Sistemas de Control de un Reactor PWR

El sistema de control de un PWR se divide en dos partes:

Sistema de Control Primario

Se subdivide en tres sistemas:

1. Sistema de Control de Barras

Calcula la temperatura media del sistema primario para mantenerla en un valor programado, en función de la potencia consumida por la turbina. Este sistema:

• Mide:
  • Temperatura media en el primario
  • Potencia nuclear
  • Carga en la turbina
• Actúa sobre las barras de control.

2. Sistema de Control de Presión del Presionador (PZR)

Compara la presión del sistema primario con una de referencia. La diferencia activa los calentadores y las válvulas de presión. Este sistema:

• Mide la presión del PZR.
• Actúa sobre:
  • Calentadores proporcionales y de apoyo
  • Radiado proporcional
  • Válvulas de alivio

3. Sistema de Control del Nivel de Presionador

Compara el nivel del presionador con el de referencia. La diferencia genera una señal que varía la posición de las válvulas del CVCS. Este sistema:

• Mide el nivel del PZR.
• Actúa sobre:
  • Caudal de carga (CVCS)
  • Calentadores

Sistema de Control Secundario

Se compone de tres sistemas principales:

1. Control del Nivel de Agua de Alimentación

Compara el nivel del agua de alimentación con el de referencia y el caudal de agua de alimentación con el caudal de vapor. Genera una señal que varía la posición de la válvula reguladora de agua de alimentación principal. Este sistema:

• Mide:
  • Nivel del generador de vapor (GV)
  • Caudal de agua de alimentación
  • Caudal de vapor
  • Presión del colector de vapor
  • Presión de descarga de agua de alimentación
• Actúa sobre:
  • Válvula de control de velocidad de la turbobomba de agua de alimentación
  • Válvula de control del agua de alimentación

2. Control de Descarga de Vapor al Condensador

Opera de dos maneras:

• Temperatura media: Compara la temperatura media del refrigerante del reactor con la programada, generando la señal de apertura de las válvulas de descarga al condensador.
• Presión: Compara la presión del secundario con una de referencia, la diferencia produce la señal de apertura de las válvulas de descarga al condensador.

3. Control Digital Electrohidráulico (DEH)

Regula la turbina. Compara el caudal de vapor y la potencia eléctrica con valores establecidos. El error origina un cambio de posición de las válvulas de estrangulamiento y de control de la turbina. Este sistema:

• Mide:
  • Velocidad de la turbina
  • Potencia eléctrica
• Actúa sobre las válvulas de control y estrangulamiento.

Sistemas de Control de un Reactor BWR (Turbina Sigue a Reactor)

Los BWR utilizan una estrategia de»turbina sigue a reacto». Sus sistemas de control incluyen:

• Sistema de control del nivel de agua de alimentación: Compara el caudal de agua de alimentación con el de vapor y el nivel de agua de alimentación con una consigna. El error produce la señal de regulación de la apertura de la válvula de la turbina de la turbobomba de agua de alimentación.
• Sistema de Control de Presión: Compara la presión en el colector de entrada de la turbina con una de referencia, provocando la variación de la apertura de la válvula de control de la turbina y la de bypass.
• Sistema de Control de Recirculación: Regula el caudal de recirculación en función de la demanda de potencia.
• Sistema de Control de Barras: Las barras de control en un BWR no son automáticas. Se utilizan para controlar la distribución de flujo neutrónico, el punto de funcionamiento del sistema de control de recirculación y para compensar el efecto del quemado.

¿Por qué se usa una»Turbina Sigue a Reacto» en un BWR?

Si se utilizara un sistema de»reactor sigue a turbin», la válvula de la turbina se abriría cuando hubiera una demanda de vapor. Esta apertura disminuiría la presión del reactor, lo que provocaría un aumento en la fracción de huecos y, por realimentación, bajaría la potencia, produciendo un»efecto contrario al desead». Para aumentar la potencia de la turbina, hay que aumentar la potencia del reactor y, por lo tanto, se debe aumentar la presión.

El control se diseña de forma que el caudal de vapor varíe en función de la diferencia de las presiones del colector en el igualador y una de referencia, de modo que la presión aumente con la potencia.

Bancos de Control en Reactores PWR y BWR

Un banco de control es un conjunto de barras de control que se mueve al mismo tiempo. Un banco de control con solape es un banco de control donde las barras de control se mueven con un cierto solape entre ellas. Sus objetivos son:

• Conseguir cambios de reactividad (ρ) uniformes.
• Evitar saltos de flujo neutrónico bruscos.

Los bancos de control con solape se utilizan en los PWR. Existe un límite de barras de control ya que éstas tienen una posición límite de inserción, para cada nivel de potencia, con el fin de:

• Garantizar un valor integral de los bancos suficiente para disparar el reactor desde una potencia dada.
• Minimizar las consecuencias de una eyección inesperada de una barra.
• No provocar una excesiva distorsión del flujo.

Los BWR no tienen límite de inserción de barras.

Accidente de Chernobyl

Las causas principales del accidente de Chernobyl fueron:

1. Aumento de la potencia debido a un elevado coeficiente de realimentación por huecos: Se encontraba en su valor más alto debido a la sobrerrefrigeración. El efecto Doppler no pudo compensar el efecto de los huecos en esas condiciones.
2. Fallo en el diseño de las barras de control: Este fallo produjo una inserción positiva de reactividad que provocó que la potencia del reactor alcanzara el 10,000%. La energía liberada provocó la explosión del combustible. Los fragmentos de combustible a alta temperatura causaron una explosión de vapor, la cual rompió varios tubos de presión.

Sistemas de Salvaguardia en un PWR

Los sistemas de salvaguardia en un PWR sirven para proteger al reactor y al público en caso de accidentes. Algunos de estos sistemas son:

1. Sistema de agua de alimentación auxiliar (AFWS): Proporciona agua de alimentación al generador de vapor en caso de fallo del sistema principal. Actúa como sumidero de calor en accidentes.
2. Sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS): Asegura un caudal suficiente de refrigeración en caso de LOCA (rotura de una tubería del primario).
3. Sistema de rociado de la contención: Limita la presión en la contención por debajo de la de diseño en caso de LOCA.

Sistemas de Control Activos Antes y Después de un Disparo en un PWR

En un PWR, los sistemas de control se comportan de manera diferente antes y después de un disparo del reactor:

Primario

• Sistema de control de barras: Activo antes del disparo.
• Control de presión del PZR: Activo después del disparo.
• Control del nivel del PZR: Activo después del disparo.

Secundario

• Sistema de control del nivel de GV: Activo antes del disparo.
• Sistema de control de descarga de vapor al condensador: Activo después del disparo.
• Sistema de control digital electrohidráulico: Activo antes del disparo.

Si se produjera un fallo en el alivio del condensador, la presión se estabilizaría gracias a la actuación de la válvula atmosférica.

Fases de un Accidente Tipo LOCA

:se distinguen 4 fases:1-)Blowdown(produce una fuerte despresurización, lo q produce un disparo de la turbina/reactor.Cuando la presión del RCS cae x debajo de 43,2Kg/cm² los acumuladores inyectan agua borada, sin pasar por el núcleo(Bypass) y sale x la rotura hasta el final de la fase de Bypass.)//2-)Refill(al final delanterior parte del agua se inyecta en el plenum de la vasija, fin del Bypass.El Refill se completa cuando el agua de los ECCS llena x completo el plenum inferior.)//3-  Reflood(periodo desde el final del Refill hasta q lka vasija tiene unnivel de agua suficiente xa finalizar el aumento de temperatura.)//4-)Refrigeración a largo plazo(las bombas ECCS proporcianan agua hasta que las temperaturas del núcleo se reducen a los niveles del estado estacionario a largo plazo(a-Refrigeración a ramas frías//b-Recircu- lación a ramas calientes))