Tema 2 Cinética de los Reactores Nucleares

Fundamentos de Reactores y Centrales Nucleares
Tema 2
Cinética
de los
Reactores Nucleares
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Cinética de los Reactores Nucleares
Contenido del Tema
2.1 Introducción.
2.2 Cinética de los reactores nucleares.
2.3 Variaciones de reactividad durante la operación de los reactores
nucleares.
2.4 Sistemas de regulación de la potencia de un reactor nuclear.
2.5 Mecanismos de accionamiento de las barras absorbentes.
2.6 Recarga de combustible nuclear.
2.7 Operación de los reactores nucleares.
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Cinética de los Reactores Nucleares
Objetivos del Tema
1.
Dominar los aspectos de orden práctico que se presentan en la
operación de los reactores nucleares.
2.
Analizar cuestiones teóricas de la física y de la cinética de los
reactores que resultan fundamentales en la operación del reactor.
3.
Definir los siguientes términos:
a.
Período del reactor.
b.
Período de duplicación.
c.
Keff.
d.
Período estable del reactor.
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2.1 Introducción


Un reactor nuclear con fines comerciales no es más que una
instalación que convierte la energía encerrada en los núcleos de
los átomos de los elementos químicos de peso atómico elevado (U(U235, UU-233, PuPu-239) en energía térmica, la cual puede ser utilizada
por el hombre con distintos fines, tales como:

Producción de electricidad.

Calefacción.

Desalinización del agua de mar.

Propulsión, etc.
El calor, así obtenido, se extrae del reactor por medio del
refrigerante, cuya función es transportar esta energía desde el
reactor hasta el dispositivo que lo utiliza para realizar un
determinado trabajo.
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2.2 Cinética de los Reactores Nucleares

Por cinética del reactor se entiende el comportamiento de éste en
régimen no estacionario, cuando la densidad neutrónica y, por
tanto, el flujo neutrónico varían con el tiempo.

El objetivo de este epígrafe es analizar el comportamiento del
reactor cuando se altera el balance neutrónico.
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2.2.1 Reactividad. Estado del Reactor

Para caracterizar el estado del reactor se emplea (como se expresó
en el tema 1) comúnmente el término reactividad, el cual se define
de la siguiente forma:

K eff  1
K eff
ó
K ex

K eff
kex – se define como exceso de reactividad (también designado Δk).

En los problemas de operación y regulación de naturaleza general,
los términos k y keff también son frecuentemente intercambiados y
por comodidad, en la mayoría de los casos, se escribe k aunque en
realidad se refiere al coeficiente de multiplicación efectivo (keff).
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2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética

A continuación se analiza como es el comportamiento del reactor
cuando se produce un desbalance neutrónico (keff ≠1) a partir del
estado crítico. Las causas para esta perturbación no se analizan
por el momento.

Si en el reactor existe una densidad neutrónica de n neutrones por
centímetro cúbico y surge, en ese momento, una reactividad
positiva, entonces aumentará la densidad neutrónica.

El incremento del número de neutrones en cada generación de
neutrones será nΔk
nΔk.. Si se considera que el tiempo de vida de una
generación de neutrones está dado por la magnitud l, entonces la
velocidad de variación de la densidad neutrónica será:
dn nk

dt
l
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2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética (cont. 1)

Si se integra esta expresión se obtiene la ecuación elemental de la
cinética::
cinética
n(t )  n0 e ( k / l )t
donde::
donde
n(t) – es la densidad neutrónica después de transcurrido un
tiempo l.
n0 – es la densidad neutrónica en el momento inicial, es decir,
cuando se produce la variación de reactividad
reactividad..
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética (cont. 2)

Esta última expresión pone en evidencia el hecho de que cuando
keff es mayor que la unidad, o sea, cuando la reactividad es positiva
y de valor constante, la densidad neutrónica y el flujo están
relacionados por la expresión:
  n
donde::
donde
ν - es la velocidad de los neutrones (cm/s)
φ - es el flujo de neutrones (neutrones/cm2.s)
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2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética (cont. 3)

Tomando en consideración la anterior ecuación, se puede rescribir
la ecuación elemental de la cinética de la siguiente forma
forma::
 (t )   0 e
( k / l )
De esta forma:
kex
k=0
k>0
k<0
Flujo neutrónico
constante
aumenta
disminuye
(t) es igual a:
(t)=0
(t)= 0+
(t)= 0-
Reactor
Crítico
Supercrítico
Subcrítico
Para determinar la criticidad del reactor no se tiene en cuenta el
valor absoluto del flujo neutrónico, lo cual significa que el reactor
puede ser crítico a cualquier nivel de potencia,
potencia, ya sea 1 W ó 1 MW.
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2.2.3 Período del Reactor

El período del reactor (T) se define como el tiempo (en segundos)
durante el cual la densidad neutrónica, o lo que es lo mismo, la
potencia, aumenta e = 2.718 veces.

De esta forma tomando en cuenta la ecuación elemental de la
cinética, se obtiene
obtiene::
k
( )T  1
l

es decir,
l
T
k
Sustituyendo esta última expresión en la ecuación elemental de la
cinética, se obtiene:
n(t )  n0 e
tT
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2.2.3 Período del Reactor (cont. 1)

El período del reactor es un parámetro muy importante desde el
punto de vista de la cinética, ya que determina la velocidad de los
procesos transitorios.
transitorios.

Para la operación segura del reactor durante los cambios de
potencia es indispensable que el período se mantenga dentro de
ciertos límites. Un valor del período muy pequeño implicaría
velocidades de variación muy grandes que impedirían la operación
segura del reactor.

Durante la operación del reactor nuclear, para valorar la velocidad
de los procesos transitorios, es muy común el empleo del concepto
período de duplicación (Tdup), el cual se define como el tiempo (en
segundos) necesario para que la potencia del reactor aumente al
doble.
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2.2.3 Período del Reactor (cont. 2)

De esta forma para t = Tdup, se tiene que n(t) = 2n0 y por tanto
tanto::
e
Tdup T
2
de donde se obtiene que,
Tdup  0.693T
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2.2.3 Período del Reactor (cont. 3)

La ecuación elemental de la cinética en cualquiera de sus formas
muestra que la densidad neutrónica varia con el tiempo de forma
exponencial para el caso de una variación de la reactividad en
forma de escalón.

Sin embargo, en la realidad, la ley de variación es bastante más
compleja.

Se debe a que en las demostraciones anteriores se ha partido de
considerar constante el tiempo de vida (l
(l) de una generación para
todos los neutrones libres que están presentes en el proceso de
multiplicación, lo cual no es cierto debido a la existencia de
neutrones instantáneos y retardados (diferidos), los cuales tienen
diferentes tiempos de vida.
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2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Los neutrones emitidos como producto de la fisión se dividen en
dos grupos. La mayor parte de ellos son emitidos casi
instantáneamente durante la fisión (10-14 - 10-15 s), los restantes son
emitidos por algunos productos de fisión después de su
desintegración β-. El tiempo de aparición de estos neutrones puede
ser desde fracciones de segundo hasta algunas decenas de
segundo.

En el proceso de desintegración β- algunos núcleos pueden quedar
muy excitados, con energía suficiente para la emisión de
neutrones. De esta forma surgen los neutrones retardados o
también denominados neutrones diferidos.

Se conocen más de diez precursores de neutrones diferidos, pero
generalmente, se consideran seis grupos.
grupos.
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2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 1)

Características principales de los precursores de neutrones
diferidos producidos en la fisión provocada por neutrones
térmicos.
#
Energía
Fracción promedio de
Grupo media
neutrones diferidos,
(Mev) emitidos en cada fisión ()
U-235 Pu-239 U-233
1
0.25 0.00021 0.000072 0.000224
2
0.56 0.00140 0.000626 0.000776
3
0.43 0.00126 0.000444 0.000654
4
0.62 0.00252 0.000685 0.000725
5
0.42 0.00074 0.000180 0.000134
6
0.00027 0.000097 0.000087
Total para los 6 0.00640 0.0021
0.0026
grupos ()
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2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 2)

De la tabla se observa que la fracción total de formación de
neutrones diferidos (β
(β) es muy pequeña.

Para el UU-235, β=0.64%, mientras que los neutrones rápidos
constituyen más del 99%. Sin embargo, como se demostrará más
adelante, la presencia de esta pequeña cantidad de neutrones
diferidos resulta muy importante para el comportamiento dinámico
del reactor.

A continuación se determina el valor que tendría el período del
reactor considerando la presencia de neutrones instantáneos
solamente.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 3)
Datos:
l
10
3
s; k
0.003; t
Range 1, 5, 1 s;
El período (T) del reactor será:
l
T
k
0.333333 s
Aplicando la Ecuación Fundamental de la Cinética:
NtNo
Exp
t
T
1s
20
2s
403
3s
8103
4s
162755
5s
3269017
;
Este ejemplo pone en
evidencia que incluso en
un reactor donde el
tiempo de vida de una
generación sea el
máximo posible (l=10-3s)
y suponiendo un
aumento de reactividad
relativamente pequeño,
el flujo neutrónico
aumentaría a una
velocidad no permisible
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 4)

Afortunadamente esta situación no se presenta en ningún reactor
gracias a la presencia de los neutrones diferidos
diferidos..

El tiempo de vida de los neutrones diferidos se determina como
como::
1 6
ld 
 iT 1

2
0.693 i 1

U-235
235=
= 0.083
083ll
Pu--239
Pu
239=
= 0.0155
U-233
233=
= 0.090
El valor del tiempo de vida promedio de una generación de
neutrones se calcula como
como::

l  ld  (1   )l
El segundo miembro de la derecha
resulta despreciable frente al primero.
Esto demuestra que el tiempo de vida de
una generación está determinado
fundamentalmente por los nn-retardados
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 5)

La energía media de los neutrones diferidos es de 0.5 MeV, en tanto
que la de los rápidos es de 2 MeV
MeV.. Esto reafirma la importancia de
estos neutrones en la operación, ya que aumentan el porcentaje
efectivo de permanencia de dichos neutrones en el reactor durante
la moderación
moderación..

En los reactores nucleares existe además otra fuente de neutrones
diferidos, que es la debida a las reacciones fotoneutrónicas (γ,n)
,n)..
Esto se produce en los núcleos de deuterio o berilio cuando estos
están presentes en el moderador o en el reflector
reflector.. Su cantidad es
mucho menor que la producida por fisiones durante el trabajo a
potencia del reactor
reactor.. Por esta razón su influencia no es significativa
durante los procesos transitorios y no se consideran durante la
deducción de las ecuaciones de la cinética
cinética.. Los fotoneutrones
continúan apareciendo durante un tiempo considerable después de
la parada del reactor y tienen gran importancia en el proceso de
arranque de este
este..
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.5 Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los nn-diferidos

La determinación exacta del comportamiento de la densidad
neutrónica en los procesos transitorios, no puede obtenerse
sustituyendo en la ecuación elemental de la cinética el valor del
tiempo promedio de vida de una generación, ya que la ecuación
solo sería válida para el caso en que todos los neutrones libres que
intervienen en el proceso de multiplicación tuvieran el mismo
tiempo de vida.

Para determinar el comportamiento dinámico de la densidad
neutrónica, en condiciones reales, es necesario resolver la
ecuación de la difusión considerando que los neutrones térmicos
aparecen por dos vías:

Directamente de la fisión.

De forma retardada durante la desintegración radiactiva de
los núcleos precursores.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.5 Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los nn-diferidos
(cont. 1)

Este tratamiento no será realizado en este curso por su
complejidad.

No obstante, se pueden extraer conclusiones muy importantes del
desarrollo de la ecuación de difusión para un grupo instantáneo y
seis retardados.
1.
En un reactor térmico cualquiera, siempre que el valor de la
reactividad se mantenga por debajo de cierto límite, el período
estable estará determinado solamente por el tiempo de aparición de
los neutrones retardados y no depende del tiempo de vida de los
neutrones rápidos.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.5 Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los nn-diferidos
(cont. 2)
2.
En el caso de los reactores que empleen UU-235, este valor límite de
reactividad puede establecerse igual a ρ≤
ρ≤0.005
0.005<
<β, siendo β= 0.0064.
Por el contrario, cuando ρ>β , la velocidad de los procesos
transitorios es muy grande y depende de l. Esta conclusión es
válida también para los reactores rápidos. Se dice que el reactor es
crítico por instantáneos.
instantáneos.
3.
El valor de reactividad introducido a un reactor debe mantenerse
siempre por debajo del valor de β y, por tanto, el sistema de
regulación de un reactor nuclear debe ser tal que garantice el
cumplimiento de este requerimiento de operación, es decir, bajo
ninguna circunstancia se puede permitir la criticidad instantánea.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.6 Fórmula de la Hora Inversa

La reactividad se expresa, en ocasiones, mediante la unidad
denominada hora inversa, que se define como la reactividad a la
que corresponde un período estable de una hora. Se expresa por la
siguiente ecuación:
6
i
1

k eff Te i 1 1  iTe
 hi 
6
i
1

3600 keff i 1 1  3600 i
donde:
λi – Constante de desintegración de los i núcleos precursores.
Te – Período estable del reactor.
βi – Fracción de neutrones diferidos del i-precursor.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.6 Fórmula de la Hora Inversa (cont. 1)

Si en la fórmula se sustituyen los valores empleados anteriormente,
se obtiene que el valor de reactividad necesaria para que el período
estable sea de 3600 se es aproximadamente igual a 2.3x10-5.

Este valor resulta muy pequeño desde el punto de vista práctico, ya
que en la mayoría de los reactores los procesos transitorios
ocurren generalmente con períodos menores.

Esta unidad se emplea con frecuencia para medir la reactividad en
reactores de grandes dimensiones como los de uraniouranio-grafito en
los cuales las variaciones de reactividad son muy pequeñas.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.6 Fórmula de la Hora Inversa (cont. 2)

Debido a la gran importancia que tiene la criticidad instantánea, se
acostumbra en algunos casos a medir la reactividad en unidades
de β, considerando que cuando el valor de ρ es igual a β, se tiene
una unidad de reactividad.

A esta unidad se denomina dollar y a la centésima parte cent.

Una reactividad de 0.003 equivale a:

  0.003 0.0064  0.47
es decir 47 cents ó 0.47 dollars)
dollars)..
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2.2.7 Aproximación de un Grupo Neutrónico

La solución de las ecuaciones de la cinética considerando los seis
grupos de neutrones diferidos resulta una operación muy
voluminosa, la cual, por lo general, exige el empleo de
computadoras (se necesita determinar el valor de todos los
coeficientes de un sistema que es la combinación lineal de 7
soluciones).

Sin embargo, para valorar de manera aproximada el
comportamiento del reactor en los procesos transitorios, se puede
utilizar un método relativamente simple, que consiste en considerar
que todos los neutrones retardados pertenecen a un solo grupo,
grupo, el
cual se caracteriza por los siguientes parámetros:
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.7 Aproximación de un Grupo Neutrónico (cont. 1)
6
   i
Fracción total de neutrones retardados
i 1
_

6

Te 
i 1
i

Tiempo de vida promedio de los
neutrones retardados
(   )
_

Período estable del reactor
Si se sustituyen los valores de β, ρ y λ, se obtiene que
que::
Te  14.7 seg.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.7 Aproximación de un Grupo Neutrónico (cont. 2)

Es decir, el período estable del reactor considerando un solo grupo
de neutrones diferidos, es de 14.7 s.

Se debe recordar que para estas mismas condiciones, si no
existieran los neutrones retardados, el período del reactor sería
0.33 s.
s.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.8 Reactividades Negativas

Todos los análisis realizados anteriormente son válidos también
para reactividades negativas.

Sin embargo, en este caso, la influencia de los neutrones
retardados es mayor y el período estable del reactor estará
determinado siempre por el tiempo de dichos neutrones,
independientemente del valor absoluto que alcance ρ.

Para reactividades negativas se obtiene la siguiente ecuación para
el período estable del reactor:
   0.0064  0.003
Te  

 40 s

0.077 * 0.003
El signo negativo en el período indica que el flujo neutrónico
está disminuyendo. Se debe recordar que en la caso de
reactividad positiva el valor del período estable era de 14.7 s.
s.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.8 Reactividades Negativas (cont. 1)

Este ejemplo, conduce a la conclusión de que en el caso de
reactividades negativas el valor del Te es mayor,
mayor, lo cual se debe a
que es mayor la influencia de los nn-retardados sobre la velocidad
de los procesos transitorios que ocurren en el reactor.

Una conclusión importante de es que la velocidad con la que se
produce la disminución de potencia está limitada por los neutrones
retardados.. Si se consideran los seis grupos, el grupo 1 es el que
retardados
limita la velocidad de caída de la potencia.

En muchos reactores la densidad neutrónica disminuye 1010 veces
durante la parada. Por esta razón, aún en el caso de una variación
grande de la reactividad, se necesitan no menos de 30 min. para
parar el reactor.

Para valores de reactividad negativos pequeños el período será
mucho mayor de 80 s.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.8 Reactividades Negativas (cont. 2)

Estos razonamientos son muy importantes desde el punto de vista
de la seguridad de la instalación,
instalación, ya que ponen en evidencia la
necesidad de continuar enfriando el reactor durante un tiempo
prolongado, después de su parada para evitar que se dañe el
núcleo.

Se debe destacar, sin embargo, que la existencia de un período
mínimo de disminución del flujo neutrónico no es la única causa
por la cual la potencia entregada por el reactor disminuye de forma
relativamente lenta.

En este sentido contribuye también la entrega de energía debida a
la desintegración radiactiva de los productos de fisión,
fisión, la cual en
ese caso no depende del valor que tome el flujo, sino de la cantidad
acumulada de productos de fisión en el momento de la parada; así
como del calor almacenado en los elementos combustibles, sobre
todo en el caso que se emplee UO2, que es un mal conductor del
calor.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.9 Valor Efectivo de la Fracción de Neutrones Retardados

En todos los ejemplos numéricos referentes al análisis de la
influencia de los neutrones diferidos sobre la velocidad de los
procesos transitorios se han empleado los valores de β que
aparecen en la tabla más arriba.

Sin embargo, para los cálculos reales, cuando se necesita una
buena exactitud, es necesario utilizar el valor efectivo de la fracción
de neutrones diferidos (β
(βef) el cual puede ser mayor o menor que 
en dependencia de las características del reactor en cuestión.

Por ejemplo, en el caso de un reactor rápido βef> β. Esto es debido
a que además de la fisión del combustible, tiene una significativa
fisión de los materiales fértiles, los cuales presentan una mayor
emisión de neutrones retardados que los isótopos combustibles.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.9 Valor Efectivo de la Fracción de Neutrones Retardados
(cont. 1)

En los reactores térmicos ocurre algo similar. Todo esto depende
de las características del espectro neutrónico y del grado de
enriquecimiento del uranio.

En un reactor que emplea uranio natural o débilmente enriquecido
(por ejemplo, los CANDU), el valor de βef es máximo al principio de
la campaña y va disminuyendo con el tiempo.

Esto se debe a que se produce la disminución paulatina de las
concentraciones de UU-235 y UU-238, a la vez que se produce una
acumulación de PuPu-239.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.10 Modelo Puntual del Reactor

En la práctica, para el análisis de los procesos transitorios muy
pocas veces se emplea el sistema de siete ecuaciones que tiene en
cuenta todos los grupos de neutrones diferidos, ya que esto resulta
muy trabajoso,
trabajoso, incluso con el empleo de máquinas computadoras.

Lo más frecuente es agrupar los neutrones diferidos en dos o tres
grupos equivalentes, lo cual permite disminuir el orden del sistema
de ecuaciones a tres o cuatro respectivamente. Este método
produce resultados mucho más exactos que cuando se emplea un
solo grupo.

En la actualidad con el avance en la cibernética y en las
matemáticas, es posible resolver este sistema de ecuaciones
considerando todos los grupos de neutrones.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.11 Variación Lineal de la Reactividad

En la mayoría de los casos prácticos la reactividad no varía a
saltos, sino que esta resulta una función del tiempo.

Esto se debe a que los cambios de reactividad se producen
fundamentalmente como resultado del movimiento de las barras de
control y regulación o de la concentración de ácido bórico disuelto
en el agua, los cuales no aparecen de forma instantánea.

Por ejemplo, en el proceso de puesta en servicio, el reactor se lleva
desde el nivel de flujo pequeño (nivel de la fuente), para el cual se
obtiene la criticidad, hasta el nivel de potencia (nivel energético)
mediante la extracción lenta, por etapas, de las barras o de una
parte del ácido bórico que se encuentra disuelto en el refrigerante
del sistema primario, lo cual provoca un aumento progresivo de la
reactividad de forma aproximadamente lineal. Algo similar ocurre
durante las variaciones de potencia del sistema en el trabajo del
reactor.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.11 Variación Lineal de la Reactividad (cont. 1)

Naturalmente, durante las operaciones de aumento de la potencia,
las variaciones de reactividad se producen durante un tiempo
limitado y posteriormente se establece nuevamente el estado
crítico, para evitar que la reactividad alcance valores peligrosos.
peligrosos.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.12 Variaciones de la Reactividad en el Reactor Subcrítico

Todo lo que se ha estudiado hasta el momento en este capítulo es
válido para el comportamiento dinámico del reactor cuando se
produce una variación de reactividad a partir del estado crítico.

Sin embargo, no se ha analizado cómo es la respuesta del reactor
nuclear cuando se producen variaciones de reactividad en el
estado subcrítico. Este comportamiento es muy importante para el
arranque del reactor.
reactor.

Cuanto más rápido es el aumento de reactividad en el reactor
subcrítico, menor será el valor de la densidad neutrónica para la
cual el reactor alcanzará su estado crítico.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.2.12 Variaciones de la Reactividad en el Reactor Subcrítico
(cont. 1)

Este concepto es importante, ya que pone en evidencia la
necesidad de seleccionar una velocidad adecuada de liberación de
reactividad en el reactor subcrítico, para que la criticidad se
alcance a un nivel de flujo conveniente.

Una vez que el reactor ha alcanzado la criticidad, los aumentos
subsiguientes de potencia, hasta alcanzar el nivel necesario, se
realizan mediante un exceso de reactividad positiva, procurando
que Δk no alcance el valor de β.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.3 Variaciones de Reactividad Durante la Operación de los
Reactores Nucleares

Existen una serie de factores inherentes al trabajo del reactor, los
cuales influyen apreciablemente sobre la reactividad, y de esta
forma, provocan o tienden a provocar variaciones en el estado del
reactor.

Entre estos factores se encuentran la variación de parámetros tales
como:


la temperatura,

la potencia,

la presión, etc., y
Todos los fenómenos relacionados con la variación isotópica del
combustible y la acumulación de los productos de fisión, los cuales
se manifiestan a lo largo de todo el proceso de trabajo del reactor.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.1 Coeficiente de Temperatura de la Reactividad

Las variaciones de temperatura que tienen lugar en el proceso de
trabajo del reactor provocan variaciones considerables de la
reactividad. Este fenómeno se conoce como efecto de temperatura.
temperatura.

El coeficiente de temperatura de la reactividad es:


T
1
( )
C

Es el cambio de reactividad producido por una variación de un
grado centígrado de temperatura.

El análisis de todas las componentes que determinan el coeficiente
de temperatura demuestra que en dependencia de la composición y
de la distribución del núcleo, este puede ser positivo o negativo.
41 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.1 Coeficiente de Temperatura de la Reactividad (cont. 1)

Desde el punto de vista de la estabilidad, de la seguridad en el
trabajo y de la facilidad de operación del reactor, es indispensable
que el coeficiente de temperatura sea negativo,
negativo, aunque pequeño en
su valor absoluto, y así podrá contrarrestar los efectos producidos
por variaciones transitorias de la reactividad del reactor.

Un reactor con coeficiente de temperatura negativo es
autorregulado..
autorregulado
42 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.2 Coeficiente de Temperatura del Combustible y del
Moderador. Coeficiente de Potencia

En los reactores heterogéneos resulta conveniente diferenciar el
coeficiente de temperatura del combustible (
(c) y el coeficiente de
temperatura del moderador (
(m), los cuales expresan
separadamente la influencia de las variaciones de la temperatura
del combustible y del moderador sobre la reactividad.

En realidad estos coeficientes dependen de factores diferentes y,
por consiguiente, presentan características diferentes. Entre estos
factores tenemos:

Constantes de tiempo diferentes para el combustible y el
moderador (
(c << m ).

Durante el calentamiento o enfriamiento la Tc  Tm, pero a
potencia Tc >> Tm. Esto implica que Tc >> Tm.
43 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.2 Coeficiente de Temperatura del Combustible y del
Moderador. Coeficiente de Potencia (cont. 1)

Por lo antes apuntado, las variaciones de reactividad debido a c
están más directamente relacionadas con las variaciones de la
potencia del reactor que con sus variaciones de temperatura. Por
esta razón práctica se emplea el coeficiente de reactividad de la
potencia .

Este coeficiente expresa la variación de la reactividad del sistema
cuando la potencia varía en 1 MW.


N
1
(
)
MW
44 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.2 Coeficiente de Temperatura del Combustible y del
Moderador. Coeficiente de Potencia (cont. 2)

El coeficiente de potencia es siempre negativo (a diferencia del
coeficiente de temperatura) ya que está determinado
fundamentalmente por el ensanchamiento Doppler de los picos de
resonancia.

Su magnitud absoluta es mayor cuanto mayor sea la caída de
temperatura en el combustible (esto influye en el diámetro de los
ELCOs).
45 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.3 Otros Coeficientes de Reactividad

Coeficiente de huecos o coeficiente de vapor de la reactividad (
().

Empleado en los reactores moderados y refrigerados por agua en
ebullición (BWR), expresa la variación de reactividad cuando la
cantidad de vapor en el núcleo varía en 1 litro.

El aumento del contenido de vapor provoca un aumento de la fuga
neutrónica y paralelamente se produce una disminución de ρ
debido al aumento del fenómeno denominado flujo de resonancia.


V
1
( )
l
46 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.3 Otros Coeficientes de Reactividad (cont. 1)

Coeficiente de presión o coeficiente barométrico de la reactividad
(p).

Representa las variaciones de la reactividad cuando la presión
aumenta una atmósfera. Los cambios de presión afectan a la
reactividad debido, fundamentalmente, a los cambios en la
concentración de núcleos absorbentes de neutrones.

Es decir, las variaciones de presión se traducen en variaciones de
la utilización térmica de los neutrones.

p 
P
1
(
)
atm
47 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.3 Otros Coeficientes de Reactividad (cont. 2)

Coeficiente de reactividad por concentración de ácido bórico en el
refrigerante (
(B).

que representa la variación de reactividad cuando varía la
concentración de H3BO3 en 1 gramo por kilogramo de H2O.

Propio de sistemas que emplean regulación líquida de la potencia.
B 

C H 3 BO3
(
kg
g H 3BO3
)
48 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.4 Variación Isotópica del Núcleo del Reactor

Durante el trabajo del reactor, como resultado de la interacción de
los neutrones con los núcleos del combustible, tiene lugar una
variación continua de la composición isotópica del núcleo.

Se quema una parte del combustible inicial, aparecen los productos
de fisión y los núcleos fértiles.

Las reacciones fundamentales que ocurren en el reactor son las
siguientes:
1.
captura de un neutrón por el UU-235.
2.
captura de un neutrón por el UU-238.
3.
captura de un neutrón por el PuPu-239.
4.
captura de un neutrón por el PuPu-240.
5.
captura de un neutrón por el PuPu-241.
49 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.4 Variación Isotópica del Núcleo del Reactor (cont. 1)

Además, de estas cinco reacciones se producen, aunque con
menor probabilidad, toda una serie de reacciones (n, γ) y (n, 2n), así
como desintegraciones α y β que dan lugar a toda una serie de
isótopos de los elementos transuránicos, tales como el americio
(Am), el curio (Cm), el berkelio (Bk), el californio (Cf), el einstenio
(Es) y el fermio (Fm).

Tiene lugar, además, la desintegración radiactiva de los productos
de fisión y de los isótopos del uranio y el plutonio, la captura
neutrónica y la formación de nuevos núcleos a partir de los
productos de fisión.

La superposición de todos estos procesos conduce a una compleja
ley de variación de la reactividad, ya que varían las secciones
macroscópicas de absorción y de fisión de los componentes del
combustible.
50 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.4 Variación Isotópica del Núcleo del Reactor (cont. 2)

El cálculo de la variación isotópica del núcleo es necesario desde
el punto de vista de la determinación de la reserva de reactividad
del reactor, del grado de quemado del combustible nuclear y de la
cantidad de órganos de regulación necesarios para compensar el
exceso de reactividad.

Estos se realizan con la ayuda de programas de cómputo por parte
del personal de apoyo científico a la operación.
51 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.5 Acumulación de Productos de Fisión

En cada acto de fisión aparecen dos nuevos núcleos.

Se conoce que un núcleo excitado se escinde en más de 40 formas
diferentes dando lugar a más de 80 productos primarios o
fragmentos de fisión.

El intervalo de números másicos que corresponde a estos
productos va desde 72 hasta 165.

La formación de uno u otro par de fragmentos tiene un carácter
probabilístico.

Se define le rendimiento de fisión (R) como la proporción o
porcentaje de fisiones nucleares que originan un par de productos
de fisión con determinado números másicos.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.5 Acumulación de Productos de Fisión (cont. 1)
Fisión más probable,
R=6.4%
Fisión poco probable,
R=0.01%
Como se observa en la figura, los rendimientos de fisión varían
entre 10-5 y 6.4% aproximadamente. La fisión más probable
(R=6.4%) es la que produce fragmentos con números másicos 95 y
139. La fisión simétrica es bastante poco probable (R = 0.01%).
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.6 Envenenamiento del Reactor

Entre la gran cantidad de isótopos que surgen a causa de la fisión,
ya sea como productos primarios o a partir de la desintegración
radiactiva de estos, existen algunos que poseen una sección de
absorción de neutrones térmicos considerablemente grande.

Es lógico que la acumulación de estos núcleos en el reactor
produzca un efecto negativo apreciable sobre la reactividad, ya que
ellos afectan considerablemente la utilización térmica de los
neutrones y, por esta razón, deben ser considerados de forma
independiente del resto de los productos de fisión.

Según la terminología establecida, la absorción de neutrones por
los productos de fisión de corta vida se denomina envenenamiento
envenenamiento,,
mientras que la producida por los de larga vida o estables se
denomina escorificación
escorificación..
54 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.6 Envenenamiento del Reactor (cont. 1)

De todos los productos de fisión el más importante es el Xe
Xe--135 ya
que posee la mayor sección de absorción de neutrones (tres
órdenes superior a la sección de absorción del combustible) y,
además, su acumulación en el núcleo puede ser relativamente
grande.

Se define el grado de envenamiento del reactor (q) como la relación
entre el número de neutrones absorbidos por los venenos y el
número de neutrones absorbidos por el combustible.

De esta forma ambos están sometidos al mismo flujo:
 ven
q
c
55 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.6 Envenenamiento del Reactor (cont. 2)

El grado máximo de envenenamiento debido al Xe
Xe--135 viene dado
por la expresión
expresión::
q
0 ,máx
Xe
 cf
 0.059
c

Para valores de flujo neutrónico entre 1014 – 1015 la concentración
de XeXe-135 alcanza su valor máximo entre las ocho (8) y las once
(11) horas después de la parada del reactor.

A partir de este momento comienza a disminuir lentamente hasta
que después de los tres o cuatro días su valor es insignificante.
56 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.6 Envenenamiento del Reactor (cont. 3)

La zona de dicha curva correspondiente a la concentración máxima
de xenón recibe el nombre de pozo de yodo y tienen una gran
importancia desde el punto de vista de la operación del reactor,
reactor, ya
que debido al fuerte envenenamiento que existe en dicha zona se
produce una gran reactividad negativa.
negativa.

Por esta razón, para poner nuevamente en marcha el reactor en ese
intervalo, se necesita disponer de un exceso de reactividad
considerable, cosa que no siempre es posible sobre todo al final de
la campaña donde se ha quemado una gran parte del combustible
en exceso.
57 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.6 Envenenamiento del Reactor (cont. 4)

Durante los procesos transitorios la concentración de xenón varia
en dependencia del signo de la variación de potencia.

Si la potencia disminuye,
disminuye, la concentración de xenón aumenta,
aumenta, ya
que al disminuir el flujo neutrónico disminuye la desaparición de
xenón por captura neutrónica.

Al pasar un tiempo la concentración vuelve a disminuir, ya que
decrece la formación a partir de la fisión del UU-235 y la aparición del
xenón desde el yodoyodo-135 (o TelurioTelurio-135), y se estabiliza a un nivel
inferior.

Por el contrario al aumentar la potencia la concentración de XeXe-135
decrece inicialmente,
inicialmente, ya que aumenta la pérdida por captura, pero
al mismo tiempo aumenta la formación de II-135 y al cabo de cierto
tiempo comienza a aumentar la concentración del veneno.
58 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.7 Escorificación del Reactor

Como ya se señaló, los productos de larga vida y estables se
denominan escorias.

Dentro de estas escorias la más importante es el samariosamario-149 (Sm(Sm149), por cuanto este isótopo posee una sección de absorción
elevada (1.23x105 barn para una temperatura del gas neutrónico de
700 K).

El valor de concentración de equilibrio del samario está dado por la
ecuación:
N
0
Sm
RPm  uf

 Sm
59 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.7 Escorificación del Reactor (cont. 1)

De esta expresión se observa que la magnitud del envenenamiento
del reactor por SmSm-149 no depende del flujo de neutrones sino del
tipo de combustible con que opere el mismo.

Durante los procesos transitorios, las variaciones del samario son
similares a las del xenón, la diferencia principal radica en el hecho
de que la concentración (o el grado de envenenamiento) por
samario correspondiente al nuevo valor de flujo neutrónico,
coincide con la que existía anteriormente, ya que como se ha
señalado, el envenenamiento de equilibrio por SmSm-149 es
independiente del flujo neutrónico con que trabaja el reactor.
60 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.8 Grado de Quemado

Independientemente de su influencia en la variación de la
reactividad a lo largo de la campaña, el grado de quemado es un
importante indicador de la eficiencia económica de una instalación
nuclear.

El grado de quemado del combustible nuclear es una medida de la
cantidad de material fisionable consumido o de la energía extraída
al combustible durante su utilización en el reactor.

Desde el punto de vista económico, lo que interesa es aumentar
todo lo que sea posible el grado de quemado alcanzado, para con
esto reducir al mínimo la frecuencia de recarga y aumentar el
aprovechamiento del combustible.
61 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.8 Grado de Quemado (cont. 1)

Existen dos factores que limitan el grado de quemado que se puede
alcanzar en el combustible:
1. Los efectos de la alta irradiación y de las grandes tensiones
térmicas que deben soportar los elementos combustibles
(ELCOS) provocan variaciones dimensionales y deterioro físico
tanto del combustible como de la envoltura, por lo que el
tiempo que pueden trabajar en el reactor está limitado.
2. La pérdida neta de reactividad producida por consumo de
material combustible, la acumulación de productos de fisión,
etcétera, ya que el combustible que se quema en un período de
trabajo del reactor es el exceso de este con respecto a la masa
crítica.
62 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.8 Grado de Quemado (cont. 2)

Cuando este último factor es el que realmente determina el grado
de quemado del combustible, lo que se hace normalmente es fijar
el grado medio de quemado que se desea obtener y sobre esta
base determinar la reactividad en exceso que es necesario
introducir.

Existen varias unidades para medir el grado de quemado del
combustible (por ejemplo, en porcentaje, a=%), pero la más
empleada es:
MW .d
a
t
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.8 Grado de Quemado (cont. 3)

Es decir, la cantidad de energía expresada en MW
MW..d, que se extrae
por cada tonelada de combustible empleado
empleado..

Un grado de quemado del 1% corresponde aproximadamente con
10000 (MW
(MW..d/t)
d/t)..

En la actualidad, el grado de quemado máximo que se alcanza en
los reactores térmicos energéticos es de 3 a 5%, en dependencia
del tipo de combustible empleado y del reactor, mientras que en los
reactores rápidos el valor es de 5 a 10%.

Se continua trabajando intensamente para construir ELCOS cada
vez más resistentes que permitan alcanzar grados de quemados
mayores.
64 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.9 Reproducción del Combustible


Para que un reactor pueda trabajar normalmente a temperaturas
relativamente bajas es necesario que las reacciones nucleares
fundamentales cumplan las siguientes condiciones:
1.
Por cada neutrón capturado deberá emitirse más de un
neutrón libre.
2.
La reacción debe ser exotérmica.
3.
La energía del neutrón (o neutrones) que se emite debe ser
mayor que la energía necesaria para provocar la fisión.
Las únicas reacciones conocidas que satisfacen estas tres
condiciones y que, por tanto, pueden ser utilizadas para obtener la
reacción en cadena, son las fisiones, con neutrones térmicos o
rápidos, de los núcleos de los isótopos pesados UU-235, UU-233 y PuPu239.
65 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.9 Reproducción del Combustible (cont. 1)

La relación entre el número de núcleos físiles que se forman y el
número de núcleos que se queman en una misma unidad de tiempo
recibe el nombre de coeficiente de reproducción o coeficiente de
conversión (KR).

Se habla de coeficiente de reproducción cuando se produce el
mismo isótopo que se fisiona. En caso contrario se utiliza el
término coeficiente de conversión.

En la actualidad se emplea el UU-238 como material fértil para
producir PuPu-239 o PuPu-241.
66 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.3.9 Reproducción del Combustible (cont. 2)

Los valores máximos de KR en los reactores térmicos son del
orden de KR≈0.8 para los reactores de uranio y KR≈1 para los de
torio.

En los reactores rápidos con ciclo PuPu-239 – U-238 son posibles
coeficientes de reproducción superiores a 2, pero debido a los
materiales estructurales y el refrigerante, el valor se halla entre los
límites 1.51.5-1.8.

En este sentido los procesos de reproducción ampliada del
combustible nuclear se caracterizan por el período de duplicación,
duplicación,
que es el tiempo (en años) en el transcurso del cual la cantidad de
combustible que se encontraba inicialmente en el ciclo de un
reactor reproductor aumenta al doble.

Según las valoraciones que se han realizado en distintos reactores
energéticos, el tiempo de duplicación oscila entre cinco y diez
años.
67 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.4 Sistemas de Regulación de la Potencia de un Reactor Nuclear

Ya se ha destacado la necesidad de contar con un sistema de
regulación y protección (SRP) que sea capaz de controlar la
potencia neutrónica y el estado del reactor, así como también de
influir sobre el balance neutrónico y, de esta forma, variar el estado
de este en la forma requerida durante su operación.

Una parte muy importante de los SRP son los órganos de
regulación (OR) que no son más que aquellas partes de dichos
sistemas que actúan directamente sobre el balance neutrónico del
reactor, es decir, los medios que provocan variaciones de la
velocidad de aparición, absorción o escape de los neutrones libres.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4 Sistemas de Regulación de la Potencia de un Reactor Nuclear
(cont. 1)

Los Órganos de Regulación (OR) más utilizados en los reactores
son::
son
 Las barras absorbentes móviles
móviles..
 Los conjuntos combustibles móviles
móviles..
 La regulación líquida
líquida..
 Los absorbentes quemables
quemables..
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.1 Clasificación de las Barras Absorbentes

De todos los OR, el más empleado es el conjunto de barras
absorbentes móviles, cuyas características se describen a
continuación.

De acuerdo con la función que realizan en el reactor se pueden
clasificar en tres grupos:
 De compensación (compensan el exceso de reactividad).
 De regulación (destinadas para el ajuste fino de la potencia).
 De seguridad (detienen bruscamente la reacción en cadena).

En la actualidad no es común encontrar separadas las funciones.
Generalmente, un solo tipo de barra realiza las funciones de
compensación y regulación. La función de seguridad la pueden
realizar las mismas barras si se equipan sus motores o
mecanismos de accionamiento con capacidad para cumplir las tres
funciones.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.2 Materiales y Formas de las Barras Absorbentes

Para seleccionar los materiales a utilizar en las barras absorbentes
no es posible limitarse solamente al análisis de su sección
transversal de absorción, sino que es necesario tener en cuenta
una serie de propiedades, en conjunto, que son las que determinan
la posibilidad de utilización de un material dado.

Los requisitos que deben cumplir los materiales son:
1.
Poseer una sección macroscópica de absorción de neutrones
térmicos elevada.
2.
Poseer una buena resistencia mecánica y no perderla por la
exposición a las radiaciones.
3.
Ser resistentes a la corrosión.
4.
Poseer una sección de activación baja.
5.
Poseer una conductividad térmica elevada.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.2 Materiales y Formas de las Barras Absorbentes (cont. 1)
Sustancia
Boro
(Bo10)
Carburo
de boro
Acero
borado
(2% B10)
Cadmio
(Cd113)
Hafnio
Gadolinio
Europio
Samario
Densidad Tfusión Tipo de
Necesita
a
3
(barns) (g/cm ) (°C) reacción recubrimiento
de
captura
200
2.45
2300 (n, )
Si
2.5
2350
(n, )
Si
7.7
1650
(n, )
No
2400
8.6
321
(n, )
Si
1.15
44
4.3
5600
11.4
7.9
5.2
7.2
1700
1350
1150
1072
(n, )
(n, )
(n, )
(n, )
No
Si
Si
Si
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.2 Materiales y Formas de las Barras Absorbentes (cont. 2)


Las formas que presentan las secciones transversales de las
barras utilizadas en los reactores energéticos se muestran a
continuación y pueden ser:

Cilíndricas.

Cruciformes.

Hexagonales.

Láminas.
La selección de una u otra forma depende de las características de
construcción del núcleo, forma de los conjuntos combustibles,
tipos de moderador, espacio disponible, etcétera.
73 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.2 Materiales y Formas de las Barras Absorbentes (cont. 3)
Lámina
Cruciforme
Hexagonal
Cilíndrica
74 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.3 Absorbentes Quemables

Los absorbentes quemables, también conocidos como venenos
quemables,, son sustancias absorbentes de neutrones, que se
quemables
introducen en los conjuntos combustibles durante el proceso de su
elaboración.

Durante el trabajo del reactor estas sustancias interactúan con los
neutrones libres produciéndose las reacciones (n, γ), (n, β),
mediante las cuales se “queman”, es decir, convirtiéndose en otras
sustancias o isótopos con sección eficaz de absorción pequeña.

De esta forma, si la concentración de estos absorbentes se
establece adecuadamente, entonces la pérdida de núcleos que se
produce en estos provocará una variación de reactividad.

En calidad de venenos se puede utilizar el mismo material de las
barras absorbentes, pero en menor concentración.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.3 Absorbentes Quemables (cont. 1)


Los venenos quemables presentan las siguientes ventajas:
1.
Disminuyen el número de barras absorbentes, lo que
simplifica el diseño del reactor.
2.
Permite aumentar la carga inicial de combustible, y con ello,
el grado de quemado alcanzable y la duración de la campaña.
3.
Brinda la posibilidad de lograr el aplanamiento del perfil de
distribución de flujo en el volumen del núcleo si se logra
ubicar a los absorbedores siguiendo una distribución
conveniente.
Las desventaja fundamental de este método radica en que complica
la elaboración de los elementos y conjuntos combustibles, ya que
se presentan grandes dificultades para lograr la dosificación
requerida.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.4 Regulación por Boro

En los reactores energéticos contemporáneos, especialmente en
los reactores moderados y refrigerados por agua, se emplea
ampliamente el método de regulación química (o líquida).

Este método consiste en variar la reactividad a causa de la
introducción (o extracción desde) el refrigeranterefrigerante-moderador de
sustancias absorbentes de neutrones.

De esta forma, la variación de la reactividad puede realizarse de
forma relativamente sencilla mediante la variación de la
concentración de la sustancia absorbente disuelta en el
refrigerante.
77 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.4 Regulación por Boro (cont. 1)

El elemento más utilizado es el boro, fundamentalmente en forma
de ácido bórico (H3BO3), por esta razón se conoce como regulación
por boro. Su uso se debe a las siguientes propiedades:
1.
Sección de absorción elevada.
2.
Buena solubilidad.
3.
Baja actividad corrosiva.
4.
La forma anionítica de la disolución permite que se puedan
extraer las impurezas cationíticas del H2O sin variar la
concentración de H3BO3.
5.
Es posible la variación de su concentración en el refrigerante
primario de una forma suficientemente rápida, lo cual permite
realizar la compensación de las variaciones de reactividad.
78 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.4 Regulación por Boro (cont. 2)

Las ventajas del uso de la regulación líquida por boro son:
1.
Compensar el exceso de reactividad que se introduce en el
reactor para obtener un determinado grado de quemado.
2.
Compensar las variaciones de reactividad debidas a
variaciones de la concentración del XeXe-135 y SmSm-149 durante
los cambios de potencia.
3.
Compensar las variaciones de reactividad debido a las
variaciones de temperatura del refrigerante durante el
arranque del reactor.
4.
Garantizar la subcriticidad del reactor durante la recarga.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.4.4 Regulación por Boro (cont. 3)


Las desventajas de la regulación por boro se deben a que no puede
realizar ciertas funciones que requieren el empleo de las barras
absorbentes como:
1.
Parada brusca del reactor en situaciones de emergencia.
2.
Regulación fina de la criticidad del reactor durante los
cambios de potencia.
3.
Compensación de variaciones rápidas de la reactividad
debido a perturbaciones en el trabajo del reactor.
Para tener una mejor idea de las ventajas del empleo de regulación
líquida, se puede señalar que en los diseños de los reactores
nucleares rusos del tipo VVERVVER-440, se logró disminuir el número de
barras absorbentes de 73 a 37.
80 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.5 Mecanismos de Accionamiento de las Barras Absorbentes

Se entiende por mecanismo de accionamiento (MA) el conjunto
formado por el motor, el reductor, el par de transmisión, los
elementos de unión, que tienen como función el movimiento de las
barras absorbentes.

A pesar de la diversidad de mecanismos de accionamiento que
existen en cuanto a su estructura, su función, su forma de
colocación en el reactor, etcétera, existen una serie de requisitos
generales que deben satisfacer todos los MA. Estos son:
1.
Elevada confiabilidad de su trabajo durante el tiempo entre
las paradas planificadas.
2.
Pequeñas dimensiones.
3.
Cantidad mínima de materiales de construcción introducidos
en el núcleo.
4.
Posibilidad de sustitución rápida de los mecanismos en el
caso de desperfectos.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.5 Mecanismos de Accionamiento de las Barras Absorbentes
(cont. 1)

Por otra parte, para el diseño de los MA es necesario tener en
cuenta toda una serie de factores que influyen sobre el
comportamiento de estos, los cuales son:
1.
El refrigerante
2.
La temperatura de trabajo del reactor
reactor..
3.
Las radiaciones ionizantes
ionizantes..
4.
La humedad
humedad..
5.
Golpes y vibraciones
vibraciones..
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.5 Mecanismos de Accionamiento de las Barras Absorbentes
(cont. 2)
83 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.6 Recarga de Combustible Nuclear
2.6.1 Importancia de la Recarga

Una de las particularidades que presentan los reactores nucleares
consiste en que ellos pueden trabajar en estado crítico solamente
cuando en el núcleo existe una cantidad de combustible
estrictamente determinada, que corresponde a la masa crítica.

Pero debe tomarse en cuenta que el combustible se va quemando y
envenenando en el curso de su campaña de trabajo, como
consecuencia de lo cual se destruye el balance neutrónico y el
reactor se hace subcrítico.

Por estas razones es necesario realizar la sustitución del
combustible quemado por combustible “fresco”.

El método empleado para esto es de la recarga periódica o
sustitución periódica del combustible del reactor.
84 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.1 Importancia de la Recarga (cont. 1)



El régimen de recarga que se emplee en un reactor está
determinado por tres indicadores importantes en el
comportamiento del mismo:
1.
El grado de quemado que se puede alcanzar.
2.
El perfil de distribución en la entrega de energía.
3.
La cantidad de órganos de compensación necesarios.
Existen dos tipos de recargas de combustible:
1.
Recarga continua.
2.
Recarga periódica.
Cuando la recarga es continua resulta innecesaria la existencia de
órganos de compensación, ya que la masa crítica se mantiene
mediante la sustitución del combustible quemado por combustible
fresco.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.1 Importancia de la Recarga (cont. 2)

Cuando la recarga es periódica, resulta necesario introducir en el
reactor un exceso de combustible, el cual debe ser compensado
mediante la adición de absorbentes que se irán extrayendo a
medida que se produce el quemado del combustible.

Desde el punto de vista de la profundidad de quemado lo óptimo es
tener un gran número de recargas parciales.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.2 Métodos de Recarga en los Reactores Energéticos

Anteriormente se señaló que sería óptimo realizar un gran número
de recargas parciales para lograr un mayor quemado en el
combustible.

Sin embargo, el aumento del número de recargas parciales durante
la campaña conduce al aumento del volumen de las operaciones de
recarga y, por tanto, del tiempo necesario para realizarla y del costo
de esta.

El número óptimo de recargas parciales depende
fundamentalmente del tipo de reactor, por cuanto este factor
determina si la recarga se puede realizar en marcha o exige la
parada total de este.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.2 Métodos de Recarga en los Reactores Energéticos (cont. 1)

Entre los tipos de recarga de reactores tenemos
tenemos::

Recarga de reactores de agua a presión
presión..

Recarga de los reactores de agua en ebullición
ebullición..

Recarga de los reactores de grafito
grafito..

Recarga de los reactores moderados por agua pesada
pesada..

Recarga de los reactores rápidos
rápidos..
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.3 Características de las Instalaciones Destinadas a la
Recarga de los Reactores VVER (PWR)

El conjunto de instalaciones, equipos y dispositivos que son
necesarios para realizar todas las operaciones propias de la
recarga del combustible nuclear, incluyendo las de revisión,
mantenimiento y preparación de las instalaciones del reactor,
recibe el nombre de equipamiento del transporte tecnológico.
89 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.3 Características de las Instalaciones Destinadas a la
Recarga de los Reactores VVER (PWR) (cont. 1)

En el caso de los VVER, este equipamiento incluye los siguientes
dispositivos:
1.
Máquina de recarga del combustible.
2.
Giratuercas del sellaje principal.
3.
Contenedores especiales.
4.
Grúas.
5.
Pozo de revisión de la tapa del reactor.
6.
Pozo de los mecanismos de accionamiento.
7.
Almacén de combustible fresco.
8.
Piscina de decaimiento y piscina de recarga.
9.
Instrumentos y llaves especiales.
90 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.4 Orden de las Operaciones Durante la Recarga

La recarga se realiza de acuerdo con el Gráfico de Recarga y
Mantenimiento Preventivo Planificado, que se establece para cada
recarga teniendo en cuenta sus particularidades concretas y el
volumen de trabajo a realizar paralelamente a la recarga del
combustible.
1.
Situación inicial.
2.
Preparación para la deshermetización del reactor.
3.
Deshermetización del reactor.
4.
Extracción del bloque de tubos de protección.
5.
Operaciones de movimiento del combustible.
91 de 94
Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.5 Seguridad Nuclear Durante la Recarga

Las medidas de seguridad nuclear durante la recarga están
destinadas a excluir la posibilidad de que surja una reacción
nuclear en cadena no controlada dentro o fuera del núcleo, durante
las operaciones de recarga y de esta forma evitar que se produzca
una irradiación excesiva del personal, o en general, un accidente de
graves consecuencias.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.6.5 Seguridad Nuclear Durante la Recarga (cont. 1)

La peligrosidad potencial de que se forme masa crítica no
controlada existe durante la recarga del reactor.

Con vistas a garantizar la seguridad nuclear se han establecido
toda una serie de medidas técnicas y organizativas las cuales se
pueden agrupar de la forma siguiente.
1.
Almacenamiento y conservación del combustible fresco.
2.
Movimiento del combustible.
3.
Control sobre los parámetros del agua de las piscinas.
4.
Control del estado del núcleo.
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Cinética de los Reactores Nucleares
2.7 Operación de los Reactores Nucleares

Para poder efectuar la operación confiable y segura de los
reactores nucleares es necesario realizar un control efectivo de los
parámetros que caracterizan su comportamiento: potencia,
temperatura, presión, gasto de refrigerante, etcétera.

De todos estos parámetros el más importante es la potencia, ya que
tanto las características de variación de este parámetro como el
sistema de medición y regulación del mismo, presentan una serie
de particularidades muy importantes.

Es importante destacar que los valores de la reactividad y el
período, cuyo conocimiento es indispensable para la operación de
los reactores, se determinan a través de la dinámica de variación de
la potencia.
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Fundamentos de Reactores y Centrales Nucleares
Tema 2
Cinética
de los
Reactores Nucleares
Fin
End