Cálculo de coeficientes de reactividad de la Central Nuclear Atucha-II en el período inicial de operación hasta el primer recambio de combustible

Abstract

La Central Nuclear Atucha II (CNA2) se encuentra actualmente en construcción, estando programado el inicio de su operación comercial en 2011. Es un reactor de recipiente de presión de diseño alemán (Siemens), que consta de 451 canales verticales, dentro de cada uno se encuentra suspendido un elemento combustible (EC) de 5,3 m de longitud activa, refrigerado por agua pesada. Cada elemento combustible es un conjunto de 37 barras de zircaloy que contienen las pastillas combustibles de óxido de uranio (UO2) natural dispuestas en anillos concéntricos de 1, 6, 12 y 18 barras. Los canales con los elementos combustibles están insertados en el tanque del moderador, que también es agua pesada, pero en un circuito separado del agua pesada del refrigerante. La temperatura promedio del moderador es de 177 °C y la del refrigerante 296 °C, ambos a una presión de 115 atm. La potencia de la central es de 2160 MW térmicos y entrega una potencia eléctrica de 745 MW. En los primeros días de operación, las condiciones del núcleo del reactor son muy diferentes de las que tendrá el resto del tiempo (núcleo en equilibrio), donde el comportamiento promedio se mantiene constante a lo largo de los años. La determinación de los coeficientes de reactividad de un reactor tiene gran importancia para la operación de la central. Estos son una medida de la variación de la reactividad del reactor frente a las variaciones de parámetros físicos como la temperatura del moderador, la concentración de boro en el agua pesada, etc. Cálculos neutrónicos previos han analizado el comportamiento del núcleo de la CNA2 para el núcleo fresco (inicial) y para el núcleo en equilibrio, pero todavía no se han calculado los coeficientes de reactividad durante la transición del núcleo inicial al de equilibrio. Al arrancar por primera vez la Central, se debe poner boro en el sistema refrigerante-moderador para compensar el exceso de reactividad debido a que los combustibles son todos nuevos (frescos). Por este mismo motivo, el flujo neutrónico es mayor en el centro del reactor, y no plano como en el núcleo en equilibrio, de modo que la potencia del reactor se debe limitar al 55%PP (55% de plena potencia). De esta forma, no se exceden ni la potencia lineal ni las potencias de canal permitidas en cada una de las 5 zonas hidráulicas. A medida que se va aplanando el flujo en la zona central del núcleo, la potencia del reactor se va subiendo lentamente, siempre respetando los límites para las potencias de canal y lineal. Durante las primeras horas de operación la reactividad disminuye debido al crecimiento del xenón 135 y otros productos de fisión. Luego, a medida que se va quemando el combustible se va formando plutonio 239 y la reactividad aumenta. Estos cambios de reactividad se deben compensar agregando o sacando el boro disuelto en el sistema refrigerante-moderador. Dado que el efecto del boro es grande sobre la reactividad (el cambio de 0,5 ppm en la concentración de boro en el sistema refrigerante-moderador equivale a un cambio en la reactividad de aproximadamente 2,5 mk), se deben calcular distintos conjuntos de secciones eficaces para las distintas concentraciones de boro. Una vez superado el “pico de plutonio”, la reactividad empieza a disminuir constantemente debido a que el uranio 235 se va consumiendo y la formación de plutonio no logra compensar la desaparición de éste isótopo. Finalmente, cuando todo el boro ha sido extraído del sistema refrigerante-moderador (quedando sólo una pequeña fracción de boro residual), la única forma de mantener crítico el reactor es realizando recambios de combustible, extrayendo del reactor los elementos más quemados y remplazándolos por nuevos. En operación normal y en estado estacionario, el núcleo se encuentra en estado critico y las distribuciones de flujo y potencias se encuentran aplanadas (son aproximadamente homogéneas en todo el núcleo, exceptuando las zonas cercanas al borde del reactor). Por otro lado, la máxima potencia lineal en todo el reactor y las máximas potencias de canal por zona hidráulica tienen valores inferiores a los límites de seguridad establecidos por cálculos termohidráulicos. Además, si la potencia de uno o más canales disminuye entonces aumenta la potencia en otros canales para compensar esa disminución, de manera que la potencia del reactor sea constante. Las estrategias de recambio de combustible, entendiendo por esto la operación de transferir elementos combustibles de un canal a otro del reactor o de quitar un elemento combustible gastado e introducir uno nuevo, se planifican para mantener aplanados los perfiles del flujo y las potencias de canal y además evitar que se superen los límites para la potencia lineal y las potencias de canal en cada zona hidráulica. En este trabajo se simuló la transición del reactor desde núcleo con combustible fresco, variando la concentración de boro en el sistema refrigerantemoderador y subiendo la potencia total del reactor hasta que la máxima potencia de canal se aleja de los canales centrales. Esto ocurrió a los 132 días calendario (o equivalentemente a los 95,4 días de plena potencia), cuando el reactor se encontraba al 100%PP. En este punto, la disminución de la potencia en los canales centrales produjo un aumento de las máximas potencias en las zonas hidráulicas 1 a 4, de modo que sus valores se encontraban muy cerca de los límites de seguridad establecidos para estas zonas del reactor. Este acercamiento de las potencias en los canales periféricos del reactor a sus valores máximos permitidos obliga a realizar el primer recambio de combustible para continuar operando la central a plena potencia. Una vez realizada la simulación de esta primera parte de la transición, se calcularon los coeficientes de reactividad del reactor en función de los días de operación. Los coeficientes calculados fueron los de temperatura del combustible, de temperatura y densidad del refrigerante, de temperatura y densidad del moderador, de vacío de refrigerante y de concentración de boro. Tanto el coeficiente de reactividad de vacío de refrigerante como el de temperatura de refrigerante resultaron positivos durante toda la simulación, mientras que el resto de los coeficientes calculados resultaron ser negativos.