Una barra de combustible nuclear (16), que comprende: un tubo de revestimiento (22);

y un material metálico duro (28) unido a una superficie externa del tubo de revestimiento (22), en el que el material metálico duro (28) se selecciona entre el grupo que consiste en NiCrAlY, NiCr, FeCrAlY, FeCr o combinaciones de los mismos.

Antecedentes

La invención se refiere, en general, a elementos combustibles para reactores nucleares y, más particularmente, a abrazaderas, espaciadores o retículos de soporte que normalmente se colocan a una distancia predeterminada a lo largo de la longitud de los elementos combustibles, para proporcionar el soporte lateral y espaciado, y mantener los elementos combustibles en posiciones fijas.

Los reactores nucleares de agua en ebullición funcionan durante muchos años. Comenzando con su construcción inicial, y a lo largo de su vida útil, estos reactores pueden acumular residuos en sus sistemas moderadores de circulación cerrada. Estos residuos pueden convertirse en un peligro operativo si se permite que los residuos entren en la región del núcleo que contiene el haz de combustible, que tiene barras de combustible generadoras de calor. Para entender este problema, es necesario dar en primer lugar un resumen de la construcción del reactor en lo que respecta a la acumulación de residuos en el núcleo. Posteriormente, se expondrá la construcción del haz de combustible. Se dará énfasis a la necesidad de preservar sustancialmente sin cambios las regiones de pérdida de presión dentro de los haces de combustible. Posteriormente, se resumirán los efectos provocados por los residuos que entran en la región de la barra de combustible de los haces de combustible.

La construcción de un reactor nuclear de agua en ebullición puede resumirse simplemente con el fin de entender el problema de atropamiento de residuos. Dichos reactores nucleares están provistos de un gran núcleo central. El flujo de refrigerante/moderador de agua líquida entra en el núcleo desde la parte inferior y sale del núcleo como una mezcla de vapor de agua desde la parte superior.

El núcleo incluye muchos haces de combustible lado a lado. El agua se introduce en cada haz de combustible a través de una pieza colada de soporte de haz de combustible desde un plenum impelente de alta presión, que está situado por debajo del núcleo. El agua pasa en un flujo distribuido a través de los haces de combustible individuales, se calienta para generar vapor y sale por la parte superior del núcleo como una mezcla bifásica de vapor de agua desde la que el vapor se extrae para la generación de energía.

Las piezas coladas de soporte del núcleo y haces de combustible son una fuente de pérdida de presión en la circulación del agua a través del núcleo. Esta pérdida de presión asegura la distribución sustancialmente uniforme del flujo a través de los haces de combustible individuales del núcleo del reactor. Cuando se recuerda que hay hasta 750 haces de combustible individuales en un núcleo de reactor, puede apreciarse que el aseguramiento de la uniformidad de la distribución de flujo es importante. Interferir en la caída de presión dentro de los haces de combustible podría afectar a la distribución global de refrigerante/moderador dentro de los haces de combustible del núcleo del reactor.

Habiendo expuesto la construcción del reactor nuclear de agua en ebullición en la medida en que es apropiado, la atención puede dirigirse ahora a la construcción de los propios haces de combustible.

Los haces de combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición incluyen un conjunto de placa de sujeción inferior que soporta una barra de combustible, en el que la placa de sujeción inferior es una estructura colada. El conjunto de placa de sujeción inferior incluye, en su punto más bajo, un estribo que sobresale hacia abajo, que cubre una tobera de entrada. Esta tobera de entrada permite la entrada a un volumen de flujo ampliado dentro de la placa de sujeción inferior. En el extremo superior del volumen de flujo, está localizada una rejilla de soporte de las barras. Entre la rejilla de soporte y la tobera está definido un volumen de flujo.

La rejilla de soporte de las barras tiene dos fines. En primer lugar, la rejilla de soporte de las barras proporciona la conexión de soporte mecánico para el peso de las barras de combustible individuales a transmitir por toda la placa de sujeción inferior a la pieza colada de soporte de combustible. En segundo lugar, la rejilla de soporte de las barras proporciona una trayectoria de flujo para el moderador de agua líquida hacia el haz de combustible, para el paso entre las barras de combustible soportadas lado a lado.

Por encima de la placa de sujeción inferior, cada haz de combustible incluye una matriz de barras de combustible verticales, que son tubos sellados, cada uno de los cuales contiene material fisionable que, cuando experimenta la reacción nuclear, produce el vapor que genera energía. En el extremo superior de la matriz de barras de combustible verticales está localizada la denominada placa de sujeción superior. Esta placa de sujeción superior mantiene al menos algunas de las barras de combustible en una alineación vertical lado a lado. Algunas de las barras de combustible están fijadas a ambas placas de sujeción superior e inferior. Entre las placas de sujeción superior e inferior, normalmente se incluyen barras de agua o dispositivos equivalentes para mejorar la proporción de moderador de agua a combustible, particularmente en la región superior de mayor fracción de huecos del haz de combustible.

Los haces de combustible incluyen también aproximadamente siete espaciadores de barra de combustible, a diversas elevaciones, a lo largo de la longitud del haz de combustible. Estos espaciadores se requieren porque las barras de combustible son largas (aproximadamente 4,06 m (160 pulgadas)) y finas (aproximadamente de 10,16 a 12,7 mm (de 0,4 a 0,5 pulgadas) de diámetro), y entran en contacto bajo la dinámica del flujo de fluidos y generación de energía nuclear dentro de los haces de combustible. Los espaciadores proporcionan restricciones apropiadas para cada barra de combustible en sus elevaciones respetivas y, de esta manera, evitan el contacto abrasivo entre las barras de combustible, y mantienen las barras de combustible a un espaciado uniforme relativo entre sí a lo largo de la longitud del haz de combustible para un rendimiento óptimo. Como se revelerá posteriormente en el presente documento, estos espaciadores son sitios donde los residuos pueden quedar atrapados y dañar las barras de combustible.

**(Ver fórmula)**

Cada haz de combustible está rodeado por un canal. Este canal provoca que el agua que fluye entre las placas de sujeción se restrinja a solo un haz en una trayectoria de flujo aislada entre las placas de sujeción. El canal sirve también para separar la trayectoria de flujo generadora de vapor a través de los haces de combustible, desde la región de circunvalación de núcleo que lo rodea, usándose esta región para la penetración de las barras de control. El agua en la región de circunvalación proporciona también una moderación de neutrones.

Durante el funcionamiento de un reactor nuclear de agua en ebullición, es importante entender que el mantenimiento de la distribución de flujo diseñada originalmente es importante. Específicamente, desde la entrada inferior del plenum impelente (alta presión) al núcleo, hasta la salida del núcleo de la mezcla de vapor y agua a través de las placas de sujeción superiores de los haces de combustible, se encuentra una caída de presión de aproximadamente 138 kPa (20 libras por pulgada cuadrada (psi)) en las condiciones de operación típicas de potencia 100%/flujo 100%. Aproximadamente, de 48 a 55 kPa (de 7 a 8 psi) de esta caída de presión ocurren a través de la pieza moldeada de soporte de combustible. Esta caída de presión sirve para asegurar, principalmente, la distribución uniforme de flujo de refrigerante/moderador a través de muchos de los haces de combustible que constituyen el núcleo del reactor y está relacionada con la prevención de inestabilidades operativas dentro del reactor a ciertas tasas de potencia del reactor. En la placa de sujeción inferior de cada haz de combustible, desde la tobera de entrada en el volumen de flujo, y a través de la rejilla de soporte de las barras de combustible, ocurre una caída de presión de aproximadamente 6,89 a 10,34 kPa (de 1 a aproximadamente 1 y 1/2 psi), que contribuye a establecer una distribución de flujo entre las barras de combustible individuales de cada haz de combustible. Finalmente, a través del propio haz de combustible, desde la rejilla de soporte inferior hasta la salida en una placa de sujeción superior, ocurre normalmente una caída de presión de 75,8 kPa (11 psi).

Habiendo resumido la construcción y funcionamiento de un reactor nuclear de agua en... [Seguir leyendo]

1. Una barra de combustible nuclear (16), que comprende:

un tubo de revestimiento (22); y

un material metálico duro (28) unido a una superficie externa del tubo de revestimiento (22), en el que el material metálico duro (28) se selecciona entre el grupo que consiste en NiCrAlY, NiCr, FeCrAlY, FeCr o combinaciones de los mismos.

2. La barra de combustible de acuerdo con la reivindicación 1, en la que el material metálico duro (28) tiene un espesor de entre aproximadamente 25 m (micrómetros) y aproximadamente 175 m (micrómetros).

3. Una barra de combustible de acuerdo con la reivindicación 1, en la que el material metálico duro es una matriz metálica (30) que actúa como un agente aglutinante para unir un material cerámico o un material de fase dura de óxido metálico (32) al tubo de revestimiento (16).

4. La barra de combustible de acuerdo con la reivindicación 3, en la que el material cerámico o el material de fase dura de óxido metálico (32) se selecciona entre el grupo que consiste en ZrO2, Al2O3, Cr2O3, TiO2, Cr3C2, o combinaciones de los mismos.

5. Un procedimiento para potenciar las características de desgaste por corrosión de una barra de combustible nuclear, que comprende la etapa de pulverizar térmicamente un material en polvo metálico duro (28) seleccionado entre el grupo que consiste en NiCrAlY, NiCr, FeCrAlY, FeCr, o combinaciones de los mismos, sobre una superficie externa de un tubo de revestimiento (22) para formar un revestimiento (26) inhibidor del desgaste.

6. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 5, en el que el material en polvo metálico duro (28) se aplica usando un procedimiento de pulverización térmica de tipo Hiper-Velocidad-Oxi-Combustible (HVOF), o un procedimiento de pulverización térmica de tipo Hiper-Velocidad-Aire-Combustible (HVAF), o una combinación de los mismos.

7. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 5 o la reivindicación 6, en el que el material en polvo metálico duro (28) tiene un tamaño de partícula medio entre aproximadamente 5 m (micrómetros) y aproximadamente 35 m (micrómetros).

8. El procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 5, 6 ó 7, que comprende adicionalmente la etapa de pulverizar con plasma un material en polvo cerámico simultáneamente con el material en polvo metálico duro (30) sobre la superficie exterior del tubo de revestimiento, con lo que el material en polvo metálico duro (30) actúa como un agente aglutinante para unir el material en polvo cerámico (32) sobre la superficie externa del tubo de revestimiento (22).

9. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 8, en el que el material en polvo cerámico (32) tiene un tamaño de partícula medio entre aproximadamente 5 m (micrómetros) y aproximadamente 50 m (micrómetros).

10. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 5, que comprende adicionalmente la etapa de pulverización térmica a alta temperatura de un material en polvo de fase dura de óxido metálico (32) simultáneamente con el material en polvo metálico duro (30) sobre la superficie externa del tubo de revestimiento, con lo que el material en polvo metálico duro (30) actúa como un agente aglutinante para unir el material en polvo de fase dura de óxido metálico (32) sobre la superficie externa del tubo de revestimiento (22).

11. El procedimiento de acuerdo con la reivindicación 10, en el que el material en polvo de fase dura de óxido metálico (32) tiene un tamaño de partícula medio entre aproximadamente 2 m (micrómetros) y aproximadamente 15 m (micrómetros).