informe periódico del reactor jen-1 correspondiente al año

J.E.N. 248

INFORME PERIÓDICO DEL REACTOR JEN-1CORRESPONDIENTE AL AÑO 1971

por

J. MONTES

JUNTA DE ENERGÍA NUCLEAR

MADRID, 1972

Toda correspondencia en relación con este traba-jo debe dirigirse al Servicio de Documentación Bibliotecay Publicaciones, Junta de Energía Nuclear, Ciudad Uni-versitaria, Madrid-3, ESPAÑA.

Las solicitudes de ejemplares deben dirigirse aeste mismo Servicio.

Las publicaciones señaladas con la signatura /ipertenecen a la categoría a, "Memorias Científicas Or_iginales"; las señaladas con la signatura /N pertenecen ala categoría b, "Publicaciones Provisionales o Notas Iniciales"; y los señalados con las signaturas /C, /CM, /B ,/Conf pertenecen a la categoría c, "Estudios Recapitula-tivos" de acuerdo con la recomendación GC(VII)/RES/l50del OIEA, y la UNESCO/NS/l 77.

Se autoriza la reproducción de los resúmenes ana-líticos que aparecen en esta publicación.

Este trabajo se ha recibido para su impresión enJulio de 1. 972.

Deposito legal n° M-28078-1972.

-1-

i. INTRODUCCIÓN

La explotación del reactor JEN-1 estaba planificada, como en años ante-riores, en la forma siguiente: Operación a dos turnos cuatro días por semana ya un turno los lunes, ya que las mañanas de estos días se reservaban para efec-tuar extracción y movimientos de materiales radiactivos, y operaciones de man -tenimiento.

Se había previsto una parada de tres semanas en agosto para hacer el empalme del circuito secundario de refrigeración a la nueva torre y se dejo pen -diente de decisión posterior la posibilidad de otra parada en el último trimes-tre para limpiar el intercambiador de calor.

Además de estas paradas previstas, no se opero el reactor en febrero acausa de una contaminación del agua de la piscina. Tampoco se opero por ave -rías diversas un total de 80 h distribuidas a lo largo del año. Hubo además di_versas paradas de emergencia, todas ellas de corta duración, debidas a fallosaccidentales.

La principal perturbación originada por las paradas no previstas fue elcorte en la producción de isótopos durante el mes de febrero que obligo a la iraportación de cantidades considerables de estos materiales.

2. FACTOR DE UTILIZACIÓN DEL REACTOR

El reactor ha estado en operación 1831 h durante el año, distribuidasen la forma indicada en la fig. 1. En la tabla I se dan las distribuciones detiempo previsto y alcanzado así como las causas y duración de las paradas noprogramadas mas importantes. El total de horas disponibles para operación seha calculado, descontando los días festivos y las paradas previstas y suponieiido que el reactor esta en condiciones de operación 54 h/semana, lo que equi -vale a descontar el tiempo empleado en las comprobaciones diarias.

El factor de utilización, F, definido como relación del tiempo de cri-ticidad conseguido al previsto es

F = 0,78

TABLA I

concepto

Reactor crítico

Conexión torre

Limpieza intercambiador

Calibraciones

Preparación averías

Paradas de emergencia

Contaminación agua

TOTAL

tiempoprevisto (h)

2352

200

100

304

nto

cu

•H

títu4-Jm

ar

2682

t iempoutilizado (h)

1831

216 '

108

28

80

42

en

to

•ri

M> g

«3

s

192

2497

%previsto

87,5

12,5

100

%utilizado

68,5

17,6

. J

7,2

93,3

-3-

3. ENERGÍA GENERADA POR EL REACTOR

Se ha generado una energía total de 172 MW día. En la figura 2 puedeverse la distribución de esa energía por meses, así como la configuración queha correspondido a cada intervalo de energía. En las figuras 3 y 4 se detallala composición de cada una de las configuraciones que se indican en la figura2.

Como es lógico, la producción baja en los meses de jornada reducida.La producción más baja, sin embargo, corresponde al mes de mayo, lo que es de_bido al gran numero de paradas de emergencia originadas por irregularidadesen el suministro de corriente eléctrica.

4. EXPERIMENTOS EFECTUADOS

Durante el año 1971 se han irradiado 51 muestras en los tubos neumá -ticos y en los tubos verticales. La modificación efectuada en esto- tubos hahecho mas fácil su utilización. Los tipos de materiales y el nunif-i •:>& mués -tras de cada tipo se dan en la tabla II.

TABLA II

SUSTANCIAS IRRADIADAS EN LOS DISPOSITIVOS EXPERI-

MENTALES DURANTE EL AÑO 1971

Cobre electrolítico 1Filtro de papel 1Acero inoxidable 10Cemento 2Bromuro amónico 2Oxido de talio 1Muestras lunares 1Molibdeno 1Molibdato potásico o 8Para d ib r omob ene eno , , . 5Vidrio standard 1Carbón 1Bromuro potásico 6Carbonato sódico 1Torio 4Cobre 1Carbonato calcico 1Acido cítrico 1Acido salicílico 2Aceite de palma 1

TOTAL 51

-4-

En la tabla III se especifica la clase y numero de muestras irradiadasan el núcleo del reactor, en total 180 muestras. De estas, al finalizar el año,63 permanecían aún en el núcleo.

TABLA III

MUESTRAS IRRADIADAS EN EL NÚCLEO DEL JEN-1 DURANTE EL AÑO 1971

Sustancia Salieron Permanecen en núcleo

Oro en láminas 38Oro en granos 22 —Oxido de mercurio 3 4Antimonio, fuente 1 4Oxido telúrico 9Cloruro potásico 4 6Iridio 23 12Azufre 9 1Bromuro potásico 7Paladio 1Oxido de hierro — 3Cobalto — 10Teluro — 1Niquel — 2Neodimio — 1Cesio — 1Selenio — 1Cinc — 1Plata — 1Talio — 1Nitruro de aluminio — 6Acero inoxidable — 5Bario — 1Cobre — 2

Parcial 117 63

TOTAL 117 + 63 = 180

Detalles sobre clase y número de muestras, fechas de entrada y las previstas de salida del núcleo, posición en este y usuario pueden verse en la ca-bla IV.

A pesar de las gestiones realizadas, no se ha conseguido que los usua-rios se hicieran cargo de las 85 muestras irradiadas almacenadas en la piscinadel reactor. La situación, al finalizar el año, escá reflejada en la tabla V,

TABLA IV

MUESTRAS QUE PERMANECEN EN EL NÚCLEO DEL JEN-1

DURANTE EL ASO 1971

Sustancia

1 Cloruro potásico

1 Cloruro potásico

1 Cloruro potásico

1 Cloruro potásica

1 Oxido de hierro

2 Cloruro potásico

5 Cobalto

1 Oxido de cobalto

1 Hierro metal

1 Teluro metal

1 Oxido de níquel

1 Oxido de neodimio

1 Carbonato de cesio

1 Selenio

1 Cinc

1 Plata metálica

1 Oxido de talio

1 Fuente de antimonio



3 Nttruro de aluminio


5 Acero inoxidable

1 Oxido de bario

I Azufre

4 Cobalto

1 Cobre

1 Cobre

1 Iridio

1 Lridio

1 Iridio

1 Níquel

1 Oxido de mercurio

1 Oxido de mi-rcurio

1 Oxido de mercurio

1 Oxido de piercuriu

3 Nitruro de aluminio

1 Oxido de hierro

1 Iridio

1 Iridio

I Iridia

1 Iridio

1 Iridio

1 Iridio

1 Iridio

1 Iridio

1 Iridio

Entrada

13-12-71

6-12-71

2-11-71

19-10-68

5- 9-66

12- 7-61

14- 2-66

22-11-65

22-11-65

22-11-65

22-11-65

22-11-65

22-11-65

10- 1-66

10- 1-66

10- 1-66

14- 2-66-

21- 4-69

24- 3-69

8- 2-71

4- 7-66

22- 5-67

10- 3-69

6-12-71

29-11-71

9- 7-62

21- 2-66

23- 1-67

9- 1-67

9- 1-67

9- 1-67

Sal ida

DIC-72

ENE-7 3

OCT-72

OCT-69

JUL-67

MAR-65

ENE-70

NOV-66

NOV-66

NOV-66

NOV-66

NOV-66

NOV-66

ENE-67

ENE-67

ENE-67

ENE-67

DIC-69

ENE-72

DIC-71

ENE-70

FEB-69

MAR-69

FEB-69

ENE-69

F.NE-68

16- 1-67 | HAR-69

18- 1-71

5- 7-71

11- 1-71

1- 2-71

4- 7-b6

29- 5-67

5- 5-69

5- 4-71

•>- -'.-71

' ) - 5-f«9

5- 3 - ' J 9

i •> - t . 9

', •-1>9

2b- 1 -1

25 1-71

MAY-71

DIC-71

ABR-71

JUN-71

D1C-69

¡•tAY-69

OCT-69

SEP-71

SEF-71

OCT-69

OCT-69

OCT-69

OCT-69

AGO-71

AGO-71

Lugar

1-2

1-2

1-2

1-2

1-3

1-3

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-4

1-5

1-5

1-5

1-5

1-5

1-6

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-4

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

A-5

Usuario

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

Espect. Agullo

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

GOR

RQ

RQ

RQ

RQ

FC

RQ

RQ

Espect. Aguílo

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RQ

RO

-6-

TABLA V

MUESTRAS IRRADIADAS QUE AL FINALIZAR 1971 SE ENCUENTRAN

EN ALMACENAMIENTO

Deposito

L-l

L-2

L-3

L-4

L-5

L-6

Cantidad

6

2

4

4

3

L-7 3

L-8

L-9

L-10

¡ L-l 2

L-13

L-15

L-16

L-17

5

5

4

5

Muestra

Acero al Carbono!

Cobalto

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

4 ¡ Uranio (l,-0Q)-> o

4

3

1

2

L-20

L-22

L-2 3

1

L-24

L-26

L-30

2

3

5

1

2

1

1

1

2

6

5

Recipiente plástico (zona aco-

| tada)

Uranio

Uranio

Oro

Cobre

Antimonio

Antimonio

Uranio

Antimonio

Cobre

Aluminio

Cobre

Niquel

Uranio

Uranio

Uranio

Uranio

Enfriando

1959

1959

OCT-62

OCT-62

NOV-63

JUL-63

NOV-63/JUL-64

OCT-64

JUL-63

JUN-63

1966

JUN-63

FEB-68

ENE-68

MAY-67

MAY-67

DIC-67

JUL-68

JUL-67

OCT-68

ENE-66

OCT-68

JUN-63OCT-68*

Usuario

Div. Metalurgia

Radioquímica

Nogueira. Pl. Metal.








Uriarte. Pl. Piloto


Piqueras. F. Ciencias

Rojo. F. Ciencias

Vigón. Física

Vigón. Física

Vigón. Física ¡

Olarte.

Rojo. F. Ciencias

Facultad Ciencias



López. Materiales

Nogueira. Pl. Metal

Pecha de colocación en el depósito actual.

-7-

5. QUEMADO DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES

Se ha calculado el grado de quemado de los elementos usados utilizando el programa QUERC-1 (OUR/40). En la tabla VI se dan los datos del estadodel núcleo del principio al final de año. Dentro de los errores del método,la concordancia del valor de energía total producida con el dado por la can-tidad de uranio consumido es aceptable.

En la tabla VII se da el grado de quemado de los elementos que a finde ano estaban enfriándose en los lugares de almacenamiento existentes en elreactor así como da la fecha de salida del núcleo.

En la figura 5 figura el movimiento de elementos combustibles en elnúcleo.

6. OPERACIONES DE MANTENIMIENTO

Dentro de este apartado se consideran las comprobaciones periódicas,las operaciones de conservación y mejora de instrumentos y. equipos y la re -paracion de averías.

6.1 Comprobaciones periódicas

a) Diarias

Antes de comenzar la operación del reactor, se ha efectuado cada díala comprobación de los elementos siguientes:

i) canal logarítmicoii) sistema de alarma

iii) sistema de parada.

b) Semanales

Un día a la semana, generalmente las mañanas de los lunes antes deefectuar las comprobaciones diarias, se han realizado las operaciones si -guientes:

i) Comprobación del sistema de aislamiento del edificio.ii) Medida de la velocidad de extracción de los elementos de con -

trol.

Ademas cada vez que un aparato se somete a revisión o reparación, se ha calibrado a continuación.

c) Mensuales

Como mínimo una vez al mes, y aprovechando los días de mayor estabi -lidad en las condiciones de operación, se ha hecho una calibración térmica de

la potencia del reactor y ajustado los canales neutronicos.

TABLA VI

QUFMADO DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES

N° de elemento

42

43

47

48

50

51

53

55

56

57

59

60

62

63

Grado de quemado

1-1-1971

14.8

19.5

8.5

12.1

20.1

4 . 1

19.2

12.7

19.7

23.7

21.0

5.4

18.4

4 .4

1-1-1972

24.2

21.7

18.8

22.0

22.2

12.7

24.5

21.2

23.7

23.9

21.3

13.3

>

24.3 1

14.3 1

68 7.2 13.4

69 10.7 16.6

72 4.2

73 8.0

74 7.2

75 9.2 15.3

76

77

4.8

3.7

78 3.1 10.2

79 1.5

80

81

82

83

84

85

86

87

88

92

93

95

96

97

02

03

TOTAL

16.4

11.0

3.6

19.6

18.7

_

11.5

16.1

19.4

9.2

13.3

10.0

0 . 9

383.5

23.8

16.8

7.6

24.6

23.5

1.5

17.0

22.9

2 . 0

21.9

15.3

20.4

16.5

6.7

2 . 0

0 -3

595.8

•

» 212-3

-9-

TABLA VII

ELEMENTOS COMBUSTIBLES EN ALMACENAMIENTO

li° el? elemento

ECER

40

41

42

43

44

45

46

49

50

52

53

54

56

57

58

59

61

64

65

66

67

83

84

92

g de U-235 quemado

1 5 ' 3 g

22 '9 g

2 1 ' 1 g

2 4 ' 2 g

2 1 ' 7 g

2 2 ' 1 g

22 ; 0 g

2 0 ' 2 g

20 '7 g

2 2 ' 2 g

2 0 ' 9 g

2 4 ' 5 g

22 '0 g

2 3 ' 7 g

2 3 ' 9 g

2 0 ' 5 g

2 1 ' 3 g •

20'9 g

20'5 g

20!9 g

20!9 g

20!5 g

24!6 g

23'5 g

2.1'4 g

Fecha sal ida del núcleo

30- 6-69

30- 6-68

22- 1-68

3-12-71

1- 4-71

30- 5-68

31- 7-68

12- 2-68

31- 7-68

18- 3-71

30-11-68

28- 7-71

8- 2-69

28- 5-71

9- 1-71

17- 3-69

14- 1-71

21- 4-69

19- 5-63

4~ 1-59

30- 4-68

8- 2-69

28- 7-71

23- 8-71

24- 8-71

-10-

d) Anuales

Los métodos empleados para las distintas calibraciones efectuadas estan descritos en informes internos de los cuales se han enviado ejemplares a laCASN. Por esta razón aquí se dan únicamente los resultados. Las medidas reali -zadas han sido:

i) Tiempo de desprendimiento de las placas de control (OUR/30).

Se han hecho medidas con platillos cónicos y de escalón de 0,15 mmde altura. Estos últimos son los normalmente usados en el reactor, sal-vo durante operaciones de ajuste. En la tabla VIII se dan los resulta -dos correspondientes a tres series de medidas para cada tipo de plati -lio, a distintas corrientes en los electroimanes. La corriente normal e<=55-60 mA.

ii) Tiempo de caida de las placas de control (OUR/25).

Los resultados obtenidos concuerdan, dentro de los errores experimentales, con los de medidas anteriores. Son los siguientes:

Placa 1: 450 msPlaca 2: 500 msPlaca 3: 470 msPlaca 4: 556 ms

íii) Caudal y temperatura de los circuitos de refrigeración (OUR/26,1 -

Dentro de los errores de medida, las curvas de calibración deinstrumentos concuerda" con las anteriores.

fugas en la nave del reactor (OUR/42).

Se hicieron dos medidas: una después de limpiar cuidadosamente losasientos de todas las válvulas y de ajustar todos los elementos del sis-tema de aislamiento de la nave y otra dos semanas después. Los resulta -dos obtenidos son los siguientes:

Depresión de referencia

6,35 mm c.a.4 cm c.a.

1- medida

12%116%

2- medida

16%160%

Dado el carácter de la medida, estos valores solo pueden tomarse como lndicativos. Los valores a la depresión de referencia 6,35 mm c.a. se darpara poder comparar con la situación inicial del reactor.

TABLA VIII

MEDIDAS DEL TIEMPO DE DESPRENDIMIENTO DE LAS PLACAS DE CONTROL

PLATILLO CÓNICO

Corriente (mA).

Tl

T2

T3

PLATILLO ESCALÓN(0,15 mm)

Tl

T2

T3

Placa 1

55

20

20

25

60

25

25

25

65

40

40

45

70

70

70

75

15

10

10

40

40

35

55

70

60

80

80

90

Placa 2

55

20

17

15

60

22

20

20

65

40

40

40

70

70

70

72

20

20

23

25

25

30

50

55

55

80

80

85

Placa 3

55

22

20

19

60

38

25

23

65

55

54

55

70

70

70

68

15

10

10

20

20

30

50

50

55

80

80

85

Placa 4

55

15

15

16

60

40

50

50

65

70

75

80

70

80

80

80

75

8

10

5

10

10

10

15

15

15

40

40

40

80

80

80

-12-

6-2 Mejora y conservación de equipos

Para evitar repeticiones, no se citan aquí las reparaciones de averías,sino solamente las que se han llevado a cabo para corregir deficiencias de fun-cionamiento observadas.

Las operaciones realizadas se han agrupado en la forma siguiente:

Mantenimiento mecánicoMantenimiento eléctrico y electrónico

- Mantenimiento químico

6.2.1 Mantenimiento mecánico

a) Núcleo y sistema de control

Las principales operaciones realizadas han sido:

Ajuste de los electroimanes para que se adapten perfectamente sobreel platillo final del vastago de las placas de control.

Pulido de estos platillos. Pequeñas oxidaciones disminuían la fuer-za de atracción del campo magnético.

Ajuste de los numeradores mecánicos de las placas de control.

Limpieza y cambio de rodamientos a los mecanismos del servocontroly de las placas de control.

Sustitución del acoplamiento de salida del motor del servocontrol.

Alineación de los vastagos de las placas de control entre el amor -tiguador y el platillo correspondiente.

Sustitución de varias cámaras de ionización que se encontraban ba -jas de aislamiento.

b) Circuitos de refrigeración primario y secundario

La falta progresiva de eficiencia del sistema de refrigeración, acon_sejó desmontar el cambiador de calor y limpiar interior y exterior -mente el haz de tubos. Esta operación no se había efectuado desde elaño 1964 en que este haz de tubos de acero inoxidable sustituyó sique existía de aluminio que presentaba abundantes zonas de corrosión -En el haz de tubos había una considerable acumulación de residuos coi;puestos principalmente de materia orgánica, así como arena y cementoprocedentes de las obras realizadas en zonas próximas a la torre derefrigeración, etc.

-13-

Otras operaciones de menor complejidad han sido:

Acopiado de las conducciones de la nueva torre de refrigeración.

- Limpieza cada quince días de la torre de refrigeración.

Purga de la toma de agua que recoge las filtraciones a travésdel revestimiento de acero inoxidable de la piscina- El volu-men de agua recogido no ha aumentado desde el año anterior.

b) Sistema d_e_j ejijuü aj£_i;ón_jv ca le facción

Se pueden citar aquí:

Reparación de la válvula H-l de entrada a la nave del reactor.

Reparación de la válvula H-3 de salida de aire de la nave delreactor.

- Reparación de la válvula H-2 de la ventilación de canales de iicadiación y columna térmica.

Reparación de la válvula A-2 de entrada de aire a la sala de *v -quinas. ;

Reparación de Los motores de extracción y de impulsión.

Instalación de una toma para medir ia depresión en la nave.

Limpieza de los filtros de entrada y salida de aire de la nave-

Limpieza de los filtros de salida de aire de la ventilación de la

columna térmica y canales de irradiación.

Sellado de la escotilla que da a la sala de máquinas.

Ajuste de las puertas de acceso a la nave del reactor.

Arreglo provisional de los quemadores de gas-oil de la calefacción•Este arreglo ¡>a permitido usar la calefacción aunque en forag de -1 iciente y no exenta de peligro.

d) Dispositivos experimentales

¡.a tarea re-ai izavi.i tjn este aspecto se ha limitado a lo que sigue:

Montaje de otro LUDO vertical para irradiaciones, de caract-;rís -ticas análogas al existente.

Montaje de una válvula solenoide en el circuito de los Cubes Pso-máticos para mejorar la estanqueidad de la nave.

Repar-j(-ión de i a.c ni.s talac iontis de los tubos neumáticos-

-14-

6.2.2 Mantenimiento eléctrico y electrónico

a) Mantenimiento eléctrico

Las operaciones mas importantes han sido:

Redistribución de los cuadros de baja tensión de acuerdo con las *>e_cesidades actuales.

Modificación parcial del cuadro de mandos de la instalación de ven-tilación del reactor para que se pueda actuar desde la sala de con-trol, de acuerdo con las necesidades del momento. En esta primerafase, se pueden accionar desde ella los elementos siguientes:

i) ventilador de extracciónii) ventiladores de impulsióniii) válvula H-3

- Modificación del cuadro de distribución de tensión a los serviciosesenciales. Esta operación se consideró necesaria a causa de lasfrecuentes averías que se producían.

Acometida de tensión de la nueva torre de refrigeración -

- Modificación de la instalación eléctrica de los tubos neuu.ítico?.

Renovación de la iluminación de la nave del reactor.

b) Mantenimiento electrónico

Se ha procedido a revisar la instrumentación del reactor:

i) amplificadores de seguridadii) canal de arranque

iii) amplificador logarítmicoiv) picoamperímetrov) equipos de actividad ambientalvi) monitor de chimenea.

Instalación de un equipo de medida de radiactividad ambiental.

Revisión de los siguientes equipos de control:

i) registradores de caudal de primarioii) registradores de caudal de secundarioiii) medidores de presión de primarioiv) medidores de presión de secundariov) registradores de temperatura

vi) registradores de los canales lineal, loga-rítmico de período y de arranque.

-15-

6.2.3 Mantenimiento químico

La decisión de no continuar las operaciones de regeneración de resinasactivas ha reducido mucho el trabajo a realizar en este aspecto que ha consis-tido en:

- Rellenar de agua la piscina, aproximadamente cada quince días.

- Regenerar las columnas de resinas nuevas.

- Sustituir las resinas del lecho mixto del circuito de purificación-

6.3 Averías

Ninguna de las averías ocurridas en el reactor JEN-1 ha dado ocasión asituación crítica, aunque algunas de ellas si han producido paradas de emergencia. Se han sonsiderado separadamente

- Averías mecánicas

- Averías eléctricas y electrónicas.

6.3.1 Averías mecánicas

Las averías mecánicas destacables son las siguientes:

a) Derrumbe parcial del relleno de la torre de ventilación Harley-Los separadores originales de tablex, habían perdido cctis5.st°*>-cia por la humedad.

b) Fallo de un cojinete del motor de la bomba del secundario. C" -teriorado por engrase deficiente.

c) Agarrotamiento de una bomba del circuito de purificación por de_£gaste mecánico de sus componentes.

d) Rotura de la membrana de la válvula automática del secundario porenve j eciíaiento.

e) Cortocircuito en el electroimán de la válvula A-3 del sistema deventilación.

6.3.2 Averías eléctricas y electrónicas

Los princi ales fallos de este tipo han correspondido a los elementosy equipos siguientes:

a) Interruptor de la compuerta del colector. Fue necesario sustituir_lo.

-161-

b) Amplificador de seguridad. Averías en estos equipos han dado lugara caidas de placas de control. La sustitución por otros de repues-to ha permitido continuar la operación normal.

c) Amplificador logarítmico. El fallo del diodo logarítmico originouna señal de potencia superior a la que realmente se encontraba elreactor y se produjo la parada del mismo.

d) Monitor de chimenea. Este aparato ha de ser sustituido en cuantosea posible pues son bastante frecuentes las averías en una u otrade las unidades que componen el equipo.

e) Indicador de presión en el primario. Fue necesario un ajuste delmismo.

f) Estabilizador de tensión del panel de control. Por fallos del mis-mo se produjeron dos paradas de emergencia.

7, PARADAS DE EMERGENCIA

En la tabla IX se da una lista completa de las paradas de emergencia sxifridas. En total ha habido 50 paradas de las cuales 24 han sido debidas a fluc-tuaciones de tensión no compensadas por los estabilizadores. Estas fluctuado -nes han sido más acusadas en épocas de inestabilidad atmosférica, especialmentedurante el mes de mayo.

Se han conceptuado como error de maniobra las paradas debidas a cambiosde escala inadecuados en los picoamperimetros y las producidas al desplazar lascámaras de ionización para ajustar las indicaciones de potencia al valor obteni^do por calibración térmica. Por avería de instrumentos ha habido 3 paradas co -rrespondientes a fallos de la instrumentación nuclear y 3 a defectos de funcio-namiento de equipos auxiliares, estabilizador de tensión y refrigeración de lainstrumentación de control. Las condiciones de trabajo durante el mes de juliohan sido muy precarias a causa de la imposibilidad de poner en marcha el citadosistema de refrigeración.

Ha habido una parada producida por- actividad excesiva detectada en la ca.mará situada en el panel de control. Dicha actividad se produjo después de irra-diar en los tubos neumáticos una muestra, al enviarla a la estación de Radioquí-mica. Inmediatamente después del paso de la muestra, se restableció el nivel derc-3-iacion normal. También por una señal anómala, esta vez en una de las cámaras•ie neutrones, se produjo una parada al trasladar la fuente de neutrones del reajccor JEN-1 al JEN-2.

Se produjo una parada por temperatura debida al deficiente funcionamien-to de la torre de refrigeración.

De las restantes paradas, una se produjo por una vibración mecánica alefectuar trabajos en el puente y 3 por caida de uan barra sin causa aparente, pjudiéndose volver inmediatamente a condiciones de criticidad. Quedan sin explicar5 paradas en las que no se produjo señal de mal funcionamiento ni anormalidad deotro tipo en ningún instrumento y tampoco se observo fluctuación de tensión. Nose puede sin embargo descartar esta ultima posibilidad ya que no hay registro con_tinuo de la tensión de alimentación.

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-18-

Hay que hacer notar que de las paradas discutidas solo las correspon -dientes a averías de instrumentación y de la torre de refrigeración del reac -tor han impedido volver a arrancar inmediatamente el reactor.

8. ROTURA DE CARTUCHOS DE URANIO

Se detecto la existencia de un escape de productos radiactivos al aguapor un aumento pequeño pero significativo de actividad de la misma después dela parada del reactor. Investigada la causa de esta anomalía, se comprobó' queera debida a la rotura de 5 cartuchos de uranio natural que habían sido irra -diados en el reactor y llevaban largo tiempo en almacenamiento en la piscina.Retirados los cartuchos, se restablecieron las condiciones de operación.

9. CONTAMINACIONES DE MATERIALES Y EQUIPOS

No se ha producido ninguna contaminación que haya conducido a situacio_Tses de peligro de irradiación del personal. Las más importantes han sido prod_ucidas por las causas siguientes:

i) Rotura de una muestra por dilatación én un tubo vertical.

ii) Obstrucción del tubo neumático de la cara E.

10. ELIMINACIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS

10-1 Se han eliminado los siguientes residuos radiactivos solidos:

i) Resinas cambiadoras de ion del circuito de purificación.

ii) Elementos de desechos de la antigua estructura del reactor JEN-1,

iii) Sustancias irradiadas que habían dejado de interesar a los expe -rimentadores.

iv) Componentes del interruptor de la compuerta del colector.

Los residuos líquidos corresponden a las siguientes partidas:

i) Vaciado de los depósitos enterrados, inerte radiactivo y de pisciña.

ii) Limpieza del cambiador de calor.

No se ha producido ningún escape incontrolado de materiales radiactivos fuera de la instalación.

-19-

11. ACTIVIDAD DEL AGUA DE LA PISCINA

La actividad específica del agua de la piscina se ha determinado dia -riamente con el reactor en funcionamiento. La toma de agua se hace por debajudel difusor y el tiempo transcurrido entre la toma de muestras y la medirla hasido normalizado para poder comparar los diterentes resultados.

Los valores obtenidos están reflejados en el gráfico de la fie. 6 y estan usualmente comprendidos entre 10 ¡ Ci/cm y 10 .Cx/cm . Los contaminin-tes principales del agua son Na, Al y Mg, productos de corrosión del nluminio, y las cantidades en que se encuentran son del mismo orden que los que había antes de efectuar la modificación del reactor. Los productos de corrosióndel acero y radioisótopos procedentes de la fisión solo se pueden detectar cuando la actividad del ^Na ha sido eliminada.

12. ACTIVIDAD DEL AIRE DE LA NAVE

Dos veces al día se han hecho medidas de la actividad en el aire £<_ .•nave del reactor. En el gráfico de la fig. 7 están dados los valores máxir'.i.scorrespondientes a cada día. Como puede verse, están comprendidos entre 10~-^Ci/cm-^ y 10 • Ci/cm^, y son del mismo orden que los registrados en épocas anteriores.

Se ha comprobado que estas actividades proceden principalmente de losisótopos siguientes: A originado por activación del aire disuelto en el aguaque circula por el reactor y °R1 y ^ Cs producidos por desintegración de°°Kr y -^"Xe respectivamente. Análogos resultados se han encontrado en otrosreactores de este tiro.

13. NIVEL DE RADIACIÓN EN SUPERFICIE DE PISCINA

De los monitores de radiación distribuidos en la nave, el que más rá-pidamente acusa la existencia de alguna anomalía es el situado sobre la supejrficie de la piscina. En el gráfico de la fig. 8 se han representado los valo-res máximos obtenidos durante el año, que concuerdan con los de épocas ante -riores correspondientes a análogas condiciones de operación.

Conviene observar que la media sistemáticamente más alta observada definales de mayo a finales de junio, se debe a haber operado con la compuertaentre ambas partes de la piscina cerrada, condición en la que hay siempre unnivel de radiación superior.

-20-

14. DOSIS DE RADIACIÓN DEL PERSONAL

En la tabla X se dan las dosis recibidas por el personal del reactor. Seha investigado la causa de las recibidas por los Sres. J. Guerrero y R. Patino yse ha comprobado que erar, debidas a que ambos guardaban sus batas en armarios enlos que se habían almacenado sondas irradiadas. Se han retirado estos materialesy se ha comprobado que no había otros en condiciones análogas.

Se han producido ligeras contaminaciones del personal al manipular mate -riales que han estado dentro del agua de la piscina. Estas contaminaciones se haneliminado fácilmente por lavado.

N O T A

Se agradece al personal de la Sección de Protección destacado en el Reac-tor, los datos sobre actividades en el agua de la piscina, actividades en el airede la nave del reactor, así como su ce"! í.boración en la identificación de radioele_mentós en el agua y en el aire.

Conviene destacar su dedicación en la supervisión de las operaciones conmaterial radiactivo y en todas aquellas en que pueden originarse riesgos de expo_sicion personal.

Todas las operaciones de eliminación de desechos radiactivos han sido efe_£tuadas bajo el control de dicho personal.

TABL\ X

DOSIS DE RADIACIÓN EXTERNA iJil PERSONAL DE LA SECCIÓN

DE REACCORES DE PISCINA DURANTE EL AÑO 1971

NOMBRES

Alcalá Ruiz, FranciscoAlcober Bosch, VicenteAlepuz Sánchez, M- TeresaBallesteros ürtiz, EloyCarrasco Meseguer, AntonioDiez Moreno, José LnriqueDuarte Ángulo, AdoLL'oFajardo Cantillo, ManuelFernandez Herrero, VicenteFernández Pozas, EstebanGarcía Herranz, LorenzoGarcía Hidalgo, JoséGarcía Martín, PeuroGonzález Castro, José

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HORAS DE FUNCIONAMIENTO DEL REACTOR JEN-1 EN EL ANO 1971 Fig. 1

Horas totales mes 198h 07mml 24h10mml 2 2 6 h O / , m i n l 169 h 03min l 156h 46min I 2 1 1 h 1 5 m i n I 162 h 31min 169h 175 h CKrnin 1 197h Urn in I 116_h_42minHoras t o t a l es año = 1831 h

CONFIGURACIONES DEL NÚCLEO DURANTE EL ANO 1971

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Fig, 4

MOVIMIENTO DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES EN EL NÚCLEO

JEN-1 Fie. 5 ANO 1971

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ACTIVIDAD DE AGUA EN EL ANO 1971

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MAYO

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JULIO

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Junta de Energía Nuclear, üivisio'n de Física Experimental, Madrid.

"Informe periódico del reactor JEN-1 correspon-

diente al año 1971."

MONTES, J . (1972) 21 pp. 8 f i g s .Cn el informe periódico del reactor JCN-1 se describen los principales aspec-

tos de la operación durante el ailo-1971, incluyendo el análisis de las diferen-

tes causas que produjeron la parada del reactor.

Se detallan las diversas facetas que cubre el mantenimiento de la instalación

así como las reparaciones que ha sido preciso realizar.

El reactor ha sido cr í t ico el 55,8% del tiempo de trabajo.

Junta de Energía Nuclear, División de Física Experimental,Madrid."Informe periódico del reactor JEN-1 correspon-

diente al año 1971."

HONTLS, J . (1972) 21 pp. 8 f igs.

En el informe periódico del reactor JEN-1 se describen los principales aspec-

tos de la operación durante el año 1971, incluyendo el análisis de las diferen-





J.E.N. 248

Junta do Energía Nuclear, División do Física Experimental, Madrid.

"Informe periódico del reactor JEN-1 correspon-diente al año 1971."MONTES, J . (1972) 21 pp. 8 f i g s .

En el informe periódico dal reactor JEN-1 se describen los principales aspee






J.E.N. 248

Junta de Energía Nuclear, División de Física Experimental, Madrid.

"Informe periódico del reactor JEN-1 correspon-diente al año 1971. "

MONTES, J . (1972) 21 pp. 8 f igs .

En el informe periódico del reactor JEN-1 se describen los principales aspee




así como las reparaciones que ha sido preciso real izar.

El reactor ha sida cr í t ico el 65,8% del tiempo de trabajo.

J.E.N. 248


"Animal report on JEN-1 reactor"

MONTES, J . (197?) 21 pp. 8 figs.

In tho annual report on fchc JFN-1 rcaclor the main features of the reactor

operations and maintcnance are described.

The reactor has been c r i t i ca l for 1831 hours, whai means 65,8% of the total

working lime. Haintenance and pool water contamination have occupied the rest of

ihe time.

Tho maintenance schedule is shown in detail according io three subjets. The

main failures and reactor scrams aro also described.

The daily máximum valúes of ihe water act iv i ty are given so as the act iv i ty of

the air in the reactor ha l l .

J.E.N. 248


"Annual report on JEN-1 reactor"

MONTES, J . (1972) 21 pp. 8 f igs .

In ihe annual report on the JEN-1 reactor the main feaiures of the reactor

operations and nainlenance are dascribed.

Ihe reactor has been c r i i i ea l for 1831 hours, what means 65,8% of the total

working time. Haintenance and pool water contaminaiion have occupied ihe rest of

the time.

fhe maintenance schedule is shown in detail according to three subjets. íhe

main failurcs and reactor scrams are also described.

The daily máximum valúes of the water ac i iv i ty are given so as ihe act iv i i y of

the a i r in ihp reactor ha l l .

J.E.N. 248 J.E.N. 248

Junta de Energía Nuclear, División de Física Experimental, Madrid."Annual report on JEN-1 reactor"

MONTES, J . (1972) 21 pp. 8 f i gs .

In the annual report on the JEN-1 reactor Ihe main features of the reactor

operations and maintcnance are described.

The reactor has been c r i t i ca l for 1831 hours, whai means 65,8% of the total

working timo. Maintenance and pool water contamination have oceupiod the resl of

tho time.

1 he maintenance schedule is shown in dclai l according to throe subjels. fhe

main failures and reactor scrams are also doscribed.

The daily máximum valúes of the water ac t iv i ty are given so as the ac t iv i ty of

Ihe a i r in the reactor hall»

Junta de Fnergía Nuclear, División de Física Experimental, Madrid."Annua l r e p o r t on J E N - 1 r e a c t o r "

MONTES, J . (1972) 21 pp. 8 f igs .

In the annual report on Ihp JFN-1 reactor Ihp main feaiures of Ihe reactoroperalions and mainlenance aro doscribed.

The reactor has boen c r i t i ca l for 1831 hours, whai rncans bb,8% of tho totalworking lime. Mainlenance and pool water contamina I ion have occupied the rest ofIhe IÍIIIP,

Ihe mainlenance schodule is shown in detail according lo Ihrec subjets. Themain failures and roaclor scrams aro also described.

Ihe daily máximum valúes of the waler ac t i v i i y are given so as Ihe ac i i v i t y of

the a i r in the reactor ha l l .

informe periódico del reactor jen-1 correspondiente al año

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