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2.1 Introducción Fundamentos de funcionamiento de centrales nucleares. Reactores de agua a presión (PWR). Reactores de agua en ebullición (BWR). Criticidad. Control del flujo de neutrones. Refrigeración del reactor. Generadores de vapor. 2.2 Teoría de reactores nucleares Introducción. Física del núcleo. Dinámica de reactores. Termohidráulica. Fundamentos de transferencia decalor. Factor de generación de potencia. Factores de distribución.
2.3 Sistema de refrigeración del reactor Introducción. Descripción general. Vasija del reactor. Bomba de refrigeración. Generador de vapor. Presionador. Tuberías del sistema. Circuitos de refrigeración.
2.4 Estructura interna del reactor Estructuras de soporte. Elementos de combustible. Pastillas y varillas de combustible. 2.5 Ingeniería civil de centrales nucleares Criterios de emplazamiento de una central nuclear. Disposición de los edificios. Disposición del reactor y deledificio del reactor. Piscina superior. Edificio del combustible. Edificio auxiliar. Criterios de diseño del edificio de contención. Cimentación: propiedades del terreno, absorbedores de vibración, recomendaciones para elproyecto y construcción. Superestructuras: tipos de materiales, chimeneas y torres de refrigeración.
2.6 Mantenimiento y control durante la operación de centrales nucleares Desechos radiactivos líquidos, gaseosos y sólidos. Control e instrumentación. Programas de control. Red decontrol atmosférico. Red de control y vigilancia de las aguas superficiales y subterráneas.
2.7 Centrales nucleares en España Centrales nucleares en España. Tipos de reactores, generadores de vapor y sistemas de refrigeración.Producción, potencia y funcionamiento de las centrales nucleares españolas. Autorizaciones de explotación. Comparación con las CCNN del resto del mundo.
Tema 2. Centrales nucleares
Reactor nuclear
Definición: Instalación capaz de iniciar,
mantener y controlar las reacciones de
fisión en cadena en el núcleo
Componentes
Combustible (material fisionable y fértil)
Refrigerante
Moderador
Elementos de control de la reactividad
Barral de control Absorbentes de neutrones: ácido bórico
Elementos estructurales
La potencia de un reactor nuclear es directamente proporcional al nº de fisiones y estas dependen del flujo de neutrones
Si el nº de átomos fisionables no cambia significativamente durante un tiempo t, la variación de potencia en un reactor depende de la variación del flujo de neutrones
Cinética del reactor: estudia la variación de la población de neutrones con el tiempo y la evolución temporal de la potencia del reactor
Teoría de reactores nucleares
U-235 + n PF 1 + PF 2 + (2-3) n + 200 MeV
Coeficiente de auto multiplicación
Los neutrones se generan y se transforman por generaciones: n-1, n, n+1, …
La población de neutrones cambia temporalmente ya que el número de neutrones varía de una generación a la siguiente
Coeficiente de auto multiplicación de neutrones (Kef): relación entre los números de neutrones en dos generaciones consecutivas
n 1 ef n
N K N
^
Kef < 1, disminuye población de neutrones, estado subcrítico del reactor Kef = 1, población de neutrones constante, estado crítico del reactor Kef > 1, aumenta población de neutrones, nº de neutrones en la generación n^ estado supercrítico^ del reactor
nº de neutrones en la generación n+
Problema
Determinar el valor de la reactividad para un reactor con Kef = 0.90.
(^1) 0.90 1 0.111 11100
ef
ef
K pcm K
(^)
Valor de ΔK/K: - 0.
En porcentaje: - 11.1 %
En unidades “pcm”: 11100 pcm
Neutrones de fisión
Los neutrones emitidos en las reacciones de fisión pueden ser de dos tipos
Instantáneos o inmediatos Retardados o diferidos Neutrones instantáneos : 10-14^ s, 99.35%
Neutrones diferidos : 0.2-80 s (12.7 s), 0.65%
Los neutrones diferidos se clasifican en 6 grupos, cada uno con un período de semidesintegración, una vida media, una Eemisión del neutrón y una fracción de distinto valor
t generación
t generación (^) t generación promedio
Fracción de n
Ecuación exponencial de la potencia
Utilización del flujo neutrónico para controlar la potencia del reactor
Variaciones transitorias en el flujo neutrónico durante el arranque o parada del reactor , o durante anomalías que lo desvíen del estado crítico
Vida neutrónica o vida media del neutrón ( n) : tiempo transcurrido entre la liberación de un neutrón por fisión y su desaparición del sistema por absorción o escape (instantáneos y retardados)
ni t generación ttermalización tabsorción
nr t generación ttermalización tabsorción
n i · ni r · nr
10 -5^ s 10 -5^ s
Ecuación exponencial de la potencia
Sea N = número de neutrones en una generación
En la siguiente, el número de neutrones es N Kf
El tiempo entre generaciones es n = vida media de los neutrones
La derivada temporal de N viene dada por
Kex = Factor automultiplicativo en exceso
n
ex n
ef
n
NKef N N K NK
dt
dN
( 1 )
Ecuación exponencial de la potencia
En función del periodo T, la ecuación de la potencia es
T es el periodo estable del reactor:
Es el tiempo necesario para que la potencia aumente en un factor igual a “e”
0 exp(^ ) 0 exp( ) T
t P
K t P P n
ex t
n
ex
n K
T
^ ef ex ex ef ef
K K
K
K K
Importancia de los neutrones diferidos
Calcular el incremento de potencia en 1 segundo en un reactor considerando sólo neutrones instantáneos ( = 0.001)
(^) ni (^) t (^) generación ttermalización tabsorción (^) 10 ^14 10 ^5 10 ^5 2· 10 ^5 s
2· 10 5
T n s
(^1) 0.02 50 22 0 ·^0 ·^0 ·^10 · 0
t T Pt P e P e P e P
El incremento de potencia en un reactor en un factor de 10^22 en 1 s no se puede permitir, ya que no podría ser controlado!!!
Ecuación de la velocidad de arranque
En algunas CCNN se utiliza un parámetro para medir la velocidad de arranque del reactor: START UP RATE (SUR)
Indica la velocidad de variación de la potencia del reactor en décadas por minuto (DPM)
· 0 ·^0 ·^10
t (^) SUR t T Pt P e P
Si SUR = 1 DPM, la P aumentará en un factor de 10 por minuto SUR = 26/T
Apuntes procedentes de: Teoría de Reactores. Juan Antonio González. ETSICCP de Madrid
Reactor
Definición:
Dinámica de reactores
Pérdida de neutrones en el ciclo de fisión
Depende de la distancia de termalización
Escape del núcleo
Absorción por materiales no fisionables
