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