Realimentaciones en Reactores Nucleares
Las realimentaciones permiten estabilizar la potencia del reactor en caso de que se produzca un aumento o una disminución de esta. Se denominan intrínsecas cuando se producen en el propio sistema (por ejemplo, las temperaturas) y extrínsecas cuando intervienen elementos externos (sistemas de control o protección).
Realimentaciones Intrínsecas
Ocurren de manera natural y automática:
- Realimentación Combustible/Doppler (Tc): Cuando aumenta la temperatura del combustible, aumenta el número de capturas en el mismo. Esto da lugar a la Realimentación Doppler (αD), que ocurre por un aumento en la absorción de neutrones. A mayor Tc, más vibran los núcleos atómicos, facilitando las capturas. Tiene lugar en la escala de segundos.
- Realimentación del Moderador (αm): Si aumenta la Tm, disminuye la densidad del agua, lo que reduce los choques elásticos. Los neutrones pierden menos energía entre varillas y la energía del neutrón moderado aumenta. Como consecuencia, se introduce una reactividad ρm < 0. Tiene lugar en la escala de la decena de segundos.
- Nota sobre moderación: Si el neutrón se frena poco, la probabilidad de captura es mayor que la de fisión. Si se frena mucho, la probabilidad de fisión es más alta. Por tanto, si aumenta la energía del neutrón moderado, la reactividad del moderador es negativa (ρm < 0).
- Realimentación de Ebullición (Xv): Da lugar a la Realimentación por Huecos (αh). Provoca la variación de la densidad del moderador; al aumentar la fracción de vapor (Xv), hay menos líquido y más huecos. Esto reduce la densidad del moderador (menos moléculas para frenar neutrones), aumentando la captura neutrónica.
Estas tres reactividades se suman a la reactividad de las barras de control:
ρtotal = ρb (barras) + ρd (Doppler) + ρm (moderador) + ρh (huecos)
La primera en actuar es la del combustible por ser la más rápida, ya que las otras requieren la transmisión de calor del combustible a las varillas y de ahí al moderador.
Realimentaciones en los Diferentes Tipos de Reactores
Si la derivada de la realimentación en función de la temperatura es negativa, la reactividad tendrá el valor contrario a la temperatura. Si la realimentación es negativa, tiene un carácter estabilizador.
- BWR: Los tres coeficientes (αd, αm, αh) son negativos. Si la temperatura aumenta, la reactividad disminuye y viceversa.
- PWR: Los coeficientes αd y αm suelen ser negativos. Sin embargo, αm puede ser positivo si la concentración de boro al arranque es muy alta y la potencia es inferior al 5%. La realimentación de huecos no existe porque no hay ebullición en condiciones normales.
Transitorio en el PWR
Ecuación: Pot(PWR) = Δρb + Δρd + Δρm
A) Extracción de Barras
Se genera un aumento de reactividad que eleva la potencia. Existen dos posibilidades:
A.1) Coeficiente del moderador negativo (αm < 0):
A potencia constante, la extracción provoca ρb > 0. Aumenta la potencia y, por ende, la temperatura del combustible y del moderador. Como αm < 0 y αD < 0, sus realimentaciones disminuirán la reactividad total.
Al observar la gráfica superior, se ve cómo aumenta ρb mientras ρm y ρD se vuelven negativas. La reactividad total aumenta al principio pero tiende a cero. En la parte inferior, la potencia y las temperaturas se estabilizan. Nota: En caso de inserción de barras, ρb sería negativo y todo el proceso sería a la inversa.
A.2) Coeficiente del moderador positivo (αm > 0):
La extracción provoca ρb > 0. Al aumentar la potencia y las temperaturas, con αm > 0 y αD < 0, tendremos ρD < 0 y ρm > 0. La planta no se estabilizará hasta que ρm + ρD = ρb (es decir, Keff = 1). Un reactor bien diseñado debe tener todas las reactividades negativas para estabilizar el núcleo ante perturbaciones.
B) Enfriamiento del Reactor
La temperatura del primario puede bajar por incidentes en el secundario, tales como:
- Disminución de la temperatura o aumento del caudal del agua de alimentación.
- Fallo del regulador de presión (aumento de caudal de vapor).
- Apertura inadvertida de una válvula de alivio o rotura de tubería de vapor.
b.1) Tm ↓, αm < 0:
Al enfriarse el moderador con αm < 0, se inserta reactividad positiva (ρm > 0) y la potencia aumenta. Este aumento de potencia eleva la Tc, insertando reactividad Doppler negativa (ρD < 0), lo que estabiliza el sistema a una potencia mayor. Al final, la reactividad total vuelve a cero.
b.2) Tm ↓, αm > 0:
El enfriamiento inserta reactividad negativa (ρm < 0), disminuyendo la potencia y la Tc, lo que inserta reactividad Doppler positiva. La potencia se estabiliza cuando el incremento positivo Doppler iguala la disminución del moderador.
C) Aumento de la Presión
Aumenta la temperatura de saturación, disminuye la ebullición y la fracción de vapor (Xv). Se inserta ρh > 0, aumentando la potencia hasta que las temperaturas del combustible y moderador estabilizan la situación a una potencia superior.
El Accidente de Chernóbil
La Central Nuclear de Chernóbil utilizaba reactores tipo RBMK. El 25 de abril de 1986 se inició un experimento para comprobar si las turbinas podían generar energía suficiente durante un corte eléctrico hasta que arrancaran los diésel.
Cronología del Desastre
- Retrasos y Xenón: El experimento debía hacerse entre 700-1000 MW, pero la red eléctrica pidió mantener la potencia. Durante la espera, se acumuló Xenón-135 (un veneno neutrónico).
- Pérdida de Control: Al intentar bajar la potencia manualmente, el reactor cayó a 70 MW (casi apagado). Para compensar, los operadores extrajeron casi todas las barras de control (dejaron solo 6, cuando el mínimo eran 30).
- Inestabilidad: A la 01:23 del 26 de abril, comenzó el experimento. Se redujo el flujo de agua y aumentó la ebullición. En los RBMK, el coeficiente de huecos (αh) es positivo. A baja potencia, este efecto superó al Doppler.
- Explosiones: Al intentar la parada de emergencia, el diseño defectuoso de las barras (con puntas de grafito) desplazó el agua e insertó reactividad positiva en la base del núcleo. La potencia se disparó al 10,000% de la nominal, provocando dos explosiones masivas de vapor.
Causas Principales
- Diseño del Reactor: El uso de grafito como moderador y agua como refrigerante creaba un coeficiente de vacío positivo peligroso a baja potencia.
- Barras de Control: Los alargadores de grafito provocaron un aumento de potencia local al ser insertados (efecto de desplazamiento).
- Errores Humanos: Violación de protocolos de seguridad, desconexión de sistemas de emergencia (ECCS) y falta de conocimiento del personal del turno de noche.
Sistemas de Control e Instrumentación
Se controlan principalmente tres variables: Potencia, Presión y Nivel, utilizando controladores PID (Proporcional, Integral, Derivativo).
Instrumentación en PWR
- Excore (Externa): Detectores fuera del núcleo que miden neutrones en tres rangos: fuente (bajo), intermedio (logarítmico) y de potencia.
- Incore (Interna): Termopares a la salida de los elementos combustibles y detectores móviles para medir el perfil neutrónico detallado.
Control de Barras (Potencia)
En un PWR típico hay 32 barras de control organizadas en 4 bancos, más 2 bancos de parada (total 48 barras en emergencia). El sistema compara la temperatura media del refrigerante con la programada y los cambios de potencia de la turbina con la nuclear.
Programa de Velocidad: Las barras tienen 228 pasos (4 metros). No actúan si el error es menor a 1°C o 5% de potencia (banda muerta). A partir de 0.83°C de error, se mueven a 8 pasos/min; para errores mayores (2°C), suben a 72 pasos/min.
Control de Presión del Presionador
Mantiene el primario a unos 155 bares:
- Para subir presión: Se activan calentadores proporcionales y de apoyo.
- Para bajar presión: Se utiliza el rociado de agua fría (292°C) y, en última instancia, válvulas de alivio y seguridad (de muelle).
Control de Nivel del Presionador
Garantiza que los calentadores estén sumergidos y que haya espacio para el vapor:
- Compara el nivel real con el programado (función de la Tmedia).
- Controla el caudal de carga del sistema CVCS.
- Si el nivel baja del 15%, se desconectan todos los calentadores por seguridad.