Evaluaciones neutrónicas de la Central Nuclear Embalse

Abstract

El reactor de agua pesada presurizada (PHWR) Embalse-CANDU es de propiedad y operación de Nucleoeléctrica Argentina Sociedad Anónima (NA-SA.). El reactor de unidad única CANDU 6 tiene una salida de aproximadamente 648 MWe. Su construcción se inició en 1976, y en Diciembre de 1982, comenzó la carga de combustible. La planta Embalse fue declarada en servicio el 20 de Enero de 1984. Además de proveer electricidad, Embalse es empleada también para producir Cobalto-60, un radioisótopo utilizado en aplicaciones médicas y en industria. En 2011, NA-SA. firmó un contrato para el reentubamiento del reactor Embalse, comunmente llamado extensión de vida. Durante este proceso, los 380 canales combustibles y tubos de calandria, junto con los 760 alimentadores, serán reemplazados, conjuntamente con otros trabajos de mantenimiento. Dentro de este marco de reactivación de proyectos nucleares la Autoridad Regulatoria Nuclerar (ARN) tomó la inicativa de implementar modelos de cálculos propios para las Centrales. Actualmente, el Grupo de Termohidráulica de la Subgerencia Evaluación de Seguridad Radiológica y Nuclear en Reactores Nucleares está desarrollando un modelo de la Central Nuclear Embalse (CNE) en RELAP (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) [1]. Este código permite simular el comportamiento acoplado del sistema refrigerante y del núcleo del reactor para distintos transitorios operacionales o accidentales propuestos. Para alimentar el módulo de cinética puntual embebido en el RELAP se necesita generar curvas de realimentación de reactividad con la temperatura de combustible, del moderador, densidad y temperatura de refrigerante, etc. El objeto de este trabajo es obtener para la Central Nuclear Embalse el comportamiento de la reactividad en función de la variación de diversos parámetros del núcleo e.g., temperaturas de sus componentes, densidades, etc. Los cálculos se hicieron con la combinación de los Códigos de celda WIMS (Winfrith Improved Multigroup Scheme Code System) [2] y de cálculo de reactor CITVAP [3] (nueva versión del código CITATION-II [4] desarrollada por la división de Ingeniería Nuclear de INVAP S.E.). Con el primer código se hallaron las secciones eficaces correspondientes a una celda tipo cluster cilíndrica representando a un elemento compuesto por 37 barras combustibles, refrigerante y moderador y cada barra combustible constituida sólo por las pastillas de UO2 natural y la vaina de Zry-4. Las reactividades se obtuvieron con el programa CITVAP versión 3.5 para dos modelados diferentes del núcleo, esta versión del Código que fue desarrollada por INVAP para la Central Nuclear Atucha II permite aumentar el número de regiones a utilizar en la descripción geométrica del núcleo, lo que facilitó realizar una representación del mismo con todos sus canales. Por lo tanto, uno de los modelos del núcleo estuvo compuesto por 380 canales combustible y 12 zonas axiales (es decir 4560 regiones combustibles), reflector de D2O y absorbente negro para simular el borde de la calandria. En el segundo modelado se trató un núcleo simplificado cilíndrico dividido en 12 capas axiales coincidentes con cada uno de los 12 EC que componen un canal combustible y cada capa compuesta por un disco central con el material (i.e. secciones eficaces) obtenido a través de la celda homogeneizada y condensada con el WIMS rodeado de agua pesada reflectora. La condición de contorno utilizada en el borde de la calandria fue flujo nulo a distancia extrapolada. En ninguno de los dos casos modelados se incluyeron las barras de control ni las zonas líquidas, pues la versión del programa CITVAP disponible no lo permite para estás geometrías de núcleo. Se observó así, la respuesta en reactividad para distintas configuraciones del núcleo y parámetro de interés. Se efectuaron cálculos para núcleo fresco, para núcleo con distintos rangos de quemado uniforme y para una distribución de quemado de los elementos combustibles genuina de la CNE (quemado de referencia). Este estado seleccionado de operación es el correspondiente a los 5189 días de plena potencia (dpp). En cuanto a los parámetros de interés, se evalúo la reactivad en función de las posibles temperaturas y densidades del combustible, refrigerante y moderador. Se calculó la evolución de la reactividad con el quemado uniforme del núcleo, la variación de reactividad debida al Xenón en un núcleo fresco y con quemado de referencia, la variación de reactividad para el 100% de vacío de refrigerante versus el quemado y la variación de reactividad en función del porcentaje de vacío de refrigerante. Se evaluó además la respuesta en reactividad frente a variaciones de la temperatura de combustible y frente a variaciones de la temperatura del refrigerante y su respectiva densidad y, en particular, para una temperatura fija, de interés en los cálculos termohidráulicos, en función del porcentaje de vacío de refrigerante. Estos análisis se llevaron a cabo, en particular para la situación de quemado de referencia pues fueron los solicitados para incluir en el Código RELAP. Con respecto al moderador, se calculó el cambio en reactividad que se produce desde 20oC hasta que se alcanza la temperatura en operación que tiene el mismo, en dos casos, modificando la densidad o dejándola invariante. Como el Código WIMS permite estimar (simulando un reactor finito a través el buckling) los valores de reactividad en función del quemado dado por el cálculo de celda para distintas situaciones de utilidad (ej., con y sin presencia de refrigerante), se compararon los valores dados por éste con los obtenidos para los distintos modelos del núcleo en el CITVAP. Es así que, la evolución de la reactividad con el quemado uniforme de todo el núcleo utilizando los datos nominales de operación del reactor sin perturbar parámetro alguno presentó diferencias que no superaron el 5.5% (tomando como referencia al núcleo detallado), salvo para las reactividades próximas a cero. Por otra parte, pudo calcularse que la diferencia de reactividad debido a un vacío de refrigerante del 100% va desde alrededor de los 1600 pcm hasta aproximadamente 1200 pcm a medida que aumenta el quemado en el núcleo. Estos valores resultaron similares tanto para el cálculo de celda como el de reactor. En particular el coeficiente de reactividad por vacío de refrigerante (100% vacío) correspondiente al estado de referencia del núcleo con un quemado promedio de 3965.1 MWd/TU fue de 1331 pcm. Se determinó además que el valor de la reactividad del Xenón es de 2800 pcm tanto para núcleo fresco como de referencia (5189 dpp). En cuanto a los resultados que constituyeron la motivación y principal punto de interés de este trabajo exhibieron que, la reactividad absoluta (valor crudo dado por el código) en función de temperatura de combustible decrece desde aprox. 1535 pcm (a 250 oC) hasta alcanzar un mínimo cerca de los 1219 pcm (a 1500oC) para luego crecer obteniéndose cerca de 1534 pcm a 2955 oC (cubre holgadamente el rango hasta la temperatura de fusión de la pastilla). Con referencia al comportamiento de la reactividad con el refrigerante, como es de esperarse, se observa el aumento con el incremento de temperatura y la disminución de su densidad, desde aproximadamente 450 pcm hasta 1400 pcm para un rango de temperaturas entre 70 y 300 oC. A densidades bajas, menores que 0.29 g/cm3 la reactividad puede llegar a ser mayor que 2200 pcm. Aunque debe notarse que lo fundamental son las variaciones relativas de reactividad con respecto al estado de referencia, ya que el modelo utilizado si bien es bastante detallado no incluye detalles como los mecanismos de reactividad y materiales estructurales que afectan a la reactividad. Cálculos correspondientes al núcleo con la distribución de quemado de referencia mostraron que el coeficiente de reactividad promedio por temperatura del moderador, cuando esta sube desde los 20oC hasta el valor de referencia (71oC) es de 5.84 pcm/oC si la densidad se mantiene fija mientras que desciende a 2.73 pcm/oC cuando se tienen en cuenta las modificaciones que se producen con la temperatura. La estructura de este trabajo es la siguiente: en la sección 2, se realiza un breve resumen de las características de diseño del núcleo de la CNE y sus principales parámetros constructivos se detallan en la sección 3, debe mencionarse que la descripción de la sección 2 se incluyó por razones de completitud pero que pueden obviarse si se conoce la central; en la sección 4 se describen los Códigos y metodología de cálculo y en la sección 5 los modelos de celda y reactor que se elaboraron. Finalmente los resultados obtenidos y su análisis se realizan en la sección 6.