Resumen en español

Atucha II es una central nuclear con un reactor de 745 MWe que utiliza agua pesada para refrigeración y moderación. El núcleo del reactor tiene forma cilíndrica y consta de 451 elementos combustibles de uranio natural dispuestos en un numero equivalente de canales refrigerantes. El diseño termohidráulico divide el núcleo en zonas hidráulicas para garantizar una transferencia de calor eficiente. La recarga de combustible se realiza durante la operación, siguiendo una estrategia para mantener una distribución de potencia plana. La instrumentación nuclear usa Detectores de Neutrones Auto-Alimentados (SPND) para medir la densidad de potencia local, distribuidos radialmente en el núcleo en zonas de vigilancia. Este trabajo de tesis se enfoca en analizar el impacto del recambio de elementos combustibles en la densidad de potencia del núcleo del reactor de Atucha II. Durante estas operaciones, las variaciones temporales en la densidad de potencia pueden generar señales poco representativas en los detectores in-core, afectando la precisión de las mediciones. La anulación de lanzas durante el recambio plantea áreas de mejora para la obtención de información interna del núcleo. Como fundamentos para el análisis, se tiene en cuenta el diseño termohidráulico del núcleo del reactor, que establece las pautas para los sistemas de control, limitación y protección del reactor. Su finalidad es asegurar una operación segura de la planta dentro de los límites aceptables. Además, se toma como base el Principio de Defensa en Profundidad, uno de los principios básicos de la seguridad nuclear, cuyo objetivo es preservar funciones fundamentales de seguridad como el control de reactividad, la refrigeración y la contención de material radiactivo mediante múltiples barreras y niveles de protección. El objetivo principal de este trabajo es demostrar la viabilidad de mantener activas las lanzas durante el recambio, con el fin de optimizar la obtención de mediciones y reducir la intervención manual del operador durante estas operaciones. El análisis se basa en datos históricos de la planta, examinando tendencias y comparándolas con los límites operacionales. La metodología para el análisis implica el seguimiento de los recambios de combustibles de canales cercanos a las lanzas durante un periodo entre 2016 y 2018 con la estrategia de recambio de combustible vigente para esos años. Se recopilaron datos de mediciones de detectores para evaluar el comportamiento de estas señales durante la operación y se realizaron cálculos para la obtención de los márgenes a las limitaciones. La conclusión final tiene como objetivo proporcionar mayor información sobre el comportamiento de la distribución de potencia dentro del núcleo del reactor durante las operaciones de recambio y establecer posibles oportunidades futuras para optimizar la toma de decisiones durante el recambio de elementos combustibles, manteniendo operaciones seguras y optimizando la disponibilidad de la planta.