Fun ment n o t s o d e d R e R actore s y y Ce C nt n r t ales N uc leares Tem em 2 Cinét ica de l de os Reactores N ores ucleares ucl

(1)

Fundamentos de Reactores y Centrales Nucleares

Tema 2

Cinética

de los

Reactores Nucleares

(2)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.1 Introducción. 2.1 Introducción.

2.2 Cinética de los reactores nucleares. 2.2 Cinética de los reactores nucleares.

2.3 Variaciones de reactividad durante la operación de los reactores 2.3 Variaciones de reactividad durante la operación de los reactores

nucleares. nucleares.

2.4 Sistemas de regulación de la potencia de un reactor nuclear. 2.4 Sistemas de regulación de la potencia de un reactor nuclear. 2.5 Mecanismos de accionamiento de las barras absorbentes. 2.5 Mecanismos de accionamiento de las barras absorbentes. 2.6 Recarga de combustible nuclear.

2.6 Recarga de combustible nuclear.

2.7 Operación de los reactores nucleares. 2.7 Operación de los reactores nucleares.

Contenido del Tema

(3)

Cinética de los Reactores Nucleares

Objetivos del Tema

1.

1. Dominar los aspectos de orden práctico que se presentan en la Dominar los aspectos de orden práctico que se presentan en la operación de los reactores nucleares.

operación de los reactores nucleares. 2.

2. Analizar cuestiones teóricas de la física y de la cinética de los Analizar cuestiones teóricas de la física y de la cinética de los reactores que resultan fundamentales en la operación del reactor. reactores que resultan fundamentales en la operación del reactor. 3.

3. Definir los siguientes términos:Definir los siguientes términos: a.

a. Período del reactor.Período del reactor. b.

b. Período de duplicación.Período de duplicación. c.

c. KK_eff_eff.. d.

(4)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.1 2.1 Introducción

Introducción



 Un reactor nuclear con fines comerciales no es más que una Un reactor nuclear con fines comerciales no es más que una instalación que convierte la energía encerrada en los núcleos de instalación que convierte la energía encerrada en los núcleos de los átomos de los elementos químicos de peso atómico elevado (U los átomos de los elementos químicos de peso atómico elevado (U--235, U

235, U--233, Pu233, Pu--239) en energía térmica, la cual puede ser utilizada 239) en energía térmica, la cual puede ser utilizada por el hombre con distintos fines, tales como:

por el hombre con distintos fines, tales como:

 Producción de electricidad.Producción de electricidad.

 Calefacción.Calefacción.

 Desalinización del agua de mar.Desalinización del agua de mar.

 Propulsión, etc.Propulsión, etc.



 El calor, así obtenido, se extrae del reactor por medio del El calor, así obtenido, se extrae del reactor por medio del

refrigerante, cuya función es transportar esta energía desde el refrigerante, cuya función es transportar esta energía desde el reactor hasta el dispositivo que lo utiliza para realizar un

reactor hasta el dispositivo que lo utiliza para realizar un determinado trabajo.

(5)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2 2.2 Cinética de los Reactores Nucleares

Cinética de los Reactores Nucleares



 Por cinética del reactor se entiende el comportamiento de éste en Por cinética del reactor se entiende el comportamiento de éste en régimen no estacionario, cuando la densidad neutrónica y, por régimen no estacionario, cuando la densidad neutrónica y, por tanto, el flujo neutrónico varían con el tiempo.

tanto, el flujo neutrónico varían con el tiempo.



 El objetivo de este epígrafe es analizar el comportamiento del El objetivo de este epígrafe es analizar el comportamiento del reactor cuando se altera el balance neutrónico.

(6)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.1 2.2.1 Reactividad. Estado del Reactor

Reactividad. Estado del Reactor



 Para caracterizar el estado del reactor se emplea (como se expresó Para caracterizar el estado del reactor se emplea (como se expresó en el tema 1) comúnmente el término reactividad, el cual se define en el tema 1) comúnmente el término reactividad, el cual se define de la siguiente forma: de la siguiente forma: eff eff

K



1 



eff ex

K





ó



 En los problemas de operación y regulación de naturaleza general, En los problemas de operación y regulación de naturaleza general, los términos k y k

los términos k y k_eff_eff también son frecuentemente intercambiados y también son frecuentemente intercambiados y por comodidad, en la mayoría de los casos, se escribe k aunque en por comodidad, en la mayoría de los casos, se escribe k aunque en realidad se refiere al coeficiente de multiplicación efectivo (k

realidad se refiere al coeficiente de multiplicación efectivo (k_eff_eff).). k

(7)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.2 2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética

Ecuación Elemental de la Cinética



 A continuación se analiza como es el comportamiento del reactor A continuación se analiza como es el comportamiento del reactor cuando se produce un desbalance neutrónico (k

cuando se produce un desbalance neutrónico (k_eff_eff ≠≠1) a partir del 1) a partir del estado crítico. Las causas para esta perturbación no se analizan estado crítico. Las causas para esta perturbación no se analizan por el momento.

por el momento.



 Si en el reactor existe una densidad neutrónica de Si en el reactor existe una densidad neutrónica de nn neutrones por neutrones por centímetro cúbico y surge, en ese momento, una reactividad

centímetro cúbico y surge, en ese momento, una reactividad positiva, entonces aumentará la densidad neutrónica.

positiva, entonces aumentará la densidad neutrónica.



 El incremento del número de neutrones en cada generación de El incremento del número de neutrones en cada generación de neutrones será

neutrones será nΔknΔk. Si se considera que el tiempo de vida de una . Si se considera que el tiempo de vida de una generación de neutrones está dado por la magnitud

generación de neutrones está dado por la magnitud ll, entonces la , entonces la velocidad de variación de la densidad neutrónica será:

(8)

Cinética de los Reactores Nucleares



 SiSi sese integraintegra estaesta expresiónexpresión sese obtieneobtiene lala ecuaciónecuación elementalelemental dede lala cinética

cinética::

2.2.2 2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética

Ecuación Elemental de la Cinética (cont. 1)

(cont. 1)

t l k

e

n

t

n

(

)



₀ ( / ) donde donde:: n(t)

n(t) –– eses lala densidaddensidad neutrónicaneutrónica despuésdespués dede transcurridotranscurrido unun tiempo

tiempo

ll..

n

n₀₀ –– eses lala densidaddensidad neutrónicaneutrónica enen elel momentomomento inicial,inicial, eses decir,decir, cuando

(9)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.2 2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética

Ecuación Elemental de la Cinética (cont. 2)

(cont. 2)



 Esta última expresión pone en evidencia el hecho de que cuando Esta última expresión pone en evidencia el hecho de que cuando k

k_eff_eff es mayor que la unidad, o sea, cuando la reactividad es positiva es mayor que la unidad, o sea, cuando la reactividad es positiva y de valor constante, la densidad neutrónica y el flujo están

y de valor constante, la densidad neutrónica y el flujo están relacionados por la expresión:

relacionados por la expresión:







n

donde donde::

νν -- eses lala velocidadvelocidad dede loslos neutronesneutrones (cm/s)(cm/s)

φ

(10)

Cinética de los Reactores Nucleares



 TomandoTomando enen consideraciónconsideración lala anterioranterior ecuación,ecuación, sese puedepuede rescribirrescribir la

la ecuaciónecuación elementalelemental dede lala cinéticacinética dede lala siguientesiguiente formaforma::

) / ( 0

)

(

t





e

k l



2.2.2 2.2.2 Ecuación Elemental de la Cinética

Ecuación Elemental de la Cinética (cont. 3)

(cont. 3)

De esta forma: De esta forma:

k

ex

Flujo neutrónico



(t) es igual a: Reactor



k=0 constante



(t)=



0

Crítico



k>0 aumenta



(t)=



0

+



Supercrítico



k<0 disminuye



(t)=



0

-



Subcrítico

Para determinar la criticidad del reactor no se tiene en cuenta el Para determinar la criticidad del reactor no se tiene en cuenta el valor absoluto del flujo neutrónico, lo cual significa que

valor absoluto del flujo neutrónico, lo cual significa que el reactor el reactor puede ser crítico a cualquier nivel de potencia

(11)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.3 2.2.3 Período del Reactor

Período del Reactor



 El período del reactor (T) se define como el tiempo (en segundos) 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 durante el cual la densidad neutrónica, o lo que es lo mismo, la potencia, aumenta e = 2.718 veces.

potencia, aumenta e = 2.718 veces.



 DeDe estaesta formaforma tomandotomando enen cuentacuenta lala ecuaciónecuación elementalelemental dede lala cinética,

cinética, sese obtieneobtiene::

1 )

(



T



l

k

l

T





es decir, es decir, 

(12)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.3 2.2.3 Período del Reactor

Período del Reactor (cont. 1)

(cont. 1)



 El período del reactor es un parámetro muy importante desde el El período del reactor es un parámetro muy importante desde el punto de vista de la cinética, ya que

punto de vista de la cinética, ya que determina la velocidad de los determina la velocidad de los procesos transitorios

procesos transitorios..



 Para la operación segura del reactor durante los cambios de Para la operación segura del reactor durante los cambios de

potencia es indispensable que el período se mantenga dentro de potencia es indispensable que el período se mantenga dentro de ciertos límites. Un valor

ciertos límites. Un valor del período muy pequeño implicaría del período muy pequeño implicaría velocidades de variación muy grandes

velocidades de variación muy grandes que impedirían la operación que impedirían la operación segura del reactor.

segura del reactor.



 Durante la operación del reactor nuclear, para valorar la velocidad Durante la operación del reactor nuclear, para valorar la velocidad de los procesos transitorios, es muy común el empleo del concepto de los procesos transitorios, es muy común el empleo del concepto

período de duplicación

período de duplicación (T(T_dup_dup), el cual se define como el tiempo (en ), el cual se define como el tiempo (en segundos) necesario para que la potencia del reactor aumente al segundos) necesario para que la potencia del reactor aumente al doble.

(13)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.3 2.2.3 Período del Reactor

Período del Reactor (cont. 2)

(cont. 2)



 DeDe estaesta formaforma parapara tt == TT_dup_dup,, sese tienetiene queque n(t)n(t) == 22nn₀₀ yy porpor tantotanto::

2 

T T_dup

e

de donde se obtiene que, de donde se obtiene que,

T

_dup



0 .

693

(14)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.3 2.2.3 Período del Reactor

Período del Reactor (cont. 3)

(cont. 3)



 La ecuación elemental de la cinética en cualquiera de sus formas La ecuación elemental de la cinética en cualquiera de sus formas muestra que

muestra que la densidad neutrónica varia con el tiempo de forma la densidad neutrónica varia con el tiempo de forma exponencial

exponencial para el caso de una variación de la reactividad en para el caso de una variación de la reactividad en forma de escalón.

forma de escalón.



 Sin embargo, en la realidad, la ley de variación es bastante más Sin embargo, en la realidad, la ley de variación es bastante más compleja.

compleja.



 Se debe a que en las demostraciones anteriores se ha partido de Se debe a que en las demostraciones anteriores se ha partido de considerar constante el tiempo de vida (

considerar constante el tiempo de vida (ll) de una generación para ) de una generación para todos los neutrones libres que están presentes en el proceso de todos los neutrones libres que están presentes en el proceso de multiplicación, lo cual no es cierto debido a la existencia de

multiplicación, lo cual no es cierto debido a la existencia de neutrones instantáneos y retardados

neutrones instantáneos y retardados (diferidos), los cuales tienen (diferidos), los cuales tienen diferentes tiempos de vida.

(15)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.4 2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados



 Los neutrones emitidos como producto de la fisión se dividen en Los neutrones emitidos como producto de la fisión se dividen en dos grupos. La mayor parte de ellos son emitidos casi

dos grupos. La mayor parte de ellos son emitidos casi instantáneamente

instantáneamente durante la fisión (10durante la fisión (10--1414 _-- ₁₀₁₀--1515 _{s), los restantes son}_{s), los restantes son}

emitidos por algunos productos de fisión

emitidos por algunos productos de fisión después de su después de su desintegración

desintegración ββ--_{. El tiempo de aparición de estos neutrones puede}_{. El tiempo de aparición de estos neutrones puede}

ser desde fracciones de segundo hasta algunas decenas de ser desde fracciones de segundo hasta algunas decenas de segundo.

segundo.



 En el proceso de desintegración En el proceso de desintegración ββ-- _{algunos núcleos pueden quedar}_{algunos núcleos pueden quedar}

muy excitados, con energía suficiente para la emisión de muy excitados, con energía suficiente para la emisión de neutrones. De esta forma surgen los

neutrones. De esta forma surgen los neutrones retardadosneutrones retardados o o también denominados neutrones diferidos.

(16)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.4 2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 1)

(cont. 1)



 Características principales de los precursores de neutrones Características principales de los precursores de neutrones diferidos producidos en la fisión provocada por neutrones diferidos producidos en la fisión provocada por neutrones térmicos. térmicos.

#

Grupo

Energía

media

(Mev)

Fracción promedio de

neutrones diferidos,

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

grupos (



)

(17)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.4 2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 2)

(cont. 2)



 De la tabla se observa que la fracción total de formación de De la tabla se observa que la fracción total de formación de neutrones diferidos (

neutrones diferidos (ββ) es muy pequeña.) es muy pequeña.



 Para el UPara el U--235, 235, ββ=0.64%, mientras que los neutrones rápidos =0.64%, mientras que los neutrones rápidos

constituyen más del 99%. Sin embargo, como se demostrará más constituyen más del 99%. Sin embargo, como se demostrará más adelante, la presencia de esta pequeña cantidad de neutrones adelante, la presencia de esta pequeña cantidad de neutrones

diferidos resulta muy importante para el comportamiento dinámico diferidos resulta muy importante para el comportamiento dinámico del reactor.

del reactor.



 A continuación se determina el valor que tendría el período del A continuación se determina el valor que tendría el período del reactor considerando la presencia de neutrones instantáneos reactor considerando la presencia de neutrones instantáneos solamente.

(18)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.4 2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 3)

(cont. 3)

Datos:

l 10 3s; k 0.003; t Range 1, 5, 1 s;

El período (T) del reactor será:

T l

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 Este ejemplo pone en evidencia que incluso en evidencia que incluso en un reactor donde el

un reactor donde el tiempo de vida de una tiempo de vida de una generación sea el generación sea el máximo posible ( máximo posible (

ll

=10=10--33_s)_s) y suponiendo un y suponiendo un aumento de reactividad aumento de reactividad relativamente pequeño, relativamente pequeño, el flujo neutrónico el flujo neutrónico aumentaría a una aumentaría a una velocidad no permisible velocidad no permisible

(19)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.4 2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 4)

(cont. 4)



 AfortunadamenteAfortunadamente estaesta situaciónsituación nono sese presentapresenta enen ningúnningún reactorreactor gracias

gracias aa lala presenciapresencia dede loslos neutronesneutrones diferidosdiferidos..



 ElEl tiempotiempo dede vidavida dede loslos neutronesneutrones diferidosdiferidos sese determinadetermina comocomo::





6 1 2 1

693 .

0

1

i i d

T

l



U U--235235== 00..083083ll Pu Pu--239239== 00..01550155 U U--233233== 00..090090 

 ElEl valorvalor deldel tiempotiempo dede vidavida promediopromedio dede unauna generacióngeneración dede neutrones

neutrones sese calculacalcula comocomo::

El segundo miembro de la derecha El segundo miembro de la derecha

(20)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.4 2.2.4 Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados

Neutrones Instantáneos y Neutrones Retardados (cont. 5)

(cont. 5)



 LaLa energíaenergía mediamedia dede loslos neutronesneutrones diferidosdiferidos eses dede 00..55 MeV,MeV, enen tantotanto que

que lala dede loslos rápidosrápidos eses dede 22 MeVMeV.. EstoEsto reafirmareafirma lala importanciaimportancia dede estos

estos neutronesneutrones enen lala operación,operación, yaya queque aumentanaumentan elel porcentajeporcentaje efectivo

efectivo dede permanenciapermanencia dede dichosdichos neutronesneutrones enen elel reactorreactor durantedurante la

la moderaciónmoderación..



 EnEn loslos reactoresreactores nuclearesnucleares existeexiste ademásademás otraotra fuentefuente dede neutronesneutrones diferidos,

diferidos, queque eses lala debidadebida aa laslas reaccionesreacciones fotoneutrónicasfotoneutrónicas ((γγ,n),n).. Esto

Esto sese produceproduce enen loslos núcleosnúcleos dede deuteriodeuterio oo berilioberilio cuandocuando estosestos están

están presentespresentes enen elel moderadormoderador oo enen elel reflectorreflector.. SuSu cantidadcantidad eses mucho

mucho menormenor queque lala producidaproducida porpor fisionesfisiones durantedurante elel trabajotrabajo aa potencia

potencia deldel reactorreactor.. PorPor estaesta razónrazón susu influenciainfluencia nono eses significativasignificativa durante

durante loslos procesosprocesos transitoriostransitorios yy nono sese consideranconsideran durantedurante lala deducción

deducción dede laslas ecuacionesecuaciones dede lala cinéticacinética.. LosLos fotoneutronesfotoneutrones continúan

continúan apareciendoapareciendo durantedurante unun tiempotiempo considerableconsiderable despuésdespués dede la

la paradaparada deldel reactorreactor yy tienentienen grangran importanciaimportancia enen elel procesoproceso dede arranque

(21)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.5 2.2.5 Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los n

Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los n--diferidos

diferidos



 La determinación exacta del comportamiento de la densidad La determinación exacta del comportamiento de la densidad neutrónica en los procesos transitorios, no puede obtenerse neutrónica en los procesos transitorios, no puede obtenerse sustituyendo en la ecuación elemental de la cinética el valor del sustituyendo en la ecuación elemental de la cinética el valor del tiempo promedio de vida de una generación, ya que la ecuación tiempo promedio de vida de una generación, ya que la ecuación solo sería válida para el caso en que todos los neutrones libres que solo sería válida para el caso en que todos los neutrones libres que intervienen en el proceso de multiplicación tuvieran el mismo

intervienen en el proceso de multiplicación tuvieran el mismo tiempo de vida.

tiempo de vida.



 Para determinar el comportamiento dinámico de la densidad Para determinar el comportamiento dinámico de la densidad neutrónica, en condiciones reales, es necesario resolver la neutrónica, en condiciones reales, es necesario resolver la

ecuación de la difusión considerando que los neutrones térmicos ecuación de la difusión considerando que los neutrones térmicos aparecen por dos vías:

(22)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.5 2.2.5 Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los n

Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los n--diferidos

diferidos

(cont. 1)



 Este tratamiento no será realizado en este curso por su Este tratamiento no será realizado en este curso por su complejidad.

complejidad.



 No obstante, se pueden extraer conclusiones muy importantes del No obstante, se pueden extraer conclusiones muy importantes del desarrollo de la ecuación de difusión para un grupo instantáneo y desarrollo de la ecuación de difusión para un grupo instantáneo y seis retardados.

seis retardados.

1.

1. En un reactor térmico cualquiera, siempre que el valor de la En un reactor térmico cualquiera, siempre que el valor de la reactividad se mantenga por debajo de cierto límite, el período reactividad se mantenga por debajo de cierto límite, el período

estable estará determinado solamente por el tiempo de aparición de estable estará determinado solamente por el tiempo de aparición de los neutrones retardados y no depende del tiempo de vida de los los neutrones retardados y no depende del tiempo de vida de los neutrones rápidos.

(23)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.5 2.2.5 Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los n

Cinética del Reactor Teniendo en Cuenta los n--diferidos

diferidos

(cont. 2)

2.

2. En el caso de los reactores que empleen UEn el caso de los reactores que empleen U--235, este valor límite de 235, este valor límite de reactividad puede establecerse igual a

reactividad puede establecerse igual a ρ≤ρ≤0.0050.005<<ββ, siendo , siendo ββ= 0.0064. = 0.0064. Por el contrario, cuando

Por el contrario, cuando ρρ>>ββ , la velocidad de los procesos , la velocidad de los procesos transitorios es muy grande y depende de

transitorios es muy grande y depende de

ll

. Esta conclusión es . Esta conclusión es

válida también para los reactores rápidos. Se dice que el reactor es válida también para los reactores rápidos. Se dice que el reactor es crítico por instantáneos

crítico por instantáneos..

3.

3. El valor de reactividad introducido a un reactor debe mantenerse El valor de reactividad introducido a un reactor debe mantenerse siempre por debajo del valor de

siempre por debajo del valor de ββ y, por tanto, el sistema de y, por tanto, el sistema de regulación de un reactor nuclear debe ser tal que garantice el regulación de un reactor nuclear debe ser tal que garantice el cumplimiento de este requerimiento de operación, es decir, bajo cumplimiento de este requerimiento de operación, es decir, bajo ninguna circunstancia se puede permitir la criticidad instantánea. ninguna circunstancia se puede permitir la criticidad instantánea.

(24)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.6 2.2.6 Fórmula de la Hora Inversa

Fórmula de la Hora Inversa



 La reactividad se expresa, en ocasiones, mediante la unidad La reactividad se expresa, en ocasiones, mediante la unidad

denominada hora inversa, que se define como la reactividad a la denominada hora inversa, que se define como la reactividad a la que corresponde un período estable de una hora. Se expresa por la que corresponde un período estable de una hora. Se expresa por la siguiente ecuación: siguiente ecuación:



 





₆ 1 6 1

3600

1 3600

1

i i i eff i i e i e eff hi

k

T

k











donde: donde: λ

λ_ii –– Constante de desintegración de los Constante de desintegración de los ii núcleos precursores.núcleos precursores. T

T_e_e –– Período estable del reactor.Período estable del reactor.

β

(25)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.6 2.2.6 Fórmula de la Hora Inversa

Fórmula de la Hora Inversa (cont. 1)

(cont. 1)



 Si en la fórmula se sustituyen los valores empleados anteriormente, Si en la fórmula se sustituyen los valores empleados anteriormente, se obtiene que el valor de reactividad necesaria para que el período se obtiene que el valor de reactividad necesaria para que el período estable sea de 3600 se es aproximadamente igual a 2.3x10

estable sea de 3600 se es aproximadamente igual a 2.3x10--55_..



 Este valor resulta muy pequeño desde el punto de vista práctico, ya Este valor resulta muy pequeño desde el punto de vista práctico, ya que en la mayoría de los reactores los procesos transitorios

que en la mayoría de los reactores los procesos transitorios ocurren generalmente con períodos menores.

ocurren generalmente con períodos menores.



 Esta unidad se emplea con frecuencia para medir la reactividad en Esta unidad se emplea con frecuencia para medir la reactividad en reactores de grandes dimensiones como los de uranio

reactores de grandes dimensiones como los de uranio--grafito en grafito en los cuales las variaciones de reactividad son muy pequeñas.

(26)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.6 2.2.6 Fórmula de la Hora Inversa

Fórmula de la Hora Inversa (cont. 2)

(cont. 2)



 Debido a la gran importancia que tiene la criticidad instantánea, se Debido a la gran importancia que tiene la criticidad instantánea, se acostumbra en algunos casos a medir la reactividad en unidades acostumbra en algunos casos a medir la reactividad en unidades de

de ββ, considerando que cuando el valor de , considerando que cuando el valor de ρρ es igual a es igual a ββ, se tiene , se tiene una unidad de reactividad.

una unidad de reactividad.



 A esta unidad se denomina dollar y a la centésima parte cent.A esta unidad se denomina dollar y a la centésima parte cent.



 Una reactividad de 0.003 equivale a: Una reactividad de 0.003 equivale a:

47 .

0 0064

.

0

003 .

0 







es

(27)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.7 2.2.7 Aproximación de un Grupo Neutrónico

Aproximación de un Grupo Neutrónico



 La solución de las ecuaciones de la cinética considerando los seis La solución de las ecuaciones de la cinética considerando los seis grupos de neutrones diferidos resulta una operación muy

grupos de neutrones diferidos resulta una operación muy voluminosa, la cual, por lo general, exige el empleo de voluminosa, la cual, por lo general, exige el empleo de

computadoras (se necesita determinar el valor de todos los computadoras (se necesita determinar el valor de todos los coeficientes de un sistema que es la combinación lineal de 7 coeficientes de un sistema que es la combinación lineal de 7 soluciones).

soluciones).



 Sin embargo, para valorar de manera aproximada el Sin embargo, para valorar de manera aproximada el

comportamiento del reactor en los procesos transitorios, se puede comportamiento del reactor en los procesos transitorios, se puede utilizar un método relativamente simple, que consiste en considerar utilizar un método relativamente simple, que consiste en considerar que todos los

que todos los neutrones retardados pertenecen a un solo gruponeutrones retardados pertenecen a un solo grupo, el , el cual se caracteriza por los siguientes parámetros:

(28)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.7 2.2.7 Aproximación de un Grupo Neutrónico

Aproximación de un Grupo Neutrónico (cont. 1)

(cont. 1)





6 1 _ i i







Si

Si sese sustituyensustituyen loslos valoresvalores dede ββ,, ρρ yy λλ,, sese obtieneobtiene queque::





6 1 i i









_

)

(





e

T

Fracción total de neutrones retardados Fracción total de neutrones retardados

Tiempo de vida promedio de los Tiempo de vida promedio de los neutrones retardados

neutrones retardados

Período estable del reactor Período estable del reactor

.

7 .

14 seg

T

_e



(29)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.7 2.2.7 Aproximación de un Grupo Neutrónico

Aproximación de un Grupo Neutrónico (cont. 2)

(cont. 2)



 Es decir, el período estable del reactor considerando un solo grupo Es decir, el período estable del reactor considerando un solo grupo de neutrones diferidos, es de

de neutrones diferidos, es de 14.7 s.14.7 s.



 Se debe recordar que para estas mismas condiciones, si no Se debe recordar que para estas mismas condiciones, si no existieran los neutrones retardados, el período del reactor sería existieran los neutrones retardados, el período del reactor sería 0.33 s

(30)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.8 2.2.8 Reactividades Negativas

Reactividades Negativas



 Todos los análisis realizados anteriormente son válidos también Todos los análisis realizados anteriormente son válidos también para reactividades negativas.

para reactividades negativas.



 Sin embargo, en este caso, la influencia de los neutrones Sin embargo, en este caso, la influencia de los neutrones retardados es mayor y el período estable del reactor estará retardados es mayor y el período estable del reactor estará determinado siempre por el tiempo de dichos neutrones, determinado siempre por el tiempo de dichos neutrones, independientemente del valor absoluto que alcance

independientemente del valor absoluto que alcance ρρ..



 Para reactividades negativas se obtiene la siguiente ecuación para Para reactividades negativas se obtiene la siguiente ecuación para el período estable del reactor:

el período estable del reactor:

s

T

_e

40

003 .

0 *

077 .

0

003 .

0 0064

.

0 





















El signo negativo en el período indica que el flujo neutrónico El signo negativo en el período indica que el flujo neutrónico está disminuyendo. Se debe recordar que en la caso de

está disminuyendo. Se debe recordar que en la caso de

reactividad positiva el valor del período estable era de 14.7 s reactividad positiva el valor del período estable era de 14.7 s..

(31)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.8 2.2.8 Reactividades Negativas

Reactividades Negativas (cont. 1)

(cont. 1)



 Este ejemplo, conduce a la conclusión de que en el caso de Este ejemplo, conduce a la conclusión de que en el caso de reactividades negativas el valor del T

reactividades negativas el valor del T_e_e es mayores mayor, lo cual se debe a , lo cual se debe a que es mayor la influencia de los n

que es mayor la influencia de los n--retardados sobre la velocidad retardados sobre la velocidad de los procesos transitorios que ocurren en el reactor.

de los procesos transitorios que ocurren en el reactor.



 Una conclusión importante de es que la velocidad con la que se Una conclusión importante de es que la velocidad con la que se produce

produce la disminución de potencia está limitada por los neutrones la disminución de potencia está limitada por los neutrones retardados

retardados. Si se consideran los seis grupos, el grupo 1 es el que . Si se consideran los seis grupos, el grupo 1 es el que limita la velocidad de caída de la potencia.

limita la velocidad de caída de la potencia.



 En muchos reactores la densidad neutrónica disminuye 10En muchos reactores la densidad neutrónica disminuye 101010 _veces_veces

durante la parada. Por esta razón, aún en el caso de una variación 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 grande de la reactividad, se necesitan no menos de 30 min. para

(32)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.8 2.2.8 Reactividades Negativas

Reactividades Negativas (cont. 2)

(cont. 2)



 Estos razonamientos son muy importantes desde el punto de vista Estos razonamientos son muy importantes desde el punto de vista de la

de la seguridad de la instalaciónseguridad de la instalación, ya que ponen en evidencia la , ya que ponen en evidencia la necesidad de continuar enfriando el reactor durante un tiempo necesidad de continuar enfriando el reactor durante un tiempo prolongado, después de su parada para evitar que se dañe el prolongado, después de su parada para evitar que se dañe el núcleo.

núcleo.



 Se debe destacar, sin embargo, que la existencia de un Se debe destacar, sin embargo, que la existencia de un período período mínimo de disminución del flujo neutrónico

mínimo de disminución del flujo neutrónico no es la única causa no es la única causa por la cual la potencia entregada por el reactor disminuye de forma por la cual la potencia entregada por el reactor disminuye de forma relativamente lenta.

relativamente lenta.



 En este sentido contribuye también En este sentido contribuye también la entrega de energía debida a la entrega de energía debida a la desintegración radiactiva de los productos de fisión

la desintegración radiactiva de los productos de fisión, la cual en , la cual en ese caso no depende del valor que tome el flujo, sino de la cantidad 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 acumulada de productos de fisión en el momento de la parada; así como del calor almacenado en los elementos combustibles, sobre como del calor almacenado en los elementos combustibles, sobre todo en el caso que se emplee UO

todo en el caso que se emplee UO₂₂, que es un mal conductor del , que es un mal conductor del calor.

(33)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.9 2.2.9 Valor Efectivo de la Fracción de Neutrones Retardados

Valor Efectivo de la Fracción de Neutrones Retardados



 En todos los ejemplos numéricos referentes al análisis de la En todos los ejemplos numéricos referentes al análisis de la influencia de los neutrones diferidos sobre la velocidad de los influencia de los neutrones diferidos sobre la velocidad de los procesos transitorios se han empleado los valores de

procesos transitorios se han empleado los valores de ββ que que aparecen en la tabla más arriba.

aparecen en la tabla más arriba.



 Sin embargo, para los cálculos reales, cuando se necesita una Sin embargo, para los cálculos reales, cuando se necesita una

buena exactitud, es necesario utilizar el valor efectivo de la fracción buena exactitud, es necesario utilizar el valor efectivo de la fracción de neutrones diferidos (

de neutrones diferidos (ββ_ef_ef) el cual puede ser mayor o menor que ) el cual puede ser mayor o menor que 

en dependencia de las características del reactor en cuestión. en dependencia de las características del reactor en cuestión.



 Por ejemplo, en el caso de un reactor rápido Por ejemplo, en el caso de un reactor rápido ββ_ef_ef> > ββ. Esto es debido . Esto es debido a que además de la fisión del combustible, tiene una significativa a que además de la fisión del combustible, tiene una significativa fisión de los materiales fértiles, los cuales presentan una mayor fisión de los materiales fértiles, los cuales presentan una mayor

(34)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.9 2.2.9 Valor Efectivo de la Fracción de Neutrones Retardados

Valor Efectivo de la Fracción de Neutrones Retardados

(cont. 1)



 En los reactores térmicos ocurre algo similar. Todo esto depende En los reactores térmicos ocurre algo similar. Todo esto depende de las características del espectro neutrónico y del grado de

de las características del espectro neutrónico y del grado de enriquecimiento del uranio.

enriquecimiento del uranio.



 En un reactor que emplea uranio natural o débilmente enriquecido En un reactor que emplea uranio natural o débilmente enriquecido (por ejemplo, los CANDU), el valor de

(por ejemplo, los CANDU), el valor de ββ_ef_ef es máximo al principio de es máximo al principio de la campaña y va disminuyendo con el tiempo.

la campaña y va disminuyendo con el tiempo.



 Esto se debe a que se produce la disminución paulatina de las Esto se debe a que se produce la disminución paulatina de las concentraciones de U

concentraciones de U--235 y U235 y U--238, a la vez que se produce una 238, a la vez que se produce una acumulación de Pu

(35)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.10 2.2.10 Modelo Puntual del Reactor

Modelo Puntual del Reactor



 En la práctica, para el análisis de los procesos transitorios muy En la práctica, para el análisis de los procesos transitorios muy pocas veces se emplea el sistema de siete ecuaciones que tiene en pocas veces se emplea el sistema de siete ecuaciones que tiene en cuenta todos los grupos de neutrones diferidos, ya que esto resulta cuenta todos los grupos de neutrones diferidos, ya que esto resulta muy trabajoso

muy trabajoso, incluso con el empleo de máquinas computadoras., incluso con el empleo de máquinas computadoras.



 Lo más frecuente es agrupar los neutrones diferidos en dos o tres Lo más frecuente es agrupar los neutrones diferidos en dos o tres grupos equivalentes, lo cual permite disminuir el orden del sistema grupos equivalentes, lo cual permite disminuir el orden del sistema de ecuaciones a tres o cuatro respectivamente. Este método

de ecuaciones a tres o cuatro respectivamente. Este método

produce resultados mucho más exactos que cuando se emplea un produce resultados mucho más exactos que cuando se emplea un solo grupo.

solo grupo.



 En la actualidad con el avance en la cibernética y en las En la actualidad con el avance en la cibernética y en las

matemáticas, es posible resolver este sistema de ecuaciones matemáticas, es posible resolver este sistema de ecuaciones

(36)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.11 2.2.11 Variación Lineal de la Reactividad

Variación Lineal de la Reactividad



 En la mayoría de los casos prácticos la reactividad no varía a En la mayoría de los casos prácticos la reactividad no varía a saltos, sino que esta resulta una función del tiempo.

saltos, sino que esta resulta una función del tiempo.



 Esto se debe a que los cambios de reactividad se producen Esto se debe a que los cambios de reactividad se producen

fundamentalmente como resultado del movimiento de las barras de fundamentalmente como resultado del movimiento de las barras de control y regulación o de la concentración de ácido bórico disuelto control y regulación o de la concentración de ácido bórico disuelto en el agua, los cuales no aparecen de forma instantánea.

en el agua, los cuales no aparecen de forma instantánea.



 Por ejemplo, en el proceso de puesta en servicio, el reactor se lleva 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 desde el nivel de flujo pequeño (nivel de la fuente), para el cual se obtiene la criticidad, hasta el nivel de potencia (nivel energético) obtiene la criticidad, hasta el nivel de potencia (nivel energético) mediante la extracción lenta, por etapas, de las barras o de una mediante la extracción lenta, por etapas, de las barras o de una parte del ácido bórico que se encuentra disuelto en el refrigerante parte del ácido bórico que se encuentra disuelto en el refrigerante del sistema primario, lo cual provoca un aumento progresivo de la del sistema primario, lo cual provoca un aumento progresivo de la reactividad de forma aproximadamente lineal. Algo similar ocurre reactividad de forma aproximadamente lineal. Algo similar ocurre durante las variaciones de potencia del sistema en el trabajo del durante las variaciones de potencia del sistema en el trabajo del reactor.

(37)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.11 2.2.11 Variación Lineal de la Reactividad

Variación Lineal de la Reactividad (cont. 1)

(cont. 1)



 Naturalmente, durante las operaciones de aumento de la potencia, Naturalmente, durante las operaciones de aumento de la potencia, las variaciones de reactividad se producen durante un

las variaciones de reactividad se producen durante un tiempo tiempo limitado

limitado y posteriormente se establece nuevamente el estado y posteriormente se establece nuevamente el estado crítico,

(38)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.12 2.2.12 Variaciones de la Reactividad en el Reactor Subcrítico

Variaciones de la Reactividad en el Reactor Subcrítico



 Todo lo que se ha estudiado hasta el momento en este capítulo es Todo lo que se ha estudiado hasta el momento en este capítulo es válido para el comportamiento dinámico del reactor cuando se válido para el comportamiento dinámico del reactor cuando se produce una variación de reactividad a partir del estado crítico. produce una variación de reactividad a partir del estado crítico.



 Sin embargo, no se ha analizado cómo es la respuesta del reactor Sin embargo, no se ha analizado cómo es la respuesta del reactor nuclear cuando se producen variaciones de reactividad en el

nuclear cuando se producen variaciones de reactividad en el estado subcrítico.

estado subcrítico. Este comportamiento es muy importante para el Este comportamiento es muy importante para el arranque del reactor

arranque del reactor..



 Cuanto más rápido es el aumento de reactividad en el reactor Cuanto más rápido es el aumento de reactividad en el reactor subcrítico, menor será el valor de la densidad neutrónica para la subcrítico, menor será el valor de la densidad neutrónica para la cual el reactor alcanzará su estado crítico.

(39)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.2.12 2.2.12 Variaciones de la Reactividad en el Reactor Subcrítico

Variaciones de la Reactividad en el Reactor Subcrítico

(cont. 1)



 Este concepto es importante, ya que pone en evidencia la Este concepto es importante, ya que pone en evidencia la

necesidad de seleccionar una velocidad adecuada de liberación de necesidad de seleccionar una velocidad adecuada de liberación de reactividad en el reactor subcrítico, para que la criticidad se

reactividad en el reactor subcrítico, para que la criticidad se alcance a un nivel de flujo conveniente.

alcance a un nivel de flujo conveniente.



 Una vez que el reactor ha alcanzado la criticidad, los aumentos Una vez que el reactor ha alcanzado la criticidad, los aumentos subsiguientes de potencia, hasta alcanzar el nivel necesario, se subsiguientes de potencia, hasta alcanzar el nivel necesario, se realizan mediante un exceso de reactividad positiva,

realizan mediante un exceso de reactividad positiva, procurando procurando que

(40)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3 2.3 Variaciones de Reactividad Durante la Operación de los

Variaciones de Reactividad Durante la Operación de los

Reactores Nucleares



 Existen una serie de factores inherentes al trabajo del reactor, los Existen una serie de factores inherentes al trabajo del reactor, los cuales influyen apreciablemente sobre la reactividad, y de esta cuales influyen apreciablemente sobre la reactividad, y de esta forma, provocan o tienden a provocar variaciones en el estado del forma, provocan o tienden a provocar variaciones en el estado del reactor.

reactor.



 Entre estos factores se encuentran la variación de parámetros tales Entre estos factores se encuentran la variación de parámetros tales como:

como:

 la temperatura,la temperatura,

 la potencia,la potencia,

 la presión, etc., yla presión, etc., y



 Todos los fenómenos relacionados con la variación isotópica del Todos los fenómenos relacionados con la variación isotópica del combustible y la acumulación de los productos de fisión, los cuales combustible y la acumulación de los productos de fisión, los cuales se manifiestan a lo largo de todo el proceso de trabajo del reactor. se manifiestan a lo largo de todo el proceso de trabajo del reactor.

(41)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.1 2.3.1 Coeficiente de Temperatura de la Reactividad

Coeficiente de Temperatura de la Reactividad



 Las variaciones de temperatura que tienen lugar en el proceso de Las variaciones de temperatura que tienen lugar en el proceso de trabajo del reactor provocan variaciones considerables de la

trabajo del reactor provocan variaciones considerables de la reactividad. Este fenómeno se conoce como

reactividad. Este fenómeno se conoce como efecto de temperaturaefecto de temperatura..



 El coeficiente de temperatura de la reactividad es:El coeficiente de temperatura de la reactividad es:

)

1 (

C

T













 Es el cambio de reactividad producido por una variación de un Es el cambio de reactividad producido por una variación de un grado centígrado de temperatura.

(42)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.1 2.3.1 Coeficiente de Temperatura de la Reactividad

Coeficiente de Temperatura de la Reactividad (cont. 1)

(cont. 1)



 Desde el punto de vista de la estabilidad, de la seguridad en el Desde el punto de vista de la estabilidad, de la seguridad en el trabajo y de la facilidad de operación del reactor, es indispensable trabajo y de la facilidad de operación del reactor, es indispensable que el

que el coeficiente de temperatura sea negativocoeficiente de temperatura sea negativo, aunque pequeño en , aunque pequeño en su valor absoluto, y así podrá contrarrestar los efectos producidos su valor absoluto, y así podrá contrarrestar los efectos producidos por variaciones transitorias de la reactividad del reactor.

por variaciones transitorias de la reactividad del reactor.



 Un reactor con coeficiente de temperatura negativo es Un reactor con coeficiente de temperatura negativo es autorregulado

(43)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.2 2.3.2 Coeficiente de Temperatura del Combustible y del

Coeficiente de Temperatura del Combustible y del

Moderador. Coeficiente de Potencia



 En los reactores heterogéneos resulta conveniente diferenciar el En los reactores heterogéneos resulta conveniente diferenciar el coeficiente de temperatura del combustible (

coeficiente de temperatura del combustible (_c_c) y el coeficiente de ) y el coeficiente de temperatura del moderador (

temperatura del moderador (_m_m), los cuales expresan ), los cuales expresan

separadamente la influencia de las variaciones de la temperatura separadamente la influencia de las variaciones de la temperatura del combustible y del moderador sobre la reactividad.

del combustible y del moderador sobre la reactividad.



 En realidad estos coeficientes dependen de factores diferentes y, En realidad estos coeficientes dependen de factores diferentes y, por consiguiente, presentan características diferentes. Entre estos por consiguiente, presentan características diferentes. Entre estos factores tenemos:

factores tenemos:

 Constantes de tiempo diferentes para el combustible y el Constantes de tiempo diferentes para el combustible y el moderador (

moderador (_c_c << << _m_m ).).

(44)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.2 2.3.2 Coeficiente de Temperatura del Combustible y del

Coeficiente de Temperatura del Combustible y del

Moderador. Coeficiente de Potencia

Moderador. Coeficiente de Potencia (cont. 1)

(cont. 1)



 Por lo antes apuntado, las variaciones de reactividad debido a Por lo antes apuntado, las variaciones de reactividad debido a _c_c están más directamente relacionadas con las variaciones de la están más directamente relacionadas con las variaciones de la potencia del reactor que con sus variaciones de temperatura. Por potencia del reactor que con sus variaciones de temperatura. Por esta razón práctica se emplea el coeficiente de reactividad de la esta razón práctica se emplea el coeficiente de reactividad de la potencia

potencia ..



 Este coeficiente expresa la variación de la reactividad del sistema Este coeficiente expresa la variación de la reactividad del sistema cuando la potencia varía en 1 MW.

cuando la potencia varía en 1 MW.

)

1 (

MW

N









(45)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.2 2.3.2 Coeficiente de Temperatura del Combustible y del

Coeficiente de Temperatura del Combustible y del

Moderador. Coeficiente de Potencia

Moderador. Coeficiente de Potencia (cont. 2)

(cont. 2)



 El coeficiente de potencia es siempre negativo (a diferencia del El coeficiente de potencia es siempre negativo (a diferencia del coeficiente de temperatura) ya que está determinado

coeficiente de temperatura) ya que está determinado

fundamentalmente por el ensanchamiento Doppler de los picos de fundamentalmente por el ensanchamiento Doppler de los picos de resonancia.

resonancia.



 Su magnitud absoluta es mayor cuanto mayor sea la caída de Su magnitud absoluta es mayor cuanto mayor sea la caída de temperatura en el combustible (esto influye en el diámetro de los temperatura en el combustible (esto influye en el diámetro de los ELCOs).

(46)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.3 2.3.3 Otros

Otros Coeficientes de Reactividad

Coeficientes de Reactividad



 Coeficiente de huecos o coeficiente de vapor de la reactividad (Coeficiente de huecos o coeficiente de vapor de la reactividad ().).



 Empleado en los reactores moderados y refrigerados por agua en Empleado en los reactores moderados y refrigerados por agua en ebullición (BWR), expresa la variación de reactividad cuando la ebullición (BWR), expresa la variación de reactividad cuando la cantidad de vapor en el núcleo varía en 1 litro.

cantidad de vapor en el núcleo varía en 1 litro.



 El aumento del contenido de vapor provoca un aumento de la fuga El aumento del contenido de vapor provoca un aumento de la fuga

neutrónica y paralelamente se produce una disminución de ρ neutrónica y paralelamente se produce una disminución de ρ

debido al aumento del fenómeno denominado flujo de resonancia. debido al aumento del fenómeno denominado flujo de resonancia.

)

1 (

l

V









(47)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.3 2.3.3 Otros

Otros Coeficientes de Reactividad

Coeficientes de Reactividad (cont. 1)

(cont. 1)



 Coeficiente de presión o coeficiente barométrico de la reactividad Coeficiente de presión o coeficiente barométrico de la reactividad ((_p_p).).



 Representa las variaciones de la reactividad cuando la presión Representa las variaciones de la reactividad cuando la presión aumenta una atmósfera. Los cambios de presión afectan a la aumenta una atmósfera. Los cambios de presión afectan a la reactividad debido, fundamentalmente, a los cambios en la reactividad debido, fundamentalmente, a los cambios en la concentración de núcleos absorbentes de neutrones.

concentración de núcleos absorbentes de neutrones.



 Es decir, las variaciones de presión se traducen en variaciones de Es decir, las variaciones de presión se traducen en variaciones de la utilización térmica de los neutrones.

la utilización térmica de los neutrones.

)

1 (

atm

P

p









(48)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.3 2.3.3 Otros

Otros Coeficientes de Reactividad

Coeficientes de Reactividad (cont. 2)

(cont. 2)



 Coeficiente de reactividad por concentración de ácido bórico en el Coeficiente de reactividad por concentración de ácido bórico en el refrigerante (

refrigerante (_B_B))..



 que representa la variación de reactividad cuando varía la que representa la variación de reactividad cuando varía la concentración de H

concentración de H₃₃BOBO₃₃ en 1 gramo por kilogramo de Hen 1 gramo por kilogramo de H₂₂O. O.



 Propio de sistemas que emplean regulación líquida de la potencia.Propio de sistemas que emplean regulación líquida de la potencia.

)

(

3 3 3 3BO H BO H B

g

kg

C









(49)

Cinética de los Reactores Nucleares

2.3.4 2.3.4 Variación Isotópica del Núcleo del Reactor

Variación Isotópica del Núcleo del Reactor



 Durante el trabajo del reactor, como resultado de la interacción de Durante el trabajo del reactor, como resultado de la interacción de los neutrones con los núcleos del combustible, tiene lugar una los neutrones con los núcleos del combustible, tiene lugar una variación continua de la composición isotópica del núcleo.

variación continua de la composición isotópica del núcleo.



 Se quema una parte del combustible inicial, aparecen los productos Se quema una parte del combustible inicial, aparecen los productos de fisión y los núcleos fértiles.

de fisión y los núcleos fértiles.



 Las reacciones fundamentales que ocurren en el reactor son las Las reacciones fundamentales que ocurren en el reactor son las siguientes:

siguientes:

1.

1. captura de un neutrón por el Ucaptura de un neutrón por el U--235.235.

2.