Download comision chilena de energia nuclear

COMISION CHILENA DE ENERGIA NUCLEAR.
"CRITERIOS GENERALES DE DISEÑO DE NUCLEOS DE REACTORES DE
INVESTIGACION TIPO PISCINA"
GUIA TECNICA DE SEGURIDAD GTS-N01
INTRODUCCION.
El presente documento forma parte del programa de Guías Regulatorias que
prepara el Departamento de Seguridad Nuclear y Radioprotección, en relación con las
instalaciones nucleares de investigación o radiactivas de primera categoría, y cuya
aplicación es de carácter obligatorio para todas las unidades de la Comisión
Chilena de Energía Nuclear.
El programa de Guías Regulatorias se divide en dos niveles: las guías de
carácter general y aquellas de carácter especifico, como la presente. La
intención de estas guías no es de normar en forma exhaustiva, sino que se centra en
la definición de criterios de apoyo para el diseño de elementos y sistemas
relacionados con la seguridad nuclear y la protección radiológica, criterios que
deben ser complementados con practicas de diseño ampliamente aceptadas.
El conjunto de criterios establecidos en las guías representa las
herramientas que usara el Departamento de Seguridad Nuclear y Radioprotección en sus
evaluaciones de seguridad, y la consiguiente proposición de licencia.
En general, las guías se basan en la normativa internacional disponible
para instalaciones nucleares de investigación o instalaciones radiactivas y,
complementariamente, en la normativa relacionada con instalaciones nucleares de
potencia, considerando las necesarias modificaciones para hacerla aplicable a
las instalaciones nucleares de investigación o radiactivas de primera categoría.
Los apéndices a las guías deben considerarse como parte integrante de la
misma; no así los anexos, que se entregan solo con el propósito de ilustrar la
aplicación de los criterios.
LISTA DE PARTICIPANTES.
COMITE DE TRABAJO.
NOMBRE
UNIDAD
PRESIDENTE
Jaime RIESLE Wetherby
Div. Evaluación e Inspección.
MIEMBROS
Juan KLEIN Dalidet
Octavio MUTIS Puccio
Eduardo TESTART Tobar
Servicio de Cálculo.
Servicio de Cálculo.
Proy. Fabr. Elemen.Combustibles.
ASESORES.
NOMBRE
TECNICOS
UNIDAD
José MENDONCA de Lima
Experto O.I.E.A.
REVISORES.
NOMBRE
Claudio RUBIO Blest
FECHA PRIMERA EDICION : Junio 1985.
Fecha 1a. Revisión : Junio 1988.
UNIDAD
Depto. Seg. Nuclear y Radiop.
CRITERIOS GENERALES DE DISEÑO DE NUCLEOS DE REACTORES DE INVESTIGACION TIPO PISCINA.
TABLA DE CONTENIDO.
1
OBJETO Y ALCANCE.
2
DEFINICIONES.
CAPITULO
1.1
1.2
1.3
CAPITULO
2.1
2.2
2.3
2.4
2.5
CAPITULO
3.1
3.2
3.3
1
CRITERIOS GENERALES.
CONSIDERACIONES DE DISEÑO.
DISEÑO NEUTRONICO Y TERMOHIDRAULICO.
1.2.1 Consideraciones neutrónicas y termohidráulicas combinadas.
1.2.2 Consideraciones neutrónicas.
1.2.3 Consideraciones termohidráulicas.
DISEÑO MECANICO.
2
DISEÑO DE COMPONENTES DEL NUCLEO.
ELEMENTOS COMBUSTIBLES.
2.1.1 Efectos térmicos.
2.1.2 Efectos mecánicos.
2.1.3 Efectos de los productos de fisión.
2.1.4 Efectos de la irradiación.
ELEMENTOS REFLECTORES.
ELEMENTOS DE OBTURACION.
DISPOSITIVOS DE IRRADIACION INTERNOS.
GRILLA.
3
DISEÑO DE COMPONENTES ANEXOS AL NUCLEO.
DISPOSITIVOS DE CONTROL DE REACTIVIDAD Y PARADA.
SUBSISTEMA DE INSTRUMENTACION.
ESTRUCTURAS ASOCIADAS AL NUCLEO.
GUIA REGULATORIA.
CRITERIOS GENERALES DE DISEÑO
DE NUCLEOS DE REACTORES DE INVESTIGACION TIPO PISCINA
1
OBJETO Y ALCANCE.
Los objetivos de seguridad para el diseño de reactores nucleares tipo
piscina son el contener y controlar todas las fuentes de radiactividad dentro del
recinto del reactor, garantizando la seguridad del personal, del publico y del
medio ambiente, al mantener la exposición a las radiaciones en los niveles mas bajos
que,
razonablemente,
se
puedan
alcanzar
dentro
de
los
límites
especificados
en la Guía Regulatoria GR - G - 02, "Criterios Básicos de
Seguridad Nuclear y Protección Radiológica".
El objeto del presente documento es establecer los requerimientos mínimos de
seguridad que habrán de ser utilizados para el diseño de núcleos de reactores de
investigación tipo piscina, refrigerados y moderados por agua liviana.
Se consideran aspectos neutrónicos, termohidráulicos, mecánicos, químicos y
de irradiación importantes para la seguridad en dicho diseño.
Se analizan los diversos componentes y sistemas que constituyen el núcleo y
se entrega información básica para su diseño.
2
DEFINICIONES
Las expresiones y términos asociados a la tecnología nuclear que aparecen en
el texto del presente documento responden a las definiciones que, para los mismos,
se establecen en el "Glosario de Términos Nucleares" de la Comisión Chilena de
Energía Nuclear, GR-G-01.
Con el objeto de limitar el alcance de algunos
estos se aceptaran como se definen a continuación :
términos
aquí empleados,
a)
Almohadillamiento, (pillowing).
Aumento no homogéneo de volumen de la carne de una placa
combustible ocasionado por la conección de burbujas de gases de fisión.
b)
Ampollamiento, (Blistering).
Aumento no homogéneo de volumen de la carne de una placa
combustible ocasionado por la formación de burbujas de gases de fisión, no
conectadas entre sí.
c)
Carne.
Región de la placa combustible
material fisil.
d)
que
contiene
el
uranio
u
otro
Dispositivo de Control de Reactividad y Parada.
Conjunto compuesto por el o los elementos absorbentes de neutrones, el
vástago y sus estructuras guías con sus accesorios y los correspondientes
mecanismos accionadores.
e)
Estructuras de soporte.
Las estructuras que sostienen al núcleo dentro de la piscina del
reactor, incluyendo la estructura del colector del refrigerante, con sus
correspondientes accesorios.
f)
Fisuramiento, (cracking).
Producción de grietas pequeñas, caracterizadas por comprometer mas de
un grano de la estructura del material en consideración.
g)
Grilla.
Estructura que aloja a los elementos del núcleo del reactor en posiciones
geométricas predeterminadas y que permite su reordenamiento según la
configuración que se necesite.
h)
Hinchamiento, (swelling).
Aumento homogéneo de volumen de un material ocasionado por la
formación de vacancias en la red cristalina como consecuencia de la
irradiación.
i)
Inicio de la Ebullición Nucleada, ONB (Onset of Nucleate Boiling).
Fenómeno termodinámico a partir del cual comienza la ebullición
nucleada pelicular
en
la
capa
térmica
limite
del
refrigerante,
afectando las características locales de transferencia de calor.
j)
Núcleo del reactor.
Conjunto formado por los elementos combustibles, reflectores, para
irradiación, para obturación de posiciones libres en la grilla, los
dispositivos de control y la grilla. Incluye, también, el refrigerante y todo
aquello que, por su proximidad a dicho conjunto, tenga la capacidad de
alterar su reactividad.
CAPITULO 1
CRITERIOS GENERALES.
1.1
CONSIDERACIONES DE DISEÑO.
a) Se deberá asegurar que los materiales radiactivos contenidos en los
elementos combustibles y en las facilidades de irradiación permanecerán
confinados. Particularmente, los productos de fisión deberán permanecer dentro
de la matriz del combustible y sus respectivas vainas, lo que implica
que el diseño deberá, además, garantizar, hasta donde sea razonable, la
integridad del elemento combustible.
b) Se
deberá incluir
consideraciones,
en
aspectos
neutrónicos,
termohidráulicos, mecánicos y químicos, que aseguren que la potencia del
reactor podrá ser controlada en forma segura y que el núcleo se enfriara
adecuadamente para mantener los parámetros de operación del combustible
dentro de límites de diseño aceptables para todas las situaciones
operacionales y condiciones de accidente.
c) Se deberá establecer una lista de eventos iniciadores con consecuencias
potenciales que comprometan la seguridad, con el objeto de determinar las
bases de diseño del núcleo, los que deberán ser analizados en relación a la
variación de la reactividad del núcleo, a la capacidad para refrigerarlo y a
la integridad de los elementos combustibles y dispositivos de control.
d) Se deberá garantizar la integridad estructural de la grilla y los
soportes del núcleo, a fin de asegurar que el reactor pueda ser
controlado, parado y enfriado en todas las situaciones operacionales
y
condiciones de accidente.
e) Se deberá garantizar tanto la accesibilidad de los componentes del
núcleo o anexos a este, como la capacidad de efectuar pruebas de
operación de los mismos, según sea necesario.
1.2
DISEÑO NEUTRONICO Y TERMOHIDRAULICO.
1.2.1
Consideraciones neutrónicas y termohidráulicas combinadas.
a) El proceso de diseño del núcleo requerirá consideraciones, con
cálculos iterativos, en los aspectos neutrónicos y termohidráulicos que
permitan decidir los parámetros de diseño de los elementos combustible,
el grado de enriquecimiento, el numero de elementos combustibles, el
caudal de refrigerante, etc., de modo que se mantengan tanto
los
requerimientos operacionales como de seguridad.
b)
La
combinación
de
las
características
neutrónicas
y
termohidráulicas inherentes al reactor y a la capacidad del sistema de
control de reactividad y parada deberan ser suficientes para la
regulación adecuada de la distribución de potencia y, por consiguiente,
de la distribución
del flujo neutrónico en todas las situaciones
operacionales del reactor.
c)
Se deberá proporcionar medios de control e instrumentación
apropiados, de
modo
que
las
condiciones
de
operación
del
núcleo, incluida la integridad de
los
elementos
combustibles,
puedan ser ajustadas y vigiladas en forma efectiva, para garantizar que,
durante las situaciones operacionales, no se excederán los límites de
seguridad de diseño.
d) Se deberá evaluar la distribución de potencia en el núcleo para
situaciones operacionales representativas, a fin de obtener las bases
para determinar los límites y condiciones operacionales, en concordancia
con los límites de diseño del combustible.
1.2.2
Consideraciones neutrónicas.
a) Se deberá asegurar, a través de características de diseño adecuadas,
la posibilidad de parar el reactor ante cualquier situación operacional
o condición de accidente, así como de mantenerlo subcrítico después
de parado.
b) Se deberá garantizar que el coeficiente global de temperatura de la
reactividad del núcleo del reactor, sea negativo.
1.2.3
Consideraciones termohidráulicas.
a)
Se deberá disponer los medios para proveer de una adecuada
refrigeración del núcleo en todas las situaciones operacionales
y condiciones de accidente. Se deberá demostrar su efectividad
para satisfacer los criterios de integridad del combustible.
b) Los límites del diseño termohidráulico deberán fijarse de forma tal
que, durante las peores condiciones
de accidente creíbles,
la
temperatura máxima de la placa no alcance, bajo ninguna circunstancia,
la temperatura de inicio de la ebullición nucleada (ONB), la que
pudiera establecer un régimen de inestabilidad de caudal.
c) Las correlaciones de transferencia de calor, así como los parámetros
y datos utilizados en el diseño termohidráulico deberán ser adecuados
y confiables, aplicables a situaciones reales de funcionamiento.
d)
En el diseño termohidráulico
incertidumbres tecnológicas.
se
deberán
considerar
las
e) Se deberá asegurar que el refrigerante se distribuya apropiadamente
entre los elementos del núcleo y la estructura soportante.
1.3
DISEÑO MECANICO.
a) Los diferentes elementos que se insertan en la grilla deberán diseñarse
de modo de garantizar su permanencia en ella en todas las situaciones
operacionales, excepto las de carga y reordenamiento, así como en todas las
condiciones de accidente.
b) Los diferentes elementos que se insertan en la grilla deberán diseñarse
de modo de garantizar que su orientación sea única.
c) Todos los componentes del núcleo deberán diseñarse de modo que sean
compatibles
entre ellos, ya sea en presencia de radiaciones o procesos
químicos o físicos, como bajo cargas estáticas o dinámicas, durante todas
las situaciones operacionales o condiciones de accidente.
d) Se deberá establecer las características químicas y físicas del
refrigerante
del
núcleo a fin de garantizar su compatibilidad con los
componentes de este y minimizar la corrosión.
e) Se deberá disponer de medios para manipular en forma segura los
elementos del núcleo, a fin de garantizar su integridad durante las
operaciones de carga y reordenamiento.
f) Deberá disponerse de medios para impedir la colocación incorrecta en la
grilla de cualquier componente que, desde el punto de vista de
seguridad nuclear, pudiera ocasionar perturbaciones importantes en
las
condiciones de operación.
g) Se deberá considerar las incertidumbres de las correlaciones de
cálculo, de calibración de instrumentos y de otros tipos, que puedan
influir en el diseño de los componentes.
h) Se deberá asegurar una alta calidad en el diseño y la fabricación de los
componentes del núcleo mediante la aplicación de procedimientos de garantía
de calidad.
i) Se deberá asegurar que los efectos interactivos o consecuenciales de
componentes
del núcleo, ante eventos iniciadores postulados, incluídos
terremotos y explosiones, no alteraran adversamente :
- El funcionamiento de los componentes del sistema de seguridad del
reactor.
-
La refrigeración del combustible.
-
La reactividad del núcleo.
CAPITULO 2
DISEÑO DE COMPONENTES DEL NUCLEO.
2.1
ELEMENTOS COMBUSTIBLES.
De acuerdo al principio básico de seguridad, de mantener confinados todos los
productos de fisión dentro de los elementos combustibles, estos se disenarán de modo
que resistan satisfactoriamente todas las solicitaciones que se prevea ocurrirán
en el núcleo del reactor, durante todas las situaciones operacionales y condiciones
de accidente.
2.1.1
Efectos térmicos.
a) En la evaluación de las temperaturas del elemento combustible, en
todas las situaciones operacionales y condiciones de accidente, se
deberán considerar los cambios en la conductividad térmica de los
materiales.
b) Las vainas deberán ser especificadas considerando los límites de
tensión, deformación a largo plazo y corrosión para todas las
situaciones operacionales.
c) Para condiciones de accidente se deberá limitar la temperatura de
las vainas con el objeto de controlar el proceso de ampollamiento
(blistering), a fin de impedir que se alcance a producir el
almohadillamiento (pillowing) y mantener una geometría que permita la
refrigeración de los canales adyacentes.
d)
:
2.1.2
El diseño del elemento combustible deberá considerar los efectos de
-
Las dilataciones térmicas.
-
La combadura de las placas.
-
La inestabilidad elástica.
Efectos mecánicos.
a)
El diseño deberá contemplar el
efecto
de
las
tensiones
mecánicas resultantes de, por ejemplo, las causas siguientes :
-
Fuerzas hidráulicas.
-
Modificaciones dimensionales por irradiación.
-
Vibraciones inducidas por el flujo de refrigerante.
Vibraciones producidas por eventos externos, tales como
terremotos.
2.1.3
- Golpes debidos a caídas de objetos.
Efectos de los productos de fisión.
a) El diseño de las placas combustibles deberá tener en cuenta los
efectos de los productos de fisión, sólidos y gaseosos, durante el tiempo
que permanezcan en el interior del núcleo.
b) Se deberá considerar la migración, desde la carne, de los productos
de fisión gaseosos, y su efecto sobre la presión interna y la
conductividad térmica en la interface carne-vaina.
2.1.4
Efectos de la irradiación.
a) Se deberá tener en cuenta en el diseño los efectos de la irradiación,
particularmente por neutrones rápidos, sobre las propiedades
metalúrgicas.
b) El diseño deberá considerar tanto los cambios dimensionales como la
modificación de las propiedades de conductividad térmica
de
los
materiales provocados por el hinchamiento (swelling) de las placas de
combustible.
c) El diseño de las placas deberá considerar los efectos
de
la
irradiación, particularmente los debidos a neutrones rápidos, y
que puedan ocasionar :
2.2
-
Hinchamiento (swelling).
-
Ampollamiento (blistering).
-
Fisuramiento (cracking).
-
Efectos combinados, tales como corrosión bajo tensión.
ELEMENTOS REFLECTORES.
a) La forma y dimensiones exteriores de los elementos reflectores deberán ser
similares
a las de los elementos combustibles, pero perfectamente
diferenciables de estos.
b) El diseño de los elementos reflectores deberá considerar los efectos
térmicos,
mecánicos
y
de
irradiación,
especificados para elementos
combustibles, según sea aplicable.
2.3
ELEMENTOS DE OBTURACION.
a) La forma y dimensiones exteriores de los elementos de obturación
deberán ser similares a las de los elementos combustibles, pero perfectamente
diferenciables de estos y de los elementos reflectores.
b) Los elementos de obturación deberán diseñarse de modo que cumplan sus
funciones sin modificar significativamente la reactividad del núcleo ni sus
condiciones de refrigeración.
2.4
DISPOSITIVOS DE IRRADIACION INTERNOS.
a) Las estructuras y
elementos
que
conforman
los
dispositivos
experimentales y de irradiación, ubicados dentro del núcleo o en sus
proximidades, deberán diseñarse de forma tal que no afecten la
seguridad del núcleo durante todas las situaciones operacionales y
condiciones de accidente.
b) Deberá fijarse las condiciones de uso de cada dispositivo experimental,
especificándose,
en
los
casos
que
corresponda,
las reactividades
máximas de los materiales a irradiar en cada posición, el tipo de envase
portador
y
cualquier otra restricción establecida para evitar que la
seguridad del núcleo, o del resto del reactor, sea adversamente afectada.
2.5
GRILLA.
a) La grilla deberá ser una estructura rígida y susceptible de ser fijada a
la estructura soportante.
b) El arreglo de perforaciones para alojar los elementos del núcleo deberá
tener una geometría regular.
c) Si el diseño del núcleo contempla dispositivos de control tipo placa, se
deberá proveer canales para el paso de las placas y sus seguidores, los que
estarán provistos de guías, de materiales adecuados, para evitar el
atascamiento de las placas de control.
d) La grilla deberá contemplar un sistema de enclavamiento
elementos del núcleo a fin de evitar su remoción accidental.
de
los
e) Se deberá disponer en la grilla, y por consiguiente, en los elementos que
en ella se inserten, de algún dispositivo simple que permita asegurar
que todos estos elementos mantengan una orientación única.
CAPITULO 3
DISEÑO DE COMPONENTES ANEXOS AL NUCLEO.
3.1
DISPOSITIVOS DE CONTROL DE REACTIVIDAD Y PARADA.
a) Los dispositivos de control de reactividad deberán diseñarse de modo que
permitan la regulación segura de la potencia, a fin de que las variables
de proceso del reactor se mantengan dentro de los límites especificados.
b) Se deberá determinar la capacidad del sistema de control de reactividad
y parada del reactor para hacer frente a situaciones operacionales y
condiciones de accidente, teniendo en cuenta los efectos de la refrigeración
sobre la reactividad.
c) La disposición, agrupación, rapidez de extracción y secuencia de
extracción de los dispositivos de control de reactividad, combinados con la
adopción de sistemas de enclavamiento, serán diseñados de modo de asegurar que
ninguna extracción anormal de los dispositivos de control de lugar a que los
límites de los parámetros de diseño, especificados para el combustible,
sean excedidos.
d) El sistema de control de reactividad y parada deberá ser diseñado de modo
que se pueda hacer subcrítico el reactor en todas las situaciones operacionales
y condiciones de accidente, y mantenerlo en dicho estado aun en condiciones
de máxima reactividad del núcleo, incluso cuando el dispositivo de parada
de mayor antirreactividad quede totalmente extraído.
e) Los dispositivos de control de reactividad y parada
utilizando el criterio de fallo a posición segura.
deberán diseñarse
f) Se deberá alcanzar una alta confiabilidad en la parada
combinación de medidas como las siguientes :
utilizando una
- Se adoptara un sistema que sea lo mas sencillo posible y que
utilice componentes de probada fiabilidad y eficiencia.
- Se deberá asegurar la rapidez de inserción de los dispositivos de
control de reactividad y parada del reactor, a fin de evitar que se
excedan los limites de seguridad en cualquier situación operacional o
condición de accidente.
g) El diseño de los dispositivos de control de reactividad y parada deberá
considerar, al menos, los efectos siguientes :
-
Efectos de la irradiación.
-
Efectos de la temperatura.
-
Efectos químicos.
- Eventos externos inducidos por el hombre o
explosiones o terremotos.
3.2
naturales, tales como
SUBSISTEMA DE INSTRUMENTACION.
a) Se deberá confeccionar una lista de todos los parámetros que han de ser
monitoreados, clasificándolos, desde el punto de vista de seguridad, de acuerdo
a los usos siguientes :
-
Sistema de protección del reactor.
-
Sistema de control de reactividad del reactor.
-
Sistema de información a la sala de control.
b) La precisión, la rapidez de respuesta, fiabilidad y redundancia de los
sistemas de monitoreo (detección), deberán ser compatibles con las funciones
asignadas a cada uno de ellos.
c) El diseño deberá incluir un sistema de comprobación que permita
verificar, en forma continua o periódica, el buen funcionamiento de los
sistemas de monitoreo.
3.3
ESTRUCTURAS ASOCIADAS AL NUCLEO.
a) Las estructuras asociadas al núcleo deberán ser diseñadas de modo que
mantengan un grado de integridad tal que se asegure el cumplimiento de las
funciones de seguridad a ellas asignadas, durante y después de todas las
situaciones operacionales y condiciones de accidente.
b) Las estructuras de soporte del núcleo del reactor deberán diseñarse de modo
que mantengan al núcleo en la geometría de diseño, durante toda la vida útil
del reactor.
c) Las estructuras guías del sistema de control de reactividad y parada
deberán diseñarse de forma tal que permitan el libre deslizamiento de los
vástagos en todas las situaciones operacionales y condiciones de accidente.
d) Las estructuras y los tubos guía que contengan instrumentos dentro del
núcleo, o en sus proximidades, deberán diseñarse de forma tal que
cumplan sus funciones durante todas las situaciones operacionales y
condiciones de accidente.
e) El colector bajo la grilla deberá contemplar un sistema que permita la
refrigeración
por convección natural toda vez que la refrigeración por
circulación forzada no este en operación.