Método para determinar la transferencia de potencia de un componente nuclear con una capa de material situada en una superficie calentadora del componente.

Un método para caracterizar una transferencia de potencia de una superficie calentadora de un componente calentador nuclear con una capa de depósito de material situada en un lado del componente

, que comprende:

obtener una muestra de la capa de depósito en el lado del componente calentador;

obtener una imagen de una superficie interna opuesta al interior de la muestra;

obtener una imagen de una superficie externa opuesta al exterior de la muestra;

analizar las imágenes de la superficie interna y la superficie externa de la muestra para verificar la presencia de capilares y chimeneas de vapor;

determinar un número de capilares y chimeneas de vapor para la superficie interna y la superficie externa;

determinar un diámetro de los capilares y chimeneas de vapor para la superficie interna y la superficie externa; y

calcular la transferencia de potencia del componente calentador en base al número de chimeneas de vapor en la capa de depósito.

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2007/011338.

Solicitante: AREVA Inc.

Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.

Dirección: 3315 Old Forest Road Lynchburg, VA 24506 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.

Inventor/es: POP,MIHAI G.M, GRIFFITH,JOHN CARROLL, ALLMON,WILLIAM EDWARD, LOCKAMON,BRIAN GLENN.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > G21C17/00 (Vigilancia; Ensayos)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Vigilancia; Ensayos > G21C17/06 (Dispositivos o disposiciones para la vigilancia o el ensayo del combustible o de los elementos combustibles fuera del núcleo del reactor, p. ej. para la destrucción (burnup), para la contaminación (G21C 17/08, G21C 17/10 tienen prioridad; detección de fugas en elementos combustibles durante el funcionamiento del reactor G21C 17/04))
  • SECCION G — FISICA > METROLOGIA; ENSAYOS > MEDIDA DE TEMPERATURAS; MEDIDA DE CANTIDADES DE CALOR;... > G01K17/00 (Medida de una cantidad de calor)
  • SECCION G — FISICA > METROLOGIA; ENSAYOS > INVESTIGACION O ANALISIS DE MATERIALES POR DETERMINACION... > Investigación o análisis de materiales por la utilización... > G01N23/225 (utilizando una microsonda electrónica o iónica)

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Fragmento de la descripción:

Método para determinar la transferencia de potencia de un componente nuclear con una capa de material situada en una superficie calentadora del componente 5

CAMPO DE LA INVENCIÓN

[0001] La presente invención se refiere a un proceso para medir una salida de potencia de un componente nuclear que tiene revestimientos y/o materiales acumulados en las superficies de transferencia de calor obtenidos a partir del

10 depósito de materiales en refrigerantes líquidos en las superficies. Más específicamente, la presente Invención proporciona un método para medir las características de transferencia de potencia a través de depósitos no Identificados del río Chulk (CRUD, Chalk River Unidentlfled Deposits) depositados en los componentes, por ejemplo, barras de combustible de un conjunto de combustible de un reactor de agua ligera.

15 INFORMACIÓN DE ANTECEDENTES

[0002] La medición de la salida de potencia de un conjunto de combustible nuclear es una tarea crítica realizada periódicamente en las plantas de energía nuclear en todo el mundo. La salida de potencia de los conjuntos de combustible se mide en base puntual y continua para asegurar que el núcleo del reactor nuclear se comporta como

20 se espera y está diseñado con diversos métodos, normalmente detectores en el núcleo que controlan características específicas de la radiación nuclear. Además, se requieren específicamente operarios de energía nuclear para manipular el reactor nuclear dentro de ciertos límites de rendimiento para garantizar la seguridad del reactor y los componentes. SI se producen transitorios inesperados y las regiones del núcleo del reactor nuclear se someten a niveles Inesperados de actividad nuclear, los conjuntos de combustible (barras) en esa región específica pueden

25 agotarse demasiado rápido volviendo ese área del núcleo nuclear en menos viable para una operación continua. Como resultado del conjunto de combustible agotado, los conjuntos de combustible en esta región tendrán que someterse a medidas correctivas para minimizar el agotamiento inesperado. Los conjuntos de combustible agotado pueden reemplazarse por conjuntos de combustible fresco y el núcleo modificado (es decir, los conjuntos de de combustible se trasladan a diferentes posiciones en el núcleo). En otros casos, la potencia local de los conjuntos de

30 combustible puede ser menor de la diseñada debido a los conjuntos agotados, requiriendo así barras de control que se van a retirar o, como alternativa, reguladores químicos extraídos del refrigerante para aumentar la reactividad en el núcleo. La operación de un reactor nuclear en un modo de baja potencia o de sobrepotencia afecta negativamente a la economía de la instalación.

35 [0003] La barra de combustible localmente sobrepotenciada tiene pequeñas porciones donde la potencia evacuada excede la potencia media de la barra. Si el CRUD depositada tiene las condiciones de madurez, (densidad más alta para una composición dada), la temperatura local de la barra de combustible, en dichos lugares, puede exceder los límites de un funcionamiento seguro, lo que conduce a un fallo de combustible.

40 [0004] Esto afecta también negativamente a la economía de la operación de la planta de energía.

[0005] El análisis del depósito en dichos lugares, normalmente también revela pequeñas regiones donde la deposición de CRUD se ha reconfigurado para evacuar más energía que los límites de diseño. Esta reconfiguración puede identificarse durante el análisis del CRUD posterior al fallo de garantía. Por lo tanto, los operarios de la

45 instalación se esfuerzan por identificar situaciones de núcleo con potencia insuficiente y remediar rápidamente estas condiciones.

[0006] Con el fin de evitar una infracción de los márgenes de seguridad operativa y rendimiento, los operarios inician medidas de seguridad, tanto físicas como procedurales, para asegurar un funcionamiento seguro de la planta.

50 Entre las medidas de seguridad físicas implementadas, por ejemplo, en un reactor de agua en ebullición, se colocan monitores de potencia local dentro del núcleo para medir la cantidad de energía que se genera en posiciones especificadas en el núcleo. Estas medidas proporcionan a los operarios una instantánea del núcleo en estas ubicaciones de medición. Sin embargo, no se ponen monitores para el núcleo en todas las ubicaciones del núcleo ya que es poco práctico el instalar el equipo de medición en todas las ubicaciones de un núcleo del reactor. En

55 consecuencia, unas zonas del núcleo están sin control sin sacrificar la seguridad de la operación. Después de la operación del núcleo, se hacen entonces suposiciones en cuanto a la cantidad de vida útil restante para cada uno de estos conjuntos no medidos. La colocación de estos conjuntos no medidos de vuelta al núcleo implica supuestos conservadores para la vida restante del conjunto. Puesto que se hacen supuestos conservadores, el combustible nuclear puede descargarse desde el núcleo como supuestamente "agotado", cuando, de hecho, queda suficiente

combustible en el conjunto de combustible para una operación adicional. La operación del núcleo de una manera Ineficiente puede afectar negativamente a los aspectos económicos de la Instalación nuclear.

[0007] Los conjuntos de combustible cambian la reactividad nuclear durante el tiempo de exposición al núcleo, 5 complicando de esta mantera la Identificación de la vida restante de cada conjunto de combustible. Materiales no

Identificados, conocidos como CRUD, pueden cubrir o depositarse en el exterior de las barras y conjuntos de combustible. Todos afectan a la capacidad de transferencia de calor de los componentes del reactor. También se pueden formar depósitos en otras superficies de transferencia de calor, tales como los tubos del generador de vapor. A medida que aumenta el espesor de la capa de depósito, se produce un efecto aislante para el componente 10 nuclear, por ejemplo, dificultando la transferencia de calor y la salida de potencia del núcleo.

[0008] Los CRUD pueden afectar significativamente la vida restante de cada conjunto de combustible en el núcleo. En la operación del reactor, sin embargo, los depósitos CRUD difieren en cada ubicación en el reactor. Por lo tanto, las diferentes cantidades/espesores de depósitos CRUD, dificultan a los Ingenieros del reactor la determinación de la

15 cantidad de vida útil que queda en un conjunto de combustible nuclear porque algunos conjuntos de combustible tienen una cantidad significativa de CRUD aislante mientras que otros conjuntos de combustible no.

[0009] El documento W02005/101997 desvela un método para realizar un análisis de CRUD en una barra de combustible nuclear.

[0010] BLONDEL y col. "Modelling of solute concentraron ¡nto CRUD deposlts under subcooled boiling conditions", EXCERPT OF THE COMSOL MULTIPHYSICS USER'S CONFERENCE, París, 2005, XP008132492 desvela una Investigación de la modelización de la Incorporación de solutos no volátiles del refrigerante líquido en el CRUD poroso depositado sobre una superficie calentadora en condiciones de ebullición subenfriada.

[0011] Por lo tanto, existe la necesidad de proporcionar un método para determinar las características de transferencia de potencia de un conjunto de combustible nuclear que ha acumulado depósitos CRUD en las barras nucleares de combustible.

30 [0012] Además, existe la necesidad de proporcionar un método para determinar las características de transferencia de potencia de los conjuntos de combustible que tienen un tiempo de residencia en el núcleo, pero sin embargo no se controlaron físicamente durante la exposición del núcleo.

[0013] También existe la necesidad... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Un método para caracterizar una transferencia de potencia de una superficie calentadora de un componente calentador nuclear con una capa de depósito de material situada en un lado del componente, que

5 comprende:

obtener una muestra de la capa de depósito en el lado del componente calentador; obtener una Imagen de una superficie interna opuesta al Interior de la muestra;

obtener una Imagen de una superficie externa opuesta al exterior de la muestra;

analizar las Imágenes de la superficie interna y la superficie externa de la muestra para verificar la presencia de capilares y chimeneas de vapor;

determinar un número de capilares y chimeneas de vapor para la superficie interna y la superficie externa;

determinar un diámetro de los capilares y chimeneas de vapor para la superficie interna y la superficie externa; y

20 calcular la transferencia de potencia del componente calentador en base al número de chimeneas de vapor en la capa de depósito.

2. Método de acuerdo con la reivindicación 1, en el que la etapa de obtener una muestra de la capa de depósito Incluye el raspado de un lado del componente para obtener una escama.

3. Método de acuerdo con la reivindicación 1 o 2, en el que la etapa de determinar el número de capilares y chimeneas de vapor para la superficie Interna y la superficie externa comprende adicionalmente preparar un gráfico de diámetro frente al número de aberturas en la superficie interna y la superficie externa; y

30 establecer un punto de umbral en el gráfico separando un número de capilares de un número de chimeneas de vapor, en base a una comparación de una representación del diámetro frente al número para cada una de las superficies examinadas.

4. Método de acuerdo con la reivindicación 3, en el que el punto de umbral en el gráfico entre los 35 capilares y las chimeneas de vapor se basa en un tamaño de una burbuja de vapor.

5. Método de acuerdo con la reivindicación 3 o 4, en el que la etapa de determinar el número de capilares y chimeneas de vapor para la superficie interna y la superficie externa se realiza de tal forma que el número de chimeneas de vapor y los capilares se realice en una base por unidad de superficie.

6. Método de acuerdo con la reivindicación 4, en el que la etapa de obtener una muestra de una capa de depósito en el lado del componente Incluye identificar la superficie interna de la escama y la superficie externa de la escama.

45 7. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la etapa de

calcular la transferencia de potencia del componente en base a un número de chimeneas de vapor en la capa de depósito se realiza por una ecuación Nv = ax(qo)^ donde:

50 Nv es el número de sitios de ebullición nucleada (o chimeneas de vapor) por mm^;

a y b son dos constantes; y

qo es el flujo de calor en vatlos/cmP.

8. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la superficie calentadora del componente calentador es una superficie de una barra de combustible de un reactor de agua ligera.

9. Método de acuerdo con la reivindicación 8, en el que la barra de combustible procede de uno de un

reactor de agua en ebullición y un reactor de agua a presión.

10. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la capa de depósito de material situada en el lado del componente son depósitos no identificados del río Chalk (CRUD, Chalk

5 River Unidentified Deposits).

11. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la capa de depósito de material en la superficie calentadora se obtiene a partir de uno de los sólidos y sustancias disueltas en un fluido de refrigeración.

12. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la etapa de calcular la transferencia de potencia del componente en base al número de chimeneas de vapor en la capa de depósito calcula la transferencia de potencia media durante un intervalo de tiempo determinado.

15 13. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la etapa de

calcular la transferencia de potencia del componente en base al número de chimeneas de vapor en la capa de depósito calcula adicionalmente una transferencia de potencia media del componente para un ciclo de combustible nuclear.

20 14. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el componente

calentador nuclear es un elemento de combustible nuclear, comprendiendo el método adicionalmente: comparar lecturas de densidad de potencia local de los monitores en el núcleo con respecto a la transferencia de potencia calculada después de la etapa de calcular la transferencia de potencia del elemento de combustible en base al número de chimeneas de vapor en la capa de depósito.

15. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la imagen de la superficie interna es una imagen por microscopio electrónico de barrido.

16. Método de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la imagen de la 30 superficie externa es una imagen por microscopio electrónico de barrido.