7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
1/208
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
2/208
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
3/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 1
ndice
NDICE ......................................................................................................................................................................... 1
GLOSARIO .................................................................................................................................................................. 5
INTRODUCCIN ...................................................................................................................................................... 7
1. PRESENTACIN DEL SIMULADOR CONCEPTUAL DE CENTRAL NUCLEAR SIREP 1300 11
1.1. PRESENTACIN DEL MODELO DEL SIMULADOR......................................................................................... 131.1.1. Organizacin del modelo ................................................................................................................ 13
1.1.1.1. MduloNEUTRO......................................................................................................................................... 131.1.1.2. MduloMODELIX....................................................................................................................................... 131.1.1.3. MduloDRAC.............................................................................................................................................. 14
1.1.2. Temas principales de simulacin .................................................................................................... 141.1.3. Elementos y sistemas incluidos en el modelo. Lmites del dominio de validez ............................. 14
1.2. POSIBILIDADES DE GESTIN DE ESTADOS Y DE LA SIMULACIN............................................................... 161.2.1. Velocidad de simulacin y aceleraciones parciales ...................................................................... 161.2.2. Gestin de ficheros .......................................................................................................................... 17
1.3. REPRESENTACIONES SINPTICAS DEL COMPORTAMIENTO....................................................................... 191.3.1. Representacin general de la planta .............................................................................................. 211.3.2. Representacin del reactor ............................................................................................................. 22
1.3.3. Representacin sistema de control qumico y volumtrico............................................................ 231.3.4. Representacin del presionador ..................................................................................................... 241.3.5. Representacin del generador de vapor ......................................................................................... 251.3.6. Representacin de la turbina .......................................................................................................... 261.3.7. Representacin del sistema de extraccin de calor residual ......................................................... 271.3.8. Diagrama de balance de la reactividad ......................................................................................... 28
1.3.8.1. Imgenes y diagramas didcticos Combustible ........................................................................................ 291.3.8.2. Imgenes y diagramas didcticos Doppler ............................................................................................... 301.3.8.3. Imgenes y diagramas didcticos Moderador ........................................................................................... 311.3.8.4. Imgenes y diagramas didcticos Efectos de potencia ............................................................................. 321.3.8.5. Imgenes y diagramas didcticos Xenn .................................................................................................. 331.3.8.6. Imgenes y diagramas didcticos Samario ............................................................................................... 341.3.8.7. Imgenes y diagramas didcticos Boro ..................................................................................................... 351.3.8.8. Imgenes y diagramas didcticos Barras de control ................................................................................. 36
1.3.9. Representacin del anlogo hidrulico de la evolucin del Xenn y Samario ............................ 371.3.10. Representacin del diagrama Presin-Temperatura .................................................................... 381.3.11. Representacin del diagrama de control ....................................................................................... 391.3.12. Diagramas termodinmicos ilustrativos ........................................................................................ 401.3.13. Pantalla de trazado de curvas ........................................................................................................ 411.3.14. Cuadro de alarmas .......................................................................................................................... 421.3.15. Pantalla de instructor ...................................................................................................................... 43
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
4/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
2 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4. DESCRIPCIN Y CARACTERSTICAS GENERALES DE LA SERIE REP1300FRANCESES............................... 441.4.1. Caractersticas de concepcin del circuito primario ..................................................................... 471.4.2. Caractersticas termohidrulicas y neutrnicas ............................................................................ 48
1.4.2.1. Caractersticas termohidrulicas del circuito primario ................................................................................ 481.4.2.2. Caractersticas agua-vapor del lado secundario del GV .............................................................................. 491.4.2.3. Caractersticas neutrnicas del ncleo ......................................................................................................... 49
1.4.3. Caractersticas de componentes, dimensiones y materiales .......................................................... 501.4.3.1. Vasija y elementos internos .......................................................................................................................... 501.4.3.2. Elementos combustibles ............................................................................................................................... 511.4.3.3. Barras de control ........................................................................................................................................... 521.4.3.4. Varillas de venenos consumibles y fuentes neutrnicas .............................................................................. 531.4.3.5. Bombas primarias ......................................................................................................................................... 531.4.3.6. Presionador .................................................................................................................................................... 54
1.4.3.7. Generador de vapor ....................................................................................................................................... 551.4.4. Posicionamiento de los grupos de control y seguridad en la serie P4-P4 .................................. 56
2. DESCRIPCIN DEL MODELO DEL SIMULADOR.............................................................................. 57
2.1. MODELIZACIN Y FSICA DEL NCLEO ...................................................................................................... 592.1.1. Modelo neutrnico. Descripcin e hiptesis de simulacin .......................................................... 592.1.2. Mdulo boro. Descripcin e hiptesis de simulacin .................................................................... 592.1.3. Modelizacin del efecto de las barras de control........................................................................... 612.1.4. Modelizacin del efecto de temperatura del combustible .............................................................. 622.1.5. Modelizacin del efecto de temperatura del moderador y del cido brico ................................. 62
2.1.6. Modelizacin de los efectos de envenenamiento ............................................................................ 622.1.7. Clculo de la reactividad del combustible ..................................................................................... 632.1.8. Clculo de la potencia residual ...................................................................................................... 642.1.9. Clculos trmicos en el ncleo. Determinacin de los perfiles axiales de flujo y temperaturas . 65
2.2. CONCEPCIN DEL PRESIONADOR.REGULACIN DE NIVEL Y PRESIN PRIMARIA..................................... 662.3. BOMBAS Y CANALIZACIONES DE ENLACE .................................................................................................. 692.4. CIRCUITO SECUNDARIO ............................................................................................................................. 69
2.4.1. Generador de vapor ........................................................................................................................ 692.4.2. Circuito de vapor ............................................................................................................................. 702.4.3. Turbina ............................................................................................................................................. 70
2.4.4. Condensador .................................................................................................................................... 702.4.5. Turbobombas y agua de alimentacin ............................................................................................ 712.4.6. Automatismos y cadenas de regulacin .......................................................................................... 72
2.5. SISTEMA DE CONTROL QUMICO Y DE VOLUMEN ....................................................................................... 722.5.1. Modelo fsico .................................................................................................................................... 722.5.2. Regulaciones .................................................................................................................................... 73
2.6. CIRCUITO DE REFRIGERACIN EN LA PARADA ........................................................................................... 742.6.1. Modelo fsico .................................................................................................................................... 742.6.2. Regulaciones .................................................................................................................................... 75
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
5/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 3
3. RELACIN DE PRCTICAS ...................................................................................................................... 77
3.1. PARMETROS CINTICOS DEL REACTOR................................................................................................... 79
3.1.1. Introduccin ..................................................................................................................................... 813.1.1.1. Neutrones instantneos y neutrones diferidos .............................................................................................. 813.1.1.2. Ecuaciones de la cintica del reactor ............................................................................................................ 823.1.1.3. Perodo del reactor. Tiempo de doblamiento. .............................................................................................. 83
3.1.2. Modus Operandi .............................................................................................................................. 843.1.2.1. Clculo del parmetro................................................................................................................................ 843.1.2.2. Clculo del parmetro y del periodo con reactividades positivas ............................................................ 863.1.2.3. Clculo del perodo del reactor con reactividades negativas ....................................................................... 873.1.2.4. Insercin de grandes reactividades. Aplicacin a la parada de emergencia. ............................................ 88
3.1.3. Cuestiones relativas a la experiencia ............................................................................................. 903.2. APROXIMACIN SUBCRTICA ..................................................................................................................... 93
3.2.1. Introduccin ..................................................................................................................................... 953.2.1.1. Descripcin del procedimiento ..................................................................................................................... 953.2.1.2. Clculo del volumen de agua de dilucin .................................................................................................... 96
3.2.2. Modus Operandi .............................................................................................................................. 973.2.2.1. Caracterizacin del estado inicial del reactor............................................................................................... 973.2.2.2. Acciones previas ........................................................................................................................................... 983.2.2.3. Fase de dilucin .......................................................................................................................................... 1003.2.2.4. Fase de control mediante barras ................................................................................................................. 101
3.2.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1033.2.4. Plantillas para la toma de datos ................................................................................................... 104
3.3. EFECTOS DE LA TEMPERATURA SOBRE LA REACTIVIDAD....................................................................... 1093.3.1. Introduccin ................................................................................................................................... 111
3.3.1.1. Coeficiente de temperatura del combustible .............................................................................................. 1123.3.1.2. Coeficiente de temperatura del moderador ................................................................................................ 113
3.3.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 1143.3.2.1. Aparicin de los efectos de temperatura .................................................................................................... 1153.3.2.2. Efectos de realimentacin de reactividad con reactor a plena potencia y en final de ciclo ..................... 1173.3.2.3. Efectos de realimentacin de reactividad con reactor a plena potencia y en inicio de ciclo .................... 118
3.3.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1193.4. COEFICIENTE ISOTERMO Y COEFICIENTE DEL MODERADOR.................................................................... 121
3.4.1. Introduccin ................................................................................................................................... 1233.4.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 124
3.4.2.1. Determinacin del coeficiente isotermo en diferentes estados de calentamiento. .................................... 1253.4.2.2. Determinacin de la concentracin crtica de boro a la temperatura de operacin a plena potencia ...... 127
3.4.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1323.5. ARRANQUES Y VARIACIONES DE CARGA DEL REACTOR.......................................................................... 133
3.5.1. Introduccin ................................................................................................................................... 1353.5.1.1. Efectos del xenn en el arranque ................................................................................................................ 1353.5.1.2. Procedimientos de arranque despus de parada automtica (A.U.) .......................................................... 135
3.5.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 138
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
6/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
4 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
3.5.2.1. Descenso de potencia del reactor a mitad de su potencia nominal ........................................................... 1383.5.2.2. Arranque del reactor despus de una parada .............................................................................................. 140
3.5.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 143
3.6. ESTADOS ESTNDAR DEL REACTOR.TRANSICIN DE OPERACIN A POTENCIA A PARADA CALIENTE... 1453.6.1. Introduccin ................................................................................................................................... 147
3.6.1.1. Estados del reactor ...................................................................................................................................... 1473.6.1.2. Clculo del efecto de reactividad sobre el ncleo en las operaciones de boracin del primario ............. 148
3.6.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 1483.6.2.1. Proceso de transicin a espera en caliente ................................................................................................. 1493.6.2.2. Proceso de transicin a parada en caliente ................................................................................................. 151
3.6.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1533.7. ESTADOS ESTNDAR DEL REACTOR.TRANSICIN DE PARADA CALIENTE A PARADA FRA.................... 155
3.7.1. Modus Operandi ............................................................................................................................ 157
3.7.1.1. Transicin a parada intermedia .................................................................................................................. 1573.7.1.2. Transicin a parada fra .............................................................................................................................. 160
3.7.2. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1633.8. CALIBRACIN DE UN GRUPO DE BARRAS ................................................................................................. 165
3.8.1. Introduccin ................................................................................................................................... 1673.8.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 169
3.8.2.1. Calibracin del grupoRpor dilucin ......................................................................................................... 1703.8.2.2. Calibracin del grupo de potencia por intercambio ................................................................................... 172
3.8.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1763.9. AUTOESTABILIZACIN DEL REACTOR..................................................................................................... 177
3.9.1. Introduccin ................................................................................................................................... 1793.9.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 180
3.9.2.1. Perturbacin del primario a inicio de vida (BOL) ..................................................................................... 1803.9.2.2. Perturbacin del primario a mitad de vida (MOL) .................................................................................... 1813.9.2.3. Perturbacin del secundario a inicio de vida (BOL).................................................................................. 1823.9.2.4. Perturbacin del secundario a mitad de vida (MOL)................................................................................. 1833.9.2.5. Importancia del efecto Doppler. Hipottica operacin sin la actuacin del efecto Doppler .................... 1833.9.2.6. Importancia del coeficiente del moderador. Hipottica operacin con concentracin de boro elevada .. 185
3.9.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 1863.10. DESCONEXIN DE LA RED Y OPERACIN EN ISLA .................................................................................... 189
3.10.1. Introduccin ................................................................................................................................... 1913.10.1.1. Coeficiente de potencia ............................................................................................................................... 1913.10.1.2. Lmites del diagrama de operacin ............................................................................................................ 1923.10.1.3. Caracterizacin del margen de parada ....................................................................................................... 1953.10.1.4. Efectos de redistribucin de potencia ......................................................................................................... 1973.10.1.5. Efecto de huecos ......................................................................................................................................... 198
3.10.2. Modus Operandi ............................................................................................................................ 1983.10.2.1. Desconexin de la red y operacin en isla ................................................................................................. 1983.10.2.2. Conexin a la red y recuperacin de la potencia nominal ......................................................................... 2043.10.2.3. Clculo del margen de parada y del coeficiente de potencia .................................................................... 205
3.10.3. Cuestiones relativas a la experiencia ........................................................................................... 206
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
7/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 5
Glosario
BOL: Beginning Of Life. Estado del reactor en inicio de ciclo.
DDV(DDC): Debut De Vie (Cycle). Equivalente a BOLen terminologa francesa.
DNBR: Departure from Nucleate Boiling Ratio. Relacin que indica el margen sobre la crisis
de ebullicin.
EOL: End of Life. Estado del reactor en final de ciclo.
FDV(FDC): Fin De Vie (Cycle). Equivalente a EOLen terminologa francesa.
GCT: Groupe de Contournement de Turbine. Permite desviar el vapor producido por los
generadores.
GV: Generadores de Vapor.
LWR: Light Water Reactor.
MAR: Margen de AntiReactividad o margen de parada.
MDV(MDC): Moiti De Vie (Cycle). Equivalente a MOLen terminologa francesa.
MOL: Middle Of Life. Estado del reactor en mitad de ciclo.
MOX: Mixed Oxyde. Mezcla de xidos uranio-plutonio (UO2/PuO2).
PTR: Circuito de tratamiento y refrigeracin del agua de piscina.
PWR: Pressurized Water Reactor.
RCP: Circuit Primaire.
RCV: Circuit de Contrle Volumtrique et chimique. Sistema de control qumico y
volumtrico.
REA: Circuito de aporte de agua y boro.
REC: Rapport dEbullition Critique. Equivalente a DNBRen terminologa francesa.
REP: Racteur dEau sous Pression. Equivalente a PWRen terminologa francesa.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
8/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
6 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
RRA: Systme de Refroidissement lArret. Sistema de refrigeracin en la parada o sistema
de extraccin de calor residual.
RRI: Systme de Rfrigration Intermdiaire. Sistema de refrigeracin intermedia.
TEP: Sistema de tratamiento de efluentes.
TPA: Turbo Pompe Alimentaire. Turbobomba de alimentacin del sistema de alimentacin
principal de los generadores de vapor.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
9/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 7
Introduccin
El pasado 27 de abril de 2004, la Excma. Presidenta del Consejo de Seguridad Nuclear
Sra. Maria Teresa Estevan Bolea y el Rector de la Universidad Politcnica de Catalua en
presencia de numerosas autoridades del mundo acadmico y nuclear, inauguraron el
Simulador Conceptual de Central Nuclear DFEN-ETSEIB-UPC.
Inauguracin del Simulador Conceptual DFEN-ETSEIB-UPC por la Excma. Presidenta del Consejo de Seguridad
Nuclear Sra. Maria Teresa Estevan Bolea y el Rector de la UPC.
La entrada en operacin de esta instalacin ha representando un impulso y modernizacin
de la formacin en el mbito de la Intensificacin Nuclear en la ETSEIB. Actualmente la
intensificacin nuclear tiene una extensin de 64 ECTS (European Credit Transfer System)
que equivalen a 64,5 crditos o 645 horas lectivas.
El software elegido ha sido SIREP 1300 v3.0. Se trata de un simulador de principios bsicos
de una central nuclear tipo PWRde 4 lazos y 1300 MWe.
Se dispone de cinco simuladores independientes donde cada estudiante opera su propia
central nuclear, siguiendo el modus operandi indicado en este manual de prcticas.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
10/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
8 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
Simulador Conceptual en operacin.
La operacin del simulador con los estudiantes de la ETSEIBha demostrado que presenta
una interfase de usuario intuitiva, simple y atractiva. A partir de la segunda hora de clase el
estudiante ya domina el funcionamiento del simulador y puede centrarse propiamente en
asimilar los conceptos relativos a la ingeniera nuclear, anlisis de escenarios de operacin,
determinacin de parmetros caractersticos de la planta, interpretacin de resultados, etc.
El Simulador se utiliza en las siguientes asignaturas:
Fsica de Reactores Nucleares (5 ECTS = 6 crditos = 60 horas). Se realizan cinco
prcticas con una extensin total de unas 12 horas.
Prctica 1: Parmetros cinticos del reactor.
Prctica 2: Aproximacin subcrtica.
Prctica 3: Efectos de la temperatura sobre la reactividad.
Prctica 4: Coeficiente isotermo y coeficiente del moderador.
Prctica 5: Arranques y variaciones de carga del reactor.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
11/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 9
Centrales Nucleares (5 ECTS = 6 crditos = 60 horas). Se realizan cinco prcticas
con una extensin total de 12 horas.
Prctica 6: Estados estndar del reactor. Transicin de operacin a potencia
a parada en caliente.
Prctica 7: Estados estndar del reactor. Transicin de parada en caliente a
parada fra.
Prctica 8: Calibracin de un grupo de barras.
Prctica 9: Autoestabilizacin del reactor.
Prctica 10: Desconexin de la red y operacin en isla.
El desarrollo de esta instalacin ha sido posible gracias a la financiacin del Consejo de
Seguridad Nuclear (CSN), Asociacin Nuclear AscVandells II (ANAV), Escola Tcnica
Superior dEnginyeria Industrial de Barcelona (ETSEIB) y a la colaboracin de International
Atomic Energy Agency (Workshop on Nuclear Power Plant Simulators for Education) y
Tecnatom S.A. (prcticas con el Simulador de Alcance Total).
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
12/208
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
13/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 11
1. Presentacin del simulador conceptual
de central nuclear SIREP 1300
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
14/208
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
15/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 13
1.1. Presentacin del modelo del simulador
El simulador SIREP 1300 es un simulador de principios bsicos que representa el
funcionamiento de una central nuclear PWRgenrica de cuatro lazos y 1300 MWe.
El simulador SIREPes una nueva versin realizada por la empresa CORYSS T.E.S.S.y con
una programacin orientada a objetos de un simulador ya existente realizado por la misma
empresa llamado SYREN, manteniendo en esencia los mismos objetivos formativos y
caractersticas bsicas referidas a la simulacin. Los avances en tecnologa informtica
incorporados han permitido una mejora notable de los aspectos grficos de la interfase
resultando ms sencillos y atractivos.
1.1.1. Organizacin del modelo
El modelo del simulador est organizado en tres mdulos distintos que se encargan de
diferentes aspectos de la simulacin. Los mdulos son los siguientes:
NEUTRO: Modelizacin del ncleo y del transporte de boro.
MODELIX: Modelizacin de los circuitos termohidrulicos (excepto primario), de los
circuitos elctricos y de la instrumentacin de control.
DRAC: Modelizacin termohidrulica del circuito primario.
A continuacin se exponen de forma ms detallada las principales caractersticas de cada
uno de los mdulos.
1.1.1.1. Mdulo NEUTRO
Este mdulo se encarga de la modelizacin de la neutrnica y de la concentracin de boro
en el circuito primario.
El mdulo intercambia los valores de los sensores, dispositivos y variables de interfase con
los mdulos MODELIXy DRAC, as como con MODELIXpara las aceleraciones parciales.
1.1.1.2. Mdulo MODELIX
El mdulo desarrollado con la herramienta MODELIXcomprende la modelizacin del control
(lgica y regulaciones) de los sistemas elctricos y de las partes termohidrulicas no
simuladas por el mdulo DRAC, a saber, sistema de control qumico y volumtrico, sistema
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
16/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
14 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
de refrigeracin de emergencia, circuito de aportacin de boro, vapor, turbina, condensador y
alimentacin de los generadores de vapor.
1.1.1.3. Mdulo DRAC
Este mdulo desarrollado con la herramienta DRACse encarga de la modelizacin del lazo
equivalente del circuito primario, de las bombas primarias, del presionador y del generador
de vapor (parte primaria y secundaria).
El mdulo DRAC intercambia los modelos anteriores junto con el control (parada/arranque
de las bombas primarias, acelerado) con los mdulos NEUTROy MODELIX.
1.1.2. Temas principales de simulacin
Algunos de los principales temas de simulacin contemplados en el modelo son los
siguientes:
Interacciones primario-secundario
Aumentos y disminuciones de nivel
Grandes transitorios (parada automtica del reactor, operacin en isla, ...)
Fsica del ncleo (efectos de temperatura del moderador y Doppler, evolucin del
xenn, ...)
Aproximacin subcrtica Aspectos neutrnicos (divergencia, escalones de reactividad, ...)
Oscilaciones del xenn
Comportamiento monofsico
Prolongacin de ciclo (stretch-out)
1.1.3. Elementos y sistemas incluidos en el modelo. Lmites del
dominio de validez
El modelo incluye: Una representacin detallada de la neutrnica, del presionador y del generador de
vapor (concebido como un solo lazo equivalente al conjunto).
Una representacin de los elementos y sistemas siguientes:
o Circuito primario,
o Sistema de control qumico y volumtrico,
o Sistema de refrigeracin en la parada,
o Circuito de aportacin de boro y agua,
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
17/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 15
o Circuito secundario de vapor,
o Turbina,
o Alternador,o Condensador,
o Circuito de agua de alimentacin de los generadores de vapor,
o Sistema de alimentacin de seguridad de los generadores de vapor.
Teniendo en cuenta su finalidad esencialmente pedaggica, que es la de presentar con
claridad los principios bsicos del funcionamiento de una central nuclear, la representacin
de un PWRse puede simplificar.
La simulacin se limita a los circuitos principales. Al mismo tiempo se representa un sololazo, ya que el comportamiento de todos ellos es muy similar excepto en el caso de
desequilibrios particulares que no se estudian aqu.
El dominio de validez del modelo cubre todo el dominio de funcionamiento de la central
desde la parada en fro hasta el funcionamiento a plena potencia.
Los principales lmites del dominio de funcionamiento del simulador son los siguientes:
Presin del primario entre 1 bary 220 bar,
Todos los circuitos primarios a parte del presionador y el generador de vapor son
monofsicos,
Nivel del presionador no nulo e inferior a 100%si la presin del primario es superior a
50 bars,
Nivel del generador de vapor no nulo e inferior al 100%,
Nivel del tanque de alivio del sistema de control qumico y volumtrico no nulo e
inferior al 100%.
En caso de salir del dominio de simulacin se realiza un congelado automtico del simulador.
En el captulo 2 se expondr con ms precisin la descripcin del modelo del simulador.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
18/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
16 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.2. Posibilidades de gestin de estados y de la
simulacin
En este apartado se comentan importantes aspectos que son de conocimiento indispensable
para un manejo hbil, verstil y eficaz del simulador.
1.2.1. Velocidad de simulacin y aceleraciones parciales
La simulacin se ejecuta a tiempo real pudiendo disponerse de una aceleracin global de
todos los fenmenos. Asimismo existen algunos fenmenos que pueden ser acelerador de
forma independiente del resto del modelo a fin de permitir el desarrollo de algunos trabajosprcticos como: consumo de combustible, envenenamiento por xenn y samario,
calentamiento del agua primaria, boracin/dilucin, evolucin de la potencia residual, etc.
Por la caracterstica indicada, dos modos de aceleracin pueden ser escogidos
independientemente: aceleracin globaly aceleracin parcial. Las aceleraciones globales
corresponden al modo de aceleracin o ralentizacin general de todo el simulador.
Corresponde a una multiplicacin global del paso de tiempo del simulador. Las aceleraciones
parciales son aquellas que permiten acelerar una funcin o parte de una funcin en un
mdulo.
El usuario tiene la posibilidad de modificar la velocidad de simulacin seleccionando la
velocidad deseada en el submen del botn vitesse. Las posibilidades son las siguientes:
Aceleraciones globales:
Tiempo real temps reel, reel*0,1, reel*0,5, reel*2 y reel*3: ralentizacin o
aceleracin global. Todos los fenmenos ven modificados su velocidad.
Pseudo real*20 Pseudo reel*20: efecta una aceleracin global por un factor 20.nicamente la conductividad trmica de los tubos de los generadores de vapor y
algunas regulaciones son aceleradas con un factor ms pequeo. Esto hace que
este modo de aceleracin no puede ser utilizado ms que en los estados de parada.
Aceleraciones parciales:
Venenos*60 Poisons*60: se establece una aceleracin global de 2 junto con un
aumento (factor 60) de las velocidades de aparicin y desaparicin de venenos. El
tiempo de simulacin que se muestra corresponde al de la aceleracin global (2).
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
19/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 17
Combustible Combustible: En este modo nicamente el consumo de combustible es
acelerado. El tiempo de simulacin fijado es el del fenmeno acelerado (50000).
Calentadores Chauffage: la potencia disipada por las bombas primarias y por los
calentadores del presionador es multiplicada por el coeficiente de aceleracin (10). El
tiempo de simulacin mostrado es el del fenmeno acelerado.
Boro Bore: nicamente los procesos de boracin y dilucin son acelerados. El
tiempo de simulacin que se muestra corresponde al del fenmeno estudiado (50).
Potencia residual P rsiduelle: Slo es acelerada la evolucin de la potencia
residual. El tiempo de simulacin fijado es el correspondiente al del fenmeno
acelerado (5000).
1.2.2. Gestin de ficheros
El botn Clich permite la gestin de los diferentes tipos de estados memorizados. stos se
clasifican en: Standard, instructoryperidicos.
Los estados Standardhacen referencia a los estados de carcter general que han
sido elaborados conjuntamente por CORYS T.E.S.S.y el INSTN. La lista disponible
contiene estados genricos en los principales modos de operacin de la central y en
diversos momentos del ciclo de quemado.
Los estados instructorcorresponden a aquellos que han sido creados y guardados a
tal efecto durante la operacin por el usuario. Es posible crear de forma permanente
estados nuevos a partir de la evolucin de otros o guardarlos a modo de copia de
seguridad de una simulacin en proceso. Algunas experiencias propuestas en la
planificacin de las prcticas tienen como punto de partida un estado creado con
ciertas condiciones singulares elaborado expresamente a este efecto.
Los estados peridicos son aquellos que automticamente se guardan cada ciertoperodo de tiempo. Hacen siempre referencia a la historia de la simulacin que se
est ejecutando y desaparecen automticamente al iniciar una nueva simulacin.
En todo momento el instructor puede tomar un estado, es decir, memorizar en un instante
dado el estado del simulador. De esta forma, el estado actual es memorizado en la lista de
estados del instructor.
Dos caractersticas importantes de cara a la utilizacin del simulador la constituyen los
botones pannes y comandes locales.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
20/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
18 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
El botn pannes (avera) permite la gestin de las averas que perturban la simulacin.
Permite al instructor definir e inicializar las averas que desee introducir en el curso de la
simulacin. Entre ellas se puede escoger: escaln de potencia, insercin/extraccin delgrupo de regulacin, escaln de reactividad, parada automtica del reactor, inhibicin de la
parada automtica del reactor, prdida de instrumentacin, parada de bombas primarias,
abertura de vlvulas de alivio del presionador, parada de bomba del sistema de extraccin
de calor residual, prdida de RRI, prdida de vaco en el condensador, abertura vlvula de
seguridad del generador, etc.
El botn comandes locales (comandos locales) permite la gestin de los elementos
manuales. Permite al instructor definir e inicializar los comandos locales sobre los elementos.
Entre ellos se puede seleccionar: supresin del efecto Doppler, escoger una reactividad
inicial (combustible), bloqueo y ajuste de la concentracin de boro, etc.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
21/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 19
1.3. Representaciones sinpticas del comportamiento
La interfase grfica se puede describir bsicamente como un conjunto formado por
diagramas sinpticos y pantallas ilustrativas que presenta el simulador de los diferentes
sistemas, parmetros y fenmenos de la planta. Estas representaciones son tambin
interactivas, permitiendo al usuario actuar fcilmente sobre mltiples elementos y sistemas.
Los sinpticos y pantallas ilustrativas que presenta el simulador son las siguientes:
Vista general de la planta, circuito primario y secundario (reactor, presionador, GV,
bombas, turbina, alternador, condensador y circuito de agua de alimentacin).
Reactor (vasija, ncleo y barras de control)
Sistema de control qumico y volumtrico (incluyendo esquema del primario)
Presionador (calentadores y aspersin principal y auxiliar)
Generador de vapor (incluyendo lneas de vapor y agua de alimentacin)
Turbina (incluyendo secundario y sistema elctrico y auxiliar)
Sistema de extraccin de calor residual
Diagrama de balance de la reactividad (con pantallas ilustrativas de cada uno de losaspectos que contribuyen en el balance)
o Combustible: Grficas de seccin eficaz y evolucin con el quemado de los
principales istopos.
o Doppler: Disminucin del huelgo y grfica de comparacin de BOL y EOL.
o Moderador: Curvas de coeficiente del moderador () en funcin de la
concentracin de boro.
o Efectos de potencia: Curvas de defecto de potencia a BOL, MOL y EOL.
o Xenn: Grficas de evolucin de la antireactividad debida al Xenn al
arranque y la parada.
o Samario: Evolucin del samario al arranque y la parada.
o Boro: Curvas de eficacia diferencial del boro.
o Barras de control: Grficas de eficacia diferencial e integral.
Diagrama de anlogo hidrulico de la evolucin del Xenn y Samario.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
22/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
20 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
Diagrama Presin-Temperatura (descripcin de las zonas de operacin).
Diagrama de control (incluye perfiles axiales de flujo, temperatura y Xenn).
Diagramas termodinmicos ilustrativos.
Pantalla de trazado de curvas de la evolucin de las distintas variables.
Cuadro de alarmas.
Todas las pantallas descritas anteriormente, y que conforman la interfase grfica del
simulador se presentan a continuacin en forma de figuras.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
23/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 21
1.3.1. Representacin general de la planta
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
24/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
22 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.2. Representacin del reactor
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
25/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 23
1.3.3. Representacin sistema de control qumico y volumtrico
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
26/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
24 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.4. Representacin del presionador
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
27/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 25
1.3.5. Representacin del generador de vapor
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
28/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
26 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.6. Representacin de la turbina
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
29/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 27
1.3.7. Representacin del sistema de extraccin de calor residual
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
30/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
28 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.8. Diagrama de balance de la reactividad
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
31/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 29
1.3.8.1. Imgenes y diagramas didcticos Combustible
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
32/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
30 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.8.2. Imgenes y diagramas didcticos Doppler
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
33/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 31
1.3.8.3. Imgenes y diagramas didcticos Moderador
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
34/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
32 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.8.4. Imgenes y diagramas didcticos Efectos de potencia
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
35/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 33
1.3.8.5. Imgenes y diagramas didcticos Xenn
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
36/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
34 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.8.6. Imgenes y diagramas didcticos Samario
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
37/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 35
1.3.8.7. Imgenes y diagramas didcticos Boro
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
38/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
36 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.8.8. Imgenes y diagramas didcticos Barras de control
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
39/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 37
1.3.9. Representacin del anlogo hidrulico de la evolucin del
Xenn y Samario
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
40/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
38 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.10. Representacin del diagrama Presin-Temperatura
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
41/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 39
1.3.11. Representacin del diagrama de control
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
42/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
40 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.12. Diagramas termodinmicos ilustrativos
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
43/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 41
1.3.13. Pantalla de trazado de curvas
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
44/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
42 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.3.14. Cuadro de alarmas
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
45/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 43
1.3.15. Pantalla de instructor
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
46/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
44 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4. Descripcin y caractersticas generales de la serie
REP 1300 franceses
Con la intencin de ubicar el tipo de central nuclear que se est simulando dentro del parque
nuclear francs, as como exponer las diferencias y peculiaridades ms significativas entre
ellas, a continuacin se realiza una breve introduccin conteniendo una clasificacin de
carcter puramente orientativo.
Francia tiene una gran experiencia en tecnologa nuclear. Casi el 80% de su produccin
elctrica es de origen nuclear pues tiene un parque de 58 reactores de agua a presin
resultado de una poltica energtica inscrita en una estrategia a largo plazo, la cual pretendi
conseguir una mayor independencia energtica del petrleo a bajo coste y manteniendocriterios de seguridad y radioproteccin adecuados. En Francia, se suele establecer una
primera clasificacin de las centrales de acuerdo a la potencia elctrica neta producida. Se
distingue un conjunto de reactores de 900 MWe, otro 1300 MWey finalmente el de ltima
generacin de 1450 MWe. En ellos, se incluyen actualmente los reactores siguientes:
34 unidades REPde 900 MWe, incluidas Fessemheimy Bugey. La primera de ellasfue la primera en entrar en operacin en 1977. Todas ellas estn controladas porEDF (lectricit de France).
20 unidades REPde 1300 MWe, todas controladas por EDF.
4 reactores REP de ltima generacin de 1450 MWe (la ltima unidad estfuncionando desde 1998 en Civaux) controlados igualmente por EDF.
El reactor FBR(Fast Breeder Reactor) Phnixque pertenece al CEA(Commissariat lEnergie Atomique) en servicio desde 1974 con propsitos experimentales.
Los REP franceses son globalmente parecidos. Sin embargo, progresivamente ciertas
novedades tecnolgicas han sido introducidas con el objetivo de mejorar su concepcin y su
realizacin.
En el contexto de una clasificacin ms detallada, el parque nuclear francs cuenta con
centrales ligadas a series estandarizadas. Unpalier(grupo) hace referencia a un conjunto de
reactores de caractersticas similares. En la siguiente clasificacin, se muestran algunas
caractersticas de los grupos CP0, CP1, CP2, P4, P4y N4. (CP: Contrat Programme).
El programa nuclear francs de febrero de 1974 previ 2 programas de lanzamiento de
centrales de agua a presin (CP1) y agua en ebullicin (CP2). Esta ltima opcin fue
rpidamente abandonada a favor de la continuidad de la tecnologa de agua a presin, a la
vez que las 6 unidades anteriores a dicho programa fueron bautizadas, a posteriori, CP0.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
47/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 45
CP0: Comprende las 6 unidades de Fessenheim1y 2y Bugey2-5(todas aprobadas
con anterioridad a 1974).
CP1: (Contrat Programme n1). Hace referencia a las unidades de Tricastin 1-4,
Gravelines 1-6, Dampierre 1-4y Blayais 1-4(lanzamiento en febrero 1974). Entrada
en funcionamiento entre 1980 y 1985.
CP2: (Contrat Programme n2), Contiene las unidades de Chinon B 1-4, St Laurent
B 1-2y Cruas 1-4 (lanzamiento en febrero 1974). Entrada en funcionamiento entre
1981 y 1987.
Los grupos CP1y CP2son habitualmente denominados de forma conjunta como CPY. Estas
centrales tienen sus principales diferencias respecto a sus predecesoras Fessenheim yBugey en la concepcin de los edificios, la presencia de un circuito de refrigeracin
intermedio entre ellos permitiendo la aspersin en la contencin en caso de accidente, as
como una operacin ms flexible.
P4: Serie de unidades REP de 4 lazos (1300 MWe) que hacen referencia a las
unidades de Paluel 1-4, Flamanville 1-2 y St Alban 1-2. Inicio de operacin entre
1984 y 1986. Algunas modificaciones importantes fueron introducidas con respecto al
grupo CPY. Entre ellas se puede destacar la concepcin de circuitos y de sistemas
de proteccin del reactor. Evidentemente, el aumento de potencia se traduce en un
circuito primario con cuatro generadores de vapor, pues se requiere una capacidad
de refrigeracin ms elevada que los reactores de 900 MWe (3 lazos de
refrigeracin).
P4: Serie de unidades REP a 4 lazos (1300 MWe). En este grupo se encuentra
Cattenom 1-4, Belleville 1-2, Nogent 1-2, Penly 1-2y Golfech 1-2. Inicio de operacin
entre 1986 y 1993. Son esencialmente idnticos al grupo P4, exceptuando la
diferencia que stos han sido objeto de ciertas medidas econmicas. Tambin se
introdujeron modificaciones en lo que concierne al edificio de combustible y circuitos
y sistemas asociados.
N4: Serie francesa (N como nouvelles) de reactores REPde 4 lazos (1450 MWe).
Contiene las unidades de Chooz 1-2y Civaux 1-2. Entrada en funcionamiento entre
1996 y 1999. Fueron lanzados posteriormente a los programas de 900 MWe(CP) y
1300 MWe (P4-P4). Este grupo se distingue de los grupos antecesores
principalmente por la concepcin de los generadores de vapor (ms pequeos) y las
bombas primarias, as como algunos aspectos de informatizacin asociada a la
operacin.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
48/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
46 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
En particular, el simulador SIREP 1300 toma como referencia en las correlaciones
fenomenolgicas de algunas variables de simulacin la unidad 1 de la central de Belleville
que pertenece al grupo P4.
Una particularidad a aadir sobre este tipo de reactores la constituye el hecho que los
diseos de las centrales de 1300 MWeson muy parecidos, y an ms normalizados que los
reactores de 900 MWe.
En la serie REP 1300y siguiendo la poltica general establecida en Francia, en los ltimos
aos algunas unidades han evolucionado desde la operacin a ciclos cortos (12 meses)
hacia ciclos largos de 18 meses. La obligacin de seguimiento de carga necesaria en
Francia asociada a la problemtica relativa al deterioramiento estructural de las barras de
control limita la mencionada transicin a slo algunas unidades, manteniendo la operacinen ciclos de 12 meses en aquellas unidades responsables de ajustar la produccin a la
demanda elctrica.
En cambio, en Espaa, el funcionamiento de las centrales nucleares en base (ausencia del
requerimiento de seguimiento de la demanda) permite conseguir con mayor facilidad el
objetivo de operar a ciclo largo. As, todas las centrales espaolas trabajan con ciclo largo
exceptuando la central de Jos Cabrera.
En los apartados 1.4.1, 1.4.2 y 1.4.3 se incluyen las tablas que contienen las principales
caractersticas generales de las unidades de CPY, P4-P4 y N4. Adems, en el apartado
1.4.4 se adjunta una representacin esquemtica del ncleo de las unidades P4-P4 (caso
SIREP). La informacin contenida puede resultar til para el establecimiento y ubicacin de
la central nuclear simulada en el contexto real, as como en la presentacin de informacin
de algunos parmetros de la central que no estn presentes en el simulador.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
49/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 47
1.4.1. Caractersticas de concepcin del circuito primario
CP0 CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Potencia trmica nominal (MW)
Potencia trmica mxima (MW)
2660
2774
2785
2905
2785
2905
3817
4117
4000
4270
Configuracin EC (Elem. Combust.)
Altura activa de EC (m)
Nmero EC en el ncleo
17 x 17
3,660
157
17 x 17
3,660
157
17 x 17
3,660
157
17 x 17
4,267
193
17 x 17
4,267
205
Combustible UO2enriq UO2enriq UO2enriq UO2enriq UO2enriqN barras:
Negras largas
Negras cortas
Grises largas
48
5
-
48
5
-
41
-
12
53
-
12
65
-
8
Nmero de lazos 3 3 3 4 4
Presin de clculo circuito primario(bar)
172,37 172,37 172,37 172,37 172,37
Velocidad de calentamiento oenfriamiento:
Normal (C/h)
Mxima (C/h)
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
50/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
48 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4.2. Caractersticas termohidrulicas y neutrnicas
1.4.2.1. Caractersticas termohidrulicas del circuito primario
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Presin nominal del circuito primario(bar)
155 155 155 155 155
Temperaturas nominales (C):
Salida vasija/entrada GV
Salida GV/entrada bomba primaria
Salida bomba primaria/entrada vasija
Entrada ncleo
Salida ncleo
Media de ncleo
Presionador
321,6
284
284,2
284,4
323,1
303,8
345
323,2
286,9
286
286,2
326,6
306,4
345
323,2
285,8
286
286,2
326,6
306,4
345
328,6
292,8
292,9
292,7
332,4
312,6
345
329
292
292,2
292,2
329,6
310,9
345
Caudal msico del ncleo (t/h) 43610 45530 45530 62200 66276
Velocidad media en el ncleo (m/s) 4,38 4,59 4,59 5,21 5,3Velocidad msica media en el ncleo
(g/s.cm2)314 328 328 364 368
Seccin de paso del ncleo (m2) 3,86 3,86 3,86 4,75 5,04
Flujo de calor medio en el ncleo(W/cm2)
57 60 60 57,1 60,1
Flujo de calor mx. en el ncleo(W/cm2)
130 129 128 142,8 143
Potencia lineal media (W/cm) 170,4 178,3 178,3 170,4 179,0
Potencia lineal mx. APRP (W/cm) 387 382 419 451 426
Lmite APRP 2,27 2,14 2,35 2,65 2,38Factor de elevacin de entalpa FH 1,55 1,55 1,55 1,55 1,55
Temperatura en el centro de la pastillaen funcionamiento nominal (C)
1830 1800 1830 1900 1900
DNBR mnimo en funcionamientonominal
1,86 1,78 1,78 1,81 -
En la terminologa utilizada en el simulador, a la relacin del lmite de ebullicin nucleada se
le denomina bajo el acrnimo REC (Rapport dEchauffement Critique).
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
51/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 49
1.4.2.2. Caractersticas agua-vapor del lado secundario del GV
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Caudal de vapor a plena carga de unlazo (t/h)
1718 1815 1817 1932 2164
Presin de vapor salida GV (bar):
A plena carga
A carga nula
53,75
70,3
57,7
70,3
58
70,3
71,8
-
73,5
-
Temperatura del vapor (C):
A plena carga
A carga nula
268,5
286
268,5
286
273
286,1
287,5
-
289,1
-
Temperatura del agua de alimentacin(C)
216,8 219,5 219,5 229,5 229,5
1.4.2.3. Caractersticas neutrnicas del ncleo
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Enriquecimiento (% U235) 3,25 3,25 3,25 3,10 3,40
Quemado (MWd/T):
Medio de descarga
Mximo de varilla
Mximo de pastilla
31500
42000
45000
31500
42000
45000
33000
45000
50000
33000
45000
50000
39400
47000
50000
Concentracin de boro (sin barras)(ppm)
1205 1205 1089 1081 1200
Eficacia de las barras largas (pcm) 9000 9000 9000 9000 9000
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
52/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
50 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4.3. Caractersticas de componentes, dimensiones y materiales
1.4.3.1. Vasija y elementos internos
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Altura total, con cabeza (mm) 13173 13173 13173 13591 12602
Dimetro interior con revestimiento
(mm)3987,8 3987,8 3987,8 4394 4486
Masa (t):
Cuerpo vasija
Cabeza vasija
263
54
263
54
263
54
226,75
80
342,7
84,8
Nmero de toberas 2 x 3 2 x 3 2 x 3 2 x 4 2 x 4
Dimetro (mm):
Toberas de entrada
Toberas de salida
698
736
698
736
698
736
698
736
698
736
N canales de instrumentacin 50 50 50 58 60
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
53/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 51
1.4.3.2. Elementos combustibles
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Altura total (mm)
Longitud lateral (mm)
Altura activa del combustible (mm)
Peso total del conjunto (kg)
4058
214
3660
664
4058
214
3660
664
4058
214
3660
664
4795,4
214
4267
780
4793,2
214
4267
780
Nmero de varillas por elemento 264 264 264 264 264
Nmero de varillas en el ncleo 41448 41448 41448 50952 54120
Varillas:
Dimetro exterior (mm)
Juego diametral pastilla-vaina (mm)
Espesor de la vaina (mm)
Material de la vaina
Gas de presurizacin
9,50
0,165
0,571
Zircaloy 4
Helio
9,50
0,165
0,571
Zircaloy 4
Helio
9,50
0,165
0,571
Zircaloy 4
Helio
9,50
0,165
0,571
Zircaloy 4
Helio
9,50
0,165
0,571
Zircaloy 4
Helio
Pastilla:
Material
Densidad, % de la densidad terica
Dimetro (mm)
Longitud (mm)
UO2
95
8,19
13,5
UO2
95
8,19
13,5
UO2/UO2PuO2
95
8,19
13,5
UO2
95
8,19
13,5
UO2
95
8,19
13,5
Rejillas separadoras:
Nmero de rejillas por EC
Material
8
Inconel 718
8
Inconel 718
8
Inconel 718
zircaloy 4
9
Inconel 718
zircaloy 4
10
Zircaloy 4
Tubos gua:
Nmero por EC
Dimetro exterior (mm)
Espesor (mm)
Material
24
12,24
0,42
Zircaloy 4
24
12,24
0,42
Zircaloy 4
24
12,24
0,42
Zircaloy 4
24
12,24
0,42
Zircaloy 4
24
12,05
0,42
Zircaloy 4
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
54/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
52 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4.3.3. Barras de control
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Nmero de varillas absorbentes porbarra:
Barra negra
Barra gris
24
-
24
-
24
8 12
24
8
24
8
Nmero de varillas no absorbentes debarras grises - - 16 12 16 16
Material absorbente:
Naturaleza
Composicin (%)
Ag-In-Cd
80-15-5
Ag-In-Cd
80-15-5
Ag-In-Cd
80-15-5
Ag-In-Cd
80-15-5
y B4C
Ag-In-Cd
80-15-5
y B4C
Material de las varillas no absorbentesde las barras grises
Acero 304 Acero 304 Acero 304 Acero 304 Acero 304
Dimetro de varilla (mm) 8,66 8,66 8,66 8,66 8,66
Longitud absorbente (mm) 3606,8 3606,8 3606,8 3870 3870Mecanismos de control:
Velocidad de desplazamiento(pasos/min)
Velocidad de desplazamiento
(mm/min)
Longitud de paso (mm)
Recorrido total (mm)
72
1143
15,9
3618
72
1143
15,9
3618
72
1143
15,875
3618
72
1143
15,875
4300
72
1143
15,875
4200
Nmero de mecanismos 48 48 53 65 73
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
55/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 53
1.4.3.4. Varillas de venenos consumibles y fuentes neutrnicas
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Venenos consumibles:
Nmero de varillas de veneno porbarra (grupos 1/2/3)
Naturaleza del veneno consumible
Densidad del veneno (g/cm3)
Longitud absorbente (mm)
12/16/20
Silicato de
boro
2,22
3606,8
12/16/20
Silicato de
boro
2,22
3606,8
8/12/16
Silicato de
boro
2,22
3606,8
8/12/16
Silicato de
boro
2,22
4340
8/12/16
Silicato de
boro
2,22
4340
Fuentes neutrnicas:
Fuente primaria
Fuente secundaria
Californio
Sb-Be
Californio
Sb-Be
Californio
Sb-Be
Californio
Sb-Be
Californio
Sb-Be
1.4.3.5. Bombas primarias
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Velocidad de rotacin (rpm) 1485 1485 1485 1485 1485
Caudal de concepcin (m3/h) 20100 22250 21250 22890 24500
Altura manomtrica (mCE) 84,5 90,7 90,7 99 106
Potencia nominal absorbida por motor(kW)
4650 5300 5300 6500 7100
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
56/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
54 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4.3.6. Presionador
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Volumen total (m3) 39,6 39,865 39,865 59,3 59,5
Presin de clculo (bar) 172,37 172,37 172,37 172,37 172,37
Temperatura de clculo (C) 360 360 360 360 360
Dimetro externo (mm) 2350 2350 2350 2800 2800
Altura (mm) 12800 12800 12800 13526 13526
Capacidad de los calentadores (kW) 1400 1440 1440 2160 2160Volumen de agua (m3) 37,196 37,196 37,196 55,0 55,0
Nmero de vlvulas de aspersin:
regulables
contnuas
2
2
2
2
2
2
2
2
2
2
Caudal de aspersin continuada porvlvula (m3/h)
0,230 0,230 0,230 0,2 0,2
Descarga del presionador:
Tipo
Nmero
Presin de abertura (bar)
Capacidad unitaria nominal (t/h)
Tandem
SEBIM
3
162
95
Tandem
SEBIM
3
162
95
Tandem
SEBIM
3
162
95
Tandem
SEBIM
1
166
183
Tandemmonobloc
SEBIM
1
166
245
Vlvulas de seguridad:
Tipo
Nmero
Presin de tarado (bar)
Capacidad unitaria (t/h)
Tandem
SEBIM
3
171,5
169,15
Tandem
SEBIM
3
172,5
189
Tandem
SEBIM
3
171,5
172,5
Tandem
SEBIM
2
172
183
Tandem
monobloc
SEBIM
2
172
245
Tanque de alivio del presionador:
Volumen total (m3) 37 37 37 60 60
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
57/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 55
1.4.3.7. Generador de vapor
CP0CP1-CP2 P4-P4 N4
Fessenheim Bugey
Tipo 51A 51A 51M 51B 68/19 73/19E
Altura total (m) 20,648 20,648 20,648 22,308 21,9
Dimetro mximo/mnimo (mm) 4468/3434 4468/3434 4468/3434 5040/3794 4756/3700
Naturaleza de los tubos del haz Inconel 600 Inconel 600 Inconel 600 Inconel 600Inconel
690
Nmero de tubos 3388 33883361 (51M)
3330 (51 B) 5342 5600
Dimetro de los tubos (mm) 22,22 22,22 22,22 19,05 19,05
Espesor de los tubos (mm) 1,27 1,27 1,27 1,09 1,09
Superficie de intercambio (m2) 4785 47854757 (51M)
4700 (51B)6936 7300
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
58/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
56 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
1.4.4. Posicionamiento de los grupos de control y seguridad en la
serie P4-P4En las figura 1.1 se muestra, para el grupo de centrales P4-P4 (caso SIREP), el esquema
utilizado en los modelos referentes a la modelizacin neutrnica sobre la ubicacin de los
diferentes grupos de barras en el interior del ncleo, de acuerdo con la nomenclatura que se
utiliza en el simulador.
Figura 1.1.-Posicionamiento de los grupos de barras de control y seguridad: N1 (8 barras negras); N2 (8 barras
negras); G1 (4 barras grises); G2 (8 barras grises); R (9 barras negras); S (28 barras de parada). Caso P4-P4.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
59/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 57
2. Descripcin del modelo del simulador
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
60/208
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
61/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 59
2.1. Modelizacin y fsica del ncleo
2.1.1. Modelo neutrnico. Descripcin e hiptesis de simulacin
El modelo pretende simular el ncleo de una central nuclear de tipo REP 1300 apto para
proporcionar la capacidad de obtener y reproducir:
aspectos neutrnicos (criticidad, saltos de reactividad, ),
balances de reactividad.
El modelo utiliza las correlaciones de un cierto nmero de variables (Doppler, eficacias,etc) por lo que podra hablarse de un modelo neutrnico semiemprico. Las curvas de
referencia utilizadas en la elaboracin del modelo fueron obtenidas de la unidad 1 de la
central de Bellevilleen su 4 ciclo de operacin.
Dados los lmites de operacin, la modelizacin del ncleo permite tener en cuenta los
efectos siguientes: cintica y dinmica neutrnica, efectos de temperatura, efectos de barra
de control, efectos de envenenamiento, efecto de consumo de combustible, dinmica trmica
del conjunto combustible-refrigerante, representacin axial de las variables fundamentales
(flujo neutrnico, temperaturas, concentracin de venenos), regulaciones, etc.
En cuanto a las ecuaciones fsicas, el modelo de ncleo desarrollado es un modelo puntual
sobre la potencia neutrnica. Para la modelizacin de los efectos de desequilibrio axial utiliza
correlaciones fenomenolgicas.
El modelo cintico de reactor puntual considera las ecuaciones cinticas en funcin de la
reactividad con 6 grupos de neutrones diferidos.
No se tiene en cuenta la evolucin del combustible durante un ciclo a nivel de la neutrnica.
2.1.2. Mdulo boro. Descripcin e hiptesis de simulacin
El mdulo de boro del simulador SIREP 1300 tiene como funcin simular el balance de
concentracin de cido brico en el circuito primario RCP, en el circuito RCVy en el circuito
REA. Permite calcular las diversas concentraciones de boro en el primario y sus circuitos
anexos. Para esto, se necesita las diferentes concentraciones de boro de los depsitos de
alimentacin as como los caudales de carga y descarga del primario y alimentacin de boro
y agua de los circuitos anexos (RCV-REA).
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
62/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
60 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
Se supone que el boro no se transforma en fase vapor. Al presionador, continuamente
alimentado por la aspersin contnua, se le supone la concentracin de cido brico idntica
y homognea en todo el circuito primario (ramas calientes y fras, el ncleo y el presionador)excepto en los circuitos anexos RCVy REA.
Las acciones de mdulo posibles por parte del instructor son:
Bloqueo de la concentracin de boro. Esta accin permite bloquear la evolucin de la
concentracin en boro manteniendo fija la concentracin de cido brico en el circuito
primario. Este bloqueo tambin ofrece la posibilidad de ajustar la concentracin de
boro en el primario.
El ajuste de la concentracin de boro (en caso de bloqueo). Esto permite evitar lasevoluciones instantneas de la concentracin de cido brico en el ncleo.
En cuanto a las ecuaciones fsicas de la modelizacin de la concentracin de cido brico,
en cada nodo se puede escribir la conservacin de masa total para el elemento boro:
'
e e sMB Q B Q B (2.1)
donde Bes la concentracin, Mes la masa y Qey Qslos caudales de entrada y salida.
En lo que respecta al circuito primario se tiene en cuenta:
Caudal de entrada: caudal de carga (RCV), alimentacin de las juntas de las bombas
primarias y aspersin auxiliar.
Caudal de salida: caudal de descarga y retorno de las bombas primarias.
Masa total del primario: masa de agua de todos los componentes del circuito primario
incluida la fase lquida del presionador.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
63/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 61
Qsalida
Qentrada
Figura 2.1-Simplificacin del circuito primario a modo de depsito con caudal de entrada y salida para el clculo
de la concentracin de boro.
La resolucin de las ecuaciones de balance de materia conduce a la determinacin de la
concentracin de boro homognea para todo el circuito primario.
En el sistema de control qumico y volumtrico (RCV) es dividido en tres nodos. Se calcula:
La concentracin de cido brico en el mezclador agua-boro proveniente del circuito
REA.
La concentracin de cido brico en el depsito del RCV.
La concentracin de cido brico en el canal de aspiracin de las bombas de carga
del RCV.
Las diferentes reservas de alimentacin en boro tendrn las concentraciones fijas e
invariables siguientes:
Tanque de boro concentrado (funcin boracin directa): 8000 ppm.
Aspersin bomba de carga PTR: 2500 ppm.
2.1.3. Modelizacin del efecto de las barras de control
El efecto de reactividad de las barras de control es calculado por una correlacin en funcin
de la cota de extraccin y del nivel de potencia.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
64/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
62 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
Los movimientos (posicionamiento y velocidad de desplazamiento) de cada uno de los
grupos de barras son calculados o en funcin de una seal automtica o en funcin de las
rdenes del operador. La lgica de control tiene en cuenta el funcionamiento en modo gris,es decir, permitiendo la introduccin prolongada en el tiempo de las barras grises.
Las curvas de antirreactividad de los grupos de control se muestran en la figura del apartado
1.3.8.8 a la vez que son objeto de estudio en la prctica 8.
2.1.4. Modelizacin del efecto de temperatura del combustible
El efecto de temperatura del combustible (efecto Doppler) es funcin, por una parte de la
temperatura media de ste y por otra parte del envenenamiento del ncleo. As, el efecto en
reactividad correspondiente es representado por una correlacin funcin de la temperatura yde la tasa de quemado. Los coeficientes de esta correlacin son ajustados para dar una
representacin fiel del efecto Doppler sobre todo el dominio de funcionamiento (20-1000 C).
La antirreactividad Doppler es calculada con una expresin del siguiente tipo:
1 1 2 3 exp 1Doppler T C Ck k T k k burnup k T (2.2)
donde las constantes k1, k2y k3se deben determinar.
2.1.5. Modelizacin del efecto de temperatura del moderador y del
cido brico
El efecto de temperatura del moderador es un fenmeno fsico directamente dependiente de
la temperatura media del propio moderador y de la concentracin de cido brico. En este
sentido, la correlacin utilizada en el simulador es funcin de la temperatura media del agua
primaria y de su concentracin de boro. La correlacin que se implementa es vlida en una
amplia gama de temperaturas (50-350 C) y de concentraciones (0-2000 ppm).
2.1.6. Modelizacin de los efectos de envenenamiento
Los dos fenmenos de envenenamiento a tener en cuenta en un reactor PWR son los
ligados a la presencia de los productos de fisin xenn y samario. Las concentraciones de
estos elementos son obtenidos por la resolucin de las ecuaciones que representan las
cadenas de formacin yodo-xenn y promecio-samario. El efecto en reactividad es
considerado proporcional a la concentracin.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
65/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 63
Concentracin de yodo: La concentracin de yodo es calculada desde la parte alta hasta la
baja del ncleo en funcin del flujo neutrnico (aparicin directa por fisin) en la zona
determinada y de la concentracin de yodo en el paso de tiempo precedente(desintegracin) segn la siguiente expresin:
i riI t t I t t I k (2.3)
con:
i constante de desintegracin radiactiva del yodo,
ri
k coeficiente de dependencia del yodo con el flujo, funcin del quemado:
0 1 0ri rx ri rik k burnup k k (2.4)
Envenenamiento xenn: El envenenamiento por xenn se calcula desde la parte alta a la
baja del ncleo en funcin del flujo neutrnico en esta zona y de la concentracin de yodo
segn la siguiente expresin:
I rX Xe rxXe t t Xe t t I k j Xe t (2.5)
con:
i
constante de desintegracin radiactiva del yodo,
Xe constante de desintegracin radiactiva del xenn,
rXk coeficiente de dependencia del xenn con el flujo, funcin del quemado:
0 1 0rX rx rX rX k k burnup k k (2.6)
rX
j coeficiente de dependencia del xenn con el flujo, funcin del quemado:
0 1 0rX rx rX rX j j burnup j j (2.7)
El mismo principio se utiliza para establecer los similares balances de los elementos
promecio y samario.
2.1.7. Clculo de la reactividad del combustible
La reactividad del combustible depende nicamente del quemado (burnup):
comb combinit rhok burnup (2.8)
El trmino de quemado es incrementado durante el transcurso del tiempo en funcin de la
potencia actual:
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
66/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
64 Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares
( ) ( ) /dbup n nnom
burnup t t burnup t t k W W (2.9)
con: kdbup: velocidad de consumo de combustible a potencia nominal, Wn: potencia nuclear (o neutrnica), Wnnom: potencia nuclear nominal.
El acoplamiento de los fenmenos puestos en juego por los clculos neutrnicos as como
sus relaciones son representados en el esquema siguiente:
Instruccionesde control
Ecuaciones dela cintica
Balance dereactividad
Flujo neutrnicoPotencia trmica
Efecto de barras decontrol
Efectos detemperatura
EnvenenamientoXe y Sm
Consumo decombustible
Efecto de boro
disuelto
Clculo deconcentracin
Clculo detemperaturas
Figura 2.2-Representacin esquemtica del acoplamiento e interrelaciones relativos al clculo neutrnico.
2.1.8. Clculo de la potencia residualLa potencia residual (Wres) es calculada a partir de tres exponenciales:
1 2 3res res res resW W W W (2.10)
con:
1 1 1exp /resW A t
2 2 2exp /resW A t
3 3 3exp /resW A t
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
67/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
Programa de prcticas de Fsica de Reactores Nuclearesy Centrales Nucleares 65
As, a cada instante, la potencia residual es calculada a partir del valor de potencia residual
en el paso de tiempo precedente y del valor actual de potencia nuclear (Wn):
1 1 1 1 1
2 2 2 2 2
3 3 3 3 3
( ) ( ) ( ( )) /
( ) ( ) ( ( )) /
( ) ( ) ( ( )) /
res res n res
res res n res
res res n res
W t t W t A W W t t
W t t W t A W W t t
W t t W t A W burnup W t t
(2.11),(2.12),(2.13)
2.1.9. Clculos trmicos en el ncleo. Determinacin de los
perfiles axiales de flujo y temperaturas
La parte trmica tiene como objetivo la evaluacin de las temperaturas en el combustible y
refrigerante. El clculo se efecta sobre un canal medio mientras que la temperatura delagua en la entrada y en la salida son calculadas en otro mdulo del simulador. La potencia
intercambiada es calculada por la parte neutrnica.
La temperatura media del combustible (TC) es obtenida por una ley simple de balance
trmico con coeficiente de conveccin constante entre el combustible y el moderador:
modC
tcomb th conv C
Tk W h T T
t
(2.14)
donde:
ktcomb= inercia trmica del combustible (J/C), Wth = potencia trmica, hconv= coeficiente de conveccin combustible-moderador.
El perfil axial de flujo neutrnico es determinado por una correlacin funcin de la potencia
total y del desequilibrio de potencia (axial offset). El modelo de ncleo desarrollado es un
modelo puntual integral sobre la potencia nuclear mientras que la modelizacin de los
efectos de desequilibrio axial se implementan utilizando correlaciones fenomenolgicas. Los
diferentes parmetros que influyen sobre la distribucin axial de la potencia en el ncleo son
los siguientes: Cotas de barras de control, Distribucin de los venenos (productos de fisin), Concentracin de boro, Nivel de potencia a travs de los efectos de temperatura, Tasa de quemado del combustible.
Una vez conocido el perfil axial de potencia, la distribucin de la temperatura en el
refrigerante es obtenida por integracin mientras que la distribucin de temperatura del
combustible resulta de la transferencia de calor.
7/22/2019 Libro de practicas reactores nucleares-centrales nucleares espaol.pdf
68/208
SIMULADOR CONCEPTUALDE CENTRAL NUCLEAR
66 Programa de prcticas
Top Related