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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


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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


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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


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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


3.8.2.1. 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


3.9.2.1. 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


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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.


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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.


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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.


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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.


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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).


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1. Presentacin del simulador conceptual

de central nuclear SIREP 1300


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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


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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,


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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.


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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).


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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.


20/208



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.


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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.


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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.


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1.3.1. Representacin general de la planta


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1.3.2. Representacin del reactor


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1.3.3. Representacin sistema de control qumico y volumtrico


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1.3.4. Representacin del presionador


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1.3.5. Representacin del generador de vapor


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1.3.6. Representacin de la turbina


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1.3.7. Representacin del sistema de extraccin de calor residual


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1.3.8. Diagrama de balance de la reactividad


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1.3.8.1. Imgenes y diagramas didcticos Combustible


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1.3.8.2. Imgenes y diagramas didcticos Doppler


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1.3.8.3. Imgenes y diagramas didcticos Moderador


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1.3.8.4. Imgenes y diagramas didcticos Efectos de potencia


35/208



1.3.8.5. Imgenes y diagramas didcticos Xenn


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1.3.8.6. Imgenes y diagramas didcticos Samario


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1.3.8.7. Imgenes y diagramas didcticos Boro


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1.3.8.8. Imgenes y diagramas didcticos Barras de control


39/208



1.3.9. Representacin del anlogo hidrulico de la evolucin del

Xenn y Samario


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1.3.10. Representacin del diagrama Presin-Temperatura


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1.3.11. Representacin del diagrama de control


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1.3.12. Diagramas termodinmicos ilustrativos


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1.3.13. Pantalla de trazado de curvas


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1.3.14. Cuadro de alarmas


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1.3.15. Pantalla de instructor


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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.


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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.


48/208



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.


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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)


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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).


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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


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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


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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


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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


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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


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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


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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


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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.


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2. Descripcin del modelo del simulador


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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).


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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.


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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.


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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.


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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:


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( ) ( ) /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


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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.


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66 Programa de prcticas

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