ES2856861T3

ES2856861T3 - Monitor de reactividad subcrítica que utiliza detectores internos al núcleo rápidos y autoalimentados

Info

Publication number: ES2856861T3
Application number: ES16864755T
Authority: ES
Inventors: Michael D Heibel
Original assignee: Westinghouse Electric Co LLC
Current assignee: Westinghouse Electric Co LLC
Priority date: 2015-11-12
Filing date: 2016-10-24
Publication date: 2021-09-28
Anticipated expiration: 2036-10-24
Also published as: EP3374996B1; JP2018537660A; WO2017083083A3; US20200365285A1; EP3374996A2; US11430578B2; KR20180069086A; EP3374996A4; US20170140842A1; JP6771553B2; WO2017083083A2

Abstract

Un sistema de reactor nuclear que comprende: un recipiente a presión que alberga un centro nuclear y un volumen de refrigerante dentro del centro nuclear; pluralidad de conjuntos combustibles (22) albergados dentro del centro nuclear (14) con al menos algunos de los conjuntos combustibles teniendo uno o más detectores de neutrones autoalimentados principalmente sensibles a los rayos gamma (70) y de respuesta rápida situados allí, que responden a una actividad de reacción de fisión dentro del centro para proporcionar una corriente de salida indicativa del mismo, la actividad de reacción de fisión comprende una primera fracción causada por la radiación gamma liberada por los productos de fisión y una segunda fracción de la señal medida causada por los eventos de fisión; caracterizado por: un monitor de reactividad subcrítica (76) configurado para recibir la salida de uno o más de los detectores de neutrones autoalimentados principalmente sensibles a los rayos gamma (70) y para generar responsablemente un valor promedio del centro de una distribución de radiación gamma dentro del centro (14); un sistema de procesamiento configurado para calcular un valor de Keff de acuerdo con la siguiente ecuación; **(Ver fórmula)** ; y para emitir el valor de Keff; y un Sistema de Control de Volumen Químico (74) configurado para recibir el valor de Keff e iniciar una señal desencadenante para añadir Boro al refrigerante en el caso de que se detecte un cambio predeterminado e indeseable en Keff, en el que tRef es el tiempo después del parada, t es el tiempo después de tRef, en el que una relación f(tref)/f(t) es una relación de la primera fracción en el tiempo t a la primera fracción en el tiempo tref en base a una relación de decaimiento gamma del producto de fisión dependiente del tiempo, I(t) es la corriente de salida del detector de neutrones autoalimentado en el tiempo t, IRef es la corriente de salida del detector de neutrones autoalimentado en el tiempo tRef, y KRef es un factor de multiplicación de neutrones en el tiempo tRef.

Description

DESCRIPCIÓN

Monitor de reactividad subcrítica que utiliza detectores internos al núcleo rápidos y autoalimentados

Antecedentes

1. Campo

La presente invención se refiere a condiciones de una unidad generadora de energía alimentada a base nuclear y, más en particular, a procedimientos y aparatos para determinar el factor de multiplicación efectiva de neutrones en un reactor nuclear.

2. Técnica relacionada

El lado primario de los sistemas de generación de energía nuclear enfriados con agua a presión comprende un circuito cerrado que está aislado y en relación de intercambio de calor con un lado secundario para la producción de energía útil. El lado primario comprende el recipiente de reactor que encierra una estructura interna central que soporta una pluralidad de conjuntos combustibles que contienen material fisionable, el circuito primario dentro de los generadores de vapor de intercambio de calor, el volumen interno de un presurizador, bombas y tuberías para la circulación de agua a presión; conectando las tuberías cada uno de los generadores de vapor y las bombas al recipiente del reactor de forma independiente. Cada una de las partes del lado primario que comprende un generador de vapor, una bomba y un sistema de tuberías que se conectan al recipiente forman un bucle del lado primario.

A efectos ilustrativos, la Fig. 1 muestra un sistema primario de reactor nuclear simplificado, que incluye un recipiente a presión de reactor generalmente cilíndrico 10 con una cabeza de cierre 12 que encierra un centro nuclear 14. Un refrigerante líquido de reactor, tal como agua, es bombeado al recipiente 10 por la bomba 16 a través del centro 14, en el cual es absorbida la energía térmica y descargada a un intercambiador de calor 18, denominado típicamente generador de vapor, en el cual el calor es transferido a un circuito de utilización (no mostrado), tal como un generador de turbina impulsado por vapor. Luego, el refrigerante de reactor es devuelto a la bomba 16, completando el circuito primario. Típicamente, una pluralidad de los circuitos descritos anteriormente están conectados a un solo recipiente de reactor 10 por la tubería de refrigerante de reactor 20.

Un diseño de reactor ejemplar se muestra con más detalle en la Fig. 2. Además del centro 14, compuesto por una pluralidad de conjuntos combustibles paralelos, verticales y coextensivos 22, para los fines de esta descripción, las otras estructuras internas del recipiente pueden dividirse en partes internas inferiores 24 y partes internas superiores 26. En los diseños convencionales, la función de las partes internas inferiores es brindar apoyo, alinear y guiar los componentes centrales y los instrumentos, así como el flujo directo dentro del recipiente. Las partes internas superiores sujetan o proporcionan una sujeción secundaria a los conjuntos combustibles 22 (de los cuales sólo dos se muestran por propósitos de simplificación en esta figura), y brindan soporte y guían los instrumentos y componentes, tal como las varillas de control 28. En el reactor ejemplar que se muestra en la Figura 2, el refrigerante entra en el recipiente de reactor 10 a través de una o más boquillas de entrada 30, baja por un anillo entre el recipiente y el barril central 32, se gira 180° en un plenum inferior 34, pasa hacia arriba a través de una placa de apoyo inferior 37 y una placa central inferior 36 sobre la que están asentados los conjuntos combustibles 22 y a través y alrededor de los elementos. En algunos diseños, la placa de soporte inferior 37 y la placa central inferior 36 son sustituidas por una sola estructura, la placa de soporte central inferior, a la misma altura que la placa de soporte inferior 37. El flujo de refrigerante a través del centro y el área circundante 38 es típicamente grande, del orden de 1514164,71 litros por minuto a una velocidad de aproximadamente 6,09 m por segundo. La caída de presión resultante y las fuerzas de fricción tienden a hacer que los conjuntos combustibles se eleven, cuyo movimiento está restringido por las partes internas superiores, incluyendo la placa central superior circular 40. El refrigerante que sale del centro 14 fluye a lo largo de la parte inferior de la placa central superior 40 y hacia arriba a través de una pluralidad de perforaciones 42. El refrigerante fluye entonces hacia arriba y radialmente a una o más boquillas de salida 44.

Las partes internas superiores 26 pueden ser soportadas desde el recipiente o la cabeza del recipiente e incluyen un conjunto de soporte superior 46. Las cargas son transmitidas entre el conjunto de soporte superior 46 y la placa central superior 40, principalmente por una pluralidad de columnas de soporte 48. Una columna de soporte está alineada sobre un conjunto combustible seleccionado 22 y perforaciones 42 en la placa central superior 40.

Las varillas de control rectilíneas 28 típicamente incluyen un eje conductor 50 y un conjunto de araña 52 de varillas de veneno de neutrones guiadas a través de las partes internas superiores 26 y en conjuntos combustibles alineados 22 por tubos de guía de varillas de control 54. Los tubos de guía están unidos de forma fija al conjunto de soporte superior 46 y conectados por una clavija partida 56 que encaja con fuerza en la parte superior de la placa central superior 40. La configuración de la clavija facilita el montaje y la sustitución de los tubos de guía en caso necesario y garantiza que las cargas del centro, en particular en condiciones sísmicas u otros accidentes de carga elevada, sean asumidas principalmente por las columnas de soporte 48 y no por los tubos de guía 54. Esta disposición de columnas de apoyo ayuda a retrasar la deformación del tubo de guía en condiciones de accidente que podrían afectar negativamente a la capacidad de inserción de la varilla de control.

La Fig. 3 es una vista en elevación, representada en forma acortada verticalmente, de un conjunto combustible que se designa generalmente con el carácter de referencia 22. El conjunto combustible 22 es del tipo utilizado en un reactor de agua a presión y tiene un esqueleto estructural que, en su extremo inferior, incluye una boquilla inferior 58. La boquilla inferior 58 soporta el conjunto combustible 22 en una placa central inferior 36 en la región del centro del reactor nuclear. Además de la boquilla inferior 58, el esqueleto estructural del conjunto combustible 22 también incluye una boquilla superior 62 en su extremo superior y varios tubos de guía o dedales 54, que se extienden longitudinalmente entre las boquillas inferiores y superiores 58 y 62 y en extremos opuestos están rígidamente sujetos a estas.

El conjunto combustible 22 incluye además una pluralidad de rejillas transversales 64 espaciadas axialmente y montadas en los dedales de guía 54 (también denominados tubos de guía) y un conjunto organizado de varillas de combustible alargadas 66 espaciadas transversalmente y apoyadas en las rejillas 64. Aunque no puede observarse en la Fig. 3, las rejillas 64 están formadas convencionalmente por correas ortogonales que se intercalan en un patrón de caja de huevos con la interfaz adyacente de cuatro correas que definen las celdas de apoyo aproximadamente cuadradas a través de las cuales se apoyan las varillas de combustible 66 en relación transversal entre sí. En numerosos diseños convencionales, se estampan resortes y hoyuelos en las paredes opuestas de las correas que forman las celdas de soporte. Los muelles y hoyuelos se extienden radialmente en las celdas de apoyo y capturan las varillas de combustible entre estas, ejerciendo presión sobre el revestimiento de las varillas de combustible para mantener las varillas en posición. Además, el conjunto combustible 22 tiene un tubo de instrumentos 68 situado en el centro del mismo que se extiende entre y está montado en las boquillas inferiores y superiores 58 y 62. Con tal disposición de piezas, el conjunto combustible 22 forma una unidad integral capaz de ser manejada convenientemente sin dañar el conjunto de las piezas.

El nivel de potencia de un reactor nuclear se divide generalmente en tres rangos: el rango de fuente o arranque, el rango intermedio y el rango de potencia. El nivel de potencia del reactor es continuamente monitorizado para asegurar una operación segura. Esa monitorización se lleva a cabo típicamente mediante detectores de neutrones colocados en el exterior y en el interior del centro del reactor para medir el flujo de neutrones del reactor. Dado que el flujo de neutrones en cualquier punto del reactor es proporcional a la tasa de fisión, el flujo de neutrones también es proporcional al nivel de potencia.

Han sido utilizadas cámaras de fisión e ionización para medir el flujo en el rango intermedio y de potencia de un reactor. Tales cámaras de fisión e ionización son capaces de funcionar a todos los niveles de potencia normales, pero por lo general no son suficientemente sensibles para detectar con precisión el flujo de neutrones de bajo nivel emitidos en el rango de fuente. Por lo tanto, se suelen utilizar detectores separados del rango de fuente de bajo nivel para monitorizar el flujo de neutrones cuando el nivel de potencia del reactor se encuentra en el rango de fuente.

La Patente de los Estados Unidos Núm. 4.588.547 desvela un procedimiento y aparato para determinar la cercanía a la criticidad de un reactor nuclear. Dicha invención aprovecha el hecho de que cuando el reactor es subcrítico, el flujo de neutrones generado por una fuente artificial de neutrones, y la progenie directa por fisión, es mayor que el generado por los neutrones de fuentes naturales de neutrones en el combustible del reactor y la progenie de esos neutrones. Sin embargo, dicha patente no aborda el enfoque de la criticidad cuando un reactor se acerca a la criticidad debido al retiro de las varillas de control.

En ausencia de una fuente de neutrones, la relación entre el número de neutrones libres en una generación y los de la generación anterior es denominada "Factor de Multiplicación de Neutrones" (Keff) y es usada como medida de la reactividad del reactor. En otras palabras, la medida de la criticidad de un centro nuclear es Keff, es decir, la relación entre la producción de neutrones y la pérdida total de neutrones que contribuye tanto a la destrucción como a la pérdida. Cuando Keff es mayor que 1, se producen más neutrones de los que se destruyen (es decir, se destruyen y pierden). De manera similar, cuando Keff es menor que 1, se están destruyendo más neutrones de los que se están produciendo. Cuando Keff es menor que 1, el reactor es denominado "subcrítico". Actualmente, no existe un procedimiento directo para medir cuándo se producirá la criticidad de los detectores externos al centro del rango de fuente. En la actualidad, los operadores de planta estiman el momento en que se producirá la criticidad a través de diversos procedimientos. Un procedimiento para estimar cuándo se producirá la criticidad es realizado trazando la relación inversa de la tasa de conteo obtenida del detector de rango de fuente en función del cambio en la condición siendo utilizada para hacer que la planta sea crítica, por ejemplo, el retiro de las varillas de control. Cuando la planta se vuelve crítica, la tasa de recuento del rango de fuente se aproxima al infinito y, por lo tanto, la relación inversa de la tasa de recuento (ICRR) pasa a cero. Debido a la física de las reacciones producidas dentro del centro del reactor, la curva de ICRR es casi siempre convexa y a menudo cóncava. Por lo tanto, la estimación de las condiciones en las que la planta se volverá crítica a partir de la curva ICRR está sujeta a mucha incertidumbre, pero también a un considerable escrutinio por parte de la Comisión Reguladora Nuclear y la Organización Internacional de Energía Nuclear.

Durante la aproximación a la criticidad del reactor, las señales de los detectores del rango de fuente se utilizan típicamente para determinar si el reactor es crítico o alcanzará la criticidad antes de que se logren las condiciones centrales programadas o planificadas. Se utilizan conjuntos de varillas de control en forma de bancos de control para regular la actividad del reactor mediante la absorción controlada de los neutrones liberados en el proceso de fisión. Cuando un reactor se va a tornar crítico por el retiro de los bancos de control, que es el procedimiento típico utilizado para todas las arranques del reactor después de la arranque inicial en cada ciclo de funcionamiento, los cambios en la posición del banco de control provocan cambios en la magnitud de las señales de los detectores de rango de fuente que no son totalmente indicativos de los cambios de reactividad del centro. Este comportamiento dificulta al operador del reactor el uso adecuado de la información del detector de rango de fuente. Idealmente, se desearía que el operador del reactor pudiera no sólo determinar si el reactor es actualmente crítico, o si es probable que lo sea antes de que se logren las condiciones críticas previstas, sino también cuán cerca de crítico está realmente el centro. A fin de determinar con precisión cuán cerca de crítico está el reactor, se requiere un medio de utilizar la información de la señal del detector del rango de fuente que no dependa únicamente de la magnitud del cambio de la señal de una configuración de banco de control a otra.

La Patente de los Estados Unidos Núm. 6.181.759 , asignada al cesionario de la presente invención, abordaba esta necesidad proporcionando un procedimiento para determinar la cercanía a la criticidad de un reactor nuclear durante la arranque, que comprendía las etapas para completar una etapa de retiro de la varilla de control, generando así un cambio en la señal de salida de un detector de neutrones; la medición de la señal de salida después de completar la etapa de retiro de la varilla de control y durante una porción transitoria de la señal de salida; el cálculo del factor de multiplicación de neutrones (Keff) efectivo en base a la señal de salida medida y el tiempo transcurrido entre las mediciones de la señal de salida; y la determinación de la proximidad a la criticidad del reactor nuclear en base al valor calculado del factor de multiplicación de neutrones efectivo (Keff). Sin embargo, esta solución sigue siendo una estimación y no aumenta la confianza en cuanto a la estimación de la cercanía a la criticidad que puede utilizarse para establecer un control automático del sistema de control del volumen químico del reactor que garantice que el sistema del reactor se mantenga por debajo de la criticidad.

Actualmente son utilizados detectores internos al centro fijos autoalimentados para monitorización del rango de potencia del reactor. Los detectores internos fijos autoalimentados (FID) son utilizados comúnmente para medir la distribución de la energía del centro en los reactores nucleares comerciales. Un tipo de FID autoalimentado utiliza material sensible a los neutrones, siendo el rodio el elemento sensor más comúnmente de este tipo utilizado. Si bien tales elementos detectores proporcionan una medida directa del flujo de neutrones, que a su vez está directamente relacionado con la energía del centro, los materiales de este tipo que son más sensibles a los neutrones resultan agotados con bastante rapidez.

Otro tipo de FID autoalimentado utiliza material sensible a la radiación gamma. Mientras que aproximadamente el 80% de la radiación gamma generada en el centro es producida por la reacción de fisión y por lo tanto es representativa de la potencia del centro, el 20% restante es producido por productos de fisión y es retrasada en el tiempo. Si bien los elementos sensibles a los rayos gamma no resultan agotados con el flujo de neutrones, requieren procedimientos electrónicos o de física de reactores complejos para proporcionar una medida de la distribución de la energía del reactor.

Se encuentran más antecedentes de la técnica anterior en el documento US 2013/0083879 A1, en el que es divulgado un conjunto de dedal de instrumento integral autoalimentado en el interior del centro para monitorizar la temperatura y los niveles de radiación en torno a un conjunto combustible nuclear, y en el documento US 2012/0091327 A1, en el que es divulgado un procedimiento y un aparato para calibrar un detector de neutrones autoalimentado para uso a largo plazo en el centro de un reactor nuclear con un segundo detector de neutrones autoalimentado, el documento EP 2650882 A2, que desvela un sistema para monitorización del estado del centro de un reactor nuclear incluyendo un dispositivo de monitorización interno, el documento US 6 181 759 B1, que desvela un procedimiento para determinar la cercanía a la criticidad de un reactor nuclear durante la arranque utilizando un detector de neutrones, y el documento JP 2014-503 070 A, que desvela un monitor de neutrones en el centro que utiliza dispositivos micro electrónicos de vacío para configurar un conjunto de dedal de instrumento en el interior del centro.

Existe la necesidad de aprovechar las ventajas de los detectores autoalimentados, en el sentido de que proporcionan una salida a todos los niveles de potencia sin energía externa, por la identificación y sustracción de esas salidas de las contribuciones de los subproductos de fisión que enmascaran una verdadera lectura de potencia en la que se puede confiar para el control automático del estado subcrítico del reactor.

Sumario

La presente invención logra los objetivos anteriores al proporcionar un sistema de reactor nuclear que comprende un recipiente a presión que alberga un centro nuclear y un volumen de refrigerante dentro del centro nuclear; una pluralidad de conjuntos combustibles están albergados dentro del centro nuclear con al menos algunos de los conjuntos combustibles que tienen uno o más detectores de neutrones autoalimentados de respuesta rápida ubicados en el mismo, principalmente sensibles a los rayos gamma, que responden a la actividad de reacción de fisión dentro del centro para proporcionar una salida indicativa del mismo. Un monitor de reactividad subcrítica recibe la salida de uno o más de los detectores de neutrones autoalimentados, principalmente sensibles a los rayos gamma, y responde a estos para generar un valor promedio del centro de la distribución de radiación gamma dentro del centro. Un sistema de procesamiento es configurado para recibir el valor promedio del centro de la distribución de radiación gamma y calcular un valor de Keff de acuerdo con la siguiente ecuación;

y emitir el valor de Keff. Un sistema de control de volumen químico configurado para recibir el valor de Keff e iniciar una señal desencadenante que añade Boro al refrigerante en caso de que se detecte un cambio predeterminado e indeseable en el Keff.

Preferentemente, el valor de Keff es monitorizado continuamente durante un período de parada del sistema del reactor nuclear. En una de las realizaciones, el monitor de reactividad subcrítica está configurado para determinar la fracción de salida de los detectores de neutrones autoalimentados, principalmente sensibles a los rayos gamma, causada por la radiación gamma liberada por los subproductos de fisión en la cercanía de los detectores de neutrones autoalimentados, principalmente sensibles a los rayos gamma, y la fracción de salida medida causada directamente por los eventos de fisión subcrítica. En una de esas realizaciones, la fracción de salida de los detectores de neutrones autoalimentados sensibles a los rayos gamma debida a los subproductos de la fisión se resta de la salida de los detectores de neutrones autoalimentados principalmente sensibles a los rayos gamma para determinar un valor en tiempo real de Keff.

En otra realización adicional, el sistema de reactor nuclear incluye un detector de rango de fuente para monitorizar los eventos de fisión dentro del centro cuando el reactor está por debajo de la criticidad y proporciona una salida a partir de la cual pueden determinarse los eventos de fisión. El detector del rango de fuente está situado fuera del recipiente a presión y el valor de Keff se calcula sin la entrada del detector del rango de fuente. Es deseable que el Sistema de Control de Volumen Químico añada automáticamente Boro al refrigerante en el caso de que se detecte un cambio predeterminado e indeseable en el Keff.

Breve descripción de los dibujos

Puede ser obtenida una mayor comprensión de la invención a partir de la siguiente descripción de las realizaciones preferentes cuando se consideren en conjunto con los dibujos adjuntos, en los que:

La Figura 1 es un esquema simplificado de un sistema de reactor nuclear al que se puede aplicar la presente invención;

La Figura 2 es una vista en elevación, parcialmente en sección, de un recipiente de un reactor nuclear y los componentes internos a los que se puede aplicar la presente invención;

La Figura 3 es una vista en elevación, parcialmente en sección, de un conjunto combustible ilustrado en forma acortada verticalmente, con partes separadas para mayor claridad; y

La Figura 4 es un diagrama de bloques de un sistema ejemplar para implementar las etapas del proceso de una realización del sistema de la presente invención.

Descripción de la realización preferente

Los operadores de reactores nucleares comerciales están obligados a garantizar que el reactor permanezca parada por un margen mínimo, según lo definido por las especificaciones técnicas de la planta (Especificaciones Técnicas). La cantidad de parada del reactor se determina a través del valor calculado de Keff; específicamente por la cantidad en que Keff es menor de 1,0, definido como el Margen de Parada. Una metodología actual para el cálculo de Keff requiere que sean incluidos en los cálculos una serie de medidas conservadoras para asegurar que la cantidad de ácido bórico añadida al sistema de refrigeración del reactor limite los posibles escenarios de accidentes de parada tal como la expulsión de la varilla de control, el enfriamiento rápido del sistema de refrigeración del reactor o la dilución involuntaria de la concentración de boro del sistema de refrigeración del reactor. La cantidad conservadora de ácido bórico añadida al sistema de enfriamiento del reactor para asegurar que Keff permanezca por debajo de los límites impuestos por los requisitos de las especificaciones técnicas de la planta, debe ser retirada nuevamente del sistema de enfriamiento del reactor cuando sea el momento de reiniciar el reactor después de la parada. Si la parada ocurre durante el período al final de un ciclo de operación, puede ser necesaria la adición de cientos de miles de galones de agua pura desmineralizada para eliminar el boro añadido para asegurar una condición de parada conservadora. Esto supone una enorme carga para el Sistema de Control de Volumen Químico 74 (Figura 4), requerido para eliminar y almacenar el agua borada siendo reemplazada por agua pura. También aumentan significativamente los costos de operación del reactor. La implementación de la realización preferente de la presente invención permitirá que el Margen de Parada sea continuamente medido, de manera tal que las incertidumbres de cálculo que requieren la operación conservadora sean eliminadas para que los niveles de ácido bórico sean optimizados para minimizar los requisitos de procesamiento y almacenamiento del Sistema de Control de Volumen Químico 74.

La metodología de cálculo de Keff descrita en la Patente de los Estados Unidos Núm. 6.181.759 utiliza un detector de rango de fuente externo al núcleo para calcular el Keff después de retiros periódicos de la varilla de control durante la aproximación para lograr una condición crítica en el reactor (Keff = 1). El uso de los detectores de Rango de Fuente requiere pausas entre los retiros de varilla de control para adquirir conjuntos de datos de tasa de conteo estadísticamente consistentes para determinar un valor de Keff con una exactitud objetivo definida. La metodología descrita en la presente invención utiliza la salida de señal de uno o más detectores autoalimentados de respuesta rápido 70, como un diseño basado en platino, para monitorizar continuamente el valor de Keff con el reactor en una condición de parada, hasta alcanzar una condición crítica. El uso de un detector autoalimentado de respuesta rápida permitirá que las señales de salida del detector autoalimentado procesado se utilicen como base para el control de un sistema de protección contra la dilución de boro 76 que no se verá afectado por los cambios en la temperatura del sistema de refrigeración del reactor; condiciones que comúnmente afectan a las respuestas de los detectores externos al núcleo.

La clave para la aplicación de este enfoque es la capacidad de determinar la fracción de la señal medida del Detector Automático causada por la radiación gamma liberada por los productos de fisión en la cercanía del elemento del Detector Automático, y la fracción de señal medida causada por los eventos de fisión subcríticos. Tras la parada de un reactor, la concentración de productos de fisión cambia con el tiempo de una manera bien comprendida. Por lo tanto, el impacto de la radiación gamma emitida por los productos de fisión en la señal medida del Detector Automático cambia de manera correspondiente. Tras el ajuste de la señal medida del Detector Automático para eliminar las influencias de la radiación gamma del producto de fisión utilizando un simple factor de corrección analítica dependiente del tiempo, la señal debida únicamente a la radiación gamma producida por el proceso de fisión puede calcularse a partir de las señales medidas del Detector Automático. Esta señal gamma de fisión es directamente proporcional a la población de neutrones térmicos. Una vez conocida la población de neutrones térmicos sobre una base al menos relativa, el valor de Keff relativo a una condición de referencia de Keff conocida puede determinarse a partir de una simple formulación de multiplicación subcrítica utilizando la expresión

en la que f(t) es la fracción actual medida de los Detectores Autoalimentados en el tiempo t(I(t)) debido a la radiación gamma de fisión. El valor de KRef puede establecerse utilizando el procedimiento de retiro de varillas descrito en la patente de los Estados Unidos Núm. 6.181.759, en el que los datos de medición de la tasa de recuento del Rango de Fuente de los detectores del rango de fuente 72 son sustituidos por el valor de corriente de los Detectores Autoalimentados ajustado a la fracción del producto de fisión, o mediante un cálculo utilizando una herramienta como el sistema BEACON de Westinghouse para calcular el valor de Keff en la condición de parada de referencia a partir de un modelo nuclear que capta el historial de funcionamiento del reactor. El hecho de que las corrientes ajustadas de producto de fisión se utilicen en una relación elimina la necesidad de realizar cualquier conversión explícita de las mediciones de señales del Detector Autónomo a unidades de flujo de neutrones, y permite que el factor de corrección del producto de fisión sea representado por una función de forma relativa. La función de forma de corrección del producto de fisión está bien representada por la relación de decaimiento gamma del producto de fisión dependiente del tiempo utilizada en diversos cálculos bien documentados de calentamiento de paradas de reactores, en los que tRef es el tiempo después de la parada, y t es el tiempo después de tRef. Dado que la corriente del detector de los Detectores Autoalimentados es inherentemente menos variable estadísticamente que la medición de los datos de la frecuencia de pulsos del detector de rango de fuente, el uso de los datos de la señal actual del detector autónomo puede utilizarse de manera continua en lugar de la naturaleza periódica resultante de las estadísticas de los datos de pulsos.

Por lo tanto, la presente invención utiliza uno o más dispositivos de medición de la radiación de tipo Detector Autoalimentado (de respuesta rápida), principalmente sensibles a los rayos gamma, situados dentro del centro de un reactor nuclear, para determinar la cantidad en la que el factor de multiplicación del reactor (Keff) está por debajo de la reactividad necesaria para lograr o mantener una reacción nuclear en cadena autosostenida. Esta capacidad proporciona al operador del reactor información vital sobre el estado de funcionamiento del reactor. La presente invención utiliza cambios medidos en las corrientes del Detector Autoalimentado para permitir al operador del reactor medir el valor de Keff en esencialmente cualquier intervalo deseado mientras el reactor esté parado con un valor de Keff menor que el valor crítico de 1,0. Dado que la presente invención utiliza uno o más instrumentos de respuesta rápida del Detector Autoalimentado contenido en el centro del reactor, y que las salidas de los Detectores Autoalimentados no requieren una fuente de alimentación externa, la exactitud y fiabilidad de la información de Keff derivada de la presente invención supera ampliamente la implementación descrita en la Patente de los Estados Unidos Núm.

6.181.759. Además, una realización preferente de la presente invención permitirá la integración de esta capacidad directamente en el sistema de protección del reactor, lo que permitirá la eliminación de los costos de las limitaciones operacionales y de análisis del diseño del centro asociadas con la metodología actual de Prevención de Accidentes por Dilución de Boro.

La presente invención proporciona un uso novedoso de señales de Detectores Autoalimentados de Respuesta Rápida internos al núcleo para proporcionar una medición continua de Keff en el centro de un reactor subcrítico. La principal novedad en el procesamiento de las señales del detector autoalimentado es la corrección de la señal medida del detector autoalimentado para eliminar la contribución gamma del producto de fisión a la señal medida, en base a funciones de calentamiento de decaimiento bien documentadas.

Si bien han sido descritas en detalle realizaciones específicas de la invención, los expertos en la técnica apreciarán que se puedan desarrollar diversas modificaciones y alternativas a esos detalles a la luz de las enseñanzas generales de la divulgación.

Por consiguiente, las realizaciones particulares desveladas tienen por objeto ser únicamente ilustrativas y no limitar el alcance de la invención presentado en las reivindicaciones adjuntas.

Claims

REIVINDICACIONES

1. Un sistema de reactor nuclear que comprende:

un recipiente a presión que alberga un centro nuclear y un volumen de refrigerante dentro del centro nuclear; pluralidad de conjuntos combustibles (22) albergados dentro del centro nuclear (14) con al menos algunos de los conjuntos combustibles teniendo uno o más detectores de neutrones autoalimentados principalmente sensibles a los rayos gamma (70) y de respuesta rápida situados allí, que responden a una actividad de reacción de fisión dentro del centro para proporcionar una corriente de salida indicativa del mismo, la actividad de reacción de fisión comprende una primera fracción causada por la radiación gamma liberada por los productos de fisión y una segunda fracción de la señal medida causada por los eventos de fisión;

caracterizado por:

un monitor de reactividad subcrítica (76) configurado para recibir la salida de uno o más de los detectores de neutrones autoalimentados principalmente sensibles a los rayos gamma (70) y para generar responsablemente un valor promedio del centro de una distribución de radiación gamma dentro del centro (14);

un sistema de procesamiento configurado para calcular un valor de Keff de acuerdo con la siguiente ecuación;

y para emitir el valor de Keff; y un Sistema de Control de Volumen Químico (74) configurado para recibir el valor de Keff e iniciar una señal desencadenante para añadir Boro al refrigerante en el caso de que se detecte un cambio predeterminado e indeseable en Keff,

en el que tRef es el tiempo después del parada, t es el tiempo después de tRef, en el que una relación f(tref)/f(t) es una relación de la primera fracción en el tiempo t a la primera fracción en el tiempo tref en base a una relación de decaimiento gamma del producto de fisión dependiente del tiempo, I(t) es la corriente de salida del detector de neutrones autoalimentado en el tiempo t, IRef es la corriente de salida del detector de neutrones autoalimentado en el tiempo tRef, y KRef es un factor de multiplicación de neutrones en el tiempo tRef.

2. El sistema de reactor nuclear de la reivindicación 1, en el que el sistema de procesamiento está configurado para monitorizar sustancialmente y de forma continua el valor de Keff durante un período de parada del sistema de reactor nuclear.

3. El sistema de reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que el monitor de reactividad subcrítica (76) está configurado para determinar la fracción de la salida de los detectores de neutrones autoalimentados y principalmente sensibles a los rayos gamma (70) causada por la radiación gamma liberada por los subproductos de la fisión en las proximidades de los detectores de neutrones autoalimentados y principalmente sensibles a los rayos gamma, y la fracción de la salida medida directamente causada por los eventos de fisión.

4. El sistema de reactor nuclear de la reivindicación 1, en el que el sistema de procesamiento está configurado para restar la fracción de la producción de los detectores de neutrones autoalimentados y sensibles a los rayos gamma (70) resultante de los subproductos de fisión de la producción de los detectores de neutrones autoalimentados y principalmente sensibles a los rayos gamma para determinar un valor en tiempo real de Keff.

5. El sistema de reactor nuclear de la reivindicación 1, que comprende además: un detector de rango de fuente (72) configurado para monitorizar los eventos de fisión dentro del centro y proporcionar una salida a partir de la cual puedan determinarse los eventos de fisión, estando el detector de rango de fuente situado fuera de la recipiente a presión (10), en el que el sistema de procesamiento está configurado para calcular el valor de Keff sin entrada del detector de rango de fuente.

6. El sistema de reactor nuclear de la reivindicación 1, en el que el sistema de procesamiento está configurado para detectar un cambio indeseable predeterminado en Keff, y en el que el Sistema de Control de Volumen Químico (74) está configurado para añadir automáticamente Boro al refrigerante en respuesta al cambio indeseable predeterminado en Keff.

7. Un procedimiento de monitorización de un reactor nuclear para una condición de parada, el procedimiento comprende:

detectar radiación gamma dentro del centro del reactor nuclear utilizando uno o más detectores autoalimentados situados dentro del centro del reactor nuclear;

emitir, por uno o más detectores autoalimentados, una corriente basada en la radiación gamma detectada; caracterizado por:

la generación de un valor de corriente de Keff en base a la corriente emitida de acuerdo con la siguiente ecuación;

en el que tRef es un tiempo después del parada del reactor nuclear, t es un tiempo después de tRef, en el que una relación f(W )/f(t) es un factor de corrección de producto de fisión en base a una relación de decaimiento gamma de producto de fisión dependiente del tiempo, I(t) es una corriente de salida de uno o más detectores autoalimentados en el tiempo t, IRef es una corriente de salida de uno o más detectores autoalimentados en el tiempo tRef, y KRef es un factor de multiplicación de neutrones en el tiempo tRef; la monitorización del valor de corriente de Keff; y

en base a la monitorización del valor de corriente de Keff, por la adición de Boro al refrigerante del reactor nuclear cuando se detecta un cambio indeseable en Keff.

8. El procedimiento de la reivindicación 7, en el que los uno o más detectores autoalimentados comprenden un detector de neutrones.

9. El procedimiento de la reivindicación 7, en el que los uno o más detectores autoalimentados comprenden un detector de radiación gamma.

10. El procedimiento de la reivindicación 7, en el que los uno o más detectores autoalimentados están basados en platino.

11. El procedimiento de la reivindicación 7, en el que la monitorización del valor de corriente de Keff se realiza de forma sustancialmente continua durante un período de parada del reactor nuclear.

12. El procedimiento de la reivindicación 7, que comprende además: la monitorización de eventos de fisión dentro del centro en una rango de fuente utilizando un detector externo al núcleo de rango de fuente situado fuera del centro, en el que el valor de corriente de Keff se genera sin la entrada del detector externo al núcleo de rango de fuente.

13. El procedimiento de la reivindicación 7, en el que la adición de boro comprende la adición de ácido bórico al refrigerante.