Determinacion del Coeficiente de Realimentacion de Reactividad por Temperatura del RP10

Resumen

El presente trabajo muestra la metodología empleada para poder determinar experimentalmente el coeficiente de temperatura del Reactor RP-10, aprovechando la temperatura del agua del circuito primario y de la energía térmica proporcionada por la energía cinética de las bombas del primario, es un método propio de nuestro reactor que proporciona buenos resultados pero que necesita el auxilio de nuestro sistema de adquisición de datos para poder evaluar las perturbaciones de reactividad debido a la temperatura del agua del circuito primario que pasa por el núcleo del RP-10. La experiencia muestra valores de Coeficiente de Temperatura muy aceptables y se verifica la influencia de la temperatura del agua en el control y Seguridad del reactor nuclear, realizada para la configuración Nº 28 del RP-10. El valor encontrado es de – 6.5 pcm/ºC.

Introducción

La reactividad de un Reactor Nuclear es consecuencia de sus propiedades nucleares y físicas, por lo tanto cualquier fenómeno que suponga una modificación de las secciones eficaces de los materiales que integran el núcleo del reactor implicará un cambio en la reactividad del Sistema, La temperatura es una de ellas y se refleja en el combustible y en el agua que actúa como moderador y refrigerante del Núcleo del reactor. El Coeficiente de Temperatura de un reactor Nuclear es un parámetro que relaciona el cambio de reactividad en función del cambio de temperatura del medio que lo rodea, en este caso del agua. Este parámetro es muy importante en los estudios de seguridad y operación del Reactor RP-10, en nuestro caso la reactividad que se inserta debe ser negativa es decir, actúa como un absorbedor de neutrones cuando la temperatura del reactor incrementa su valor, lo cual es beneficioso para la seguridad.

En reactores, como el RP-10, que usan uranio medianamente enriquecido (20 % en su isótopo uranio – 235) se espera con toda evidencia que el coeficiente de temperatura del combustible presente un valor negativo apreciable, en este tipo de reactores, la captura neutrónica por uranio – 238, en la región de resonancia desempeña un papel muy importante.

La variación de la temperatura en el moderador, por encontrarse en estado líquido, influye sobre el factor de multiplicación de dos maneras definidas; al aumentar la temperatura crece con una contribución positiva por el incremento del factor de la utilización térmica y decrece por que disminuye la probabilidad de escape a la resonancia. Mas que la temperatura del combustible es la temperatura del moderador la que determina el factor de desventaja y la energía neutrónica (de la que dependen las secciones eficaces), de donde se infiere que la variación de la utilización térmica con la temperatura constituye una buena indicación de la contribución del moderador al coeficiente de temperatura de la reactividad.

Coeficiente de Realimentación de reactividad por temperatura

Un reactor es intrínsecamente inestable, en el sentido de que cualquier incremento de reactividad, partiendo de un estado estacionario, tiende a provocar el ascenso indefinido del flujo neutrónico y de la potencia, sin que se alcance un segundo estado estacionario, sin embargo existe en el reactor ciertas características autolimitadoras, como el coeficiente de temperatura negativo que puede servir como agente estabilizador. Esta característica es la que se denomina realimentación negativa. Se utiliza el termino realimentación para describir el comportamiento de un sistema controlado (cuando el sistema responde de tal manera a una variación o error), luego, se presentan dos opciones con la realimentación, una, que agrave el error (realimentación positiva) o la contrarreste (realimentación negativa)

Al considerar la realimentación de reactividad (o multiplicación efectiva) hay que darse cuenta de que la magnitud de dicha realimentación viene determinada por la variación que experimenta la producción del reactor.

El coeficiente de realimentación de reactividad por temperatura puede ser positivo o negativo, según las circunstancias, por lo que es necesario realizar experiencias periódicas para comprobar su signo especialmente en reactores con poco enriquecimiento donde se consume uranio-235 y uranio-238 pero se produce algo de plutonio-239 que influye en forma que se pueda presentar variaciones en dicho coeficiente.

Fig. 1. Esquema del núcleo 28

Fig.2. Vista de la conf. 28

Método Experimental

El método básico para poder obtener el Coeficiente de Temperatura es la de observar la variación de la posición de una barra de control ante los cambios de temperatura del agua que pasa por el núcleo del reactor. En nuestro caso se emplea la barra de control fina para determinar la variación de reactividad en función de la temperatura. En esta experiencia se tuvo en cuenta que el reactor había sido operado recientemente y se encontraba con una temperatura en pileta del orden de los 26ºC, un grado superior a la temperatura ambiente del día de la experiencia. Con el reactor operado a baja Potencia (10 W aproximadamente) y empleando el Circuito primario y secundario de refrigeración, se logra bajar en unos cuantos minutos la temperatura que pasa por los elementos combustibles en el orden de 8 grados centígrados (ver Fig. 4), lo cual se denomina ENFRIAMIENTO BRUSCO. Se apagan las bombas del secundario y se deja que la temperatura vaya aumentando lentamente debido a la mezcla de la masa del agua que se encuentra en el tanque y a la temperatura proporcionada por la energía cinética proporcionada por las bombas del primario que se mantienen funcionando por el lapso de 4 horas, en donde se consigue que la temperatura alcance un incremento de 4 grados centígrados de temperatura, a esta etapa se le denomina CALENTAMIENTO LEVE. Posteriormente se encienden las bombas del secundario consiguiendo bajar la temperatura del primario en forma lenta, pero observando un cambio de dirección en la posición de la barra fina, a esta etapa se le denomina ENFRIAMIENTO LEVE, en la cual se verifica que el enfriamiento produce un incremento de reactividad positiva en el sistema, caso contrario sucede durante el calentamiento donde la reactividad es negativa.

Fig. 3 Grafica de Curva integral de reactividad de BCF

Como al inicio de encender las bombas el agua se mezcla a diferentes temperaturas, el registrador muestra mucha perturbación, por lo tanto no se considera para la evaluación la etapa de enfriamiento brusco y si, las siguiente etapas.

1. Etapa de Calentamiento: el agua del tanque (TTq) se encuentra a mayor temperatura que el que pasa por el núcleo, mientras el sistema de refrigeración primario se encuentra funcionando (Q=1440 m3/h) el agua del tanque se va mezclando con la proveniente de la rama de refrigeración, aumentando su temperatura gradualmente, ademas se adiciona el calor generado por las bombas del primario en su trabajo de impulsión del refrigerante y en donde no existe transferencia de calor al circuito secundario.

2. Etapa de Enfriamiento: Una vez que el agua que pasa por el núcleo se encuentra casi estable a una determinada temperatura, se procede a enfriar el agua, colocando el sistema de refrigeración secundario (Q=1400 m3/h), la transferencia de calor por los intercambiadores permite reducir la temperatura del agua que pasa por el núcleo.

Los datos tomados del SAD (Sistema de Adquisición de Datos del RP-10) nos muestran el comportamiento de la temperatura en el sensor de entrada al núcleo del reactor, tal como se muestra en las siguientes graficas.

Fig. 4. Datos de entrada TEN tomados del SAD durante diversas etapas de refrigeración del reactor

De igual manera la posición de la barra Fina varía por efecto de la temperatura del refrigerante, tal como se muestra en la fig. siguiente:

Fig. 5. Datos de entrada de posición de BCF tomados del SAD durante diversas etapas de refrigeración del reactor

Se observa la inconsistencia entre la forma de respuesta de la Barra fina y el cambio de temperatura en la etapa de enfriamiento brusco, lo cual es otro motivo para no considerar esta etapa en la evaluación.

Para el tratamiento de los datos se ha realizado un ajuste de curvas y se ha determinado su correspondiente valor de reactividad para las posiciones de BCF.

A partir de estos datos se obtiene la curva ajustada de reactividad vs. Temperatura para determinar el coeficiente de temperatura.

Fig. 6. Curvas ajustadas de TEN, BCF y Reactividad vs. tiempo para la etapa de calentamiento.

Fig. 7. Curvas ajustadas de TEN, BCF y Reactividad vs. tiempo para la etapa de enfriamiento

Resultados

Etapa de Calentamiento

De la Fig. 5 se obtiene la siguiente grafica Reactividad negativa vs. Temperatura de entrada de agua al núcleo a partir de datos observados

Determinación de Coeficiente de Temperatura etapa de calentamiento

Etapa de Enfriamiento

De la Fig. 6 se obtiene la siguiente grafica Reactividad negativa vs. Temperatura de entrada de agua al núcleo a partir de datos observados.

Determinación de Coeficiente de Temperatura en enfriamiento

Discusión

Se puede observar que para el núcleo 28 el coeficiente de realimentación de reactividad por temperatura es aproximadamente -6.5 pcm/°C, se tomaron valores tanto en el calentamiento como en el enfriamiento del agua del núcleo del reactor RP-10, donde se observa que el promedio supera los -6 pcm/°C, tal como se muestra en la tabla adjunta

Conclusiones

El valor obtenido del coeficiente de realimentación de reactividad por temperatura al inicio del ciclo del núcleo 28 es aceptable si lo comparamos con valores obtenidos en núcleos anteriores, lo que si queda ampliamente demostrado es que este coeficiente es negativo, dada la respuesta en reactividad en los casos de calentamiento y enfriamiento, tal como lo requiere las normas de seguridad del RP-10. El valor adoptado para el coeficiente de reactividad por temperatura es de -6.5±0.25 pcm/°C.

Bibliografía

• (1) Bruna, R; Medición del coeficiente de reactividad por temperatura del moderador núcleo 24 del reactor RP-10, DRE-CAS-ME-058-1; Octubre 2002.

• (2) Bruna, R; Calibración de la barra de control fino núcleo 25 del reactor RP-10 (17 de Julio del 2003).

• (3) Nieto, M; Procedimiento para la medición del coeficiente de temperatura del núcleo 24 del reactor RP-10; Setiembre 2002.

• (4) Lázaro, G; W.L. Woodruff, J. Deen; Technical study for LEU RP10 and RP0 Peruvian reactors. ANL-December-1995.

Autor:

Castro, José (1)

Arrieta, Rolando (1)

• (1) IPEN, Dirección General de Instalaciones, Calculo, Av. Canadá 1470, Lima 41, Perú