reactor triga markiiidel centro nuclear … · operado por el grupo del reactor con un programa...

Revista Mexicana de Física 19 (1970) 527.578 5-27

REACTOR TRIGA MARK III DEL CENTRO NUCLEAR DE MEXICODESCRIPCION, CONSTRUCCION, MONTAJE y OPERACION

A. Morales Amado, F. López Carrasco., Víctor Ley-Kao,E. Ortega E., A. Ponce M., R. Corona., T. González E.,

F. Razo.

R~actoT, C~ntTo Nucl~ar, C. N. E •.N.

RESUMEN: El reactor Triga Marle: III.del Centro Nuclear de México es un

reactor crítico tipo alberca, enfriado, moderado y refle jada con

agua ligera que utiliza hidruro de zuconio (ZrH) mezclado conuranio enriquecido al 20% en 235U.como combustible moderador.

Está diseñado para operar en régimen permanente a 1 megawattde potencia yen régimen transitorio a una potencia máxima de

1500 megawatts siendo la duración del pulso de 10 mi1iseg~n.dos. Este reactor sirve para hacer investigación básica y tec-

nológica, para enseñanza y entrenamiento y para producir radio-

isótopos. El reactor fue diseñado y vendido por Gulf General

Atomic '(GGA). La obra civil del blindaje del reactor fue con-

tratada con GGA quien a su vez contrató a .Cimentaciones yConstrucciones, S. A." Bajo la supervisión de expertos de GGA

el grupo del reactor se encargó del montaje de las componentesmecánicas, hidraúlicas, neumáticas, eléctricas y electrónicasdel reactor,.y llevó a cabo las pruebas preoperacionales, y decriticidad, efectuando además las calibrac.iones de barras de

•Actualmente no forma parte de la C. N. E. N.

'5 - 28 A. Morales A. et 31

control y de potencia •. Desde Enero de 1969, el reactor ha sidooperado por el grupo del reactor con un programa fijado por la de~

manda; habiendo producido en el año de 1969,179.44 MWH de

energía.

Como es bien conocido un reactor nuclear es una máquina generadorade energía, de neutrones, de rayos ga roa y de otro tipo de cad iac ione s, en 1acual una reacción en cadena es iniciada v controlada. ':uando el núcleo de

- d b"b (233U 235U 239PU)un aromo e coro US[1 le nuclear " es golpeado por un neu-trón libre, se rompe en 2 o más elementos diferentes. Este rompimiento delátomo es conocido como fisión nuclear. Durante este proceso se libera ener-gía en forma de calor y.cadiación y son expulsados varIOS neutrones libresque pueden perderse de diferentes maneras o bien pueden prooucir la fisiónde otros núcleos de combustible liberando así más energía y más neutrones.Así. se inicia una reacción en cadena en la que cada núcleo fisionado propor-ciona los neutrones para la siguiente fisión y así sucesivamente. Los neu-trones necesarios para iniciar la reacción en cadena son proporcionados poruna combinac~ón de materiales (Pu-Be, Ra-Be, Po-Be, Sb-Be, etc.) que cons"tantemente emiten neutrones y que recibe el nombre de fuente de neutrones.Si, en promedio, uno o más neutrones de cada fisión encuentra un núcleo decombustible para fisionarlo, la--reacción en cadena puede sostenerse aún des-pués de retirar la fuente de neutrones, en este caso se dice que el reactor escrítico o supercrítico. En caso contrario se dice que es subcrítico. La re-acc ión en cadena puede ser inic iada, detenida y controlada, re gul ando el nú-merode neutrones que llevan a cabo la reacción. Esto se hace insertandoentre los elementos combustibles un cierto número de barras de conerol quecontienen un material absorbedor de neutrones. Cuando las barras de con-trol son retiradas se inicia la reacción en cadena;cuando las barras son in-sertadas, absorben neutrones, yde acuerdo con su posición pueden reducirla rapidez de fisión o detener la reacción en cadena completamente.

El reactor Triga ~.fark III del Cenero Nuclear, es un reactor crítico,tipo alberca, enfriado, moderado y reflejado con agua ligera que utiliza hi-druro de zirconio mezclado con uranio enriquecido a120% en 235U como com-bustible mooerador. Está diseñado para operación en régimen permanentecon potencia de 1 megawau y en régimen transítorio o pulsado a una pocen-cia máxima de 1500 megawatts (con el número de elementos combustiblesdis-ponibles actualmente), la duración del pulso es de una centésima de segun-do, y la liberación inmediata de .energía es de 20 Mw-seg aproximadamente.

Reactor Triga Mark 111 5-29

La seguridad inherente del reactor estriba en su muy alto coeficiente negati.vo de reactividad por temperatura que es una característica de los elementoscombustible-moderador. Este coeficiente permite que cuando haya insercio-nes repentinas de reactividad (planeadas o no) el exceso de reactividad seacompensado automáticamente debido a que la temperatura del combustible su.be simultáneamente en tal forma que el reactor regresa rápidamente a un ni.vel de potencia normal antes de que se transfiera calor al refrigerante. Es-te mecanismo ha sido probado extensivamente en más de 20,000 pulsos pro.ducidos en reactores de este tipo en los que se han alcanzado potencias has.la de 7,500 Mw.

Esta seguridad inherente del reactor TRIGA permite ubicar este tipode reactores, en áreas m banas , dentro Cleedificios, sin los contenedores apresión usmlmente requeridos para otros reactores de investigación de 1mis-mo nivel de potencia. El reactor Triga fue diseñado, consuuldo y vendidopor la Compañía Gulf General Aromic, (GGA). Exisren 4 modelos de esrereactor: MARK 1, MARK II, MARK III Y MARK F que difieren entre sí en elnivel de potencia yen la capacidad de producir pulsos, siendoel MARK IUel de mayor potencia en régime'n permanente o transitorio. En la actualidadexisten 47 reactores TRIGA de los cuales 39 están en operación, 3 en cons-trucción y de los 5 restantes se han firmado los contratos respectivos. Deestos 47 reactores 6 son MARK111que, por el orden en que alcanzaron criti.c idad s on los siguientes:

a) Prototipo de GGA ubicado en La J olla, Ca lifornia, crític o el 17 deEnero de 1966.

b) Reactor de la Universidad de Pennsylvania, convertido a Mark m.Crítico el 31 de Diciembre de 1965.

c) Reactor de la Universidad de California, en Berkeley, Cal., adap.lado para trabajar con núcleo MARK m crítico ellO de Agosto de1966.

d) Reactor del Centro Nuclear de México. Crítico el 8 de Noviembrede 1968 a las 8.38 P. M. Este es el primer reactor MARK m sinadaptaciones ni modificaciones al diseño original.

~) Reactor de .la IiIAsociación para Investigación con radiacion" enMunich, Alemania. Contrarado.

f) Reactor del Instituto Nacional de Energía Atómica de Seúl, Corea.Contratad o.

Este reactor es una herramienta sumamente versátil y flexible parainvestigación básica y tecnológica,. para enseñanza yencrenamiento, para

S-30 A. Morales A. et al

irradiación de materiales y proouccio": de radioisótopos. Estas característi,¡cas dieron lugar a su nombre TRIGA: T (Training = enrrenamienro)R (Research = Investigación) I (Isorope Production = Producción de isóto-pos) GA (General Atomic). 'Las características anteriores serialan breve-mente los objetivos a los que está destinado el reactor del Centro Nuclear deMéxico.

Las instalaciones experimentales incluyen columnas térmicas hori-~zontal y vertical y 12 tubos.de haces de neutrones :en el extremo norte de laalberca y un cuarto de exposición en e 1 otro extremo de la misma. De los [u-bos de haces de-neutrones 4 son radiales y 4 tangenciales al n~cleodel re-actor. Los otros 4 estáQ asociados con las columnas térmicas horizontal yvertical. (Ver Figs. 4.1, 4.2, 4.3,y 4.4) El núcleo del reactor está sopor-tado estructuralmente desde un puente que le permite viajar de un extremo a.otro de la alberca.

D •••• DIAECCION DEL REACTOR

Fig. 4.1

.,1.",

/l.eactor Triga Mark 111 S-31

El reactor puede ser operado en régimen permanente o ttans itorio encualquier posición del núcleo dentro de la alberca. ILa alberca tiene un recu-brimiento interior de aluminio con espesores variables de 0.95 cm y 1.9 cm.Las dimensiones aproximadas de la alberca son de 7.80 m de longitud, 3.0Umde ancho m¥imo y 7.80 m de profundidad y su volumen es de 150 m'. La al-berca está rodeada por un blindaje de concreto con densidad de 2.6l.g/cc. croun espesor máximo de 3.35 ro y mínimo de 0.91 ro en la parte superior .

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Fig. 4.2

La altura del blindaje es de 7.82 mts sobre el piso de la sala delreactor. 'La estrucrura del blindaje ocupa un área aproximada de 175.00m' ..El blindaje proporcionado por el concreto es tal que la dosis en su superfi-cie con el reactor trabajando a máxima potencia es menor ,de 0.1 rocem/he.Uo pasillo en cantiliver con barandales en el exterior y en el interior, rodeala parte superior de la alberca y permite observar el interior de la misma.Aproximadamente 7.00 rode agua sobre el núcleo proporcionan un blindajetal que la dosis en el rasillo con el reactor uabajando a potencia máxima es

5-32 A. Morales A. et al

menor de 2 rnrem/br. El blindaje proporcionado por el agua entre las dosposiciones extremas del núcleo permite montar experimentos en un extremocon el reactor operando a su potencia máxima en el otro extremo.

Fig.4.3

Aproximadamente 1.50 m de concrero con densidad de 2.3 g/cc debajode la alberca evitan la acüvación del subsuelo. El coeficiente sísmico ha ..rizonral de diseño de la estructura del reactor fue de 0.2 g con un 33 % de au-mento en los esfuerzos permisibles. Para dar seguridad adicional en el dise-ño de la estructura como un todo, áreas en las cuales una falla pudiera cau-sar pérdida del agua de la alberca fueron diseñadas con un coeficiente sísmi-cohorizomalde 0.3g con un 33%de aumento en los esfuerzos permisibles .....

Según el diseño original la puerta de la columna térmica horizontaldebería ser construida con concreto baritado con densidad de 3.5 g/cc, sinell't-bargo la máxima densidad obtenida con la barita nacional fue de 3.2 g/cc, yhubo que suplir la deficien.:ia con 11.5 cm de placas de acero colocadas enel ex.tremo de la puerta más alejado del núcleo. Esta puerta da acceso a la.columna térmica horizontal que se extiende desde la periferia del núcleo de~.

,Reactor Triga Mark 111 5-33

Fig. 4.4

reactor a través del blindaje de concreto. El acceso a la columna térmicavertical se logra a través de un tapón escalonado de concreto que proporcio.na blindaje y que se puede quitar con la grúa. Ambas columnas térmicas tie-nen un recubrimiento interior de aluminio y están llenas de grafito.

Los tubos de haces radiales y tangenciales al núcleo, se extiendendesde la periferia del núcleo a través del blindaje de agua y de concreto ytienen un recubrimiento interior de aluminio. Los tubos radia les tienen uudiámetro de 15 cm, mientras que los tangenciales tienen un diám,:tto de 20cm.Cada tubo tiene un tapón formado de tres piezas en las que se uso grafito,acero y madera respectivamente y que sirve de blirxlaje. Tooas estas insta-laciones ubicadas: en el extremo norte de la alberca pueden ser utilizadas si.multáne'amente.

En el extremo sur cle la alberca se localiza un cuarto de exposiciónde 3.0n ro de altura, 3.30 ro de ancho y 4.00 ro de longitud, en el cual puedenser irradiados objetos de gran tamaño. Los primeros 30 cm en el espesor


de las paredes, techo y piso del cuarto de exposición son de concreto bora-tado con densidad de 2.62 g/cc. Una sección semicircular de la alberca seproyecca dentro del cuarto de exposición permitiendo el escape máximo deradiación hacia el cuarto así como mayor a"ccesoal núcleo. El acceso alcuarto es a través de una puerta escalonada de concreto montada sobre rielesempotrados en el piso y accionada por motor eléctrico. El peso de estapuerta es aproximadamente de 50 tons. En los muros sur y oriente del euar-tode exposición existen perforaciones escalonadas de 7.6 cm y 15 cm de.diámetro que permiten introducir al cuarto tuberías de alimenta~ión de losservicios requeridos para ciertos experimentos, como son: agua, corrienteeléctrica, aire comprimido, gas, etc. ~stas perforaciones están recubiertasinteriormente con aluminio. En el concreto borarado están empotradas se-r-pentmes de enfriamiento para extraer el calor depositado por la radiación yprevenir esfuerzos excesivos en el concreto. En el piso y en la pared surde 1 cuarto se han e mpotrado termopares para de terminar 1a d is tribuc ión detemperaturas producidas por la pérdida de energía de los .neutrones y los ra-yos gama cuando son frenados por el concreto.

Para la producción de radioisóropos se utiliza el SIRCA (Sisrema deIrradÍación Rotativo de Cápsulas) que es una estructura de aluminio en for-ma de dona, a prueba de agua, que gira alrededor del núcleo. En el interiorde esta estructura existen 41 contenedores dobles de cápsulas que puedenser cargados a través de un tubo a prueba de agua desde el puente. Las cáp'"SUla50pueden ser insertadas y extraídas mientras el reactor está operando apotencia máxirm en cualquier posición del núcleo dentro de la alberca.

EISINCA (Sisrema de Irradiación Neumáricode Cápsulas) sirve paratransferir a alea velocidad cápsulas desde tres laboratorios al núcleo d~lreactor y viceversa. Este sistema se puede usar en tres posiciones del nú-cleo (Norre, Cenrro y Sur). El dedal cenrral (D.C.) es un rubo de 3.4 cm dediáme tro interior, lleno de agua, colocado en e 1 centro de 1 núc le o y sirve pa'"ra irradiar especímenes en la región de mayor flujo. Es posible quicar unasección exagonal en el centro del núcleo para insertar muestras hasta de11 cm de diámetro en la región de mayor flujo. Se pueden obrener tambiéndos secc ione.s triangulares, dentro del núc le o, en las que se pueden insertarmuestras hasta de 6 cm de diámetto. Es posible montar experimentos degran tamaño dentro de la alberca, en la vecindad del núcleo.

El reactor se puede operar de tres maneras: a .-Régitren permanen-te con conuol manual o automático hasta 1 Mw de potencia, b.- Operaciónde oMa coodrada (inserción de reactividad transitoria para alcanzar un ré ...gimen perrmnente instantáneamente) para obtener un nivel de potencia eo-rre 300 y 1000 Kw. c.- Operación rransiroria o pulsada hasra 1500 Mw de

,Reactor Triga Mark 111 S -35

potenc ia.La instrumentación del reactor consiste esencialmente de cuatro cana-

les de detección: 1.- Canal de arranque consistente en un mtensímetro co-nectadoa una cámara de fisión. 2.-Canallineal consistente en una cámarade ionización compensada (CIC) conectada a través de amplificadores linea-les a un graficador que muestra la potencia en escala lineal. 3.- Canalloga-rítmico consistente en una CIC conectada a través de amplificadores logarít .•micos a un grafica"dor que Pluestta la potencia en escala logarítmica. De es~te canal se obtiene una señal para la determinación del perío.do en la mane-ra "a" de operación. En operación transitoria los canales 2 y 3 se desconec"tan automáticamente, 4~ - Canal gama consistente en una cámara de ioniza-ción que proporciona la lectura de potencia lineal de alto nivel durante laoperación en la minera "b" proporcionando a su vez la señal para potenciamáxima durante la Ollnera "c" de operación. Durante régimen permanenteesta cámara indica el porcentaje de potencia.

Las temperaturas del agua de la alberca, de los elementos combusti-bles y de la entrada y la salida del agua del sisrema primarío de enfriamien'to se exhiben en la consola. Además de la instrumentación de control delreactor existe un sistema de seguros que impiden la operación del reactorcmndo ciertas condiciones de seguridad prescritas no se cumplen.

El núcleo del reactor es enfriado por convección nat~al del agua des"mineralizada de la alberca. El sistema primario de enfriamiento toma aguade la alberc~ y la bombea a navés de filtro desmineralizador e intercambia-dor de calor, regresándola después a la alberca. El sistema con'siste deuna bomba de 1325 linos por minuto, un filtro, un desmineralízador y un in"rercambiador de calor de 1000 Kw con tubería y válvulas asociadas de alu.

minio.Existen instrumentos para medir la conductividad del agua y caída

de presión a través del filtro. Una bomba montada en el puente del r~actorextrae agua de la alberca y la descarga directamente sobre el núcleo a na-vés de una boquilla de inyección. La turbulencia así provocada reduce enla superficie de la alberca la dosis, que de otra manera existiría, debido ala formación de 16N en el agua de enfriamiento, a medida que ésta pasa por

el núcleo.El sistema secundario de enfriamiento está formado por una torre de

enfriamiento comunicada con el sistema primaría por medio de tuberías deacero al carbón de 15 cm de diámetro, parcialmente empanadas en el blinda-je del reactor,.,

E 1combustible moderador es una mezc la homogénea de hidruro de zir-conio (Zr H) y uranio enriquecido a120% en 23SU. La sección activa de es"


te elemento combustible-moderador tiene 38 cm de longitud y 3.65 cm de diá"metro y contiene aproximadamente 8.5 % en peso del uranio antes menciona-do. -La re lac ión de átomos de hidrógeno a átomos de zirc onio es de 1.7 • Enlos extremos del elemento combustible-moderador existen dos regiones degrafito de 8.8 cm de longitud y 3.55 de diámetro que sirven como material re-flector. El encamisado es de acero inoxidable de 0.05 cm de espesor. Elpeso de cada elemento es de 3.4 kg Y su contenido promedio de 235U es de38 gr. (Ver Fig. 4.5). Unode los elementos combustible-moderador con-tiene tres termopares que permiten determinar la temperatura d~l combusti-ble.

Los canales de insuumentación están directamente conectados a losservomecanismos que operan las barras de control para apagar el reactor encasorle que se excedan ciertos límites pre-establecidos.

La potencia del reactor se controla por medio de cuatro barras decontrol, tres de ellas :la de seguridad, la fina y la reguladora) tienen se-guidcr de combustible y son operadas por un motor eléctrico. 'La cuarta ba-rra o barra transitoria se utiliza primordia lmente para pulsar, p ero puedeser usada como barra de seguridad durante régimen permanente yes opera-da neumádcamente.

Las tres primeras barras tienen un ecamisado de acero inoxidable ytienen 110 cm de longitud y 3 cm de diámetro. Sus extremos ~on de grafitode 16.5 cm de longitud, la paue central es una sección de grafito im~regna-do con carburo de boro en polvo de 38cm de longitud, seguida por otros 38cmde seguida de combustible. La barra transitoria tiene 94 cm de longitud yestá encamisada en un tubo de aluminio de 3.2 cm de diámetro exterior. Enla parte superior tiene 38 cm de grafito bocatado seguido de un espaCIOlleno de aire de 53 cm de longitud. El desplazamicnto de las 4 barras esde 38 cm.

Para arrancar el reactor se utiliza una fuente de neutrones de Po-BedelOcuries.

En el extremo noroeste de la Sala del Reactor, empotrados en el pi-so existen cinco depósitos de combustibles irradiados. Estos depósitosson de forma cilíndrica de 30 cm de diámetro y 3.66 m de profundidad y tie-nen un recubrimiento interio r de acero inox idable.

Las características técnicas del reactor se presentan en la tabla

4.1.

,Reacto, Triga Ma,k 111

Oi~'

fi

rafita

l. l.'~

5-31

Encamisado:Acero inoxidableEspesor: O,05cms

72.06 cmHidrurodeZirconioS-J, en pesode uranio

+-+3.63 cms

38.1 cms

I-t-+3.73 cms

',.1 .]Grafila' •.4, 6.7~ cm,:&'Elemento Combustible

F ig. ~.5

S-38

TABLA 4.1

DATOS TECNICOS

1.- Potencia:

A. Morales A. et al

1.1. Régimen permanente

1.2. Régimen transitorio

2. - Núcleo de 1reactor

2.1. Geometría y composición:.

2.2. Dimens iones

Diámeuo activo

Altura activa

2.3. Parámetros: Tem. Combustible

Tem. agua

7)

j

p

hj

L rápido

L térmico

2.4. Elementos combustible-moderador

Materiales

1 Mw

1500 Mw/l0 ms.

Rejilla cilíndrica de elementos com-bustible-moderador, elementos degrafito y barras de control.

47.5 cm

38 cm

23°C 400° C

23°C 23°C

2.0731 2.0645

0.7064 0.6861

0.9530 0.9466

1.0582 1.06~2

22.59 cm2 22.58cm2

2.353 cm2 3.128 cm2

0.01839 cm- 2 0.01577 cm-2

1.4768 1.4229

1.00 1.00

0.7065 0.7374

0.9585 0.9530

(Porcentaje en peso)

8.5% Uranio

89.9% Z ice ooio

1.6% Hidrógeno

Reaclor Triga Mark 1/1

Enriquecimiento

TABLA 4.1 • (continúa)

20%

S -39

Relación átomos de hidtógenoa átomo de zirconio

Encamisado

LongitUd

Diámetro

U235 por elemento

U235 en e 1núcleo

Número de elementos IDrauna teactividad de $7.00

Barras le control con segui-dor de combustible

2.5. Control

Materiales

Barras de se gur idad, fina yreguladora

Barra ttansitoria

P ropuls ión:

Barras de seguridad, fina yreguladora

Barra transitoria

3.- Reflector:

Vertical

Radial

1.7Aceromoxidable con espesor de0.05 cm.

72 cm

3.75 cm

39 gramos

3.2 kg

79

3

Grafito boratado con seguidordecombustible.

Grafito bacatada con seguidorvacío

Eléctrica

Neumática y electromecánica

8.8 cm de grafito en los éxtremosdel elemento combustible modera-dor; agua de la alberca.

41 elementos de grafito; agua conespesor variable desde 2.54 cm(núcleo en el cuarto de exposición)hasta infinito (núcleo en el centrode la alberca) i grafito (núcleo enla columna térmica).


TABLA 4.1 (continúa)

4.- Fuente de Neutrones

Materia 1

Actividad

Po-Be

10 curies

5. - Características nuclcates:

SK/K

SK/K

SK/K

SK/K

SK/K

SK/K

-.-1.26 x 10 SK/K/oC

- 0.2 x 10-. SK/K/(l % de vacíos)

temperatura:

Coefic iente de reactividad porvacío:

Valot de las barras de control:

Barra de seguridad 2.065%

Batea fina 2.010 %

Barra teguladora 2.330%

Barra transitoria 2.345 %

Valot total de las barras 8.75 %

Exceso de reactividad del núcleo: 4.676%

Coeficiente de reactividad por

Vida media de neutrones lOme-

diatos 38/-L seg.

Fracción efectiva -de neutronestetardados (j3ef) 0,0070

/

TRANSPORTE

Todos los componentes del reactor fueron transportados por ferroca-rrildesde San Diego, California, E.U.A. hasta La Cima, Edo. de México.El primer embarque consistente en el tanque de aluminio de recubrimientointerior de la alberca, tubos de aluminio de recubrimiento interior de los cu-bos de haces y otros componentes con un peso aproximado de 13 tons, llegóaLa Cima el día 21 de diciembre de 1%5 y fué transportado desde 'La Cimahasta el Centro Nuclear por camión, el día 28del mismo mes. El último em-barque consisteme en 44 cajas conteniendo componentes mecánicas9 hidráuli ..:as y electrónicas llegó a La Cima el día 21 de marZo de 1968 y fue transla-:lado al Centto Nuclear el día 25 del mismo mes. El traslado de La Cima alCentro NJ.lclear así como las maniobras de carga y descarga fueron efec.

RNcto, Triga Ma,k JlI

tuadas por personal de .Cimentaciones y Consttucciones,S.A."

5-41

26 enero - 1967

Entte los dos embarques antes mencionados hubo ottas cuatto consis.tentes en : termopares, pedacería de boro, estructuras metálicas para lostapones de la columna térmica horizontal y cuarto de exposición.

CONSTRUCCION

La CNEN contratÓ la obra civil del blindaje del reactor con G.G.A.quien a su veZ subcontrató a ABen, S.A. Esta compañía rompió el contratoal terminar la cimentación, lo que originó un retraso aproximadode 12 ~sesen el calendario de construcción. Posteriormente G.G.A. contrató a CYCSApara terminar la obra civil del blindaje. Algunas fechas importantes en laobra civil, son las siguientes:

Instalación del tanque de aluminioen la sa la de 1 reactor

Terminac ión de trabajos de soldadurainc luyendo pruebas en las mismas

Primer colado del blindaje

Terminación del blindaje y de la saladel reactor y entrega de los mismos aCNEN

1S.mayo - 1%7

31 agosto - 1967

28 agosto - 1%7

Los siguientes expertosvil del blindaje:

R. Shiveley

J. Brown

de G.G.A. supervisaron la ejecución de la obraci ..

Instalación del tanque de aluminio

SoWadura de aluminio inc luyendo ca li .•ficar soldadores y pruebas de soldadu'ra.

G. Law Colados e instalaciones empottadas enel blindaje.

Las soWaduras en aluminio incluyendo las pruebas, se hicieron deacuerdo con el Código para Calderas y Vasijas de Presión de la ASME(American Society of Mechanical Engineers). Las pruebas en las soldadu.ras incluyeron: prueba radiográfica, prueba de penetración y prueba de. fu.ga. Esta última la hizo el grupo del reactor con la colaboración de CYCSA.usando un és pectrómetro de masas, fac ilitado por e l Instituto Mexicano de IPetróle o.

'5-42

MONTAJES

A. Morales A. et a!

Bajo la supervisión de J. Humphreys de G.G.A. el grupo del reactorinició el día 12 de septiembre de 1968, el montaje de los siguientes sistemasauxiliares del reactor: sistema mecánico (puente, núcleo, columnas térmicashorizontal y vertical), sistema hidraúlico (rotámetros, filtros, desmineraliza-dor, interca'mbiador de calor), sistema neumático (sistema neumático de irra-diación de cápsulas y siste"ma transitorio para pulsar); instalación elécni-ca necesaria para los sistemas anteriores y alambrado de blindaje y puente.Estos monrajes fueron rerminados el31 de octubre de 1968. Bajo lasuper.visión de M. de Graot de' G. G. A. e 1 grupo de 1 reactor inie ió, e 1 día 1Q de oc-tubre de 1968, el montaje del sistema electrónico (consola, servomecanismosde barras de control, detector de temblores, etc., que fue ,terminado e 1 día31 del mismo mes.

PRUEBAS DE ACEPTACION

Bajo la supervisión de C. Coffer de"G.G.A. el grupo del reactor ini.ció, el4 de noviembre de 1968, las pruebas preoperacionales y de acerca-miento a la criticidad. Eldía 8del mismo mes a las 8:38 P.M. se alcanzóla criticidad por primera vez. Del8de noviembre al5 de diciembre el gru-po del reactor llevó a cabo las pruebas de calibración y de aceptación delreactor. 'Las pruebas efectuadas fueron las siguientes: 1

a.- Determinación de la masa crítica del reactor

b. - Calibración de barras de control

c.-Calibración de potencia

d. - Calibración de pulsos

e. - 'Linear idad de instrumentos

f.-Inspección del blindaje

Estas pruebas se describen a continuación:

a.- Utilizando el método del inverso de la multiplicación2 y calibrando si-multáneamente las barras de control, se-procedió a cargar el núcleodel reactor. De esta manera se determinó que el reactor estaría crí-tico con 60 elementos combustibles, 2 combustibles seguidores de ba-rra y un tercer seguidor parcialmente insertado •.. La masa crítica de-terminada fue de 2385 gr de U235, que se compara favorablemente conel valor obrenido reóricamente (Ver Fig. 4.6 Y 4.7)

Barra de seguridadBarra finaBarra reguladora

Dedal centralTerminal del ~rabbit~

Reaclor Triga Mark III

~Tubos de Haces

Cuarto de Exposición

O ElemenlO combusllble (número del eleYlnd,cado),TC:e¡emen~o eombusti ble- c/~ermoP3r @

8 BJrro d.f! control y seguidor de combustible@ij@) Elemento de grafito @@ Posición vacía (llena de agua) @@ Barra lransitorid @

F Ig. 4.6

5-4,

5-44 A. Morales A. e[ al

ll.gada Q criticidad (60 ~.c.l F"ig.4.7 nov 8 1968~iri.,..

(e/mln)'",

• .10"

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b. - Se utilizaron los métodos de período y caída de barras para determi-nar el valor de estas.2 Estas calibraciones se hicieron con el núcleoen las siguientes posiciones denao de la alberca: Cuarto de exposi .•ción, Centro y Columna Térmica. Los valores obtenidos son los que

se indican en la Tabla de la ¡:ñgina S -57 (Ver Figs. 4.8 a 4.19).

ReacIo, Triga Ma,k III S -45

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o o

5-46

4.0

•

BARRA DESEGURIDAD Frg. 4,9

A. Morales A. et aJ

Puente en cuarto d. exposic.ldn

• 3.039

30

2.0

1.0

O 100 200 300 400 500 600 700 800POSICION

900

R.aclo, T,iga ;\la,k III S -47

•40

lO

BARRA FINA Flg.4.IO Puente en cuarto de exposicIÓn

• 2.725

2.0

1.0

O 100 300 400 500 600 700 ll:XJPOSICION

900

$-48

4.0

$

3.0

BARRA REGULADORA Flg.4.11

A. Moral~s A. et al

Puente en cuarto de elposlclo'''n

5 3.255

2.0

1.0

O 100 600 700 800POSICION

900

Reacto, Triga Ma,k 111 S -49

15-~ zu oe U:2 <11~ O• ll.oo-

Oe••••..e• N, '"ll. '"Pi

•••

.~•••

<1

a:O1-IIIZ<1a:1-

<1a:a:<1CD

- oM

O

S-50

4.

3.0

BARRA DE SEGURIDAD Flg.4.13

A. Morales A. et al

Puente en p~IClon central

• 2.952

2.0

1.0

O 100 200 300 400 500 600 700 800. 900POSICION

Reacto' T,iga Ma,k 111

BARRA

4.

3.0

FINA F,g.4.14

S-51

puente en pOSlClon central

• 2.869

2.

l.

o 100 200 300 400 500 600 700 800POSICION

900

S-52

•4.

BARRA REGULAOORA F'9 4.15

A. Morales A. el a'l

Puente en po$lClon central

• 332B

3.0

2.

1.0

o eoo 900

Reactor Triga A1ark 111 S-53

auE".~ z

Oa ¡;¡e VIE O.2 Q.

8

~e•~e•~ OQ. g

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S-54 A. Morales A. et al

4.

BARRA DE SEGURIDAD FIQ.4.17 Pu,nte In columna

• 3.0011

t4'rmca

3.

2.

1.0

O 200 300 400 600 700 800POSICION

900

Reacio, T,;~ Ma,k III

BARRA FI~A

4.

3.

Flg.4.IB Pu,nt. In columna térmica

• 2.922

S-55

2.0

1.0

o 100 200 300 400 500 600 700 BOOPOSICIO~

900

S-56

4.

BARRA REGULADORA F'Q.4.19 Puente en

A. Morales A. et al

columna térmica

• 3.129

3.0

2.

1.

O 100 200 300 400 ~oo 800 700 ecoPOSlCION

900

R~actor Triga Mark III S-57

Valor de las barras en dólares

Barra Cuarto de Centro Columnaexposic ión térmica

Transitoria 3.19 3.35 3-45

Seguridad 3.04 2.95 3.01

Fina 2.73 2.B7 2.92

Reguladora 3.26 3.33 3.13

Total 12.22 12.50 12 .51

c.- Utilizando el reactor como fuente de calor constante, se midió la va-riaciónde la temperatura del agua de la alberca como función deltiempo; sabiendo que esta relación es lineal y conociendo las cons-tantes involucradas, se determinó la potencia a la que estaba operan-do el reactor. En base a este resultado se colocaron los detectores,de tal manera que los indicadores en la consola quedaron calibrados.(Ver Fig. 4.20). La potencia máxima de 1 Mw fue obtenida el día lBde noviembre de 196B, usando para ello 79 elementos combustibles.A continuación el reae.tor fue operado durante 8 horas continuas a po-tencia máxima como lo estipulaba el contrato.

d. - Se hicieron extracciones de reactividad negativa en escalón (pulso)utilizando la barra transitoria. Se midieron la temperatura del com-bustible y la potencia del reactor durante el pulso. Se enconnó quelos resultados experimentales están en excelente acuerdo con la teo-ría de Fuchs.Nordheim.3 Se midieron los anchos medios de los pul ..sos que también fueron comparados con la teoría. Con 79 elementosco~bustiblest además de los combustibles seguidores de barra de con-trol parcialmente insertados se obtuvo una potencia transitoria máxitmde 1326 Mw, con un ancho medio del pulso de 10.6 milisegundos y unatemperatura máxima del combustible de 433°C con el núcleo en el cen-tro de la alberca. (Ver. Figs. 4.21, 4.22 Y 4.23).

e.- Una de .las cámaras compensadas fue conectada a un picoamperírnetrocon el cual se comprobó la linearidad de la cámara. La linearidaddel resto de las cámaras fue establecida con relación a esta primeracámara. (Ver Fig. 4.24).

S-58

Calibración d~ potencia22 Fig. 4.20 cal.: 203KW

A. Morales A. et al

nov 18 1968

Oc 21d.1 agua

20

19

18

17O12:35

2 3 J. hora16:35

R.acIO, T,iga ;\la,k 1Il S-59

Calibración d. pulsos Fi g. 4.21PmaxMW1500

<>1400 ••1300

1200

1100

1000

900

800

700

600

500

400

300 o I'Xp9 e •c.

200 "C'Co+rT

100

0.5 1.5 2 2.5 3 3.5 4(?~_1)2

S -60 A. Morales A. et al'.

Calibración de- pulsos F ig. 4.22

6.calc.

Ooxp

°150

100

300

250

200

450

400 /o

T Oc

3 SO

50

0.5 1.5 (91._1)'f3

Rracto, T,iga Ma,k 111

Calibración d~ putsos

msog

80

70

60

50

40

F ig. 4.23

5-61

05 l5 2 2.5 3 3.5

5-62

lO'

A. Morales A. et al.

Corri~nt~ d~1 pico Qmp~rim~lro

F ig. 4.24

ReacIo, Triga JIfa,k '" S-63

Fig. 4.25

n1•• 1 d.1agua

4

•

S-64

Fig . 4.26

A. Morales A. et al

Reactor Triga l\tark UI

••••

e@

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O oo

S-65

5-66 A. Morales A. el al

o

'"N O-

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O

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~[!J-- ;;;;;;;; O

O

O

"-

Reactor Triga Ma,k 11I

F i g. 4.29

S -6'1

9

O

5-68 A. Morales A. e[ al

f. - El blindaje fue moni'o,eado po, las zonas ma,cadas en las Figs. 4.25a 4.29, que son las zooas en que las dosis pueden ser mayores; secomprobó que con el reactor trabajando a máxima potencia las dosisdeterminadas experimentalmente no exceden a las dosis de diseño, nia las dosis máximas permisibles en las diferentes zonas. Ver Tablas4.2 a 4.5 con los ,esul,ados.

TABLA 4.2 .

Ins pece ión de l blinda je

Fecha: 4 die iemb,e 1968.

Condic iones:

Posición del reactor: Centro de la alberca

Potencia del reactor: 1 Mw

Bomba de difusión: Apagada.

Datos de la inspección

FiguraNO

4.25

4.25

4.25

4.25

4.25

Posición erola figura

1

2

3

4

5

Lecturas

30 mr/hr y altura de la cintura

NI= 150N/cm2/seg, NI = 170N/cm2/seg

100 mr/hr y nivel del puen'e

.'11= 650N/cm2/seg, NI = 600N/cm2/seg

235 mr/hr y nivel del puen,e

NI = 500 N/cm2/seg, NI = 2500 N/cm2/seg

600 mr/hr Y al nivel del agua

22 mr/hr y al,ura de la cin,ura

NI= 1l0N/cm2/seg, NI = 150N/cm2/seg

NOTA: Las lecturas de neutrones están influenciadas por el campo gama enel que fueron hechas, por lo que debe aplicarse un factor de correc"

ción.

Rf!actor Triga Mark tU

TABLA 4.3.

INSPECCION DEL BLINDAJE

Fecha: 4 diciembre 1968.

Con die iones:

Posición del reactor: Centro de la alberca


Bomba de difusión: Conecrada


5-69

Figura

N°4.25

4.25

4.25

4.25

4.25

4.27

4.27

4.29

4.28

4.28

Posición en1a figura

I

2

3

4

57

8

9

10

12

Lecturas

2.3 mr¡br y alrura de la cinrura

NI = 23 N/cm2/seg, N, = 25 N/cm2/seg

20mr/hry niveldelpuenre

NI = 65 n/cm2/seg, N, = 60 N/cm2/seg

30 mr¡br Y nivel del puente

NI=350N/cm2/seg, N, = 450N/cm2/seg

60 mr ¡br y n ¡ve I de I a gua

2 mr¡br y nivel de la cintura

0.08 mr /hr y altura del pecho

0.08 mr ¡br y tubo tangenc ia 1

NI < IN/cm2 /seg, N, < IN/cm2 /seg

0.07 mr¡br y

NI < IN/cm2 /seg, N, < IN/cm2 /seg

0.07 mr¡br y

NI < IN/cm2 /seg, N, < 15 N /cm2 /seg

0.08 mr /hr y

NI <INlcm2/seg, N, = 2N/cm2 /seg

8-70

Condiciones: .

A. Morales A. et .1

TABLA 4.4.


Fecha: 5 diciembre 1968

Posición del reactor: Cuarto de exposición


Bomba de difusión: Conectada

Datos de 1a íos p eee ión

Figura Posic ión en LecturasN' la figura

4.27 7 1.2 me/hr y a Itura de l pecho

NI = 15 N/cm' /seg, NI = 15 N/cm' /seg4.27 8 1.2 me/hr y tubo tangencial

NI = 15 N/cm' /seg, NI = 15 N/cm' /seg4.29 9 1.2 me/hr y columna térmica

NI = 11 N/cm' /seg, NI = 12 N/cm' /seg4.28 10 2 me/hr y tubo rad ia I

NI = 30 N/cm' /seg, NI = 30 N/cm' /seg4.28 11 2 me/hr y altura del pecho

NI=15N/cm'/seg, NI =30N/cm'/seg4.28 12 2.5 mr/hr y puerta cuarto ex pos ición

NI = 150 N/cm' /seg, NI = 150 N/cm' /seg

NOTA: Las lecturas gama pueden estar afectadas por la presencia de gran-des concentraciones de Argón 41, en la sala del reaClor, durante1as medie iones.

ReClc'o, Triga Ma,A: 1llS -71

TABLA 4.5.


Fecha: 5 diciembre 1968Condiciones:

PosÍc ión de 1 reactor: Columna térmica


Bomba de difus ión: Conectada


Figura Posic ión en LecturasN° la figura

4.25 1 0.5 mr¡hr y altura de la cintura

NI = 12 N/cm2/seg, N, = 12 N/cm2/seg4.25 2 10 mr/hr nivel del puente

NI = 350 N/cm2 /seg, N, = 400 N/cm2/seg4.25 3 10 mr!hr y nive 1de 1 puente

NI= 450N/cm2/seg, N, = 550N/cm2/seg4.26 6 0.3 mr¡hr y

NI= 20 N/cm2/seg, N, = 20N/cm2/seg4.27 7 0.03 mr!hr y altura del pecho

NI <IN /cm2/seg, N, < IN/cm2/seg4.27 8 0.05 mr!hr y tubo tangencial

NI < IN Icm2/seg, N, < IN /cm2/seg4.29 9 0.05 mr!hr y columna térmica

NI < 1Nlcm2/seg. N, < IN /cm2/seg4.28 10 0.02 mr!hr y tubo radial

NI = 2 N /cm2 /seg, N, = 3N /cm2lseg4.28 11 0.04 mr!hr y altura del pecho

NI = 2 N/cm2 /seg, N, = 2 N/cm2/seg4.28 12 0.04 mr!hr y cuarto de exposición

NI = 2N/cm2/seg, N, = 2 N/cm2/seg

5-72

OPERACION

A. Morales A. et al

Desde e nero de 1969, e 1 reactor ha s ido operado por el grupo de 1 reac-tor, con un program fijado por la demanda establecida por grupos internos y

externos a la CNEN. Esta demanda ha sido satisfecha operando el reactora su potencia máxima de 1 Mw durante aproximadamente 10 horas a la sema-na. Si la demanda así lo exigiera, en cualquier momento, el reactor pcxlríaser operado en forma ininterrumpida; se planea hacer la promoción necesa.ria para aprovechar el reactor a su máxima capacidad. En las Tablas 4.6 1

4.7 Y 4.8 se muestran datos referentes a la operación del reactor, a la pro-ducción de radioisócopos ya la aplicación de las técnicas del análisis poractivación incluyendo usuarios, radioisótopos producidos y actividades. Enla Tabla 4-9 se muestran datos de operación de varios reactores TRIGA com-

parándolos con el del Centro Nuclear de México.

Reacto, Triga Ma,k 111s -73

TAB LA 4.6.

DIRECCION DEL REACTOR

DEPTO. DE OPERACION

1. - DATOS DE OPERACION

DATOS DEL REACTOR

A. - lloras de critic idad TOTALES

1).- Horas crítico

2). - Acercándose a critic idad

3). - Ajuste de combustible

B. - Horas totales con muestras

232: 07 hrs

30: 00 hrs

262: 07 hrs

146: 35 hrs

H. - Número de cortes

1). - PL'lneados como parte de ex perimentos

2).- No planeados

a). - Error personal

b). - Fa lla electrónica

c).- Falla de corriente eléctrica

3. - Rea les

7.80 grs

63

179.44397

23

9

32

10

180

10

2

8

2

O 202

179.44397

O

la fecha)

7.80 grs

Este períooo

Anteriores Este período

O 23

O 9

O 32

O 10

1). - < $2.00

2). - > $2.00

Número de pulsos

Número de arranques

Total de pulsos

G. - Número de ondascuadradas

E.-F.-

D.-

C. - Energía prod ue ida

Mwh al final del período

Mwh al principio del período

Gramos de U2!S consumidos (a

8-74A.. Morales A. et al

TABLA 4.6 (continúa)

2.- PROMEDIOSDIARIOS DE UTILIZACION DEL REACTOR

TOTALA). - Número de experimentos por día 47 0.184 exp/díaB). - Número de muestras por día 136 0.53 m/díaC).- Horas crítico por día 232: 07 hrs 0.91 hrs /díaD) .- Horas subcrítico por día 19:03hrs 0.074 hrs /díaE) .- Días por período 255 días 255 días

TABLA 4.7.

PRODUCCION DE RADIOISOTOPOS

1) Número de muestras irradiadas

Número de irradiaciones

2) Usuarios

5729

Reactor - CNM CNEN

U.N.A.M.

Hospital 20 de noviembre

Hospital de Nutrición

I.P.N.

Explorac iones - CNEN

Medicina Nuc Iear - CNEN

Número de muestras

19

I

4

19Il

I

2

57

Actividad(mCi)

162.58

1.00

191.26

355.70

55.0050.00

30.34

795.88

Reacto, Triga Ma,A:111 5-75

TABLA 4.7 (cootinúa)

3) Radioisótopos produc idos

Número de muestras Actividad(mCi)

1- I31 4 86.54

Br - 83 6 1.38

F - 18 2 178.00

Sr - 87 ro 2 13.26

Mo- 99 17 352.51

Na - 24 3 12.60

Co- 60 3 0.66

K - 42 13 77.60

Br - 82 1 1.00

Te -129 1 0.13

Sb - 124 3 120.00

Pt - 197 2 2.2

57 795.88

8-76

TABLA 4.8.

ANA LISIS POR ACTIVACION

A. Morales A. et al

~loneda Olímpica 7

Suero sanguíne o 3

Vitamina B -12 1

Polución atmosférica 1

Sulfato de manganeso 2

y ooobenceno 5

Agua de ptesa 379

1. - Número de muestras irradiadas

Número de irradiae iones

2. - Usuarios

Reactot - CNM CNEN

U.N.A.M.Notmas - CNEN

~ledic ina Nucleat - CNEN

3.- Muestras analizadas:

Minerales

7963

Número de muestras

72

4

2

1

79

Número de muestras

57

Elemento

buscado

Au -198

Ag -1 08

Cu-64

Na -24

U-235

Ag -108

1 -127

1 -128

Co-60

impurezas

Mn-56

1-131

1 -131

R~actor Triga ¡\lark 111 5-77

>

".,2... .

: :z:!- J"5 ~

> z

o ~o.

o~,

5-78

FINANCIAMIENTO

A. Morales A. et al'

Mediante un financiamiento del Gobierno de México a través de Nacio-nal Financiera y del Eximban~, fue comprado el reactor, con un COSto de

SI 0,000.000.00 M.N.El cos 'o de I blinda je de c oncre'o fué de $1,800,000.00 M.N. pagados

con fondos de CNEN.Los elementos combustibles para el reactor fueron obsequiados por

el Organismo Internacional de Energía Atómica.

REFERENCIAS

1. A.MoralesA.e,al.,Rev.Mex.Fís.18(J969) 111-113.2. J .R. Lamarsh, "Nuclear Reac'or Theory", Addison Wesley (1966).3. R. Scalettar, "Space ang Energy dependent corrections to che

Fuchs.Nordheim Model", General Atomic, GA -3400 (1963).4. R. Scalettar, "The Fuchs-Nordheim Model with variable heat capacity",

GA -3416 (1963).

ABSTRACT

The TRIGA MARK III reactor of ,he Nuclear Cen,er of Mexico is aswimming pool rype critical reactor, cooled, moderated and reflecred withlight water, which uses Zirconium hidride (Zr H) rnixed with 20% U235 en-riched uranium as fuel-moderaror. It is'designed to operate at a steadystate p()'I,Veroí one megawau or in pulsing at a maximum power oí 1500 mega ...watts, being the pulse wideh oí een miliseconds.

This reactor is utilized for basic and eechnologica 1research,eeaching and uaining, and isotope production. It was designed and sold byGulf General Atomic (G. G.A.) The civil work oí (he shie Wing was subeon.ttacted by CNEN wieh G.G.A. whom subcontracted with "Cimentaciones yConstrucciones, S.A.". Under the supervision oí G.G.A. the reaceor groupassembled (he rnechanieal, hidraulic, pneumatie, electrical and electroniccomponents oí the reactor, and performed the preoperational and critica lit ytest including the calibrations oí control rods and reactor p()'I,Ver.

Since January 1969, the reactor has been operated by the reactorgroup, wi,h a schedule fixed by ,he demand, and has produced during 1969.179.44 Mwll of energy.

reactor triga markiiidel centro nuclear … · operado por el grupo del reactor con un programa...

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