Una ojeada al Control y Protección de un Reactor.

Con este tema, se intenta dar una muy necesariamente corta explicación de como se controla un reactor, y sobre todo, como la instrumentación analiza lo que esta pasando en cada momento y se adelanta a los acontecimientos. Los conceptos de Control y Protección, por tanto deben quedar claros.
Control es toda acción que MANUAL o AUTOMATICAMENTE es inducida por la manipulación del operador o de lo que éste mismo haya introducido en los controladores, para que se obtenga una respuesta en el tiempo y dentro de condiciones normales de operación.

Por Protección, se entiende una acción que haga ir al reactor a una condición de PARADA SEGURA.

Los valores que se han introducido en el Sistema de Control y en el de Protección, son valores que, bien por la práctica, bien por ensayos en Laboratorio han sido considerados los idóneos para la operación y seguridad de una CN. De igual manera ocurre en cualquier equipo o aparato de uso "normal", como son los termostátos, fusibles, etc.
Los valores que hacen actuar el Sistema de Protección del Reactor, son muy conservativos, de manera que si por ejemplo empieza a haber por la causa que sea, un sobrecalentamiento en los tubos que contienen las pastillas de Uranio, unos sensores de temperatura en combinación con otros de potencia (y un etc más largo), hacen que el reactor se pare incluso ANTES de que empiece a pasar "algo".
Brevemente voy a indicar algunos de los parámetros (y su variación) que originan la parada del reactor e incluso, lo que antes he llamado SIS (Injección de Seguridad).

La Presión. Es evidente que estando el agua que circula por dentro del reactor a una temperatura muy alta (..de unos 350ºC), si hubiera una bajada de presión este agua llegaría a hervir. Recordemos que el agua hierve a 100ºC al nivel del mar, osea a 1 kg de presión, y que en la cima del Monte Everest lo hace a menos temperatura.
Si el agua hierve, se forma vapor y éste tiene una capacidad de transmisión del calor mucho menor que el agua, por tanto al no "eliminar" calor, la funda de las pastillas se podría fundir, con consecuencias nada agradables por cierto.

La Poténcia del Reactor. La poténcia tiene que ser limitada, esto no es una bomba atómica, por tanto si la poténcia (o la velocidad como se incrementa) es demasiada, el reactor se parará.

Causas ajenas. Como por ejemplo, si detecta un súbito incremento de la presión en el Edificio donde se halla el reactor, lo que llamamos la contención. Si hay un incremento de presión (normalmente el edificio está a subpresión), ello será (podría ser) debido a que una tubería de agua o vapor haya reventado, con lo que si fuera de agua del generador de vapor, el reactor no podría eliminar adecuadamente "su" calor al faltarle agua. Por tanto se genera una señal que hace que el reactor se pare..entre otras muchas cosas.
Por supuesto, la parada del reactor hace que se pare casi todo lo demás.

La señal que se toma del parámetro que se desea controlar y/o efectuar un seguimiento para que sirva de protección, NO ES única. El porqué es evidente.

Si fuera úna sola la señal a tratar, ésta podría ser falsa bien por mal funcionamiento del sensor, por interferencias o por otras causas. Así pues, normalmente se toman TRES señales de temperatura, presión o lo que convenga. De este modo si una falla, quedan las otras dos.
Además el funcionamiento sigue una lógica. Es decir, si por ejemplo, UNA de las tres señales da la alarma, normalmente en Sala de Control se puede deducir que es lo que esta pasando, bien comprobando que no es un fallo o que ha salido por la causa que sea.

Las Barras de Control

Distribuidas simetricamente en el Reactor existen 48 haces de Barras de Control. Estando el Reactor parado, estas se hallan introducidas dentro de los elementos combustibles que las alojan.
Cada haz de control esta formado por 22 varillas de una aleación de Plata_Boro o de Carburo de Boro y el movimiento de las mismas se hace por Bancos que se mueven al unísono con 6-8 haces cada uno de ellos.
La siguiente figura muestra esquemáticamente el mecanismo de movimiento de una barra de control con los siguientes elementos:

• BC- Eje de accionamiento de una Barra de control.
• BE- Bobina de Elevación.
• BM- Bobina Móvil.
• BR- Bobina de Retención.
• T1- Trinquete de Retención.
• T2- Trinquete de Arrastre de la Bobina Móvil.

La figura muestra una posición en la que la barra esta "quieta" y sostenida por el trinquete de Retención con su Bobina BR energizada. En esta posición, si la Bobina BR se desenergiza (Automatica o Manualmente), los Trinquetes T1 salen de las muescas y la barra, por gravedad, cae.
Con la Bobina BR desenergizada y la BM energizada con los T2 intriducidos, al energizar la bobina BE, la barra subiria o bajaria un paso.
El siguiente esquema muestra la situacion de Bobinas y trinquetes en los estados Estacionario, Subida y Bajada de la barra. Supondremos que la bobina con un 1 esta energizada y con 0 desenergizada.

Bob./Accion	..BE..	..BR..	..BM..	..T1..	..T2..
Estacionaria	...0..	....1..	....0..	....1..	....0..
Sub/Bajada..	...1..	....0..	....1..	....0..	....1..

Diagramas Lógicos

Los diagramas llamados lógicos, sirven para plasmar en un papel, mediante simbolos, de que forma y como será la actuación y los resultados de una anormalidad o de la actuación de la seguridad. Más abajo incluyo uno de estos diagramas lógicos por si hay alguien que quiera verlo. Es de muy fácil interpretación.
Para finalizar, hay que decir que de forma general, de cada sensor sale una SOLA señal y en un punto determinado (generalmente en una cabina metálica) la señal se bifurca en dos. Una irá directamente al control y la otra a la protección, solo que se intercalan unos aparatos electrónicos para evitar que haya un retorno no deseado de la señal de control que pudiera afectar a la de protección...pero esto nos aparta del tema que nos ocupa.

Autoregulación del Reactor

Ya se habló de "Como funciona el reactor". A continuación y brevemente, entraré en por qué y de que se vale el propio Reactor para ser intrinsecamente SEGURO.
Es la caracteristica llamada "Coeficiente de Temperatura del Moderador" y que se puede expresar, matemáticamente, de esta forma:

C_tm = R_µ / T_µ en donde....

R_µ es la variación de Reactividad ocasionada por una variación de temperatura del moderador (del agua) expresada por T_µ .
Este coeficiente, en los Reactores de agua a presion (PWR) es NEGATIVO, por tanto a un incremento de Temperatura, la Reactividad introducido es negativa y consiguientemente, frena al reactor.

La Reactividad viene expresada tal como se dijo en otro capítulo por:

R_i = p . f . r . E_th . E_r siendo...

• p el factor de Probabilidad de Escape a la Resonancia de U238.
• f el Factor de fisión rápida.
• r el Factor de Reproducción.
• E_th el Factor de Pérdidas de neutrones a nivel Energético Bajo (térmicos).
• E_r el Factor de Pérdidas de neutrones a nivel Energético Alto (rápidos).

El producto de los factores r, E_th y E_r, es un valor prácticamente constante y para nuestro propósito así vamos a considerarlo. Por tanto tendremos para la aproximación y entendimiento de lo que sigue, que:

R_i = p . f

Dibujemos dos gráficas de modo que, en abcisas tengamos los valores de la relación U / H₂O, es decir la "densidad" de combustible (U) por unidad de volúmen de agua que llena en reactor y en ordenadas los valores de p y f y que se detallan en los gráficos siguientes.

La explicación de estos dos gráficos es obvia. A altas temperaturas (densidades mas bajas), los neutrones se hallan a energías susceptibles de causar fisión rápida del U238 (y por tanto se pierden para el U235). Así mismo, el escape a la resonancia a altas temperaturas es muy bajo por la misma razón.
Si estas dos gráficas, las multiplicamos y suponemos que la concentración Boro disuelto es X la curva sería del estilo siguiente:

A partir de la linea T-T' y a su izquierda, al aumentar la temperatura resulta un valor NEGATIVO de la Reactividad 'R', siendo al contrario a la derecha de la citada linea.