Análisis de transitorios por inserciones de reactividad en reactores de investigación

• Autor: Lázaro Moreyra, Gerardo Santos
• Formato: tesis de maestría
• Fecha de Publicación: 1995
• Institución: Instituto Peruano de Energía Nuclear
• Repositorio: IPEN-Institucional
• Lenguaje: español
• OAI Identifier: oai:repositorio.ipen.gob.pe:20.500.13054/699
• Enlace del recurso: https://hdl.handle.net/20.500.13054/699
• Nivel de acceso: acceso abierto
• Materia: Coeficientes de reactividad; Inserciones de reactividad; Núcleos de reactor; Accidentes; Transitorios; Componentes del reactor; Reactor RP-10; Reactores de investigación

Se estudia la conducta del núcleo de un reactor tipo piscina cuando es sometido a accidentes de excursiones de potencia por inserciones violentas de reactividad. El valor de la reactividad está en el rango de $1.5 a $3.2 insertada en tiempos de 0.10 s a 0.80 s. El valor de $1.5/100 ms es asumido como el caso más desfavorable. Para todos los casos un elemento combustible es arrastrado parcialmente por una de las barras de control y cae al núcleo ligeramente subcrítico en 5 Watts. Estos accidentes se han aplicado a dos núcleos, el A16/21 y el A21/25 los cuales para completar el estudio han sido comparados con los SPERT-1: B24/32, BI6/64 y D12/25. Como el evento iniciante que conduce a la inserción de reactividad es independiente del estado de operación del reactor se ha practicado la simulación al modo de operación más desfavorable en cuanto a las consecuencias del accidente. Este estado de operación se hace a bajas potencias y a convección natural. Ello se confirma con los resultados experimentales de los reactores SPERT I refrigerados por convección natural. El rango de potencia al inicio del accidente varía de 5 Watts a 10 MW y la refrigeración del núcleo de convección natural a convección forzada en 1650 m3/h. Se ha realizado cálculos de importancia de algunas variables de entrada del código con respecto a las consecuencias. Estos datos pueden ser definidos en variables de tres grupos: a) En los datos cinéticos se elige el beta efectivo por ser muy sensible a la configuración de trabajo, b) En transferencia de calor se varía varias opciones de correlaciones de predicción de regímenes de transferencia de calor. Se discute la validez de su acepción para el reactor analizado y e) Con respecto a la ingeniería de seguridad se mantuvo variable el tiempo de inicio efectivo de caída de barras. Esta variable es muy importante porque el retardo del inicio del efecto de las barras de seguridad en la mitigación del accidente es además transcendente para el desarrollo del accidente, aun cuando el peso de los primeros y últimos tramos de las barras de seguridad inducen una pobre reactividad con respecto a su zona central. Estos primeros cm permiten que la reactividad del sistema se mantenga negativa y no ocurra una nueva excursión o, en todo caso, este segundo pico no se desarrolle plenamente tal como sucede con $1.5/800 ms para el núcleo 16 o A16/25. Por otra parte, se ha determinado experimentalmente los parámetros de tiempo de retardo de inicio efectivo de caída de barras; coeficientes de reactividad por generación de vacío y por cambio de temperatura de moderador; tiempo total de inserción de barras y el peso de las barras de seguridad y control para diferentes configuraciones. En todos los casos se asume que los sistemas de control para la protección del núcleo no funcionan, salvo el de disparo de barras de seguridad por alto flujo fijado en 12 Mw. Para este sistema de barras se ha fijado 200 ms de retardo. Este estado de condición de barras puede simular que el reactor trabaje sin sistemas de protección, para ciertos transitorios. Uno de los propósitos del trabajo ha sido investigar la evolución de los parámetros de autocontrol del núcleo en cada uno de los mecanismos de compensación por generación de vacío, por cambio de temperatura de moderador, por cambio de temperatura de combustible y por dilatación de los elementos combustibles. Se cuantifica todas en el transcurso de la evolución del transitorio y se observa graficados la importancia de todas ellas. También se determina la máxima reactividad que puede introducirse al núcleo sin conseguir temperaturas de fusión del revestimiento de la placa o vaina. El código de cálculo empleado para el análisis de estos accidentes es el PARET. La versión original de este programa está cargada en una máquina Digital DEC modelo VAX 11/730. Esta versión original, como parte del desarrollo de la tesis, se implementó como una nueva versión, para la PC-486/DX50. Para este propósito el lenguaje usado en la PC es el Fortran F77L v. 3.0. Antes de empezar con el análisis del tema se validó este código con casos similares de la versión anterior con la VAX y también con el paquete desarrollado en Argonne National Laboratory (USA). Para todos los casos analizados, la similitud de los resultados son los mismos. Se debe mencionar que sin este esfuerzo de implementación del código en una PC no hubiera sido posible hacer un análisis del reactor RP-10 tan exhaustivo como se hace en el presente trabajo de accidentes de este tipo con el PARET. Las razones que motivaron este esfuerzo fueron tiempo y disponibilidad de máquina. Para correr un mismo caso; la VAX 11/730 requiere de un tiempo total de ejecución de 6 h, si es la única tarea que ejecuta. Una PC 486-DXS0 requiere solo 10 minutos. Para casos más tediosos, la VAX requería de más de 10 h de trabajo, lo cual no era posible por razones de cuotas de espacio de disco duro disponible y prioridades con respecto a otras tareas. Por otra parte, en la máquina compatible se tiene una mayor cantidad de utilitarios para el tratamiento de la gran cantidad de datos de salida del PARET. Para este trabajo de tesis todos los gráficos y diagramas han sido hechos con el Sigma Plot 5.0 y el Lotus Freelance Graphics 2.0 for Windows.