. UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA

IZTAPALAPA.

SEMINARIO DE PROYECTQS EN:

EVALUACION DE ELEMENTOS EN EL REACTOR TRIGA MARK Ir1 I)

- " " -

POR

Ma. CRISTINA RAMIREZ PINED0 i

BAJO LA ASESORIA DE: M. en C. BENJAMIN- REYES ANDRADE ING. JESUS ARIAS ESTRADA

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AGRADECIMIENTO

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Agradezco a la Gerencia de Operaci6n del Reactor las amplias facilidades otorgadas para la reali- zación de este Seminario de Proyectos, En espe- cial a los Operadores y Personal. Auxiliar del Reactor por su valiosa colaboracibn. También un reconocimiento Especial para mis Ase-.

sores: Benjamin Estrada, por su

Reyes. Andrade y Jestis Arias -- excelente asesorfa.

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DEDICATORIA

Dedico este trabajo a mi Familia, de manera muy Especial a mis Padres y a mi hermana Guadalupe y su Esposo; por haberme brindado su valioso apoyo Moral y Económico durante el transcurso de mis estudios. En general a todas las Personas que de algu- na forma participaron directa 8 indirecta-- mente en la Terminaci6n de mi Carrera.

I . .

. .

- Definiciones y Resumen Tedrico . - Descripcibn del Reactor Triga Mark I11 y Locali- zaci6n de los detectorss .

- Procedimiento - Datos Experimentales

. .- Observaciones y Conclusiones - Anexos

SECCION I1

WALUACION DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES - Objetivo - Especificaciones y Referencias - Notaciones y Definiciones - Resumen del Metodo - Sistemas, Equipos e Iatrumentos - Responsabilidades - Calibraciones - Precauciones y Medidas de Seguridad - Desarrollo - Parte I. Antes de la Recarga - Parte 11. Despues de la Recarga .

c .

. -

- Evaluaci6n de la Recarga - Conclusiones -4

ANEXOS

- Calibracidn de Barra Reguladora por Transitorios - . . Positivos

- Plan Experimental 007 - Plan Experimental 012 - Plan Experimental 013

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Este Seminario de Proyectos consta de dos secciones en la primera de ellas se incluye experimentos preli - minares correspondientes al cdnocimiento, manejo y - utilizaci6n de la instrumentacidn requerida a lo 'lar - go de todos los experimentos qur forman el Seminario

El primer experimento de esta seccidn se enfoca com- pletamente a la determinaci6n de las caracterzsticas 6ptimas de operacidn del sistema de deteccidn de - neutrones ( BF3 ) ; que factores las afectan y como - se corrigen. El segundo se refiere a la utilizacidn del. detector de neutrones térmicos para la deteccidn de neutrones rápidos empleando un moderador adecuado.

I .

' El tercero, cuyo titulo es: Aproximaci6n a Critici-- dad, es una aplicacidn de los dos anteriores en don- de se determin6 las condiciones en las que el reac-- tor alcanza 5 watts de potencia estable; con.el obje - to de que el operador del reactor pueda evaluar el valor del exceso en recatividad rutinariamente. Estos experimentos forman parte del Seminario de - Proyectos I.

-i

La segunda secci6n es la parte rnedular de este traba jo, en i a cual SG 'pr2senta 21 Nbtodo para 'determinar la rcactividad introducida 31 ntícleo cZc1 reactor, - cuando se efectua un cambio y / o inserci6n de nuevos elementos combustibles.

Es 'ihportante mencionar que la primera seccidn est5 incompleta debido a que el Coordinador del Area en Recursos.Energéticos FXs. Eugenio Torijano lo - extravi6

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E X P E R I M E N T O D E A P R O X I M A C I O N

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C R I T I C I D A D

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La importancia dc e s t e expcrimcnto, dentro del contexto de la - investigacihn y dcyGrrollo ,i de rea'ctores nuclcarcs, radica prin- cipalmcnte en que se ha alcanzado, el primer objetivo, que.sc ha bía propuesto, el cual consistía en la. preparación de personal para la realización dc experimentos de aproximación a criticidad en ensambles multiplicativos. Ademcis de que, se ha obtenidc.una .(

considerable experiencia en e l manejo d e l equipo 'utilizado, asi como de los problcmas que surgen en este tipo de experimentos y la. elaboración de los correspondientes procedimientos, que ten-

glamentos de scguridad física, seguridad radiológica y seguri-- dad de reactores.

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. gan en consideración5 las características .del ensamble, los ,re- . * ,

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Este reporte ha sido dividido en c! ' 7 0 partes, la primera de -,-

ellas, consiste en dar a conocer los símbolos y sus definic.9-y nes, a s í cono explicar brevemente los experimentos de aproxima- . ci6n a criticidad y la multiplicación subcrltica. En la segunda parte , se da un3 descripción del reactor trip Mark 111, la po- sicidn que guardan los detectores con respecto al núcleo del - - reactor, asf como las c'aracterísticas del equipo y fuente de - - ncutroncs utilizados en el expirimcnto. La tercera parte consis - t e en una exposición de las bases para la elaboración del pro-- cedimiento y prcscnta adem5s una cxplicaci6n de l o s resultados y da to s del expcrimcnto. En la parte cuarta, se dan sugerencias para el mejor desarrollo de futuros expcrimcntos y se termina es - t a parte, con las con.clusioncs dcl experimento. La quinta parte es s o l o , 13 recopilaci6n de documcntos que son útiles para el anslisis dcl expcrimcnto, como. son 13s curvas de calibraci6n dc las barras de control y seguridad, los procedimientos dc los ex - pcrimcntos que s c realizaron con anterioridad al quc sc rcpor- t a en cstc documcnto.

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1, DEFINICIONES Y RESUNEN

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TEORICO

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RC =

X 1

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RCX . .

A t X =

SCncro de cucntns b;fi~~crc. clc cu9ntn.i; en el contador (i) n;lzGIi c k contco (.a cucntzs por minuto CPN) condiciones y p o s i c i d n dc los s i s tcmas dc cont ro l y s e i u r i d a d ~ ~ u l t i p ~ i c a c i ó n d e l s i s t e m a e n (X) cond ic iones , (o - p o s i c i 6 n (X). de los s i s t emas de con t ro l y segudidad) . Contco‘en una posic5ón (5) d e los s i s temas de con- - t r o l y s e g u r i d a d , p a r a u n a l e c t u r a d e l c o n t a d o r ( i ) . Razón de contco (en CPN) en una posicilin (X) de los sistcmas de co i l t ro l y segur idad I n t e r v a l o d e t i e m p o c o r r e s p o n d i e n t e a l c o n t e o e n l a posicj:ón (X) de ‘los s i s temas de c o n t r o l y segur idad .

[XJ que se toma como fac tor de normal izac ión .

I

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1 ~

11 = Razón de conteo cor reg ida por fondo en condiciones - X1 -

(, BR = Bar ra r egu ladora , BF = Barra f i n a . BT = B a r r a t r a n s l t o r i a .

BR

i

BS (3001

x0

i x2

= Barra de segur idad . = Bar ra r egu ladora en l a pos i c iBn en que su ind icador

marca e l ndmcro 300. = Condiciones para determinar la razdn de conteo dc - -

fondo R C X o . Todas las bar ra s conq le t amen te i n se r t a - - d a s , o sea: BT(471, BR(100), BSI.OO) y toda fucnte - de ncu t roncs , l o su f i c id l l t emen tc a l e j ada , pa ra que - no c x i s t a i n t c r a c c i ó n de los neut rones , con e l mate- rial f í s i l d c l n Q c l c o y d e t e c t o i c s ,

= Condiciones para determinar el fac tor de normal iza- - ci6n. Fuentc sobrc csl núcleo y cercana a l a columna termn?ca en l o posíblc, b a r r a t r a n s i t o r i a afuera - - BT(379) y l a s r c s t a n t c s complctarncntc inscrtndas.

= Las condic ioncs c n X,’, clcspuCs dc mover la b a r r a r c - gu¡adora a 300 (6 BI:(300)),

I 4

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7 :

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' 8 x9

x1 1 ' x12

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'1 3 .AX V . P

Rf S

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BR(SS0) L ~ . S ccndi .c iones en X dcspu6S de; GI'(450.) : y .. , . %...._,.

S' . . . . . . . . . . . . . . . . . . I . : BR(4 5-0) .

Las condiciones en X6, despuGs de; BF(SZ0) y . BR(520) . ~ 3 s condicioncs en X7' despu6s de; BS(350). Las condiciones en. X8, despu6s de; B S ( 4 1 5 ) . Las condiciones 'en X,, Coi?; BS(425)

. . ' .. ~. ,: , . . ' , , : .- . , . . . ., , . . . * I ;.. ' '

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. . ) S . I . . t 1

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= las condiciones en X , o y con; B S ( 4 4 1 ) . = Las condiciones en X,, , con; BS(453). = L A S condiciones en x , ~ , con;. B S C ~ S ~ ) = Incremento propuesto para el siguiente paso. = Número promedio de neutrones pot fisi6n = Razdn de fisión. = Razón a la cua l neutrones de una fuente externa en .

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tran al ensamble. I

= Reactividad

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1 . -

. . . . . . .

distribución espacial se aproximan a las de un reactor crí - tito, lo c i a 1 es particularmente importante en estos expe - i

r-lmentos !

La multiplicación (Eí] de un ensamble subcrítico, se puede . r!efinfr; como la razón d e l nGmero de ncutrones por unidad

J C tiempo que aparcccn en c.1 ensamble, al número por u n i - G a l d c tiempo que aparecerían debido a 1s fucnte de m u - -

rimentalmente (?Ix) a la verdadera multiplicnci6n del sistc - ma, el primero e s ; la forma. del flujo neutrónico y el es--. pectro varian con (K)., la localizaci6n de la fuente' y geo- .

. metrfa. As: la multiplicación obscrvada, depende de la po- sición del'dctcctir, su energía a la que responde y los de -

. . talles del equipo experimentai. Solamente cuando la fuente esta en el modo normal,.el espectro y tam55o del ensamble no varia, el espectro permanece constante mientras que el flujo se incrementa proporcionalmente en todo l u g a r , a medida que (X). se incrementa. El segundo problema, csta re lacionado con la obtención de la razón de conteo vslida de un medio no-rnultiplicativo, debido a que 1as.fisioncs no - pueden eliminarse en la forma deseada. En un ensamble sub-' critico térmico, la razón de conteo ( m ' . ) , se determina - - con el moderador en su l u g a r pero sin cl combustible o - en las condiciones más cercanas a estas. Desafortunadamen- t e , la distribución espacial y el espectro son muy dife- - rentes con y sin las- absorciones y dispersiones del combus - tlble,

x1

'En 112 prjctica es difícil, obtener un valor preciso de (K) de un expcrimcnto de multiplicaci6n, puesto que; es difí-- ci l conseguir 13. distribución de la fuente en el modo nor- mal y el espectro asintótico, aún cuando sc conosca la d i s - tribuci6n apropiada. Adcm5s es tnrdado y- t e d i o s o , lncdir la rsz6n.d~ .- ~ fisión a travc.i dcl ensamble, particularmente 'cuan -

succsiv~s condiciones dc. accrcrttnicnto a l a s condicioncs cr.í -

S,/ c.

3 doq"sc realizan mediciones a v7fFins etapas dc carga o las -

t i cas en un cxpcrimento dc aprosimnción a criticid:d. t

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donde m es l a razGn de c o n t c o p a r a e l medio n o - m u l t i p l i c a t i v q , - ' . cuando supuestamente s e toma en cuenta todo menos las f i s i o n e s . En

p a r t i c u l a r , en los e x p e r i m e n t o s d e s a r r o l l a d o s p a r a e l r e a c t o r Triga Clark 111, l a r a z 6 n d e c o n t e o m se r c f i e r e , a l a razón de conteo -

XI'

* . XI

' * corregida por el conteo de fondo y se d e f i n i ó como: .

p o r t e que: - .

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++ En cuanto a l a s r a z o n e s de c o n t e o , e s t a s se obtuvierFn sumando las l e c t u r a s c o r r e s p o n d i e n t e s a t rcs sistcmas de dctccc i t in , ba j -o las - condiciones (x) en quc se r e a l i z ó e l contco y sc c s t a b l c c i ó q u e :

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PUENTE

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ALBERCA (7.62 x 3.05 x 7.65 m )

BLINDAJE DE c o r w E T o COLUMNA TERMICA VERTICAL .

I i 7.93 m

CUARTO' DE EXPOSIClc'id

(2.74~ 3.05~ I 1- L.

"

I 1 TERMICA I * HCRIZONTAL

I 4 6.10 m

I . *

instituto naciotlol de investiCaciones nuclecras FIG. 2 GERENClA DE REACTORES SECCION VERTICAL- REACTOR T'RIGA MARK /

1 . . F U

C. E

, , 1. , @ B A R R A T R A N S I T O R I A

. ' @ e O E D A L C E N T R A L

. . S l N C A

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. . . . . . .

El reactor T r i g a Mark T I T e s t a discriado para operarlo en c s - k~d-5 tado estacionario a 1000. l:w y puede tambien pulsarse , co,n -

. . potencia pl'co de 2 O00 O00 kw, l a anchura d e l p u l s o a la mi - una liberacien inncd2ata de cnerg€a de 23 O00 kw-scg . , una

'. tad d e l máximo e s de 100 . . m,seg,, se ,puede gcnerar una onda cuadrada de potencia entre .30O. y"r0O~Erw.

La seguridad d e l reac tor c s ta basada principalmcntc., en un coef ic iente de temperatura muy grande e invediato, que es - una caracter?stica inherente del matcrial que forma l a nez- c l a del elemento combustible-moderador, donde se producen - l a s f i s i o n e s . Por e s t o , para cualquier aumento repentino de potencia, debldo a una inserci8n grande de r e a c t i v i d a d , e l sistema retorna a su nl'vel normal ¿e potencia, antes de que el calor sea transfer2do 31 agua dc enfriamfento,

2,2, KCIclco 'del .rca'ctor,

La posición d e l nfc lco c s t a l 1 que e l plano c c n t r a l h o r i z o n - tal es ta a 9 4 cm del fondo de la pisc ina , cl espaciamicnto radial cntrc el bordc dcl, a n i l l o c x t e r i o r de elemcntos corn- '

hustiblcs y O ' e l . intcrior dc la cubierta cs. dc 1 . 2 7 cm. Cuan-

espnciamicnto cntrc e.1 c s t e r i o r de ,la cubicrta y e l i n t e - - rior dc la pared de l a p i s c i n a cs dc I .27 cm y cuanclo e l - - reactor esta cn 13 posic ión cle l a COI.WNU tcrwica, CI ~ s p a - cinmicnto m l " n i ~ o c s dc 0.G4 an , c s t o s csp~ciamicntos sc fi-

. . do el reactor e s t a en l a posición cuar to dc c x p o s i c i 6 n , c l

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EI nltclco c~cl r e a c t o r e s GI cilindro c i r c u i a r r e c t o , ,que

consistc clc un arreglo .de el cmentos conhus t ib lcs -modcra- - , ,

' d o r , un clcdal c e n t r a l , una fuentc dc ncut roncs y barras - de c o n t r o l , &do cs to co loc ; ldo ve r t i ca lmcn tc . cn t r e dos - - p lacas (con las adecuadas per forac ioncs] , que cs tan s o s t c - nidas por l a c u b i c r t a d c l n ú c l e o , i n i c l a l m c n t e e l a n i l l o G del nGcleo contcndrl i e lcmentos de graf i to conlo r e f l e c t o r

I '

r a d i a l

E l agua de l a piscina tanlhiEn a c t u a como r e f 1 , e c t o r ' r a d i a l y varila en espesor de . i n f i n i t o . . C. > 15,2 cm 1 a un mllnimo de aproximadamente 2,s cm,

I .

Per fo rac iones en l a cub le r t a , j u s t amen te arriba y aba jo - de 1a .p l aca i n fe r io r , pe rmktcn e l e n f r l a m i e n t o d e l n d c l e o por convecc t6n na tu ra l . de agua, l a c u a l o c u p a e l 3 3 . 3 % - - del volumen d e l ncc l eo , el b l i n d a j e sobre e l n Q c l e o e s t a c o n s t i t u l d o por una capa de aproximadamente 6 , l m de agua,

. . . 2.3,' PoSic'ión dcl nClcle'o' y: 'dct'ec'torcs.

En e l r e a c t o r y b l i n d a j e l a t e r a l , ex2s t en un conjunto de d l s p o $ i t i v o s p a r a h r a d i a c i ó n i n t e n s a d c gammas y . n c u t r o - nes, dc los cua les los- del extremo de la columna termica, son dc ptrrt l 'cular importancia en e s t e r c p o r t e , ya que es el lugar dondc s e han realizado una serie de expcrimcntos dc aproxinnci6n a c r i t i c f d a d , con cl rcactor Triga Mark - Xrrs Los d i f e r e n t e s o d h p o s l t i v o s d c i r r a d i a c i ó n se pucdcn ver en l a s f i g u r a s 1 y . 2 , El lugar dondc se l o c a l i z a r o n - los' dcicc torcs , fuc dc ,n t ro de uno dc l o s t u b o s de haccs tangcnci3Ies y e l lugar csta marcado con un c i r c u l o cn 13 fl'gui'a I , \

.. ,

2 . 4 .

Se utilizaron tres dctcctorcs proporcionales dc trifluo- ruro dc boro (SF,) y su corrcspondicnt.c sistcma electrij- nice, l o s dctcctorcs fucron puestos cn un soportc-modcrn der de polictilcno y cstc conjunto f u e introduci.&o 'cn cl tubo tangcncisl, hasta aproximarse a una distancia dc - - 2.0 m del nOcleo del reactor. Se utili26 tarnbi.Cn un moni tor continuo audible, con el cuai es posible darse cuen- t a , durante el progreso del experimento, de l a s variacio nes del f l u j o neutrónico en el sistcma mu~tiplicativo y. a su vez se considera un dispositivo de seguridad.

-

. .

Las características de los detectores y sistema electró nice asociado, se descr.iben en los reportes de la serie

. de experimentos 004 y O 0 4 modificado,

-

2,s. Fucnte de .ncutrones.

Se utilizo' una fuente de neutrones de "Be, la cual fue' colocada sobre cl nficleo del reactor, acercandola en lo posible a l a columna tGrmica,

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4 . 6 5.3

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. . I . , * ,..- . .. 3.;'1 .. CaracterLsticas ba:;c dr3l procec?imicr,t-.o. . . .

. . . . , .,,- . . . , . . *...

Para la c l a b o r a c i h d e l 'procedimiento del plan experimental - 006, se tornaron e n cuenta las c a r a c t e r l s t i c a s de una curva de

cal ibracibn, para una barra de control 6 seguridad, l a c u d 1 - tiene una forma ,, casi recta dentro d e l 2 5 a l 75% d e l recorr ido de' l a barra (&r curvas de ca l ibrac ión de l a s b a r r a s ) . que --- corresponden aproximadamente, a l rango contenido entre l a s po - s ic icaes 300 y 600 de l as barras de ' los sistemas de contro l y

' seguridad, con esto e n mente se elabord e l procedimiento para

pre2ecir las posiciones de .dichas barras , a n i v e l de crft ici- dad del r e a c t o r t r i g a Mark 111, e l procedimiento tambi€n toma

. en menta los reglamentos de seguridad' ???S 8.6 y &??S 4 0 5 . Asf como la exper ienc ia obtenida a l rea l izar ¡a s e r i e de experi-- mentes, correspondientes a los planes experimentales 0 0 4 , 004

MOD., 0 0 5 x005MOD- ..

El ordenamiento y procesamiento, de los datos y conteos obteni - dos durante e l experimento de 'aproximación a c r i t i c i d a d , fue- ron discutidos y aclarada cualquier duda a l respecto , e n reu- niones previas , con el personal encargado de r e a l i z a r e l expe - rimeato. Se elaboraron fomas p a r a f a c i l i t a r la captaci6n y -

.. . proccsaniento de los datos , se propuso; l a forma de r e a l i z a r - las sucesivas extrapolaciones teniendo en cuenta e l progreso- del esperimento,, con e l o b j e t o de obtener mayor conf iab i l idad y precisión en l a s etapas f ina les d e l experimento. E l trabajo fue realizado por dos grupos, con l a f inal idad de e v i t a r en - 10 pcsible er rores en e l c6 lcu lo d e los resultados y grafica- do 6e los mismos, los incdreme.ntos que se tomaron en cada paso, fucr-ca numores que un 5 0 % de los incremntos , que segtín las - prcdiccicnes, se requerlan para alcanzar e l n i v e l de cr i t ic i - dad, 10s incpmentos propu.estos y l a dccisitjn de r e a l i z a r el- slggentc paso durante cl experimento, se hizo en basc al an4i - lisis de l a g r S f i c a de las sucesivas extrapolaciones.

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- .. . - 1 . .- "- *. 111"" . -

Los datos de la tabla corrcspondicnte 'a' la f i g . J., son el' resul I ' tado del desarro l lo de los pasos I , . 2, ' 3 y 5 del procedimiento,

e s t a primera parte del cxperi~r.cnto, tiene l a f inalidad de deter - minar e l fac tor <IC norwnlización y observar e l comportamiento - d e l sistema mult ipl icat ivo, durante ' las operaciones realizadas- para l l evar a una posiciGn adecuada l a s b a r r a s ; reguladora, fi- na y de seguridad. A s l como l a de r e a l i z a r una cxtracciGn tota l

- y adecuada de l a b a r r a t r a n s i t o r i a ; que e n e s t e experimento cum I

'ple las funciones de un d ispos i t ivo de seguridad.

Como puede observarse , l a mul t ip l i cac i6n es menor que 1.5 y las s . condiciones de c r i t i c i d a d e s t d n muy ale.jadas d e l n i v e l e n que -

se encuentra el sistema multiplicativo. Como puede verse en las curvas de ca l ibrac i6n de las barras (presentadas con anter ior i - dad), e l experimento se conducir5 de aquf en adelante con una - mejor precisitin en los resultados ,de las extrapolaciones , pues- to que ahora l a v a r i a c i 6 n en l a r e a c t i v i d a d son en buena aproxi - macibn, proporcionales a'. las variaciones en l a po..ric$en de las- barras s í se t i e n e como ljmite una posición de 600.

Los resultados representados e n la f igura 2 , y su t a b l a c o r r e s - pondiente, son l o s que se obtuvieron al r e a l i z a r e l paso 6 del -

procedimiento, e l cua l cons is t io e n incrementar las posiciones- de l a barra f ina y l a barra reguladora e n un mismo valor, con - la f inalidad de encontrar la posic i6n mS:; adecuada para estas - dos barras , l o cual guarda un compromiso con e l exceso de reac- tividad del ntíclco de l reac tor y l a pos ic iSn f ina l de l a b a r r a - de seguridad, que se prctcndi 'a l levar a la posicidn mbs cerca na p o s i b l e de l a mitad de s u recorrido,con e l objeto de garant i zar l a mejor prec is idn al. f i n a l d e l experimento, esto se consi,-

. gue si e l incremento c. que se predice para' l l e g a r a c r i t i c i d a d es

de 70 6 menor. En el praccdimiento se propuso un va lor 'de 100' 6 menor cercano a e s t e , las condiciones se consiguieron con solo' tres cambios de posic i6n. 3 en e 1 sistema de barras fina-rcgu1ado- rat las cuales €ueron BF(350) y B R ( 3 5 0 ) , proponi6ndosc un incre -

- 1 . . . %

. . . . . . . .." . ....,I.. .. .. .,.. . , ..n.-_ ..., ... ,

. . 1 ;

I

mento de 1 0 0 , DI'(450) y BR(450), con l o c u a l sc propuso un . incrc- mmto cb 7 0 , CF'(520) y DR(520) de donde se detcrmin6 iniciar con- el movimicnto de la barra dc seguridad para predecir su posicibn- I

en cr i t ic idad.

En las figuras 3-A y 3 - B , se presentan los resultados de la parte f i n a l 2 e l experimcmto donde las posiciones de l a b a r r a de seguri- dad fueron las s iguientes ; BS(350) I BS(415) BS(425), BS(441), --

B S ( 4 6 5 . 5 ) para alcanzar las condiciones de c r i t i c i d a d , las compa- raciones de la comprobaci6n del exceso a 5 . 0 ~ con los resultados-

. B S ( 4 5 3 ) y por Cltimo BS(459) , con e s t a filtima posici6n se predice;

... , . experimentales son:

Resultados ex- perimentales .

BT(979) B F ( 5 2 0 ) BR(520) B S ( 4 6 5 . 5 )

Comprobacidn a 5 - 0 w

*

BT(979) BF(520) BR(520) BS(460)

p (BS) 3.6756-5.3821~16 3 (X)

donde; X e s la posicidn de l a b a r r a de seguridad entre BS ( 3 5 0 ) y - BS(SOO), por l o tanto dentro d e los Ismites señalados., l a fórmula- .

anter ior proporcionarIa e l 'valor en react ividad de l a b a r r a de se- -

guridad con respecto a s u posici6n. UtLlizando l a ecuación ante--- rior l a d i ferenc ia entre l o s resultados experimentales y' l a compro

L

bación , fu6 de 3. O centavos

- .

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4 I

r

FzC3A: TITULO: APROXIIIIACION A CRITICIDAD, . CORRESPONDE A: 22 /04 /83 . (Pl3ZLII.lINAR). PLA?A EXP . 006 FIG. NIJN. 3-3 y 3-8

t

1 I

- 14x

6 . 449. '

14.801

18.991

30.601 '.

58.583 '

-13 39

-

. . . . 1

i =! 3.155

X=?. 2

cx x -

485

4 5 5

. 459 .S

467.2

4 6 6 . 0 .

4 6 5 . 5

65

10

16

- 1466 1266

3.419

179 3

2834

5578

10694

2 6 7 4 .

2950 .

3 8 6 8

6107. ;

11316

22293

10.0

5 .O=

. . O .O675 L184 i1 3

1

+

1208.8

1544.0 .'

2472 ..a

4711,.4 :.

9 0 9 6 . 0 ' + e

-

16 75 O ,0523

v. L519.3 2059 5 . 0 .

5.0.

5 . 0

12 O .O327 2 4 4 8 . 1 342 3

6 O .O171 4686 . 7 9071 ..3

6 5 6 3 ! l t

t 0 , 0 0 8 8

12 43 3 5 . 0

O . O t

O O Ir)

. . . . .

. ..

. . . . ., .

, .

. I .

. .. ,

4, OBSERVACIONES Y CONCLUSIONES

I

i

I I

.

- 2.6

2.4

2.2

1.8

1.6

1.4

1.2

L O

O. 8

0.6

0.4

0.2

t

\

8

I

\

I 8

h

I

.

'\ ' \,I +-

1

\ 1

' 1 -

I I

. I I

I

' I

'L

\ o- \ 1

2 'O

b 'O

9' o

8'0

o 'I

2-1

t7.I

9 '1

8 'I

0'2 '

2'2

C't

9' 2

O ' €

~ ( O O L L )

2.4 1 2.2 1

. . 2.0 '

I .O

1.6

1.4

L 2

I .o

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0.6

0.4

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\ \

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8 O

\ 1

T.

$c DOLL

2*6 I 2.4 3

2.2

0.0

. 1.8

1.6

I .4

1.2

L O

0.8

O. f

0 . 4

0.1

3.0

2.8

IUL L

\ \ \ i \ \ \ '. \ \

. \ 'o

\ \ \ \

1

*% ..r\ r!.

,

100 200 3 9 0 400 500 600 roo 800 900 Posicldn do la bcrra

3

',; \ '\

' O \

SEGUIMIENT3 DE APROXIN.ACION A CRITICIDAD

Límitcs Opcracionalcs:

Las barras de seguridad, f i n a , r c g u l a d o r a y la t r a n s i t o r i a debcr6n c s t a r complatsmente insertadas al i n i c i o del cxperi mento, 1.3 fucntc d e ncutror;cs de Americ io-Bcr i l io l o mjs - alejado p o s i b l e d e l núcleo d e l reac tor .

' as condiciones f i n a l e s s e r á n t a l e s que e l reactor no exce- da.un factor d e mult ipl icación de 1.00.

DispDsitivo (ESSAMBLE)

Reactor Triga Mark 111 (Ensamble c r í t i c o ) Moderado y e n f r i a "do por agua l i g e r a , combustible de Uranio enriquecido 21 -

* 20 "/w en forma de hidruro d e Zirconio (U-Zrfll 7 ) , con un -

r

-

coeficiente inmediato d e temperatura d e -1 .26 X 10' 4 $:4/K -"C

Caracter ís t icas de l o s sistemas de c o n t r o l y segurfdad:

Tipo de barra Reactividad Max. ( $ ) ' . . Rango d e 'Carrera

REGELADOFA 3.346

SEGGR1D:XI . . 2 500 TRANSITORIA 2.682

. FIXA 2.662

ipo dc Detección:

Detectores proporcionales de t r i f luoruro sistema electrónico asociado.

100 - 786 100 - 821 100 - . 814 47 - 979

Personal:

J4inimo cinco ' Fecha propucsta: Fcbrero 1383

' c r i t i c i d a d .

Además se i lustrará la relación entre c a r a c t e r í s t i c a s - críticas d e l ensamble y aquellas para s u manipulación scgu-

Material F í s i l ,

Uranio enriquecido a l 2 0 "/w con13 U-Zr .& encanlisado - con acero inoxidab1.e de 0.503 m? de espesor, l o n g i t u d acti va del combustible 3 8 1 . 0 mm con un contenido dr? 38.0 g r a - nos de U-235

. .

._ . . . I

5

..

. . .

, . -

a

Proccdinicnto:

c o n t c ~ 3e fondo, d e scucrc7o a coniliciones iniciales cspecificndas. La multipLicaci6n de u n sistclna, s e d e f i n e como la r a z 6 c d c l númc """"_ ""- "" ". ""_ ." .- . . _"

KO de cuentas p3r minuto (CPH) de l a variable incrcnIcntad;l'.a Ins- cpH, corrcsp3ndíent:cs al v a l o r i n i c i a l de l a v a r i a b l c y é s t a s úl- timas servircin conm referencia . En este caso e n p a r t i c u l a r la va- riable scleccior,sdn es . l a r e a c t i v i d a d d e las barras de ¡os s is tc -

' . mas de c o n t r o l y s e g u r i d a d ( l a b a r r a t r a n s i t o r i a sc considcra - aquí dentro Se1 sistema d e c o n t r o l ) . .

-

..\

1.- Medir las CPM con l a fuente sobre el núcleo d e l r e a c t o r y t o - das las 'barras inser tadas , con es te contco, se determinará la multiplicaci6n correspondiente y el inverso de é s t a s e hará -

.. igual a l a unidad. (Esto se presentará en una g r á f i c a de l/m. Vs. reactividad e x t r a í d a ) .

2.- lIec?ir las CPI4 con l a barra t r a n s i t o r i a afuzra (2.68 de D o l l a r ) , ' determinar la m u l t i p l i c a c i ó n del sistema para g r a f i c a r el in-

verso de l a a u l t i p l i c a c i ó n . Después se extrapolará para prcde cir el valor d e l a posic ión d e l o s sistemas de control y segs r idad que h a r h c r í t i c o el reac tor . O

3.- s e repetir5 el pzso 2 c o n los s i g u i e n t e s valores:

a) , B a r r a t r a n s i t o r i a a f u e r a y barra de seguridad en 451; (3.93 de D o l l a r ) .

b) Barra t r a n s i t o r i a y barra de seguridad afuera; (5.18 d e Do- , * l l a r ) . . .

c ) B a r r a t r a n s i t o r i a y barra de seguridad afuera con l a b a r r a fina en 453; ( 6 . 5 1 )

a) EI ixrernento en e s t e paso será tal que se aumentar5 h a s t a un valor medio ent re la -predicc ión y el valor d e la rcacti vidad c s t r a i d a hasta ese i n s t a n t e (Exceso d e l núcleo 3.22 de Dol lar) .

PLAN EXPERIMEMTAL No. 004 MODIFICADO

SEGUIPIIENTO DE APROXIMACION A CRITICIDAD

Llmites Oparacionales :

Las barras de seguridad, fina, reguladora y la t r a n s i t o r i a , deber6n e s t a r completamente inser tadas a l in ic io de l exper imento , l a fuente de neutrones de Amcricio'-Berilio l o mcis a le jado pos ib le de l ndclco-

' del reactor.

-4

Las condiciones fináles serdn tales que e l reac tor no exceda un fac t o r de multiplicaci6n de 10.0.

Dispositivo (ENSAi'tlBLE)

Reactor Triga Mark I11 (Ensamble c r f t i c o ) .Moderado y enfriado por - agua ligera, combustible de Uranio enriquecido a l 2Oo/w en forma de

hidruro de Zirconio ( U - Z r H I . 7) con un coeficie.nte inmediato de tern - peratura de - 1 . 2 6 ~ 1 0 - ~ AK/K-OC.

Caracterfs t icas de los s is temas de control y seguridad:

Tipo de Barra

WGULADORA

Reactividad' Máx. ( $1

FINA

SEGURIDAD TRANSITORIA

3.346

2.662

2 ; 5 0 0 2.682

Personal: Mfnimo cinco. Fecha propuesta: Febrero 1 9 8 3 .

Objetivo:

Rango de Carrera

1 0 0 - 786

100 - 821

,100 - 814

47 - 979

Equipo de Detecci6n: Detectores proporcionales de t r i f luoruro de boro ( B F ~ ) y sistema 0

eleetr6nico asociado.

Demostrar la tdcnica de aproximaci6n a c r i t i c i d a d , e v a l u a r

/ I :.

los sist5mas d e detecc ión en experimentos de aproximación a criticidsd.

Además se i l u s t r a r á la r e l a c i ó n entre l a s c a r a c t e r í s t i c a s - c r í t i c a s del ensamble y ayucllas para su manipulación s q u - ra.

Material F i s i l . 3

Uranio enriquecido al 20 “/w coma U-Zr encamisado - I

con acero inoxidable d e 0.503 mm de espesor, l o n g i t u d a c t i va del ccrnbustible 381 .0 rm con un contenido de 3 8 . O g r a - mos d e U-235

,

I 1 .

P R O ' C E D I M I E N T O :

1) M e d i r c l c o n t e o d e f o n d o , d u r a n t e u n i n t e r v a l o d e t i e m p o de 1 0 m i n , , p a r a 1.as c o n d i c i o n e s i n i c i a 1 e . s e s p e c i f i c a d a s e n l o s l f m i t e s o p e r a c i o n a l c s .

2) S o l i c i t a r a l o p e r a d o r l a m e d i c i ó n d e l e x c e s o , p a r a u n a - po tenc i a d e 5 w a t t s .

3) Con l a f u e n t e / d e n e u t r o n e s (Am-Be) sobre e l n ú c l e o , l a - ba r r a d e s e gu r i d ad , c omp l e t amen te a f ue r a y l a s b a r r a s - - r e s t a n t e s c o m p l e t c i r n e n t e i n s e r t a d a s , d e t e r m i n a r l a s c u e n - t a s p o r m i n u t o ( C P M ) . Obtene r Pa m u l t i p l i c a c i ó n (Mo) d e l s i s t ema , t oma r e l i n ve ' r s o d e l a m u l t i p l i c a c i ó n como l a - u n i d a d y g r a f i c a r 1 . a c o n t r a l a s u m a de l o s v a l o r e s d e - -

. l a s b a r r a s i n s e r t a d a s . . . . .

4 ) E x t r a e r l a b a r r a h a s t a l a m i t a d d e s u va- l o r , d e t e r m i n a r l a s C P M p a r a o b t e n e r , n u e v a - m e n t e l a m u l - t i p l i c a c i ó n d e l s i s t e m a y e l i . n v e r s o de é s t a . S e g r a f i c a

. ' rá e l p u n t o c o r r e s p o n d i e n t e a l v a l o r de mo/m y s e h a r á - p a s a r u n a r e c t a p ' o r e s t e p u n t o y e l o b t e n i d o e n e l p u n t o a n t e r i o r , l a c u a l s e e x t r a p o l a r á h a s t a rno/m=O p a r a d e t e r m i n a r l a suma de l o s v a l o r e s d e l a s b a r r a s i n s e r t a d a s - - q u e c o r r e s p o n d e r á a l r e a c t o r e n c r i t i c i d a d .

-

-

5.) E x t r a e r com l e t a m e n t e l a b a r r a P y r e p e t i r - ' e l p u n t o ( 4

. .

6) E x t r a e r l a b a r r a h a s t a l a m i t a d d e s u v a - l o r y r e p e t i r e l p u n t o ( 4 ) . s . I

7 ) E x t r a e r l a b a r r a y r e p e t i r e l p u n t o ( 4 ) .

*

*

.

..

I PLAN EXPERIPIENTAL ,No. 005

SEGUIbíIENTO DE APROXIblACION A CRITICIDAD.

L€mites Opcracionales: 1 .

Las barras de seguridad, fina, reguladora y la t r a n s i t o r i a debnrsn e s t a r completamente insertadas a l i n i c i a r el - esperimnto. La colocacidn de la fuente de neutrones de - . ~ 1 - B e ; será tal que se encuentre l o mbs alejada posible -- del núcleo d e l reactor .

-

Las condiciones finales no deber6n exceder a un fac tor dc multiplicación de 100,

Ensamble :

mrra Reactividad Flax. ($1

3.346 2.662 , 2.500 2.682

In terva lo de recorr ido.

100 - 786 100 - 821 100 - 814

4 7 - 979

. . Equfpo d e Dcteccitjn y Seguridad:

Detectores proporcionales de tr i f luoruro de boro (BF3) y .su corrcspondicnte sistema elcctr6nic0, asf como uimoni tor continuo audible de neutrones.

Personal y Fecha propuesta.

Mfnimo de se i s pcrsonas , Marzo de 1 9 8 3 .

Procedimiento:

1.- Obtener e l conteo de fondo, con las barras de contro l y seguridad totalmente insertadas en e l ntícleo, con un -- tiempo de conteo de 10 min.

2.- S o l i c i t a r a l operador e l exceso de reactividad alcanza- do.

3.- La posicidn propuesta, a p a r t i r de los resul tados d e l - Plan No. 0 0 4 e s l a s iguiente : . .

Barra PosiciGn Reactividad ($1

mGULADORA 398 1 . 997 FINA 335 0.665 SEGURIDAD 814 2.500 TRANSITORIA 979 2.682

Tot. 7 . 8 4 4

Dependiendo de l va lor del exceso, a justar la posic iGn de la barra reguladora hasta obtener l a react ividad -- indicada.

c 4 . - En base a Estas condiciones, obtener l a razGn de con--

teo CO, l a c u a l s e r v i r 6 como f a c t o r de normalizaciGn, con un tiempo de conteo de tres minutos..

5.- Considerando el inverso de l a mu1tip:icaciGn de un -- sistemac como la rc lac i6n de l a razón de conteo en l a s

’ condicioncs.de1 punto 3 # y l a razGn d c contco subsc-- cuente. Donde este Gltino se rea l iz2rS con una inscr- ci6n dc react ividad dc 2 0 p!. Para e l l o se llar5 uso de la barra f ina dentro del intervalo d.2 opcraciGn d e l - . 25 al’. 7 5 % del valor de s u reactividad. ,

i

l

6.-

7 . -

Graficar l / m contra rcactividad, y extrapolando - - (l/m = O ) encontrar e l valor d c ' l a reactividad para la cual el sistcma e s c r í t i c o .

En base a l o a n t e r i o r , cstimar e l nuevo valor de la inserción de reactividad. Dicho incrmento ser5 tal une se aumente hasta un va lor medio entre el estima-

Es importante que en e l transcurso del experimento, se sigan l o s lineamicntos de seguridad en aproximaci6n a cri t ic idad; para l o cuS1 se cuenta con un nonitor continuo audible. Teniendo t r e s equipos d e detección operados por dos personas coda uno de ellos, quienes debersn e s t a r de acuerdo en l a predicidn de l a reac5vidad en l a que se - hace c r l t i c o el sistema, para poder efectuar e l paso No.7.

. .

. .

PLAN ESPERIFENTAL NUtI. O O 5 b10DIFZCADO

~ E G U I I ~ I I G N T O DE APROXINACION A CRITICIDAD.

seguimientos de

Objetivo:

Implementacidn de t6cnicas apropiadas para . aproximaci6n a c r i t i c i d a d . Tomando en consideraci6n las c a r a c t e r f s -

. t i c a s d e l ensamble, as5 como s u manipuiaci6n segura.

Las condiciones f inales no deberdn exceder a un f a c t o r de- ' multiplicaci6n de 100.

Ensmble: Reactor Triga Mark 111, moderado y enfriado por agua l i g e -

r a , con un coeficiente inmediato de temperatura de: -1 .26~10" -- / Material F l s i l :

Uranio enriquecido al 2Oo/w, como U-ZrH,. y ; encarnizado con acero inoxidable a l 0 . 5 0 8 mm de espesor, longitud activa del corn--

$ bustible 381mm, con una masa de 3 8 gf. de U-235.

Caracterfs t icas de los sistemas de contro l y seguridad:

Barra Reactividad Msx. ($1

REGULADOR1 FINA SEGURIDAD TRiiNSITORIA

3.346 2 . 6 6 2 . 2.500 2 . 682

In terva lo de recor- rr ido.

100-786

100-814 47-373

100-821 *

I " .

Equipo de Detecci.6n y Seguridad:

Detectores proporcionales de t r if luoruro de boro (BE',) y

su correspondiente sistema electr6nic0, asf como un monitor con

t f n u o a u d i b l e de n e u t r o n c s .

Personal y Fecha propuesta :

Mznimo' de seis Marzo de 1983.

personas

. .

1.

2 .

3. . .

. - .

4 .

. .

5.

6.

I.

Medir e l contco d e fondo, durante un in terva lo de tiempo de 10 minutos, para las condic iones in ic ia les espec i f i cadas en los - lSmitcs operacionales .' S o l i c i t a r a l operador l a nedicibn del exceso, para una poten-- c i a de 5 watts.

Con l a fuente de neutrones (Am-Be), sobre e l de seguridad, conpletamente afuera y las bar pletamente insertadas,' determinar lascuentas Obtener la mul t ip l i cac , i6n (mo) 'del sistema, la multiplicación como l a unidad y g r a f i c a r l de los valores de las barras insertadas .

n f i c l co , l a barra - ' ras restantes com-

por minuto (CPilI) .. tornar e l inverso de .a contra l a suma -

E x t r a e r l a b a r r a ' . hasta la mitad de s u v a l o r , - determinar l a s CPi4 para obtener nuevamente l a m u l t i p l i c a c i 6 n - del sistema y e l inverso de es ta . Se g r a f i c a r s e l punto corres pondiente a l valor de mo/m y se Lar6 pasar una r e c t a por e s t e z punto y e l obtenido e n e l punto a n t e r i o r , l a c u a l se extra;?ola rd hasta mo/in=O, para. determinar l a suma de los valores de l a s barras insertadas que corresponder2 al reac tor en c r i t i c i d a d .

Extraer completamente la barra y repetir e l Pun- . to ( 4 ) .

' '.

Extraer l a barra hasta l a mitad de s u va lor y repe tir e l punto ( 4 ) -

. . . . .

7. Extraer l a b a r r a y repet i r e l punto ( 4 ) o

8. Considerando e l inverso de l a m u l t i p l i c a c i 6 n de un sis.tema, co mo l a re lac i6n de l a raz3n ,de conteo en las condiciones d e l -- punto 3 , y l a raz6n de cclnteo subsecuente. Donde 6 s t e Gltimo - se rea l izar5 con una inscrci6n de react ividad de 20$. Para e l l o se har6 uso de l a barra fina dentro d e l in terva lo de operaciGn del 2 5 a l 75% del valor de su react ividad.

-

9. Graficar l / m contra reactividad y extrapolando ( l / m = O ) I encon- t r a r e l valor de la reactividad para la cual el sistema es . C r f tito.

10. En base a lo anter ior , e s t imar el nuevo valor de la inscrciGt~ de r&activi,dad. Dicho incremento ser5 t a l , quc se aurncnto has t a un valor medio entre e l estimado y e l extrafdo en ese mo--

\ mento.

Es importante, que en el transcurso del experimento, se s i g s n

10s lineanientos de.seguridad 'f. en aproximaci6n a c r i t i c i d a d ; para- 10 cual se cuenta con un monitor contfnuo audible, .Tenienda t res - equipos de detecci6n operados por dos personas cada uno de e l l o s , - quienes deberdn estar de acuerdo en l a predicci6n de la reac t iv idad en la que se hace crltico e l sistema, para poder efectuar e l paso-

i:

n h e r o 10. . .

.-

u 8

/ c .. t .

Plan Experimental 006

OBJETIVO :

*". ' i .

Establecer un plan de aproximaci6n a c r i t i c i d a d en recargas regulares para e l reac tor T r i g a Mark 111. Mediate tecn icas y pro- cedimientos adecuados tomando en consideraciBn las caracterfs t icas del ensamble, determinar las condiciones de c r i t i c idad .

LIMITES OPERACIONPLES :

e s t a r completamente insertadas y l a c o l o c a c i 6 n de l a fuente de neu .trenes y cualquier otra fuente extraña, deberd ser t a l que no e x i s t a interacci6n entre es tas y el sistena ntícleo detectores. .

s .

x Inicialmente, todas las barras de control y' seguridad deberdn

-

El experimento se continuar5 hzsta ,que se puedan .determinar -. .las condiciones de c r i t i c i d a d p e r o no se exceder6 una mult ipl ica- -

&.6n de 100. 5 '

CARACTERISTICAS DEL ENSAMBLE:

El material f isrl e s uranio enriquecido al 2 0 % . e n U - 2 3 5 , e n forma-

t i b l e es de 381 m, . . Las c a r a c t c r f s t i c a s de los sistemas de contro l

. son z . C.

. . *. TIPO .DE BARRA

Reguladora

Seguridad Trans i tor ia '

. .F ina

INTERVALO DE . - ' 3.00 - 786

100 - 8 2 1 100 - 814

47. " 9 7 9 f

y scguridad-

RECORRIDO

I .*

.Los .. valores mSnimos d e l in terva lo de recorrido correspondcn - ,

* . a las barras completamente insertadas.

EQUIPO DE DETECCION :

Detectores proporcionales de t r i f luoruro de boro (BFj) y SU - sistema electrGnico, asociado (mlnimo dos sistemas completos), , . asf -

como un monitor contfnuo audible.

PERSOHAL Y FECHA PROPLZSTA:

. Mnimo cuatro personas. Abril de 1983.

. , .

PROCEDIMIENTO:

Se tomardn en cuenta los reglamentos de seguridad en reactores .para es te t ipo de experimentos, as$ CCTO l a s recomendaciones q w se hagan por parte d e l personal de: .

. ’ - Supervisi6n del Reactor- TricJa ‘lark 111.

. . - Seguridad en reac tores .

previamente. ’

.

o

.... ”””

LOS pasos a seguir son los siguientes: .

1) Se mcdira la razbn de conteo del fondo neutronico, durante el tiempo que se requiera para tener una estadlstica ade-0

/

I

cuada. ..* *; ,

. . colocar la fuente de neutrones (.Am-,Be) sobre el núcleo del reactor, extraer totalmente la barra transitoria, esta ex- tracci6n se har6 por pasos ( o incremento de 100). y vigilap_ . do el graficador en la consola del reactor, asi como la ra z6n de conteo en los sistemas de conteo que se esten utili zando, finalmente en este paso se obtendra la razon de con tee para una estadistica-adecuada y se. determinara el va-- lor . . del inverso ae la multiplicaci6nr este valor 5er5 el - punto inicial de la gr6fica N ú m . I y se tomar5 como - - -

- - -

I

. .

. ' . 3) Extraer .la barra reguladora haz.z.3. obtener una lectura de - ' . 300 en su indicador de posición, obtener la razón de con--'

teo para estas condiciones, calcular'el valor de mI/mz, el cual corresponde al segundo punto de la gr8fica No. I, ex- trapolar la rekcta ¡ \ que pasa por estos dos puntos, hasta -- ml/m,= O y estimar las condiciones de criticidad.

Analizando los datos;principalmcnte la grsfica No. 1, espcci- ficar las condiciones en que se realizarla el siguiente paso y con estas consideraciones se decidira; detener o continuar con el experirtjento.

. .

4 ) Extraer la barra fina hasta un valor de 300 en su indica" dor de posicibn y repetir.10 indicado en el punto anterior.

.Y

6 ) Extraer la barra fina y lucgo la reguladora para obtener un val'or dc 350 en la*lcctura del indicador de ambas ba- rras, predecir las condicione,s de criticidad y establecer el valor del incremento en la posici6n para el siguiente pasol lo indicado en este punto se reptira para subse- cuentes pasos, hasta un valor limite de 600 en la posi-- ci6n de ambas birras o cuando la diferencia entre el va- lor dado por la extrapolaci6n y el corrcs9ondiante a la posicidn de l a s barrasl sea de 100 6 menor.

. .

LOS puntos correspondientes a los siguientes pasos debcran representarse en las gr6fica No. 3.

* .

7) Extraer la barra de 'seguridad hasta un valor de 350 en ' -

. el indicador de su posici6n, obtener la xaz6n de conteo para calcular la multiplicación y gzgficar su inversol -

. predecir las condiciones de critS'..idad estrapolando para

ml/mm = Ol establecer el valor y las condiciones para el incremento del siguiente paso.

Tomando en cuenta los limites operacionales (m - < LOO), repe - tir la medición de la razón de conteo para subsecuentes in-

la finalidad de determinar con la mejor pre- las condiciones de 'criticidad.

crenentos, con sicibn posible

Bibliograf la ! . .

. .

Plan experimental 0 0 4 y 0 0 4 MOD.

Plan experimental 005 y 605 NOD.

ANS 8.6

AHS 4 0 5 u /

,/ I _".._ I .

. "

"l.,"

, .- .

E V A L U A C I O N O

C O M B U S T

T R I G A

I B L E S . .

M A R K

E . E L E ! I ! E N T O S

E N R E A C T O R

1 1 1

"

/

"

OBJETTVO: Determinar el cambio en el valor del exceso de reactividad

cambio de c&nfiquracibn de los elementos combustibles y la insercibn de cinco nuevos elementos est6ndar en el anillo B.

* en el ntícleo del Reactor Triga Mark 111,originado por el

ESPECIFICACIONES Y REFERENCIAS: Lfmites Operacionales. LOS experimentos se iniciar6n con la determinaci6n del ex- ceso a una potencia estable de 5.watts. LOS transitorios negativos iniciar6n a una potencia esta-- ble de 50 watts. LOS tra.nsitorios positivos generados no excederdn 1000 watts de potencia, y los perzodos correspondientes serdn menores

s .

. 2 -

uue 10 segundos.

Referencias. Ph%ics of Nuclear Kinetics. G. Robert Keppin. Universidad de Zalifornia, Los Alamos Scientific Laboratory New Mexico. Addison Wesley Publishing 1965. Nuclear Reactor Analysis. James J. Duderstand. John Wilcy 1976. Manual No. 35, Coleccibn Seuuridad OTEA.

LA-6016-S.OP,Rev.l. Plan Exnerimental 007. Determinaci6n .de Persodo Estable. Plan Experimental 012. Determinaci6n de Reactividad por el MQtodo de Ca/da de Barra.

- Plan Experimental 0 1 3 . Calibraci6n Experimental de las Ba- J.

0. rras d e Control y Seguridad. .

NOTACIONES Y DEFINICIONES: BR; barra reguladora BT; barra.transitoria 'RS;' barra de I . -equrxdad

. _.

ticanal. - '_ L .

Definiciones. F= raz6n de conteo

NO = Dromedio de Is N (t)= conteo total

= promedio de 1 NOC

correspondiente al fondo. razón de conteo a potencia estable despues de la calda de la barra

.a raz6n de conteo a potencia estable co-

'._ gido por fondo. MVth= medida de potencia, meqawatts.t6rmicos. $= medida de reactividad, d6lares.

-m= pendiente de la recta correspondiente a los datos con - , I 1 I perlodo positivo.

Corr= correlaci6n de la recta. I

1 I /

' . T= Derlodo estable. ' . be = diferencia en reactividad. e = reactividad de la recarga.

1 I

4

I

RESUMEN DEL METODO: El metodo que se va a emplear est5 basado fundamentalmente en la realizaci6n de transitorios positivos y neqativos, para determinar la reactividad antes y despues de la reca- rga. En la evaluaci6ndc la r'ecarga por el q6todc de 2aPda de Ba- rra, su valor se obtiene por medio J. de la diferencia en reas tividad de dos transitorios negativos cuya importancia re- side en la-posicibn de la BR. Por otro lado, con lo's excesos rutinarios antes y despues de la recarga se tienen las.posiciones de la BR necesarios

"."" II ""

para utilizar la curva de calibraci6n obtenida a?artir de los transitorios positivos y as€ determinar el valor de la recarga.

: \ SISTEMAS, EQUIPOS E INTRUMENTOS: . .

Reactor Triga Mark 111; moderado y enfriado por agua li- qera, con un coeficiente inmediato de temperatura de ---o

-1.26 x .* . BKIK-OC.

El materiai ffsil esuranio - enriquecido a1.20'8 en U-235 en forma de U-Zr1Ile7, encarnizado con acero inoxidable; la ca:

* tidad de uranio 235 es de 38 gr. La longitud activa del'co - " mbutible es de 381 mm.

Las características de los sistemas de control y seguridad

. . son:

"

jt LOS

Tipo de Barra Reguladora .

Fina Seguridad Transitoria

valores mlnimos de

Intervalo de Recorrido* 100 - 786 100 - 821

. 100 - 814 4 7 - 979

recorrido, corresponden a las barras completamente insertadas.

Equipo de Deteccibn: Un detector proporcional de Trifluoruro de boro (BF3) , y su sistema electrdnico asociado; e'ste detector se coloca dentro de la alberca y cerca del ntícleo.

Multicanal operado en modo multiescalar. . RESPONSABILIDADES:

Es responsabilidad de operaci6n del reactor, proporcionar al Dersonal necesario bara efectuar el recambio. Es responsabiiidad de operacion d e l reactor (supervisor), . con juntamente con experimentaci6n de rehctores (Encargado de Experimcntaci6n), llevar a efecto esta evaluacidn con- forme a las medidas .de seguridad correspondientes.

/

J.

r

-. . _" "--

I_ ~ ~

I

4

CALIDRACXONES: Todo equipo a utilizar, tanto en la consola del reactor, como el empleado en es to s experimentos, como Son: indicadores de potencia, .de perlodo,qraficadores,dctec- tares, etc., de3erSn ser calibrados antes de iniciar 10s .trabajos de recam5io.

. . _.

PRECAUCIONES Y ;EDIDAS DE SEGURIDAD: S e tomar6n.todas las precauciones y medidas de seguridad aplicables ‘al manejo de combustibles y ademds las inheren tes a la sequridad de reactores para este tipo de procedi - mientos.

;.

DESARROLLO: Este procedímientosse presentar5 en dos partes;una antes - de-la recarga y despugs de la misma, ‘esta incluye lknueva - confiquraci6n del ntícleo. - . .

. PARTE I. ANTES DE LA RECARGA El detector se introduce a la giscina en un contenedor de

1 acero inoxidable.Como se muestra en la fiq. 1, a un metro del nGcleo aproximadamente. La posición del nGcleo es el cuarto de exposici6n. 1.- Determinar el exceso a 5 watts con la barra transitoria

. -totalmente extralda; manteniendo e l reactor estable durante ,

8 minutos. Anotando e¡ valor de las posiciones de las ba-- rras.

I

I

Transcurrido este tiempo apagar el reactor. Las pOSiCiOneS para este exceso son; BR=509, BT=974, BS=526? BF=526

- _ 2.- Determinar el exceso a Swatts con la BT totalmente in- sertada, manteniendo el reactor estable durante 8 min..‘Ano - tando el valor de las Qosicioncs de las barras. TranscurriL do este tiempo apaqar el reactor. Las posiciones son: BR=581.5, BT=55, BS=814, BF=822 3, - Llevar el reactor a. criticidad retardada en 50 watts?

con la barra reauladora, barra de seguridad, barra fina en el mismo valor de ~osicidn.(638):Compensando para ello con la barratransitoria.

u”

. .

3 . 1 . - Obtener la xazdn de conteo para No durante 2 mino en el ESCA y en el MCA.

3.2.- Generar un transitorio negativo dejando caer la BT y obtener la raz6n de conteo para N(t.) durante 8Ein.en e l ESCA y en el MCA.

3 . 3 . - Apagar el reactor y obtener la razdn de conteo corres. - .:pondiente ai fondo durante $pin.. en el 'ESCA y MCA.

4 . - Determinar el valor de reactividad insertada.

PARTE 11. DESPUES DE LA RECARGA

5.- Obtener el exceso a 5 w.$tts con las posiciones de las barras dadas en el punto 2; compensando con la BT, durante 8min. a potencia estable, apagando el reactor transcurrido este tiempo. .+ 6.- Llevar el reactor a criticidad re'tardada en 50 watts, con las mismas posiciones de las barras que en el punto 3

y compensando para ello con la BT. 6.1-Seguir con la misma secuencia de los puntos 3.1 al 4 . 7.- Llevar el reactor a criticidad retardada en 50 watts con la BF y BS en 638, BT=400, compensando con la BR. Ge- nerar un transitorio positivo con la BT sin que el valor ,

en posicidn exceda el encontrado en el punto 6. 8.- Determinar el valor de la inserci6n en reactividad o-

". .- . . . - . - cacionado con la nueva configuraci6n del nbcleo. Entendier do Dor nueva configuraci6n, el rearreqlo de combustibles y la introducci6n de 5 elementos estandar nuevos, llamada tam "

:-bien RECARGA.

R E P O R T E D E R E S U L T A D O S - ANTECEDENTES:

Debido a la frecuencia de la utilizacidn del Reactor Tri- qa en las Areas de Anlilisis por Activaci6n, Qufmica Nuclear Producci6n de RadioisGtopos, y'del reactor mismo. En donde se requiere de flujos altos de neutrones para sus trabajos rutinarios- ( 1 MWth de potencia ) y Proyectos de Investigs ci6n. Las condiciones necesarias de Operacidn de este para dichas Areas han venido dism-inuyendo, de tal forma que a - Gltimas fechas diffcilmentc se alcanzaba 1 MWth.

Por este motivo, se 'plante6 la urgente necesidad de reali- zar un recambio y rearreglo de la configuracidn del nGcleo. Basdndose en un anZllisis de quemado de' combustibles existen - tes en 61,para seleccionar su nueva posicibn; de esta forma se encontr6 que era indispensable introducir cinco elemen-- tos combustibles nuevos estdndar en el anillo B. . Por otro lado el Grupo de Experimentecien (donde yo formo parte) implement6 los metodos experimentales idóneos para la determinaci6n de la EvaluaciBn de la Recarga. Dichos m6- todos corresponden a los Planes Experimentales 0 0 7 , 012 y 1

013.

. .

- -. - . . __ . " . . . . . . .. , . . -

RESULTADOS CORRESPONDIENTES A LA PARTE I: Para evaluar 'el cambio de exceso en reactividad originado por la nueva configuraci6n. En el procedimiento.se plante6 que las condiciones de operaci6n antes y despues de la re4 carqa sean lo más semejante posible, principalmente en lo que respecta a las posiciones de las Barras de Control. Tomando como referencia ' * . los valores de las posiciones de ..

- .

' las barras antes de la recarga. \

A continuaci6n se exponen los resultados obtenidos para ca- da uno de los puntos expuestos en el procedimiento.

PARTE I. ANTES DE LA RECARGA, PASO # 1

REACTIVIDAD REACTIVIDAD BARRA PQSICION DE LA BARRA DE LA BARRA

( GRAFICO ) ( INTERPOLADO)

REGULADORA 509 O . 9022

SEGURIDAD .526

FINA 526

O . 8 1 8 4

, 0.7520

O . 8956

0.8082

/ /"

O . 7498 TRANSITORIA 974 0.0044 O . 0037 . .

. SUMA = 2.4770 $ SUMA = 2.4573 $

LOS valores de reactividad de cada barra se suman para obtener el valor del exceso total.

PASO # 2

I REACTIVIDAD REACTIVIDAD I

BARS4 POSICION DE LA BARRA DE LA BARRA 4 I

( GRAFICO ( INTERPOLADO)

REGULADORA

SEGURIDAD

681.5

814

O . 0772

o. O000

O . 0752

o . O000

FINA 822 o . 0020 0.0024 .. \

La diferencia en los valores encontrados para cl exceso total e s debida a aue, en la tercer columna estos valores P

se leyeron directamente de la qr6fica correspondiente a

cada curva de calibraci6n de barra, mientras que los vaho- res de la siguiente. columna se obtuvieron interpolando. Concluyendo asl. aue la diferencia al leer de la gr6fica es pequeña. (0.8'3,ie.aprox. 2 centavos 1.

PASO # 3 Posiciones de las barras a 50 watts: r

BR = 638 . BS = 638 . 'BF = 638

I

BT '= 4 0 0 . .

b

Resultados obtenidos en el transitorio *negativo: . .

, MODO F . N N (t) N (t) REACTIVIDAD . o . *oc

CPS CPS C/8min. CPS C/8min. ( 1.

- ESCA 10.15

MCA 10.58

1801.6 30565 1791.5 25693

1776.3 26069

0.9160'"

0.8951 c

e ?-- = 0.0208 $ wh

Los datos del MCA se obtienen directamente corresidos. La estabilidad a 50 watts en el reactor, ser6 considerada cuan- do se tenaan 1800 CPS aproximadamente en el escalador, siendo este el criterio para obtener la misma potencia en los siguicn- ties experimentos. -!

.. .

I

J

1

"-

PARTE 11. DESPUES DE LA RECARGA

PASO #. 5

En esta etapa se inicid la subida a potencia a 5 watts, co loeando las barras BF, BS, BT en las posiciones propuestas; hasta este momento el reactor permanecla subcrltico. Pos- teriormente:se empezd a extraer la BR para llevarla a una ~osici6n de 681.5 provocando asl un transitorio con.perlo-

-

I.

do cercano a los 10 seg.; alcanzando una potencia mayor a 1 KW cuando la posicidn de la barra se encontraba en 580.

Por tal motivo se decidid insertar nuevamente la barra. Consecuentemente a la posici6n 401 se tuvieron 5 watts.r,as posiciones de las otras barras son:

. .

BT =.: 400 . .

BS = 814 BF = 820 BR = 401

..

PASO # 6

Es evidente que con estas posiciones la potencia excedfa considerablemente a la deseada; por lo tanto, se opt6 por - . . . . - - . . . - -

mantener las mismas posiciones de las barras BT, BS, BF y

alcanzar 50 watts con la BR. Las posiciones correspondien- tes al transitorio negativo efectuado con la BR son:

c

BR = 478 BS = 814 BF = 820 BR = 401

MODO F No N (t) N (t) REACTIVIDAD

CPS CPS"' C/8min. CPS C / 8 m i n . ( $ 1 c. $

m-n -r(

ESCA 1-70 1732.2 11626 . -1730.6. 10850 *. 2 . 0 9 5 4

MCA 1.60 a ' 1731.9 11191 2.0331 I

"

I

I

El motivo por -.l cual se cambio la BT 'por la BR para rea- lizar el-transitorio fue, que cuando la BT no se habla lle - vado afiin a la posicidn deseada el reactor permanecla su-

percrítico con las otras barras ya extraldas. Ademlis dada su simetrIa con respecto a la BT, los valores de flujo son

' similares para ambas barras con respecto a las otras.

PASO # 7 . .. .

Con Qste transitorio se pretende evaluar la recarga con pg rlodo positivo, ademds de realizar una comparacih con los valores de la recarga obtenidos a partir del Nbtodo de Caf - da de Barra. . Debido a esto, es necesario generar el transitorio, en el

. .

-.mismo intervalo de posiciones, esto es; de 4 0 0 hasta 680,

Ahora bien, la BR es la que mayor reactividad inserta al XGcleo, como consecuencia variac en esa magnitud la posici6n ". de la barra, provocarxa un perlodo tan corto que el rcac - -tor serla imposible de controlarlo. Por lo tanto se dispu - . .

so ejecutarlo en partes hasta abarcar todo el intervalo, esto es efectuar cuatro transitorios con variacidn en la - posici6n de 50 unidades y uno de 80 p~siciones. Para cada insercidn se registrars el transitorio en el MCA.

Cada uno de ellos se iniciar5 tomando la posici6n final del transitorio anterior. La, potencia inicial serd 5 Watts, corn -

-

xmsando para ello con la BT. Los resultados obtenidos son los siguientes:

.- A *.

TRANSITORIO. POSZCION

CON BR BF BS . BT m T CORR REACTIVIDAD .

POSI'CIONES SEG-l SEG * ($1

401 - 445 820 814 419 , 0.09309 10.74 0.9995 0.3880

445 - 492 820 815 317 0.10701 9.34 0.9964 0.4125

. 492 - 539

539 - 590 820 715, 46 0.08100 12.34 0.9952 0.3641

590 - 680 820 601 46 0.12240 8.17 0.9926 0.4365

-" ~1 procesamiento de estos datos de reactividad obtenidos, j son la base para lievar a cabo una calibraci6n de la BR, (::ANEXO:-T) que para este caso ser5 aproximadamente la rnitcd -

.-El procedimiento de calibraci6n se estipula en el Plan Ex- I perimental 010'.

. . PASO # 8.'

Par efectuar la evaluación de la recarga, los datos que se tenlan hasta este punto no fueron suficientes,. debido a las variaciones hechas en el procedimiento. Como consecuen'cia, de esta modificaci6n se programaron dos transitorios nega- tivos: uno para completar la curva de calibraci6n de la BR cuando estd totalmente extrafda y otro para obtener la con - dici6n necesaria para evaluar la recarga por el Método de

Cazda de Barra. AdemSs se tuvo que medir el exceso a 5 watts paracompletar - los datos para la evaluacidn de la recarga por el Metodo de Perfodo Positivo,

i. "

.-

PASO # 8.1. A traves d e l primer transitorio negativo extra se eVal(ia la BR cuando esta se. haya totalmente extrafda a una poten- cia de' 50 watts, para esto se colocaron.primero las DT, BF, y BR compensando con la 13s. Los resultados son:

""..-, 1

Posiciones de las barras: 8 78739

BR = 786 BS = 378 BF = 638

, \

F . N, N (t) !OC N (t) REACTIVIDAD . MODO CPS CPS C/8min. CPS C/8mh. ( $ 1

ESCA 1.0 1642.4 6.566 -.. 1641.6 6174 3.4930

MCA 2.0 - - 1633.2 6090 3.5230

(0.8 %)

PASO # 8.2 w. ~1 segundo transitorio negativo es fundamental para poder llevar a cabo la evaluacidn de la recarga, ya que como se

aprecia las condiciones en el punto 6 donde la BR = 478, --- BT = 400, BF = 638 y BS = 638 no pudieron ser las mismas que las del punto 3 ( BT=400, BF,BS,BR=638 ) como se habfa propuesto a la potencia de 50 watts. Como ya se mencionb, con la nueva configuraci6n el exceso del nficleo aument6, -

!

P O T 10 que la posici6n propuesta para la BR no.fu6 satis-- fecha. Existiendo como Gnica referencia la posiciijn de la BR en 638. Esto significa que se requiere efectuar un tran - sitorio negativo desde esta posicidn que junto con la efe2 tuada en el punto 6, dar5 el valor del Exceso de la Nueva

' . Configuraci6n. Los resultados .de este transitorio.;.son:,

Posiciones de las barras:

BR = 638 BF = 638' BS = 643

. - e

I? *O N t t ) *oc N (t) REACTIVIDAD MODO CPS CPS C/8min. CPS C/8min. ( $ 1 .-

i t

ESCA l,o 1695 . 2 7372 1694 2 6916 3.2182

MCA 1.0 - - 1695.2 6946 3.2062

&Q =e-,” = 9.012 $

EXALUACION ” DE LA RECARGA (Con Transitorios Negativos)

-? RECARGA - 638 - 478 -

= 1.1228 $ c RECARGA = 3.2062 - 2.0331 = 1:1731 $

PASO # 8.2

(O. 4% error)

EVALUACION ” DE LA RECARGA .(Con Transitorios Positivos) .

Posiciones de las barras para el exceso a 5 wat ts :

BT = 49 . BS = 814 BF = 820 BR = 525

- .

J.

RECARGA = 681.5 - 529 = 2.03 - 1.13 = 0.900 $

La calibraci6n de la BR fue realizada cn el intervalo de - 4 0 0 a 680 con los valores de los transitorios positivos. De'tal manera que al referirnos a ella es para obtener los - valores de reactividad 'correspondientes a las posiciones de la BR del exceso antes y despues de la recarga, que a. su vez son utilizados en la Evaluacitn.

.. . CONCLUSIONES: "

En los experimentos ejecutados en el transcurso de la Evalua- ci6n se han empleado tanto el Analizador Monocanal y Escala-- dor como el Analizadpr Multicanal en los transitorios ncgati- vos para determinar los valores de No, N(t) y fondo. Cabe se- ñalar que tales instrumentos son operados de manera distinta, al momento de iniciar el análisis, e s decir; el escalador es accionado sirnultdneamente por e l operador d e l reactor cuando deja caer la barra. Mientras que el MCA es operado al instan- .te de la calda por otro operador. Estas diferencias en tiempo para el inicio del an6lisis en ambos intrumentos repercute en

. los valores de N (t) , afectando directamente la medici6n de -- reactividad. Mzs aGn, si los transitorios generadas son de pe - rIodo corto, ya que', en estos casos la poblacidn de neutrones decae rápidamente en un intervalo de tiempo corto, asf que al comparar este con el tiempo que tardan los operadores en accio nar los instrumentos, puede suceder que algunos pulsos no sean registrados. Para eliminar estas diferencias se ha pensado en tomar una se- ñal de la consola, la cual accion.arb automdticarnente el and-- lisis en el escalador cuando la barra sea liberada por e.1 mag-

I .

.- ..

I

. neto que la sujeta. Considerando que e.1 conteo en el ESCA, se inicia casi simultd- neamente a la caída de la' barra; la raz6n de conteo para Nit)\ se ve menos aectada, implicando esto un valor m6s preciso de

reactividad. Por consiguiente el 'error reportado corresponde a la variaci6n de reactividad calculada con el MCA, respecto al valor con el ESCA.

/'

,

i ! ! I

I i

I ! I

1

. .

c

'.

I

~1 objeto de determinar la reactividad por dos metodos distin - tos para efectuar la ~valuaci6n, e s tener un modo de compara- ci6n entre ambos. Cabe mencionar que en los transitorios negativos, debido a mo - vimientos en algunos combustibles, se ocaciond una cierta va-- riacitjn enla posici6n de la fuente de neutrones, esto se re-- flejo en la raz6n de conteo para la posici6n de las barras en BR =638, BF =638, BS =643 y BT =47, ya que se obtub6 una po- tencia de 65 watts para alcanzar la razdn de conteo de 1800 - CPS correspondientes a 50 watts .. I a'ntes de dichos movimientos los cuales..se tomaron como base para todos' los transitorios - negativos.

A todo lo anteriormente expuesto- se debe la diferencia tan marcada, entre el valor de reactividad de 1a.Recarga obtenido por el Metodo de CaSda de Barra y el obtenido por el uso de la 'Curva de Calibracien con Transitorios Positivos. Ahora bien en este Gltimo rn6todo el-intervalo de an6lisis es- tb basado Cnicamcnte en el aumento de la poblaci6n de ncutro- nes retardados ( Plan.Experimenta1 007 ) ,' por la que la detez minaci6n de reactividad es m6s precisa, los po'sibles errores en la estimaci6n del valor de la Recarga son mlnimos. Tomando en cuenta éstas consideraciones se concluye que el va - l o r en reactividad ganado por el núcleo despu6s de la Recarga es 0.90 $ (empleando la Curva de Calibraci6n). Por otro lado 'los valores del Exceso del nGcleo obtenidos por el MGtodo-de Calda de Barra son: 1.1228 $ y 1.173.1 $ para el ESCA y MCA respectivamente; que comparados con el obtenido -- usando la Calihracidn de Barra, arroja para'c/u un error de 25 y 30 %. Otra manera de realizar esta medici6n es evaluando la reaeti- vidad que insertarlan los Selementos estdndar, manteniendo el resto de la configuraci6n inalterable. Posteriormente de acuer - do al andlisis de..qucmado de los- combustibles efectuar el rres rreqlo de los elementos, colocando en l a s posiciones corres-- -

",

pondientes al anillo B combustibles quema-dos. Evaluando asf - -u

1

el Exceso introducido por este hecho bnicamente. E l resto del procedimiento serfa similar. 1

' A N E X O N O . 1 ,

<,."

c

CALIBRACZON DE LA BARRA REGULADORA POR MEDIO DE TRANSITORIOS . ,

POSITXVM > ' ..

. Apartilr do los transitorios positivos generados, se obtiene los

siguientes datos: .

INTERVALO DE REACTIVIDAD '

POSICIONES ZN '*DOLARES x 10 INSERC~ON EN INSERTADA -3 POSICION

1

401 - 445

590 - 680

. o . 3880 8.8810 O . 4125 8,7760

, O . 3867 8.2270 O . 3641 7.1390

.O . 43,65 4.8500

423.0

468.5 515.5 564.5

. . 635.0

. . Con $stas valores se grafican las dos dltimas columnas, obte- nigndosa asP la Curva Diferencial, 14 cual. se muestra en La n

~

La Curva Integral resulta al dividir ea subinterva'los de la - misma longitud, la Curva Diferencial. , . Multiplicando el valor de &(?"AT por la' longitud .del intervalo seleccionado, y sud mandp este resultado al anterior. El resultado final corres-- pondk al valor. de la barra.

. . .. - . . .

griifica # 1 0 . ,

I

i

EVALUACION DE L A RECARGA PERIODO POSITIVO CURVA DIFERENCIAL BARRA REGULADORA

U

. .

EVALUACION DE L A RECARGA PERIODO POSITIVO CURVA INTEGRAL

BARRA REGULADORA

1 I 1 4

1 500 600 700 POSICION

PLAN EXPERIMENTAL 007 DETEWINACION DE PERIODO ESTABLE.

'OBJETIVO:' Determinar experimentalmente el PerXodo,Estable del Reactor Triga Mark TII, empleando' la Ecuaci6n de -- Inhour o Asimismo la, Reactividad correspondiente.

PROCEDIMI~ENTP:. . . . . .

J

1.- Verificar e¡ funcionamiento 6ptimo del .detector BF3 y

..

c

t .

I I

su sistem electrdnico asociado. 2.- Colocar el detector aproximadamente a 1 M. de distancia

3.- Seleccionar el tiempolcanal ' . en .el.analizador multicanal. 4.-'Llevar el reactor a una potencia.de 5 watts. Si se re-- quire reproducibilidad, 'se colocan las barras en las posi- ciones d&seadas. 5.- ,Variar la posicidn de la BR en 2Q pos'iciones respecto al valor crStico. Xniciando el andlisis en el MCA 4 0 segun- I .dos dr;sp\uCs de que el operador haya efectuado la .insercidnf

i 6.- Graficar No. de pulsos Contra tiempo, en papel semilog2 rltmico. 7 .- Determinar la recta mejor aj&tada de los datos experi- mente'les; obtdniendo asl el PerXodo Estable del Reactor. 8.- Empleando la ecuacidn de Inhaur y el valor de Persodo .obtenido., determinar la Reactividad insertada por el trans& torio .

.del ndcleo dentro de la piscina.

I

. . . - -. - - - - _ _ - -

' del reactor alcance 'un valor de I KW. .

Cs' I

vista experimental 8. empleandoda Ecuacidn de Inhour. Cuandb s e realiza una ins'e.rci6n de reactividad positiva, el

.. awten&o kn la poblaci'bk &e neutrones en funci6n del tiempo .

ser6 siempre proporcionak al factor e " ; por lo que al - . corrtma t!iempo de duracibh del 'transitorio8 el inverso de la pendiente de la recta cdrrespohdiente es el' valor del Perf2 do E$table. Con este valor y hacienqo uso de la ecuacidn de Inhour se estfgka la reactividad insertadh.

.. graficar, en papel semkXogarZMco la densidad de neutrones

. .

. .

B A S E S T E O R I . C A S .

"Sf 'el reactor est$ operando a un nivel de potencia inicial Po a un tiepo t*O,' en el cual la reactividad es cambiada a - un valor distinto de cero 8 y considerando que. todos '10s - neutron& retardados estbn representados en un sdlo grupo e-

. _ . I . _ " ~

.. 8

' rcspectilTanente, y empleando l a ecuacion de c i n e t i c a puntual del reactor: ....

.. . .

donde:

' = fracci6n t o t a l de neutrones retardados

4

= reactividad .r. A = tiempo promedio de ,generacitin de neutroncs

" -x:= constante de decaimiento promedio .

ccc\ = condentraci6n de precursores a l tiempo t "L

?(,Al = potencia al tiempo. t . .

. .

Resolviendo l a ec. (1) y (92) por .transformadas d c Lapla- ce, bajo l a s condicionsc i.v.?.cizI.Z?s:

t. . u ! ..

La soluci6n de la ec. ( 1 ) y ( 2 ) e s exponencial d'e l a - forma: p(t)=Pexp(st) y C ( t ) = C c x p ( . s t ) , donde P , C , s scr5n de- - c

terminadas

p (t) =P1exp (Slt), + P p P

de ah1 se puede"observar que . S siempre 'va ocabionar quo el /E 2 segundo término .de la ec. ' ( 3 ) y ( 4 ) decrezca m5s rSpidamcntc,

- .

1

I

mientras que S 11x6 que e l priqer t6rmino decrezca mQnGtona- mente; por lo que el comportamiento de la potencia en Pwncidn

1 . S '

, del tiempo ser5 asint6tico. ,Por lo tanto el valor :l S es llamado Pcrlodo Estable del Reactor. ,

1'

tada.

2.- sf se conoce l a - r e a c t i v i d a d .' insertada se puede estiriiar el Perloclo Estable del reactor.

Dicha expresión es conocida como: Ecuaci6n d e Inhour. La cual s ignif ica f l s icamente la cantidad de rcact ividad . . .

requeri2ae para hacer que e l pcrlodo de reac tor sea una hora. Siendo l a expresión:

a

4 . .

D E S A R R O L ' L O E X P E R I M E N T A L .

X1 arreglo geométrico'del nGcleo y detector empleado en el experimento se muestra en l a Fig. 1 . El experimento re- quiere que e l r e a c t o r e s t e en c r i t i c i d a d retardada:; 5 Watts de potencia, con e l o b j e t o de que l a conccntraciGn de precuq sores de neutrones retardados c n e l tiempo sea cero (para I

esto esperar cerca de 8 minutos una vez que se ha alta-nzado criticidad pra continuar con e l cxpcrimcnto).

. '

\

. .

L>c i!(í\l< !>~):;j c.i6:1 d~ la ~ c I I ~ I . ; ~ ~ ~ C : C J \ I ~ ~ I L ~ ~ J - ~ I c:; ~ \ I : i \ C ~ Y ~ t ~ c l ~

c11 30 ~ j : ; ! . ~ : t i ~ ~ ~ , C V L ~ : ub116c) n : ; i CL coln1,o~:~l.a~ui C ! I ~ ~ O C ~ C In JcII:;~-.

d;~d dc! rrcutror.c:; PII f u n c i G 1 1 i!cl ticInpo e11 cpc c.J. transitorio sc est5 rc,aI.izando, tcrmi.nando cl aniíl..is.ir; hasta que el rcac " tor alcancc una potc:rlcin. dcl orden de 10 KV donclc. se apac~a.

Esto e s para ,que los efecto:; clc tcrnper;ltu~-n no nfectcn

. . . ..

considcrahlemcnte a la densidad dc ncutrones. . a

La barra que sc cmpler5 en toc3.o:; los experincntos para realizar la inserciijn de r e a c t i v i d a d serfa la Rcguladora; pues - to que i n s e r t a mayor can-tidad dc r e a c t i v i d a d por unidad de PO - sici6n. La posiciGn de esta barra dentro del núcleo se mues- t ra en la. Fig. 2 .

r

..

Durante todo el experimento se dcben considerar los lle-

glanentos de Seguridad Flsic$, Seguridad de Reactores y Segu- . .

-. ridad Rzdiol6gica. . . : . . ... . .-. .. . * . - .. . . ._ - .

. .

A N A L ? S I S . _ . D E ' R E S U L T A D O S .

El experimento se .rcal,iió en dos etapas: La primera consisti6 en identificar 10s principales problemas

, ' que se presentan en'.el' reactor, a l efectuar la inscrci6n de re - .

actividad positiva. Aqul se consider6 necesario partir sicrnpre' I de una potencia d e 5 iqattts, sin' importar la posici6n de las.bg . I

rras de un experimento a ~ t x o .

! . '

I

La grdfica $1 e s representativa de es& primera parte,' I

. c identificándose tres zonas' de interes: La zona I muestra la con A - tribucitin de precursores de ncutroncs retardados de viüa mc- dia corta y neutrones inmediatos. Los cua les no son representa-' t i v o s del perlodo estable del reactor', ya que 'el transitorio provocado por e l l o s es muy corto.

r i

La zona I11 presenta la influencia de la tcnparatura cn la distribución del f l u j o , no siendo esta Considerada en cl an& lisis de datos . PorqÜC existen problemas de resonancia en la malla cristalina del! combustible moderador. * -v

. . I. . ' . s .

i

I

de PiInimos Cuadrados para ajustar. la recta .

..

f

..

. .

REACTiVlOAD

0 . t

*. .* .. .. *e

. .

. .

t

!. b

' a . . e

e . e .

. e e . e .. . . .

e s .

' * .*

b

b'.

e 8

b *.

...

e e .

'b

b

a

b *. e

o

b *. * b

e . - .

t iempo/canaI = 400 m s e g e - * e *

b

O

P o r m í n i m o s c u a d r a d o s . r-

b . = 5.,007 5 . .; I

m = O,.I I G I **

b CORR.= 0.9975

PERIODO= 0 . 6 1.

IC

"

I i '

. .

' .

1 .

.

- Physics of Nuclcar.Kinctics. G. -Robert Kccpin. Adison-Vh?slcy .

0 Nuclzar Reactor Analysis,. Allan F. Ilenry. Matt Press. 1975. 1965..

. .. 4 . . *

. L . . , - .

. I

A N E X O N O 111.

PLAN EXPERIMENTAL 012. DETERMINACION DE REACTIVIDAD POR EL METODO DE

CAIDA DE BARRA.

OBJETIVO: Evaluar la Reactividad insertada a l generar un tran- sitorio negativo en el Reactor Triga Mark 111.

PROCEDIMIENTO: * .

r . I

*'.

1.- Verificar el buen funcionamiento del sistema de dete- cci6n. 2.- Solicitar una potencia estable de 50 watts, sin reti- rar la fuente de neutrones. 3 . - S l se desea reproducibilidad en el transitorio,-las PO - siciones de las barras deben mantenerse,lo m5s posible en el siguiente transitorio. 4 . - Seleccionar en el Analizador Multicana'l un tiempo de a- cumulación de 2 segundos/canal (nodo multiescalador), e in& ciar el copteo, cuando el reactor se encuentre a potencia -

1

estable (8 min.) durante 2 min. aproximadqmente. 5.- Transcurrido este ti'empo, solicitar la calde de la SS? continuando el anslisis en el MCA hasta que el reactor l l e gue a una potencia de 0 .5 watts; en donde se soli.cita un - corte manual del reactor.

. - - I - ~

j c 6.- Sin interrrumpir el andlisis en el MCA se prosigue Con-

tando durante tres minutos mbs,para obtener la raz6n del conteo de fondo. 7 . - Determinar la inserci6n de reactividad negativa provo- cada por el transitorio, por medio de la Ecuacidn de Calda de Barra.

L L.

0- * El t&sitorio que se genere puede efectuarse conicualquie - I de las barras

_ .

REPORTE DEL PLAN EXPERI~I!:N'i'AL

012. DETERMINAC-ION DE REACTIVIDAD POR EL METODO DE CAIDA DE

BARRA. ' L .

ANTECEDENTES: Dentro de la operación normal de un reactor de investigaci6n, como es el caso del Triga Mark 111, la determinacih experi- mental de la reactividad puede llevarse al cabo por medio -- del Nétodo de CaXda de Barra, que en este caso ser6 utiliza- do en la Evaluaci6n de Elementos en las Recargas de dicho -- reactor. Es por ello que el propósito principal de este plan . experimental es desarrollarlo e implcmentarlo para obtener - una medida precisa del valor de Reactividad de un transitorio dado.

. B A S E S T E O R I C A S Una caracterlstica escencial de éste mgtodo, reside en que el reactor debe alcanzar un nivel crltico retardado que permita que los neutrones retardados entren en equilibrio. En ese mo- mento se procede de acuerdo con el Plan Experimental, dejando caer la barra un intervalo de tiempo despues de haber alcan-- zado criticidad retardada. El comportamiento se presenta en la curva caracterfstica de - decaimiento de la densidad de neutrones en funcj6n del tiempo através del 'cual se cuantifica la inserci6n de Reactividad ne - gativa provocada por el transitorio. La base te6rica para efectuar dicha medicibn, se fundamenta en resolver las ccuaciones de Cingtica d e Reactores, con el A fin de hallar la distribuci6n de neutrones debida a un paso - de reactividad negativo, donde e¡ nivel inicial de flujo se - encuentra en equilibrio [l] , [ 21 , [ 3 ] .

.~ ..

L

2

res.

I .

donde: Y @ = IyacciÓD efectiva total de n's yetardados.

k. e= factor de multiplicación. nI = mz6n de conteo de n's posterior. a l a 'cafga.

Si en la deWinaciÓn de la inserción de reactividad negativa se. considera la ec. (1) ( es decir t = O ) , el término nI, deberá ser determinaAo por 1.a extra polación.de la cz~nm característica de n's retardados, s@secuentes a l t imp- de la caída, lo caal inevitablanente intrahce algunas incerti&mbr% debido a

-

. . - . . . - . - la lectura (Fig .l) . La Edición de n1 deke ser precisa, ya que a partir dz &ta se o5tiene l a de - terminaci6n de la rezctividadf asi m10 las caracterlsticas del decaimiento de

xi's pst&riores a l a calda. No obstante, l a precisión en l a lecturas de nl, el anpleo de esta ecuación conduce a mediciones aprox.irradas de l a re.actividad. En el caso de analizar t > O , y haciendo usp de los p a r h t r o s caractcrlstfcno - del Reactor Wig2 Plark 111 [ 4 ] , la ecusci6n (2) qudard c m :

2, (no'/k) Cai/Xi 2 13.13713467 no ; para VO \lalor de l a = -- - Barra en D6La - r"n (t) dt.. jh;l(t)dt, .. b. (3) res.

dondc k=l \

Cai/Xi = 13.13713467 scg

- ""

O O

I .* - "1 *Y

.. .$ , . .C . . I .

~l plan exprimnt.ai adjunto se realizó varias veces con el fin de oL>timizar las .características exprinentales d d f i t d o , tales ccmo: psici3n de 12s barras, - t i m p s cle contra, t i m p de amuiación, gmnctr ía , factores exteriores que - afecten (vibraciones, ctc) y tmbi6n para canprobar l a validez dnl n;6tc&. La técnica de procesamiento de datos fue la siguiente: 1.- Calcular el praadio de los cor.tcos de fondo del reactor, y haca- su mrt-cc-

ción correpondiente. . .

2.- flallar e l ppnedio de l a razh de contco (no) , en el ikervalo de timp cn

que e l reactor se eqcontri, a ptc-ncia estable. .3.- Se obtiene l a integral de las cuentas acumrladas durante l a caída de la ba -

rra de seguricla2, -h (t) 4.- F ? b s valores, n o y n (t) son sustituizos . e n l a ecuación

rra, p r a encontrar e l valor de l a reactividad en d6lares - . - . _ . . . . -

. .

C .

(3)- de .Caída de Da - -.

4

I 3

BP37 2 -27 6 BF~664 EC.569 , . .

BF952 ES276.5 2 BS664 Bl?"-569.5

BF952 ES276.5 2

BF-569 ~.3==64

donde: c - COR.- ~bndlcioms de opración del reactor I previas al wperimnt(3 PB.- ~ a s i c i b n de las barras de control y seguridad a pntencia estable. T /c.- T i q p p r canal en e l analizador nmlticaml (seg/canal) . ':

N.D.- Kivel de Discriiiir;tciÓn del Analizador Monaxmal. (m) . F.- Prcndio 6el a n t a dc fondo del reactor (c/2scq). NO- Pmncdio de ¡a raz6n de. contcol cuando el ,reactor está a potencia esta -

n ( . t ) .. Contm tctA de los ncutroncs siguient.cs .. . a la cafda (c/i se$% e.- kactivi¿?xi e11contrac~1 con 'la cc. (3) . (cl6lorcs). 8 . I

Un ejmplo dc una cuma cnrclctcrlstica se muestA en el pig.'! 7' ;

Potclxia IriJxM (watts) . S

ble. (c/sq) . t

"

"

t I

ef<\':.

CONCLUSIONES: .. Este mC?todo tier? el problema dc.dclimitar correctamente entre la raz6n de contco a potencia cstatble y el conteo dy rantc el dccaimicnto.de la poblacidn dc neutrones debido a la calda de la barra. Esto c s consrcuencia de que cl andli -

* sis en el MCA, no se dispara exactamente al mimo tiempo - de la calda de la barra. Pero afín as€ se puede concluir que

. el procedimiento arroja una buena aproximaci6n al valor real de Reactividad. Como este Plan Experimental, hasta la fecha de realizacion del reporte, no ha sido optimizado. Se seguir5 trabajando en la obtencidn de técnicas m6s apropiadas para aumentar la presicidn del valor de reactividad deseado. Ya que ser$ -- empleado en la Evaiuaci6n de la Recarga del Reactor Triga -Mark 111. I

Por tal rnotivo,el Plan Experimental correspondiente,a cier- tas modificaciones estar5 sujeto. Es- importante mencionar que el sistema de conteo, debe man- tenerse en las mejores condiciones de operacien. Asf mismo la geometrla nGcleo-detector ser5 constante; sf se desea o- .

btener 'reproducibilidad en los resultados.

I

I

I I

BIBLIOGRAFIA: 1.- G. Robert Keepin. 'I Physics of Nuclear Kinetics". Uni- versity of California, Los Alamos, New Mexico. Edit. Addi- son Wesley Publishing, 1965. 2 . - A. Edward Prof io. "Experimental Reactor Physics" . E d t . John Wiley. 1976 3 . - James J. Duderstand, "Nuclear Reactor Analysis". E d t .

John Wiley. 1976 4 . - Dr. E. Sefchovich y M. en C. J. L. Zamorano."Pruebas y

Experimentos para el Arra-nque Inicial del "Reactor Triga -- 'Nark 111 de 1a.C.N.E.N. 'I ININ.

d.

5.- " Triga Mark I11 Reactor Description ". General Atomic Division of General Dynamics. ININ.

no

" "- "

CALIDAD DE LA B A R R A

.

r.

FIG. 1 COMPORTAM IENTO DE n ( t ) E N UN EXPERIIAENTO .DE CA1DA DE B A R R A DE CONTROL

0 E L E M E N T O C O M B U S T I B L E

e - C.E. B A R R A DE C O N T R O L Y S E G U I D O R D E C O M B U S T I B L E

@ B A R R A T R A N S I T O d l A .. .. @ E L E M E N T O DE . G R A F I T O % DC D E D A L CENTRAL

Ck' \ o 0 "9 ... 5 ,

I ! I '

;st ~ t y t o nociowi de investigaciones nuclearos G E R E N C I A DE R E A C T O R E S

I

F IGUKA 2

t

..

4

i

COLUM N A TERMlC A VERTICAL

L

! !

t

i (.

I

ALBERCA

I/ ' * T (7.62 x 3.05 x 7.65 m )

BLINDAJE DE ACERO

SE PARADORES

€3-DETECTO

NUCLEO 1

BLINDAJE DE CONCRETO 4

r

CUARTO DE EXF3SICiGí

(2.74': 3.0%

I I

1 L 6*lom 1 7.62 m

D 4 17.37 m

ESPL"iCI0 VACIO

* \\ "PUERTOS ' DE HACES TANGENCIALES

9.75 n

instit t l to nocional de investigsciones nucleares FIG. 5 " - G E R E N C I A DE REAFTOSES

SECCION HORIZONTAL - REACTOR T R l G A MARK iiI I

A N E X O N O . IV

PLAN EXPERIMENTAL 0 1 3 . . CALIBRACION EXPERIMENTAL DE LAS BARRAS DE CONTROL Y

SEGURIDAD.

OBJETIVO: Realizar - t . la calibracidn de l a s barras de Control y Segilridad del Reactor Triga Mark 11.1. A traves de la generaCi6n.de Transitorios Positivos.

PROCEDIMIENTO: 1.- Seleccionar la barra que ser5 calibrada. 2.- Colocar las barras hasta obtener una potencia de 5

watts. Posicionando la barra elegida al inicio de su in tervalo de recorrido (siempre.que sea. posible ) . 3.- Realizar un transitorio positivo para cada incremento

-

. que se efectce en la barra elegida. Dichos incrementos est6n determinados por los procedimientos empleados.por los operadores del Reactor. 4. - El andlisis en el MCA se iniciar6 cuando el indica- ’

. dor del canal Lineal de la Consola pase por el 60 % de 30 watts. 5.- EfectGar un corte manual, terminando el andlisis en el MCA. (Antes que la potencia sea de 1KW ) .

6.- El siguiente incremento partir$ de la posici6n final c del transitorio anterior; y as1 sucesivamente hasta cu--

. . . . - , . . - -

brir todo el recorrido de la barra. 7 . - Repetir los puntos 4 y 5.

8.- Obtener el valor de Reactividad correspondiente a cs da incremento y determinar: La Curva Diferencial, la’ Curva Integral y el valor de -- Reactividad Total de la Barra. .

- .. . . S

-u.‘ ** .. . .o” 1 . .

I

REPORTE DEL PLAN EXPERIMENTAL 013 CALiRRACION EXPERIMEN TAL DE LAS BARRAS DE CONTROL Y SEGURIDAD.

-

ANTECEDENTES: S h

. El pracedimient& de Calibración de Barras empleado actualmente en el Reactor Triga Mark 1 1 1 , se basa en el método de doble - - tiempo. El.cua1 presenta ciertas variaciones en las mediciones

de los tiempos para evaluar el período,repercutiendo directa--

mente en e I valor de reactivi*dad.

En base a é s t o , el Grupo de Experimentación esta' realizando - - , una serie de procedimientos encaminados a obtener un método o~

timizado para la calibraci,ón de Barras.,

BASES TEORICAS:

A partir del período y mediante la ecuación de Inhour, se de-- termina la Reactividad 'del Transitorio correspondiente (Plan . -

Exp. 0 0 7 ) .

ANAL1 S I S 'DE RESULTADOS : . . . . . -.

La curva diferencial resulta de graficar en l a ordenada, la - - reactividad encontrada por el transitorio, dividida por el in-

cremento en posición de l a barra; y en la obscisa el punto me-

d i o del incremento.

Los resultados correspondientes son l o s siguientes y se presen

tan en la gráfica número 1 , 2, 3 y 4. .. \

CURVA DIFERENCIAL

B A R R A TRANSITORIA L

1

POSlOlON

797179-

184

345

435

512

607

725

9 76

"". -

T

48.68

29.10 .

28.68

40.32

37.055

40.19

51 .o3

.. - .

P

O. 1676

0 2 3 1 8

0.2338

0.1897

0.20012

o.. 19007 O. 16237

. .

Ap/AP

4.2509~10-~

4.5167~10-~

4.1692~10

2.9247~10-~

9.0709~10-~

- 3

P

118.5

. 310.5

407 ,5

491 .

583

692.5

886.5

POS4 C I O N

1 0 1 1 3 3

3 6 7 4 2

. _

2 8 s 5 0

438"

5 0 f "

~ 8 4 ~ '

6 8 ~ ' ~ ~

c .

2 3 4

335

4 0 9

4 7 8

5 4 8

6 3 5

8 1 4

I . .

' C U R V A D I F E R E N C I A L

B A R R A D E S E G U R I D A D

. . r

3 3 . 9 5

35 ( 5 3

33.. 81

" ..

. . PS .

0 ; 2 1 1 3

O .,205 4

0 . 2 1 8 3 . .

0 .2061

0 . 1 7 9 7

0 . 2 0 4 2 7

O , 2 0 4 5

I 1 I ". -t

. A p / A P

4 . 3 8 3 ~

4 . 0 0 5 ~

l. 5 6 5 x 10 - 3

I

I "

..

C U R V A DI F E R E N C I A L

P O S I C I O N

. B A R R A F I N A

1 0 3 1 2 ' - "2 3 1

3 4 6

4 1-4

4 7 7

5 4 8

6 3 6

82 1

T

40.80

2 7 . 8 3

- 3 3 . 1 4

33 7 2

4 2 . 9 7

3 4 . 3 4

PS

0 . 1 8 8 3

o . 2 3 8 0

0 . 2 1 4 4

0 . 2 1 2 1

0 . 1 8 2 0

o . 2 0 9 8

A p / A P

1 .60x10 - .

4 ~ 2 7 x 1 0 -

5 . 5 3 3 x 1 0 -

5 . 9 6 ~ 1 0 -

5 . 6 1 7 ~ 1 0 -

4 . 7 5 ~ 1 0 -

1 . 6 3 1 ~ 1 0 -

J.

P

1 6 7

319

391 *I

4 5 8

5 2 8 .

6 1 2 . :

7 5 2

. CURVA D l FERENCIAL

1 : L

BARRA REGULADORA

\ * .

POS I C I O N -. .

2t30f3 - 3 1 3 - 315s ' - 345-4

367 - 390

4 1 T 2 ' - 4 4 2

4 6 S 3 ' - 495'

5 1 7 2 6 - 543

.

~ 7 7 ~ ' - 616

661 12'- 786

T ( S E C )

3 5 - 2 5

36 + 59

31 .22

42 . O 6

3 8 . 3 4

O'. 2065

O .2017.

O A 2 2 3 .

0 . 1 8 4 6 , '

' O . 1959

0 . 2 3 1 9

A ~ ; / A P

S 7 . 2 5 ~ 1 0 -

9.05xl 'O - 3

8 . 6 ~ 1 0

8 . 2 ~ 1 0 ~ ~

- 3 .

. .

La cur-va .integral, se obtiene dividiendo l a Curva Diferencial en

subinaervalos de la misma longitud, Multiplicando . . el promedio de

éste, por el valor correspondiente. a A $ / A P ' ; para esa posición y-'

sumándose a l valor anterior..

E t resultado de este proceso se muestra en la gráfica número 5 ,

01 A,-? X IO-^ BARRA TRANSITORIA CURVA DlFERENCl AL

I

r

c

BARRA FINA

. .

. .

I ..

..

BARRA DE SEGURIDAD CURVA' DIFERENCIAL

A - A CONSOLA - a EXPERIMENTAL

f

" c.-

..

BARRA R E G U L A D O R A

CURVA DiFERENCIAL

- - - CONSOLA

E XPE RIME NTAC

.

Y

. - CONSOLA

' - EXPERIMENTO

J.

B A R R A DE §EGU.RIDAD

. . .. -. - " EXPERIMENTAL

C O N S O L A

I

GRAFKA -7% 8

CURVA DE CALIBRACION 1 ' BARRA REGULADORA

@T = I' ;'3.1350 4 EXPERIMENTAL

@ T 4 3.3935 # CONSOLA f .

= 0.2585 8

- CONSOLA - EXPERIMENTAL

c

200 300 4 0 0 5c

,.". I

700

'3' ?

- - . .