INSTITUTO DE TECNOLOGÍA NUCLEAR DAN BENINSON

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Examinando INSTITUTO DE TECNOLOGÍA NUCLEAR DAN BENINSON por Materia "AGUA"

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    Diseño de una seccion de ensayos para determicación de temperaturas de vaina, velocidad de circulación del refrigerante y perdida de carga en canales combustibles tipo MTR para el Reactor RA6
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Caillet-Bois, Andrés; Vazquez, Luis; Ottaviani, Anahí; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    En un reactor nuclear es de vital importacia mantener la temperatura del combustible por debajo de un valor aceptable. En el caso de reactores tipo piscina, donde el refrigerante está a baja presión, la presencia de vapor en los canales combustibles es inaceptable debido a las perturbaciones neutrónicas que provocaría. Por esta razón la temperatura de ebullición es la limitante desde el punto de vista termohidráulico y es establecida como la temperatura máxima que podrá alcanzarse en la superficie de la vaina. La forma de lograr esto es conseguir un diseño del sistema de refrigeración que permita una velocidad de circulación del refrigerante en los canales combustibles adecuada, para extraer la potencia generada sin sobrepasar el límite en la temperatura mencionado. El RA-6 es un reactor nuclear de investigación tipo piscina con elementos combustibles tipo MTR (formado por placas), refrigerado por agua liviana, en flujo descendente, de una potencia de 500 KW. El aumento de potencia a 3 MW previsto requiere aumentar el caudal del refrigerante que circula por el núcleo. Las cañerias del primario están empotradas en el hormigón, por lo cual no se pueden cambiar. Esto hace que, para aumentar el caudal, haya que aumentar la velocidad de circulación. A su vez el aumento de velocidad trae aparejado vibraciones en la estructura, por lo tanto hay una limitación en la velocidad máxima de circulación. Esta limitación del caudal en el circuito primario conlleva una limitación de las velocidades del refrigerante por los canales combustibles. Los valores de velocidades estimados predicen un régimen de escurrimiento transitorio (Re<10000) en los canales combustibles. En la atracción de calor de las placas de los elementos combustibles, el proceso de transferencia de calor determinante, es la convección forzada; el coeficiente de transferencia de calor, h, se obtiene por correlaciones empíricas. Las correlaciones existentes son generalmente para canales circulares. Cálculos realizados por personal de Termohidráulica del CAB muestran que prodría llegarse a temperaturas inadmisibles en las placas exteriores de los elementos combustibles; es decir velocidades demasiado bajas en los canales formados entre dos elementos combustibles debido a resistencias hidráulicas elevadas en la salida de estos canales (cambio brusco de geometría de rectangular a circular). Las razones mencionadas en los párrafos anteriores generaron un requerimiento de un estudio experimental para determinar pérdidas de carga, coeficientes de transferencia de calor, velocidades de circulación del refrigerante y temperaturas alcanzadas en las vainas combustibles para las condiciones de operación previstas del reactor RA-6. La presente tesina muestra el diseño, fabricación y ensamble de la sección de ensayos necesaria para realizar el mencionado estudio experimental.
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    Lógicas del sistema de detección de fugas en los intercambiadores de calor del moderador, en Central Nuclear Embalse
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Gomez, Fernando Luis; Felicioni, Flavia; Cartelli, Carlos; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Los equipos de instrumentación y control (I&C) son esenciales para operar Instalaciones Nucleares de forma segura y eficiente en todos los estados operativos y en situaciones accidentales. La evolución tecnológica desde los equipos analógico-electromecánicos hacia los “inteligentes” con tecnología digital, permiten aumentar la capacidad del control con más y mejores lecturas de variables de procesos (presión, caudal, etc.) y de variables nucleares (actividad, dosis, flujo neutrónico, etc) proporcionando gran confiabilidad y reduciendo la exposición del personal a la radiación. Estos adelantos obligan a las Instalaciones Nucleares a incorporar nuevos equipos digitales a su sistema de control centralizado y predominantemente analógico, para poder extender su vida útil. Este es el caso de la Central Nuclear Embalse (CNE), central tipo Canadian Deuterium Uranium (CANDU), que está implementando un Proyecto de Extensión de Vida (PEV) que le permitirá operar por un nuevo ciclo de 25 años. Las principales actividades que se están realizando son los cambios de los tubos de presión y generadores de vapor, la actualización de las computadoras de control y la repotenciación de la Planta (de 648 iniciales a 683 MWe). La extensión de vida implica cumplir con normativas más exigentes por parte de la ARN (Autoridad Regulatoria Nuclear), IAEA (International Atomic Energy Agency) y AECL (Atomic Energy of Canada Limited) respecto a todas las condiciones operativas y accidentales. El caso accidental abordado en este trabajo es la rotura tipo 2A de un tubo del circuito primario de los intercambiadores de calor del moderador. Como el sistema de refrigeración se compone de un circuito primario-secundario doblemente redundado, la rotura implicaría un pasaje directo de agua pesada del moderador al agua de servicios que se descarga al embalse. En base a esta situación accidental se decidió implementar un sistema propuesto por CNEA (Comisión Nacional de Energía Atómica), el Sistema Adicional de Fugas del Agua del Moderador (SADFM), que detecta tempranamente la ocurrencia de fugas y que permite iniciar las acciones de mitigación para minimizar, tanto como sea posible, la emisión de agua tritiada en el efluente manteniéndose por debajo de los límites de fuga admisibles. El sistema detectará las fugas a través de la medición de actividad gamma en la salida de agua de servicios. El SADFM está compuesto por dos subsistemas independientes, cada uno asociado a un intercambiador de calor del moderador en particular. Cada subsistema tendrá detectores triplemente redundados, configurándose en una lógica 2 de 3 para evitar una falsa detección por señales espurias. El SADFM entregará una medición válida ante falla simple de alguno de los componentes que lo integran, con el objetivo de mejorar la disponibilidad de la medición aún en esas condiciones. En esta tesis se presentan las principales características del SADFM, se evalúan las posibles alternativas de las lógicas de votación de la redundancia para mejorar la disponibilidad del sistema de medición y se valida el sistema a ser implementado en la computadora de control de CNE mediante ensayos realizados en un sistema de adquisición construido a tal fin.