumentacion intranuclear para proporcionar una medicion integrada de la distribucion del flujo neutronico del conjunto de combustible a diversas temperaturas y con diversas configuraciones de posiciones de las barras similar a la manera en la que el programa de medicion del valor de las barras subcnticas procesa las senales de detectores del intervalo fuente. Sin embargo, en el caso de las senales del conjunto de manguitos de instrumentacion intranuclear, la informacion de medicion es obtenida integrando la salida de la senal actual procedente de cada emisor detector hasta que la incertidumbre fraccionaria en las senales del detector relativo satisface un nivel de incertidumbre especificado. La distribucion medida de senales del detector es comparada entonces con una correspondiente distribucion de senales previstas para identificar si hay alguna desviacion significativa entre las distribuciones de potencia radial y axial medida y prevista. Las mediciones obtenidas a diferentes temperaturas y con posiciones diferentes de las barras tambien pueden ser usadas para

cuantificar los cambios de reactividad que ocurren entre estos cambios de condicion para que el coeficiente de temperatura de reactividad y el valor de reactividad de las barras de regulacion puedan ser medidos y comparados con los valores previstos. Empleando el procedimiento de esta invencion, la retirada de las barras de regulacion es llevada a cabo en una secuencia preestablecida e, idealmente, es continua, sin la necesidad de puntos de estado 5 para la recogida de datos.

Una ventaja adicional del programa de verificacion subcntica de instrumentacion intranuclear de esta invencion es que la comparacion entre las distribuciones de potencia real y prevista y otros parametros del nucleo pueden continuar a niveles de potencia por encima del punto en el que el reactor para al estado cntico para validar ulteriormente los analisis de seguridad que se llevaron a cabo para el nucleo. Asf, el uso de la metodologfa de 10 verificacion del diseno del nucleo de esta invencion mejora significativamente la precision, la seguridad y la conveniencia del proceso de verificacion del diseno del nucleo y elimina esencialmente todas las actividades de verificacion del diseno del nucleo de la ruta cntica de parada.

Aunque se han descrito con detalle realizaciones espedficas de la invencion, los expertos en la tecnica apreciaran que podnan desarrollarse diversas modificaciones y alternativas a esos detalles teniendo en cuenta las ensenanzas 15 generales de la divulgacion. En consecuencia, se pretende que las realizaciones particulares dadas a conocer sean unicamente ilustrativas y no limitantes en cuanto al alcance la invencion, que esta definido en las reivindicaciones adjuntas.

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   REIVINDICACIONES

   1. Un procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas para confirmar que un nucleo (14) de un reactor nuclear operara como estaba previsto, en el que el nucleo (14) tiene una dimension radial y axial y varios conjuntos (22) de combustible que comprenden varios elementos de combustible flsil, teniendo al menos algunos de los conjuntos (22) de combustible manguitos gma (84) para la insercion de barras (28) de regulacion que son amovibles hacia el interior y el exterior del nucleo en grupos, y al menos un manguito (68) para instrumentos en el cual se aloja instrumentacion intranuclear para monitorizar el flujo neutronico en el nucleo (14) en una ubicacion radial en torno a la instrumentacion intranuclear, y en varias zonas axiales sustancialmente a lo largo de un tramo activo de los elementos (66) de combustible ffsil, comprendiendo el procedimiento:

   predecir analfticamente una distribucion de potencia en el nucleo (14);

   mantener inicialmente el nucleo (14) en una condicion subcntica de parada con Keff inferior a uno mediante la insercion de al menos algunas de las barras (28) de regulacion en el nucleo (14) y/o una adicion de un absorbente qmmico de neutrones al nucleo (14);

   retirar las barras (28) de regulacion del nucleo (14) en una secuencia preestablecida para elevar el nivel de potencia del nucleo (14) dentro de un intervalo de potencia subcntica en el que la etapa de retirada retira continuamente las barras (28) de regulacion del nucleo (14);

   monitorizar el nivel de potencia en las ubicaciones axiales y radiales del nucleo monitorizadas por la instrumentacion intranuclear usando detectores intranucleares fijos (86, 88, 90, 92, 94) de vanadio para obtener una distribucion de potencia monitorizada de una o mas salidas de la instrumentacion intranuclear mientras se eleva el nivel de potencia dentro del intervalo de potencia subcntica; y

   comparar la distribucion de potencia prevista analfticamente con la distribucion de potencia monitorizada y, si las distribuciones de potencia monitorizada y prevista se encuentran dentro de una desviacion preseleccionada, continuar el arranque normal del reactor para llevar al reactor sin interrupcion al nivel de potencia mientras que la potencia monitorizada permanezca dentro de las especificaciones.
2. 2. El procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas de la reivindicacion 1, en el que la etapa de monitorizacion proporciona una medicion integrada de la distribucion del flujo neutronico del conjunto de combustible a diversas temperaturas del reactor y diversas configuraciones de posiciones de las barras de regulacion cuando se retiran las barras (28) de regulacion.
3. 3. El procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas de la reivindicacion 2, en el que la medicion integrada de la distribucion del flujo neutronico del conjunto de combustible es obtenida integrando la salida de la instrumentacion intranuclear hasta que una incertidumbre en la salida relativa satisface un nivel de incertidumbre especificado, y comparando a continuacion la distribucion de potencia monitorizada con la correspondiente distribucion prevista de distribucion de senales que era parte de la distribucion de potencia prevista analfticamente para identificar si hay alguna desviacion significativa entre las distribuciones de potencia monitorizada y prevista.
4. 4. El procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas de la reivindicacion 3, que incluye la etapa de usar los niveles monitorizados de potencia axial y radial obtenidos a diferentes temperaturas y diferentes posiciones de las barras para cuantificar cambios de reactividad que ocurren entre las diferentes temperaturas y diferentes posiciones de las barras para que pueda determinarse un coeficiente de temperatura de reactividad y compararlo con los valores previstos.
5. 5. El procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas de la reivindicacion 3, que incluye la etapa de usar los niveles monitorizados de potencia axial y radial obtenidos a diferentes temperaturas y diferentes posiciones de las barras para cuantificar cambios de reactividad que ocurren entre las diferentes temperaturas y diferentes posiciones de las barras para que pueda determinarse un valor de reactividad de las barras (28) de regulacion y compararlo con los valores previstos.
6. 6. El procedimiento de pruebas ffsicas subcnticas de la reivindicacion 3, que incluye la etapa de usar los niveles monitorizados de potencia axial y radial obtenidos a diferentes temperaturas y diferentes posiciones de las barras para cuantificar cambios de reactividad que ocurren entre las diferentes temperaturas y diferentes posiciones de las barras para que pueda determinarse una medida de la concentracion crftica de boro con todas las barras retiradas y compararla con los valores previstos.
7. 7. El procedimiento de pruebas ffsicas de la reivindicacion 1, en el que las distribuciones de potencia monitorizada y prevista se encuentran dentro de la desviacion preseleccionada en el intervalo de potencia subcntica, incluyendo la etapa de seguir comparando la distribucion de potencia analfticamente prevista con la distribucion de potencia monitorizada cuando el reactor alcanza una potencia crftica hasta un intervalo predeterminado de potencia.