Síntesis Modal de las Lecturas de Detectores In-Core para Mapeo de Flujo Neutrónico en Centrales Nucleares

Abstract

Se desarrolla un método general para el mapeo de flujo neutrónico en tiempo real, basado en las mediciones de los detectores in-core, aplicable a centrales nucleares con recambio de combustible continuo.
El método presentado se basa en la posibilidad de expandir la distribución de flujo del reactor en una serie de distribuciones conocidas de antemano. En particular, se utilizan las autofunciones de la ecuación de difusión de neutrones, en la geometría real del reactor, para propiedades de los materiales promediadas en el tiempo. Estas autofunciones se obtienen mediante cálculo numérico con un programa realizado ad hoc.
El método implementado permite construir, mediante ajuste de mínimos cuadrados, una matriz de expansión independiente de las lecturas de detectores. Esta matriz se calcula por única vez. Luego, el flujo neutrónico en un conjunto de puntos de interés del reactor, se obtiene como producto de esta matriz por el vector de mediciones. El método es muy veloz resultando ideal para el cálculo en tiempo real.
Los efectos correspondientes a mecanismos variables de reactividad (barras de control o controladores líquidos) son tenidos en cuenta por medio de métodos perturbativos, considerando que el efecto en la distribución de flujo debido a la acción del mecanismo de control es escencialmente independiente de la distribución de quemados. Adicionalmente, se implementa un método de corrección de la distribución de potencia por efecto del quemado del núcleo. Esta corrección involucra un cálculo periódico del estado del reactor aplicando teoría de difusión. Normalmente, este cálculo se debe realizar luego de un recambio de combustible.
Los resultados de los tres pasos se combinan para obtener la distribución de flujo térmico y, con ella, la de potencia instantánea del reactor.
Se presentan dos implementaciones; una actualmente utilizada en la Central Nuclear Embalse (CNE) y otra que será utilizada en la Central Nuclear Atucha II. Se muestra, a través de comparación con mediciones y simulación, que el método desarrollado es robusto y provee estimaciones muy precisas de la distribución de potencia para condiciones de operación diversas.