MX2014010580A - Procedimientos de proteccion de reactores nucleares contra la inestabilidad termica hidraulica/neutronica del nucleo. - Google Patents

Abstract

La invención se refiere a procedimientos de protección de un núcleo de reactor nuclear, tal como un núcleo de reactor de agua en ebullición, del daño al combustible y al recubrimiento debido a la inestabilidad térmica hidráulica en condiciones de flujo de potencia operativa ampliadas y, en particular, cuando se aplica un aumento de potencia ampliado. Los procedimientos emplean metodologías existentes de estabilidad licenciadas y cambios menores incorporados, por ejemplo, en el sistema de maniobra basado en el Monitor de Intervalo de Potencia Media (APRM) para impedir la operación en el interior de la región vulnerable de estabilidad del mapa de potencia/flujo. El sistema de maniobra basado en APRM se modifica para establecer la línea de Scram (parada súbita) de flujo orientado APRM cuando el flujo de núcleo es inferior a un flujo de núcleo predeterminado para evitar que el núcleo entre en una región inestable de operación.

Description

PROCEDIMIENTOS DE PROTECCIÓN DE REACTORES NUCLEARES CONTRA LA INESTABILIDAD TÉRMICA HIDRÁULICA/NEUTRÓNICA DEL NÚCLEO Referencia cruzada a solicitudes relacionadas La presente solicitud reivindica prioridad según el apartado 35 USC sección 119 de la solicitud provisional 61/611.618 cuyo título es "Altérnate Stability Solution -for MELLA+" presentada el 16 de marzo de 2012.

CAMPO DE LA INVENCIÓN La invención se refiere, en general, a procedimientos para la operación de reactores de energía nuclear, tales como reactores de agua en ebullición, para proteger los reactores de la inestabilidad térmica hidráulica/neutrónica del núcleo en condiciones de flujo de energía de operación ampliado y, en particular, cuando se implementa un aumento de potencia ampliado.

ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN En general, los reactores de agua en ebullición (BWR) tienen una relación característica entre el flujo de núcleo y la generación de energía. Para una cantidad fija de retirada de barras de control del núcleo, se pueden establecer líneas de barras constantes (también denominadas líneas de control de flujo y líneas de carga, por ejemplo, Análisis de Límite Máximo de Línea de Carga Extendida (MELLA) y (MELLA+). Aumentando lentamiento el flujo de núcleo se aumenta la potencia a lo largo de estas líneas de barras constantes reduciendo los vacíos en el moderador y su realimentación de reactividad de vacíos asociada. Los límites de la línea de carga están establecidos para satisfacer varios límites de seguridad incluyendo los límites térmicos del combustible.

A medida que se implementan los aumentos de potencia (por ejemplo, hasta el 120 % de la potencia original licenciada), se elevan los límites de la línea de carga para efectuar una generación de potencia aumentada en un límite de flujo de núcleo (máximo) de diseño. Sin embargo, la estabilidad térmica hidráuclia del núcleo se agrava a causa de los aumentos de potencia y cambia el mapa operativo de potencia/flujo en una dirección que causa una propensión a encontrarse con inestabilidad en la esquina izquierda superior del mapa de potencia/flujo (es decir, condiciones de alta potencia/bajo flujo de núcleo), como se muestra en la figura 1. La operación inestable del núcleo del reactor puede dar como resultado una generación de flujo de neutrones divergente (y flujo de calor) debida a la resonancia que se produce entre la realimentación de reactividad de vacío y la generación de flujo de calor que efectúa la creación de vacíos. Las oscilaciones de potencia divergentes pueden dar lugar al secado y rehumedecimiento alternos del recubrimiento de combustible y causar eventualmente fallos de recubrimiento. Por lo tanto es altamente deseable evitar la operación del núcleo en esta región del mapa de potencia/flujo (esquina superior izquierda) Las soluciones de Estabilidad Térmica a Largo Plazo del Grupo de Propietarios De Reactores de Agua en Ebullición (BWROG) están destinadas a la detección y supresión de inestabilidades que pueden comprometer la integridad del combustible. Hay diferentes enfoques que son apropiados para varios tipos y dimensiones de reactores, dependiendo de las propiedades específicas de estabilidad de la instalación. Un enfoque muy ampliamente aplicado es la solución Opción III, que aparte de las regiones de exclusión de estabilidad administrativa basadas en el análisis de estabilidad fuera de línea, la Protección de Respaldo de Estabilidad (BSP), incluye sistemas de hardware y software de Monitor de Oscilaciones en el Intervalo de Potencia (OPRM) que aplican tres algoritmos de detección de oscilaciones. El sistema OPRM utiliza agrupamientos de las señales de detectores del Monitor Local en el Intervalo de Potencia (LPRM) como entrada.

La Protección de Respaldo de Estabilidad es una parte de la metodología de Opción III, aplicada cuando el sistema OPRM no puede ser operativo. Se basa en los cálculos de estabilidad para los modos de oscilaciones hidráulicas globales, regiones y térmicas. La "región de scram" (región de parada súbita del reactor por inserción de barras de control) es el límite que representa el límite de estabilidad para el modo menos estable. La "región de entrada controlada" es un límite establecido con margen apropiado para la "región de scram".

Como se muestra en la figura 1, se arma (habilita lamaniobra) el sistema OPRM en un ámbito operativo defendido por los puntos inferior e izquierdo de la región MFG, región 1. Si el punto establecido del sistema OPRM es sobrepasado, indicando la presencia de oscilaciones de potencia inestables (crecientes), se inicia una scram automática o una inserción de barras seleccionadas para suprimir la operación inestable antes de que las oscilaciones tengan el potencial de causar daño al combustible. El punto establecido del sistema OPRM es determinado por el análisis de estabilidad prescrito por la Relación de Potencia Crítica Delta en el CPR Mínimo Inicial (IMCPR) contra la metodología de Magnitud de Oscilación (DIVOM). La metodología DIVOM se refiere a la magnitud de oscilación de secado respecto de la Magnitud de Oscilación de Canal Caliente (HCOM). El punto establecido del sistema OPRM se determina entonces mediante una tabla en la que la HCOM se refiere a la amplitud de oscilación OPRM. El límite HCOM se determina a partir de cálculos en una curva de circulación natural 3 (mostrada en la figura 1) en la condición de quemado de límite durante el ciclo. Los cálculos se llevan a cabo para el modo de oscilación regional, ya que esto es limitante con respecto a la relación entre las oscilaciones de potencia de canal caliente y de secado.

La existencia de oscilaciones de potencia divergentes inestables puede poner en entredicho la Relación de Potencia Critica Mínima del Límite de Seguridad (SLMCPR). Las oscilaciones de potencia implican que el flujo de calor y el flujo de refrigerante oscilan y subsiguientemente, el MCPR. La metodología DIVOM establece un punto establecido OPRM que asegura que no se viola el SLMCPR debido a la presencia de oscilaciones crecientes que resultan de eventos anticipados de inestabilidad. Como se muestra en la figura 1, esta opción se ha aprobado para funcionar hasta una línea de barras de control MELLA 5 como se ha definido por BC Cuando se aplica el aumento de potencia ampliado, es altamente deseable permitir la operación por encima de la línea de barras de control MELLA 5 hasta una línea de barras más alta 7 (mostrada en la figura 1) designada MELLA + que es definida por DE'. El punto de estado de análisis para la metodología DIVOM, que establece el punto establecido OPRM, se define en la línea de barras más alta en la curva de circulación natural 3, o el punto de estado alcanzado después de una doble maniobra de bomba, esto es, E' en la Fig. 1.

Por tanto, como se muestra en la Fig. 1 , la operación en un ámbito MELLA+ 9, cuando la ventana de flujo aumenta hacia la izquierda a potencia total, significa que una doble maniobra de bomba a partir de D terminará a una mayor potencia en la curva de circulación natural 3 que para el ámbito MELLA, es decir, terminará en E' en lugar de C. Este "punto de estado (?') es menos estable que el punto de estado (C) original (MELLA), y los canales de combustible individuales pueden estar próximos de o sobrepasar el límite de estabilidad hidráulica térmica. Esto podría conducir a oscilaciones de canales calientes de divergencia rápida o caótica que implican un fallo de la metodología DIVOM.

La metodología DIVOM calcula una relación entre oscilaciones de secado y oscilaciones de potencia de canal caliente para los canales de limitación y por lo tanto, si la estabilidad hidráulica térmica se deteriora, pequeñas oscilaciones de potencia pueden causar grandes oscilaciones de flujo de canal y en consecuencia grandes oscilaciones de secado. La relación DIVOM se vuelve más acentuada, y la HCOM aceptable se vuelve más pequeña. En consecuencia, el punto establecido del sistema OPRM se reduce. El punto establecido para el sistema OPRM refleja la magnitud de oscilaciones LPRM relativa. Si el punto establecido es demasiado bajo, el sistema OPRM puede producir una SCRAM para oscilaciones que se encuentran en el intervalo del nivel de ruido de reactor. Sin embargo, si el punto establecido es demasiado alto, el reactor puede seguir funcionando durante condiciones de inestabilidad térmica hidráulica (canal).

Otra solución de estabilidad conocida Opción 1-D utiliza el Sistema de Protección de Reactor (RPS) para proporcionar una función de detección y supresión automática suficiente. Como se muestra en la figura 1 , se protege un Límite de Seguridad MCPR por una maniobra de flujo orientado 4 de APRM (sin establecimiento) para una oscilación de modo ancho de núcleo anticipada. Las instalaciones de Opción 1-D tienen orificios de entrada estancos y una dimensión de núcleo reducida que hacen que la probabilidad de oscilaciones regionales que se producen sea muy baja. La metodología DIVOM para esta opción se basa por lo tanto en oscilaciones globales. Las preocupaciones respecto de la aplicabilidad de la metodología DIVOM para la Opción III se pueden aplicar igualmente a la Opción 1-D.

Para la Opción 1-D, el fallo de la metodología DIVOM significa que la inestabilidad térmica hidráulica se produce por debajo de la línea de maniobra de flujo orientado 4 de APRM. De este modo, la metodología DIVOM no es suficientemente consistente y por lo tanto, no se puede aplicar en el límite de inestabilidad térmica hidráulica.

Una solución conocida de "Densidad de Confirmación" se ha propuesto como una solución a este problema. La Densidad de Confirmación utiliza el hardware OPRM y aplica un nuevo algoritmo para detectar el inicio de pequeñas oscilaciones de potencia de amplitud en zonas locales del núcleo. Cuando un número suficiente de células OPRM confirman la existencia de oscilaciones que son típicas de la inestabilidad de núcleo, se generan alarmas y señales de Scram y el reactor se detiene súbitamente (o se activa por SRI) antes de que haya algún riesgo de daño al combustible debido a oscilaciones que alcanzan grandes amplitudes. La aplicación de esta solución tiene desventajas, aunque, incluyendo el hecho de que es complicada tanto en lo relativo al hardware como a la licencia, y la detección de oscilaciones a niveles de ruido de reactor puede conducir potencialmente a falsas SCRAM.

Se ha propuesto otro procedimiento conocido relacionado para proteger el núcleo de oscilaciones térmica hidráulicas/neutrónicas desacopladas, inestables (denominadas ondas de densidad). Este procedimiento está basado en el análisis de las señales de detección LPRM para un comportamiento acoplado (neutrónico/térmico hidráulico). Si no se detectan oscilaciones acopladas, se lleva a cabo un cálculo (en línea o fuera de línea) para examinar si se ha introducido una región de exclusión determinada de manera analítica. Esta región de exclusión define el límite de estabilidad térmica hidráulica. La aplicación de este procedimiento requiere un algoritmo en línea para la determinación del riesgo de oscilaciones de ondas de densidad desacopladas y lógicas adicionales para conectar con acciones automáticas o manuales de Scram u otras acciones correctivas.

De este modo, hay necesidad en la técnica de desarrollar una solución más fiable para evitar fallos de recubrimiento de combustible debidos a la inestabilidad neutrónica/térmica hidráulica del núcleo evitando la operación del reactor nuclear en regiones vulnerables del mapa potencia/flujo. Asimismo, hay una necesidad de que la solución sea relativamente simple, fácil de manejar, fácil de licenciar y fácil de aplicar (hardware y software).

BREVE DESCRIPCIÓN DE LA INVENCIÓN En un aspecto, la invención proporciona un procedimiento de protección de un núcleo de reactor nuclear del daño al combustible debido a la inestabilidad térmica hidráulica en un ámbito operativo ampliado. El procedimiento incluye calcular un límite térmico hidráulico, identificar una región inestable de operación en un mapa de potencia/flujo, modificar el sistema de maniobra basado en APRM para establecer la línea de SCRAM de flujo orientado APRM cuando el flujo de núcleo es inferior al nivel de flujo de núcleo predeterminado, evitar que el núcleo nuclear entre en la región inestable de operación causando una SCRAM APRM o una barra seleccionada insertada cuando la línea de SCRAM de flujo orientado APRM establecida es sobrepasada, e identificar un nivel de flujo de núcleo predeterminada.

El punto establecido para el establecimiento de la línea de SCRAM de flujo orientado APRM se puede determinar empleando análisis de núcleo 3D del límite de estabilidad térmica hidráulica.

La operación del reactor nuclear puede conducir más allá de una línea de control de barras MELLA a una línea de control de barras MELLA+ por encima del nivel de flujo de núcleo predeterminado.

La instrumentación de OPRM existente puede ser utilizada para detectar y suprimir la operación inestable local y global en una región MELLA+.

El nivel de flujo de núcleo predeterminado puede ser definido por el límite de estabilidad térmica hidráulica (puede ser del 55% de flujo de núcleo nominal).

BREVE DESCRIPCIÓN DE LOS DIBUJOS Se puede conseguir una comprensión adicional de la invención a través de la siguiente descripción de las realizaciones preferidas cuando se lee junto con los dibujos anexos en los que: La figura 1 muestra un mapa de potencia/flujo en el que la potencia térmica del núcleo es representada en relación con el flujo de núcleo y se identifica una maniobra de flujo orientado APRM correspondiente sin establecimiento, de acuerdo con la técnica anterior (esta opción no requiere un cambio en la pendiente de las líneas de maniobra APRM); La figura 2 muestra un mapa de potencia/flujo en el que la potencia térmica de núcleo es representada en relación con el flujo de núcleo y se identifica una maniobra de flujo orientado APRM correspondiente con establecimiento, de acuerdo con algunas realizaciones de la invención (esta opción implica tanto el establecimiento como un cambio en la pendiente de la línea de maniobra APRM por debajo del nivel o punto establecido de flujo de núcleo); y La figura 3 muestra un mapa de potencia/flujo con límites de estabilidad, de acuerdo con algunas realizaciones de la invención.

DESCRIPCIÓN DETALLADA DE LAS REALIZACIONES PREFERIDAS La invención proporciona procedimientos de protección contra daño al combustible y fallos de recubrimiento del combustible en núcleos de reactor de agua en ebullición (BWR) debidos a la inestabilidad térmica hidráulica/neutrónica del núcleo acoplada anticipada. La invención incluye modos globales y regionales, así como inestabilidad térmica hidráulica en ámbitos operativos ampliados (EOD). Esta protección es altamente deseable cuando el ámbito operativo es ampliado como resultado de la aplicación de Aumentos de Potencia Ampliados (EPU).

En algunas realizaciones, la invención incluye una Solución de Estabilidad Westinghouse para reactores de agua en ebullición que operan en Ámbitos Operativos Ampliados de regiones de Flujo de Potencia/Núcleo (WEOD-S).

Un objeto de la invención es emplear metodologías de estabilidad licenciadas existentes en un EOD. Esto se consigue introduciendo un establecimiento de la línea de Scram de flujo orientado APRM por debajo de un cierto nivel o punto establecido de flujo de núcleo (por ejemplo, preseleccionado o predeterminado). El punto establecido para el establecimiento de línea de Scram de flujo orientado APRM se determina empleando un análisis de núcleo 3D del límite de estabilidad térmica hidráulica. El procedimiento de acuerdo con la invención tiene una o más de las siguientes características: (i) no requiere confirmación de oscilación, (ii) requiere solo una modificación simple o menor de la actual solución de hardware; y (iii) demuestra diversidad de diseño cuando se opera con OPRM.

Sin pretender quedar ligado por ninguna teoría particular, se contempla que el procedimiento de la invención anticipa oscilaciones térmicas hidráulicas y neutrónicas acopladas, y evita de manera proactiva y automática una operación en las regiones vulnerables por estabilidad de un mapa de potencia/flujo.

La invención presenta una restricción para operar el núcleo de reactor en la región EOD. De acuerdo con algunas realizaciones de la invención, la operación en regiones vulnerables del mapa de potencia/flujo se evita como sigue: Un sistema de maniobra basado en el Monitor de Intervalo de Potencia Media (APRM) se emplea para proporcionar una Scram anticipatoria o reducción de potencia. La maniobra APRM actúa cuando la potencia de núcleo aumenta y el flujo de núcleo se reduce. Esto se consigue estableciendo la Scram de flujo orientado de flujo de neutrones APRM, de manera que la metodología de estabilidad licenciada se pueda seguir aplicando dentro del ámbito vinculado por la línea de Scram. La base para la cantidad de establecimiento de Scram requerida es el establecimiento del límite de estabilidad térmica hidráulica del núcleo. Esta solución impide el uso de algoritmos complicados y de nuevas interfaces de operador que son típicamente necesarios en las soluciones conocidas. De este modo, se anticipa que estas características de la invención contribuirán a un proceso licenciado más fácil.

La metodología existente conocida en la técnica permite la operación de potencia nuclear en una región particular, es decir, hasta una línea de barras de control MELLA. La instrumentación OPRM se usa para iniciar alarmas asociadas y una Scram automática o insertos de barras seleccionados para suprimir la operación inestable en esta región para instalaciones de Opción III. La Scram de flujo orientado APRM protege la integridad del combustible para las instalaciones de Opción 1-D. Como resultado de la aplicación de aumentos de potencia ampliados, se desea opera más allá de la línea de barras de control MELLA hasta una línea de barras más alta, es decir, la región MELLA+. Sin embargo, la metodología existente no proporciona protección adecuada para suprimir la operación inestable esperada en las regiones de flujo de núcleo bajo de este ámbito ampliado. De este modo, los procedimientos de la invención proporcionan el establecimiento de un nuevo nivel predeterminado definido por límites de estabilidad térmica hidráulica para la operación protegida del núcleo de reactor nuclear. El nuevo nivel predeterminado permite la operación más allá de la línea de barras de control MELLA y dentro de la región MELLA+. La instrumentación OPRM existente permanece operable (en las instalaciones de Opción III) y aplicable para detectar y suprimir la operación inestable en esta región ampliada iniciando alarmas asociadas y Scram automática o insertos de barras seleccionados.

Se ha observado en el análisis que la metodología DIVOM falla en el límite de inestabilidad térmica hidráulica, bien debido a la curva DIVOM pronunciada que da puntos establecidos OPRM bajos o debido al comportamiento caótico de las oscilaciones divergentes (en situaciones en las que las propiedades no lineales son prominentes). Los procedimientos de la invención evitan que la operación del reactor entre (de manera intencional o no intencional) en puntos de estados en los que la metodología DIVOM falla, es decir, se vuelve inaplicable. Los procedimientos de la invención anticipan y definen de manera conservadora un ámbito en el que la metodología DIVOM establecida y licenciada y el hardware OPRM siguen siendo aplicables para su operación más allá de la línea de barra de control MELLA. Tales señales de activación anticipatoria para suprimir las oscilaciones se confirman para ser aceptables operativamente y reducir o minimizar el impacto sobre la disponibilidad de la instalación debido a la baja probabilidad de los transitorios y las incursiones del operador en la región de exclusión.

De acuerdo con la invención, se retiene la solución basada en OPRM de la Opción III existente restringiendo el ámbito operativo a su zona de aplicabilidad (es decir, la aplicabilidad de la metodología DIVOM). La solución basada en OPRM de la Opción III se conserva para la mayoría de los ámbitos operativos. Para la región en la que el punto establecido OPRM no puede evitar el daño al combustible, el sistema de maniobra basado en APRM existente se utiliza para evitar automáticamente la entrada en la región en la que la metodología DIVOM no es aplicable, es decir, en los alrededores del límite de estabilidad térmica hidráulica proporcionando una función de Scram anticipatoria o de reducción de potencia (a través de la inserción de barras seleccionadas).

El sistema de maniobra basado en APRM de flujo orientado existente se modifica mínimamente (por ejemplo, se establece) para proporcionar una maniobra de inserción de barras seleccionadas o Scram anticipatoria automática para realizar una función de reducción de potencia necesaria. Este sistema actúa cuando la potencia de núcleo es mayor y el flujo de núcleo es inferior a un nivel o punto establecido predeterminado definido por el límite de estabilidad térmica hidráulica que está basado en cálculos dinámicos de núcleo 3D avanzados.

La figura 2 es un mapa de potencia/flujo que muestra un diagrama de la solución de estabilidad alternativa EOD para la maniobra de APRM. La figura 2 incluye la región 1 , la curva de circulación natural 2, la maniobra de flujo orientado APRM sin establecimiento 4, la línea de barras de control MELLA 5, la línea de barras más alta (MELLA+) 7 y el ámbito MELLA+ 9, como se muestra en la figura 1. Asimismo, la figura 2 incluye un nivel predeterminado X que está definido por un nuevo límite de estabilidad térmica hidráulica 14 que está representado por HJ. Este límite está determinado por un simulador de código térmico hidráulico. Los códigos apropiados para su uso en la invención incluyen los que son conocidos en la técnica y disponibles comercialmente, tal como, entre otros, POLCA-T. Por lo general, los datos específicos de la instalación se introducen en el código para su uso en la determinación del límite de estabilidad térmica hidráulica. Los datos pueden incluir entre otras características de diseño de núcleo, análisis de agotamiento del núcleo como una función desde el principio al final de un ciclo. La línea de límite térmico más vinculante se calcula a diferentes caudales para encontrar el nivel de potencia que alcanza el límite de estabilidad térmica.

Las investigaciones han mostrado que encontrar inestabilidades locales en la región de flujo de núcleo más alta a la derecha de la línea de maniobra de Scram es altamente improbable. La Scram anticipatoria (o reducción de potencia a través de inserto de barras seleccionado) se inicia sin depender de ninguna acción de operador o detección de inestabilidad. Las oscilaciones potenciales térmicas hidráulicas no estables que pueden producirse en el EOD se evitan de este modo, y las oscilaciones regionales y globales se pueden suprimir de manera fiable y fácil antes de incumplir el SLMPCR.

Asimismo, en la figura 2, un establecimiento de maniobra de Scram de flujo orientado APRM 16 se basa en el análisis del límite de estabilidad térmica hidráulica. Es decir, la cantidad de establecimiento (desde la maniobra de Scram de flujo orientado APRM original 4) es necesaria para asegurar que la operación en una región inestable está bloqueada.

La figura 3 es un mapa de potencia/flujo que muestra un diagrama de un ejemplo de los límites de estabilidad global, regional y térmica hidráulica. Esto representa los resultados típicos para las propiedades de estabilidad de reactor iniciadas por la dinámica de reactor: en primer lugar se alcanza el límite de estabilidad en todo el núcleo (global) 28. Y a continuación, respectivamente el límite de inestabilidad regional 30 y el límite de inestabilidad térmica hidráulica 32. Estas líneas de límites de estabilidad son más pronunciadas que la línea de barras (reactividad constante). Esta característica permite el siguiente enfoque para definir el establecimiento de la maniobra de Scram de flujo orientado APRM: • A circulación natural, o un punto de estado (ST) determinado por la intercepción de dos tangentes de la línea de Scram de flujo orientado APRM, la línea de inestabilidad térmica hidráulica está determinada por una serie de análisis de ámbito de tiempo de puntos de estado con potencia creciente hasta que se encuentra con la inestabilidad; • La metodología de incertidumbre adecuada se aplica para determinar el punto de estado de inestabilidad térmica hidráulica como vinculación sobre bases genéricas y específicas de la instalación, y en algunas realizaciones sobre una base específica de ciclo.

• El hecho de que la línea de barras siempre sea menos pronunciada que la línea de inestabilidad térmica hidráulica como una función de flujo de núcleo es tenido en cuenta y por lo tanto, el punto establecido de establecimiento de maniobra de Scram de flujo orientado APRM se define como la diferencia entre la potencia de inestabilidad térmica hidráulica (incluyendo incertidumbres) y la potencia en la línea de barras más alta a circulación natural; El límite derecho, "X" (por ejemplo, el 55% del flujo en la figura 1) se determina para ser la derecha de la línea de "entrada controlada" de Protección de Respaldo de Estabilidad; y Se retienen las soluciones opción III OPRM y de Opción 1-D de flujo orientado APRM que proporcionan protección adecuada cuando se opera sobre o por debajo de la línea MELLA: La Opción III es un procedimiento licenciado y ya aprobado que se basa en la detección OPRM de inestabilidad (regional o de todo el núcleo) y en la generación de una alarma para el operador cuando la operación se lleva a cabo en la zona de exclusión (MFG), y que produce eventualmente una Scram de la planta si las amplitudes de oscilación se vuelven excesivas. El establecimiento de la Scram de flujo orientado APRM basada en el límite de estabilidad térmica hidráulica también retiene la metodología licenciada Opción 1-D. Además, cuando se opera en la región MELLA+, para cualquier transitorio de reducción de flujo (iniciado por operador, fallo de control, o maniobras de bomba), una Scram automática (o inserto de barras seleccionado) se inicia antes de que la reducción de flujo entre en la región inestable (como está definido por el lado izquierdo de la curva de límite de estabilidad). Esto se lleva a cabo por cualquiera de las funciones de iniciación de Scram anteriores por las opciones de instrumentación del Sistema de Monitoreo Neutrónico (NMS): 1. Cuando el flujo de núcleo se reduce por debajo de "X", las activaciones de Scram APRM de flujo orientado existentes se establecen automáticamente a partir de su nivel normal en una cantidad que proporciona una Scram antes de que el estado de flujo/potencia entre en el lado izquierdo de la línea de límite de estabilidad; o Una línea curva de Scram personalizada que sigue simplemente la derecha de la línea de límite de estabilidad está provista y armada cuando el flujo se encuentra por debajo de "X", lo cual proporcionaría un margen suficiente para el límite de estabilidad (basado en la línea de entrada controlada BSP como se ha descrito anteriormente).

La invención incluye, pero no se limita, a al menos una de las siguientes ventajas. El enfoque de la invención reduce considerablemente las incertidumbres licenciadas para aplicar MELLA+ y reduce/simplifica en gran medida las acciones y entradas de operador. La invención es mucho más simple de aplicar y operar al tiempo que proporciona protección altamente fiable y robusta contra el daño potencial al recubrimiento del combustible debido a oscilaciones de potencia de núcleo inestables. Asimismo, la invención no afecta materialmente a la disponibilidad de la instalación debido a una probabilidad extremadamente baja de introducir una operación accidental en la región de exclusión vulnerable de estabilidad y reduce la probabilidad de Scram accidental probablemente inherente a las soluciones conocidas.

Mientras las realizaciones específicas de la invención se han descrito en detalle, se apreciará por los expertos en la técnica que se podrán desarrollar varias modificaciones y alternativas a estos detalles a la luz de las enseñanzas globales de la divulgación. En consecuencia, se entiende que las realizaciones particulares divulgadas son solamente ilustrativas y que no limitan el alcance de la invención que se ha de dar a toda la extensión de las reivindicaciones anexas y todos los equivalentes de las mismas.

Claims (6)

REIVINDICACIONES

1. - Un procedimiento de protección de un núcleo de reactor nuclear de daño al combustible debido a inestabilidad térmica hidráulica en un ámbito operativo ampliado, el procedimiento estando caracterizado porque comprende: calcular un límite térmico hidráulico; identificar una región inestable de operación en un mapa de potencia/flujo: identificar un nivel de flujo de núcleo predeterminado; modificar el sistema de maniobra basado en APRM para establecer la línea de Scram (parada súbita) de flujo orientado APRM cuando el flujo de núcleo es inferior al nivel de flujo de núcleo predeterminado; y evitar que el núcleo nuclear entre en la región inestable de operación causando una scram APRM o una inserción de barras seleccionada cuando se sobrepasa la línea de Scram de flujo orientado APRM de establecimiento.

2. - El procedimiento de la reivindicación 1 , caracterizado porque un punto establecido para el establecimiento de la línea de Scram de flujo orientado APRM se determina empleando un análisis de núcleo 3D del límite de estabilidad térmica hidráulica.

3. - El procedimiento de la reivindicación 1 , caracterizado porque la operación del reactor nuclear es conducida más allá de una línea de control de barras MELLA a una línea de control de barras MELLA+ por encima del nivel de flujo de núcleo predeterminado.

4. - El procedimiento de la reivindicación 1 , caracterizado porque la instrumentación OPRM existente es operable para detectar y suprimir la operación inestable global y local en una región MELLA+.

5.- El procedimiento de la reivindicación 1 , caracterizado porque el nivel de flujo de núcleo predeterminado está definido por el límite de estabilidad térmica hidráulica.

6.- El procedimiento de la reivindicación 1 , caracterizado porque el nivel de flujo de núcleo predeterminado es del 55% del flujo de núcleo nominal.