Procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclear.

Procedimiento de determinación (30) de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclearpuesto en práctica por un dispositivo programado,

comprendiendo el citado núcleo una pluralidad de ensamblajescombustibles, utilizando un conjunto de detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cubadel reactor y un conjunto de sondas de medición de la temperatura del caloportador a la salida de los citadosensamblajes combustibles, comprendiendo el citado procedimiento (30) las etapas siguientes:

- determinación, al cabo de un tiempo ti, de una primera distribución tridimensional de potencia utilizando uncódigo de cálculo neutrónico (40) que resuelve instantáneamente la ecuación de la difusión y que actualizael balance isotópico del núcleo en el transcurso del agotamiento del combustible, a partir de valores deparámetros de funcionamiento del reactor,

- determinación, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia por ajuste (60, 90)de la citada primera distribución tridimensional de potencia con mediciones facilitadas por los citadosdetectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cuba del reactor (80) y las citadassondas de medición de temperatura (100),

- control continuo (70) del citado cálculo neutrónico, comprendiendo el citado control las etapas siguientes:o cálculo, al cabo del tiempo ti, de la distribución tridimensional de potencia corriente del núcleo apartir de valores de parámetros que caracterizan el funcionamiento corriente del reactor,o cálculo, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia después delajuste de al menos un parámetro que caracteriza el funcionamiento corriente del reactor paraminimizar la diferencia entre el cálculo y la medición del desequilibrio axial de potencia promediadoen un conjunto de ensamblajes en la periferia del núcleo,

o utilización de la citada nueva distribución de potencia resultante del cálculo precedente, comocondición inicial del cálculo neutrónico al cabo del tiempo siguiente ti+1.

Procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclear.

La presente invención concierne a un procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potenciadel núcleo de un reactor nuclear. Ésta tiene igualmente por objeto un procedimiento de vigilancia de al menos un parámetro limitativo del funcionamiento normal del núcleo de un reactor nuclear. La invención está más particularmente adaptada a los reactores nucleares de agua a presión.

En funcionamiento normal, el núcleo de un reactor nuclear debe respetar ciertas condiciones que garanticen el respeto de los criterios de seguridad en caso de accidente. Estas condiciones (denominadas de categoría 1) corresponden a las situaciones iniciales consideradas en los estudios de seguridad; rebasarlas en funcionamiento normal pone por tanto en cuestión la demostración de seguridad. La verificación en continuo del respeto de los límites de funcionamiento normal define la función “vigilancia de las condiciones preaccidentales del núcleo”.

Estas condiciones son formuladas a partir de parámetros representativos de una solución particular de los lápices combustibles constitutivos del núcleo del reactor nuclear. A título de ejemplo pueden citarse parámetros simples como el nivel de potencia del núcleo o los factores representativos de la forma de la distribución de potencia (LI, FLH etc.) pero también parámetros más elaborados como la Relación de Flujo Térmico Crítico (asociado al fenómeno de ebullición crítica) o la potencia lineal (asociada al fenómeno de fusión del combustible) . La vigilancia de las condiciones preaccidentales del núcleo pasa por tanto por el cálculo de uno o varios de estos parámetros y por la comparación con un umbral predefinido, resultante de los estudios de seguridad. Por otra parte, cuando los parámetros elegidos para definir la función de vigilancia son simples, deben considerarse hipótesis penalizantes para cubrir el número importante de situaciones preaccidentales correspondientes a un valor límite de estos parámetros. La compatibilidad de estas hipótesis penalizantes con el respeto de los criterios de seguridad en los estudios de accidente impone reducir el ámbito de funcionamiento normal del núcleo del reactor. Aparece por tanto que un refinamiento de la función de vigilancia, es decir la utilización de parámetros más elaborados para definir los límites del funcionamiento normal del núcleo del reactor, permite una extensión del ámbito de funcionamiento normal del núcleo del reactor y por tanto una ganancia en explotación.

La contrapartida del refinamiento de la función de vigilancia es la necesidad de disponer en línea de un procedimiento de evaluación del parámetro elaborado en el cual ésta se funda. Ahora bien, esta evaluación necesita generalmente acceder a una imagen de repartición de la potencia producida en el núcleo del reactor nuclear. En este caso también, cuanto más simples son los medios utilizados para acceder a esta imagen de la repartición de la potencia en el núcleo, más importante es el conservadurismo asociado y más reducido es el ámbito de funcionamiento normal del núcleo del reactor. La mayoría de los procedimientos utilizados actualmente para vigilar los límites del funcionamiento normal del núcleo de un reactor nuclear reconstituyen una imagen de la repartición de potencia en el núcleo combinando una imagen radial en dos dimensiones y una imagen axial en una dimensión.

Se conocen igualmente procedimientos de reconstitución de la repartición de potencia en el núcleo en tres dimensiones.

Sin embargo, estos procedimientos necesitan la adición de instrumentación complementaria en el interior del núcleo.

Ejemplos conocidos de la técnica anterior están descritos en los documentos US4774049, que divulga un procedimiento de determinación de la distribución de potencia del núcleo de un reactor nuclear utilizando un método analítico ajustado periódicamente con mediciones facilitadas por detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos en el exterior de la cuba del reactor y sondas de medición de temperatura, y el documento EP1197970, que divulga un procedimiento de determinación de la distribución de potencia del núcleo de un reactor nuclear utilizando un código de cálculo neutrónico de tipo BEACON ajustado por mediciones de la temperatura del caloportador a la salida de los ensamblajes obtenidas con la ayuda de un conjunto de termopares.

En este contexto, la presente invención tiene por objetivo paliar los inconvenientes antes citados y pretende facilitar un procedimiento eficiente de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo y que no necesite ninguna adición de instrumentación complementaria.

A tal fin, la invención propone un procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclear puesto en práctica por un dispositivo programado, comprendiendo el citado núcleo una pluralidad de ensamblajes combustibles utilizando un conjunto de detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cuba del reactor y un conjunto de sondas de medición de la temperatura del caloportador a la salida de los citados ensamblajes combustibles, comprendiendo el citado procedimiento las etapas siguientes:

- determinación, al cabo de un tiempo ti, de una primera distribución tridimensional de potencia utilizando un código de cálculo neutrónico que resuelve instantáneamente la ecuación de la difusión y que actualiza el balance isotópico del núcleo en el transcurso del agotamiento del combustible, a partir de valores de parámetros de funcionamiento del reactor,

- determinación, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia por ajuste de la citada primera distribución tridimensional de potencia con mediciones facilitadas por los citados detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cuba del reactor y las citadas sondas de medición de temperatura,

- control continuo del citado cálculo neutrónico, comprendiendo el citado control las etapas siguientes:

o cálculo, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia corriente del núcleo a partir de valores de parámetros que caracterizan el funcionamiento corriente del reactor,

o cálculo, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia después del ajuste de uno o varios parámetros que caracterizan el funcionamiento corriente del reactor para minimizar la diferencia entre el cálculo y la medición del desequilibrio axial de potencia promediado en un conjunto de ensamblajes en la periferia del núcleo,

o utilización de la nueva distribución de potencia resultante del cálculo precedente, como condición inicial del cálculo neutrónico al cabo del tiempo siguiente t1+i.

Se entiende por « instantáneamente » un cálculo neutrónico realizado en cada paso de tiempo con un paso de tiempo inferior a un minuto (del orden de 30 segundos) .

Gracias a la invención, se puede acceder a la repartición de potencia en el núcleo a partir de una información en tres dimensiones facilitada por un cálculo neutrónico realizado en línea. Esta información es corregida por las mediciones resultantes de la instrumentación existente (termopares y sondas dispuestas al exterior de la cuba del reactor, denominados extranucleares) en los reactores de agua a presión para tener en cuenta todas las particularidades del núcleo en el momento del cálculo. El procedimiento no necesita ninguna instrumentación adicional. El resultado de esta corrección es una imagen en tres dimensiones de la distribución de potencia corriente del núcleo que sirve de base para la determinación de parámetros elaborados, limitativos del funcionamiento normal (por ejemplo la Relación de Flujo Térmico Crítico, denominado RFTC, y la potencia lineal) .

Así, porque realiza un cálculo neutrónico en tres dimensiones de la repartición de la potencia corriente del núcleo del reactor nuclear, porque permite combinar a este cálculo en tres dimensiones la información de medición facilitada en continuo por la instrumentación existente y porque funda en el resultado de esta combinación el cálculo de un parámetro limitativo del funcionamiento normal del núcleo del reactor, y esto, el en sitio del reactor y en un tiempo compatible con las exigencias de la función de vigilancia del núcleo en línea, el procedimiento de acuerdo con la invención permite poner en práctica, con un impacto mínimo sobre el equipo del grupo nuclear, una vigilancia precisa y eficiente... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento de determinación (30) de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclear puesto en práctica por un dispositivo programado, comprendiendo el citado núcleo una pluralidad de ensamblajes combustibles, utilizando un conjunto de detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cuba del reactor y un conjunto de sondas de medición de la temperatura del caloportador a la salida de los citados ensamblajes combustibles, comprendiendo el citado procedimiento (30) las etapas siguientes:

- determinación, al cabo de un tiempo ti, de una primera distribución tridimensional de potencia utilizando un código de cálculo neutrónico (40) que resuelve instantáneamente la ecuación de la difusión y que actualiza el balance isotópico del núcleo en el transcurso del agotamiento del combustible, a partir de valores de parámetros de funcionamiento del reactor,

- determinación, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia por ajuste (60, 90) de la citada primera distribución tridimensional de potencia con mediciones facilitadas por los citados detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cuba del reactor (80) y las citadas sondas de medición de temperatura (100) ,

- control continuo (70) del citado cálculo neutrónico, comprendiendo el citado control las etapas siguientes:

o cálculo, al cabo del tiempo ti, de la distribución tridimensional de potencia corriente del núcleo a partir de valores de parámetros que caracterizan el funcionamiento corriente del reactor,

o cálculo, al cabo del tiempo ti, de una nueva distribución tridimensional de potencia después del ajuste de al menos un parámetro que caracteriza el funcionamiento corriente del reactor para minimizar la diferencia entre el cálculo y la medición del desequilibrio axial de potencia promediado en un conjunto de ensamblajes en la periferia del núcleo,

o utilización de la citada nueva distribución de potencia resultante del cálculo precedente, como condición inicial del cálculo neutrónico al cabo del tiempo siguiente ti+1.

2. Procedimiento de determinación (30) de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de acuerdo con la reivindicación 1 caracterizado porque la citada etapa de determinación de una nueva distribución de potencia comprende las etapas siguientes:

- una primera etapa de ajuste (60) de la citada primera distribución de potencia calculada, siendo realizado el citado ajuste por una función matemática que minimiza las diferencias entre la componente axial de la citada distribución de potencia calculada y las mediciones facilitadas por los citados detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cuba (80) ,

- una segunda etapa de ajuste (90) de la citada primera distribución de potencia calculada, siendo realizado el citado ajuste por una función matemática que minimiza las diferencias entre la componente radial de la citada distribución de potencia calculada y las mediciones facilitadas por las citadas sondas de medición de temperatura (100) .

3. Procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de acuerdo con las reivindicaciones precedentes caracterizado porque comprende una etapa de corrección periódica (10) que comprende una etapa de modificación de los parámetros intrínsecos del modelo de núcleo, es decir los parámetros que intervienen en la ecuación de difusión, para minimizar las diferencias entre la distribución tridimensional de potencia calculada por el código neutrónico y la distribución tridimensional de potencia deducida de mediciones (20) facilitadas por detectores de medición de flujo neutrónico en el interior de la cuba del reactor, denominados sondas intranucleares.

4. Procedimiento de vigilancia de al menos un parámetro limitativo del funcionamiento normal del núcleo de un reactor nuclear que comprende las etapas siguientes:

- Puesta en práctica del procedimiento de determinación (30) de la distribución tridimensional de potencia del citado núcleo de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 3,

- Cálculo de al menos un parámetro limitativo (110) del funcionamiento normal del núcleo del reactor a partir de esta distribución tridimensional de potencia del núcleo,

- Cálculo de la diferencia (120) del citado parámetro calculado con respecto a un umbral predeterminado.

5. Procedimiento de vigilancia de acuerdo con la reivindicación 4 caracterizado porque comprende una etapa de activación de una alarma en la sala de control en caso de rebasamiento del citado umbral por el parámetro calculado.

6. Procedimiento de vigilancia de acuerdo con una de las reivindicaciones 4 o 5 caracterizado porque el citado al menos un parámetro limitativo del funcionamiento normal del núcleo del reactor es uno de los parámetros siguientes: potencia lineal, denominado Plin, Relación de Flujo Térmico Crítico, denominado RFTC, desequilibrio axial de potencia, denominado Dpax, desequilibrio acimutal de potencia denominado Dpaz.

7. Procedimiento de vigilancia de acuerdo con una de las reivindicaciones 4 a 6 caracterizado porque el citado al menos parámetro calculado, la nueva distribución de potencia o la diferencia calculada son visualizados permanentemente en al menos una pantalla de la sala de control.

8. Programa informático para la ejecución del procedimiento de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 7.