Estudio de la inserción de reactividad introducida por la secuencia de movimientos de los bancos de barras de control. Aplicación a un transitorio de reducción de potencia

Abstract

[ES] En el conjunto de estudios del estado del núcleo del reactor que deben realizarse para asegurar la seguridad e integridad del mismo a lo largo de un ciclo de operación, debe prestarse especial atención a los fenómenos producidos por la inserción de reactividades como, por ejemplo, los debidos a los movimientos de los grupos de barras de control, los cuales suelen estar predefinidos por el proveedor de la tecnología en las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento. El presente trabajo realiza un estudio acerca de en qué medida la elección de un determinado criterio para el movimiento y selección de los grupos de barras de control puede provocar una determinada inserción de reactividad. De esta forma, se ha realizado un análisis sensibilidad de la reactividad provocada por la extracción o inserción de un determinado grupo de barras de control y su influencia en el estado del núcleo del reactor e incluso en su posible evolución en un transitorio. El estudio de los diferentes casos contemplados se ha realizado mediante el uso del código acoplado termohidráulico-neutrónico TRACE/PARCSv3.2, siendo el modelo escogido representativo de los datos de planta que podríamos encontrar en un reactor comercial PWR. Con ello, se desea mejorar la comprensión de la secuencia de movimientos de los grupos de barras de control, así como la posibilidad de realizar sugerencias de mejoras si se obtienen conclusiones relevantes.

[CA] El present document pretén confirmar si la seqüència d'introducció de barres de control dictaminada pel subministrador de reactor nuclear a una central nuclear espanyola resulta l'adequada per a un procés d'estabilització del reactor després d'un accident de funcionament inadequat d'una de les bombes de refrigeració del primari (PUMA, pump malfunction), o es pot trobar una seqüenciació optimitzada per al mateix. A més, per a arribar a l'objectiu prèviament exposat, es reconstruirà el model d'una VESSEL del reactor nuclear, consistent en una VESSEL cartesiana que representa el core o nucli del reactor i una altra cilíndrica que representa la VESSEL pròpiament dita. Per a la comprovació de la dita seqüència, es partix d'un accident per l’aturada d'una de les bombes del primari, que és interpretat quan la velocitat de la bomba es reduïx per davall del 94% de la velocitat nominal, produint-se un flux invers del cabal que travessa la bomba. Després de la detecció del citat esdeveniment, es produirà l'entrada seqüenciada i preestablida de diferents bancs de control de tal forma que es realitzarà una limitació de càrrega amb tal de suplir l'excés de potència que en eixe moment s'està produint, respecte al què és possible evacuar en el nou punt de funcionament i d'esta manera que no es produïsca el l’aturada del reactor podent recuperar la bomba afectada. Per a evitar aquest trip, el mecanisme d'actuació introduïx de forma síncrona quatre grups de barres de control. D'esta manera, la potència del reactor es reduïx a un valor al voltant del 40% de la potència nominal i la de la turbina de vapor entorn d'un valor del 30% del seu.

[EN] This document aims to confirm whether the sequence of introduction of control rods dictated by the nuclear reactor supplier to a Spanish nuclear power plant is adequate for a stabilization process of the reactor after an accident of inadequate operation of one of the refrigeration pumps of the primary (PUMA, pump malfunction), or an optimized sequencing can be found for it. In addition, to reach the previously stated objective, the model of the nuclear reactor vessel will be reconstructed, consisting of a cartesian vessel that represents the core of the reactor and a cylindrical one that represents the vessel itself. For the verification of said sequence, the starting point is an accident caused by the trip of one of the primary pumps, which is interpreted when the pump speed is reduced below 94% of the nominal speed, producing a reverse flow of the flow go through the pump. After the detection of said event, the sequential and pre-established entry of different control banks will occur in such a way that a load limitation will be made in order to replace the excess power that is currently being produced, with respect to the one that is It is possible to evacuate at the new operating point and in this way that the reactor is not triggered and the affected pump can be recovered. To avoid this trip, the actuation mechanism introduces four groups of control rods in a synchronous manner. In this way, the power of the reactor is reduced to a value around 40% of the nominal power and that of the steam turbine around a value of 30% of its own.