Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.

Un procedimiento de uso de combustible nuclear desechado en una o más piscinas de combustible en un mapa de carga para la colocación de haces de combustible en un núcleo de reactor nuclear en el que cada haz de combustible es seleccionado de: haces nuevos de combustible; haces expuestos de combustible retirados de un reactor nuclear y almacenados en al menos una piscina de combustible; y haces bloqueados de combustible que han de permanecer en sus posiciones actuales en el núcleo, comprendiendo el procedimiento almacenar al menos una base de datos

(100) de piscinas de combustible, incluyendo la base de datos (100) de piscinas de combustible una lista de al menos una porción de los haces de combustible que residen en la piscina de combustible;

almacenar al menos una base de datos (300) de tipos de haces nuevos, incluyendo la base de datos (300) de tipos de haces nuevos una lista de tipos de haces nuevos;

indicando dichas bases de datos uno o más atributos para los haces de combustible enumerados, incluyendo dichos atributos nombres y características nucleares de los haces;

proporcionar un ordenador y una interfaz gráfica (12) de usuario y mostrar un mapa de carga y dichas listas con dichos atributos; y

seleccionar haces de combustible enumerados en la al menos una base de datos de piscinas de combustible en la al menos una base de datos de haces nuevos para poblar el mapa de carga; caracterizado porque: dicho mapa de carga es generado automáticamente i) generando grupos de haces de combustible; ii) calculando valores de atributos medios para los respectivos grupos; iii) determinando si el valor del atributo para cada haz de combustible en los grupos está dentro de un nivel de tolerancia con respecto a un atributo medio; y, si el valor del atributo para cada haz de combustible en los grupos está dentro del nivel de tolerancia del valor medio, grabando en una plantilla que las posiciones del haz de combustible asociado pertenecen a un grupo, o, en caso contrario, iv) repitiendo las etapas i)-iii) para el siguiente grupo de mayor tamaño de una lista de miembros de grupo hasta que se forme un grupo o no haya más grupos por evaluar en la lista de miembros de grupo.

Tipo: Patente Europea. Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: E04256165.

Solicitante: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC.

Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.

Dirección: 3901 CASTLE HAYNE ROAD WILMINGTON NORTH CAROLINA 28401 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.

Inventor/es: RUSSELL,WILLIAM EARL. II, KROPACZEK,DAVID JOSEPH, SUTTON,STEVEN BARRY, OYARZUN,CHRISTIAN CARLOS, FULLER,JOHN DEAN, HARDING,MARGARET ESTELLE, MERRIT,CAREY REID.

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 > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/20 (Disposiciones para introducción de objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para manipular objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para extraer objetos de la vasija de presión)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/18 (Aparatos para llevar los elementos combustibles al área de carga del reactor, p. ej. desde un emplazamiento de almacenamiento)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > G21C5/00 (Estructura del moderador o del núcleo; Empleo de materiales específicos como moderador)

PDF original: ES-2494815_T3.pdf

 

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Ilustración 1 de Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.
Ilustración 2 de Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.
Ilustración 3 de Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.
Ilustración 4 de Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.
Ilustración 5 de Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.
Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.

Fragmento de la descripción:

Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible

La información que desarrolla la colocación de haces de combustible, cada uno de los cuales tiene diversos atributos, en un núcleo de reactor nuclear se denomina mapa de carga. En un diseño de núcleo convencional, la creación del mapa de carga es un procedimiento iterativo de prueba y error basado en la experiencia.

Generalmente, el diseñador del núcleo recibe factores específicos a la central, críticos para la calidad, tales como los requisitos de energía del ciclo de la central, los límites térmicos y operativos, los márgenes de parada, etc. El diseñador del núcleo también tendrá información sobre el diseño del núcleo del reactor; concretamente, una indicación de cómo están colocados dentro del núcleo los haces de combustible nuclear. Algunos de los factores críticos para la calidad pueden incluso concernir al diseño. Por ejemplo, el diseñador del núcleo puede recibir aportaciones que requieran la colocación de ciertos haces de combustible dentro del diseño.

Dada esta información, el diseñador del núcleo realiza entonces una estimación, basada en la experiencia y en diversas reglas generales que puede que haya desarrollado con el tiempo, sobre la colocación inicial de los haces de combustible en el núcleo del reactor. Específicamente, el diseñador del núcleo estima cuántos haces nuevos de combustible colocar en el núcleo, y qué tipos de haces nuevos de combustible usar. Un haz nuevo de combustible es un haz de combustible que no ha sido expuesto. Los haces de combustible del mismo tipo tienen sustancialmente los mismos atributos. Los atributos incluyen, sin limitación: carga de uranio, enriquecimiento medio, carga de gadolinia, número de zonas axiales, línea de producto y características termo-mecánicas de los haces de combustible. Diferentes tipos de haces nuevos de combustible tienen uno o más atributos diferentes. Cuando decide cuántos haces nuevos de combustible usar, el diseñador del núcleo también decide cuántos de los haces de combustible actualmente en el núcleo reutilizar. La reutilización de los haces de combustible actualmente presente en el núcleo puede querer decir dejar un haz de combustible en su localización existente, o desplazar el haz de combustible a una ubicación diferente en el núcleo.

El diseñador también determina, como parte del diseño del núcleo, otros parámetros operativos del núcleo del reactor tales como las posiciones de las hojas de control, flujo del núcleo, etc. Habiendo especificado estos parámetros de control operativo, se lleva a cabo en el diseño inicial del núcleo un programa de simulación aprobado por la Comisión de Regulación Nuclear (NRC) estadounidense. Con base en los resultados de la simulación, el diseñador del núcleo utiliza la experiencia y las reglas generales para solucionar los problemas percibidos de diseño y, en general, mejorar el diseño, en particular con respecto a factor críticos para la calidad. Estos cambios pueden incluir el cambio del mapa de carga. El procedimiento se repite hasta que el diseñador del núcleo está satisfecho del diseño.

El documento WO 95/03614 describe un sistema para la recarga automática de combustible de un reactor nuclear.

El documento FR 2 752 639 describe un dispositivo para caracterizar haces de varillas de combustible individuales y una instalación de END que incluye tal dispositivo.

El documento US 5.644.607 describe un aparato de recarga automática de combustible.

El documento WO 96/34396 presenta un sistema integrado de gestión de datos para componentes de centrales nucleares.

La presente invención proporciona un procedimiento según la reivindicación adjunta 1.

Entonces puede operarse un reactor usando un mapa de carga que contiene haces de combustible recuperados de una o más piscinas de combustible.

La presente invención se comprenderá más plenamente con la descripción detallada dada más abajo en el presente documento y los dibujos adjuntos, en los que elementos similares son representados por números de referencia similares, que son dados a título de ilustración únicamente y, así, no son limitantes de la presente invención y en los que:

la Fig. 1 ilustra una realización de una arquitectura según la presente invención;

la Fig. 2 ilustra una captura de pantalla de una plantilla parcialmente completada diseñada según las metodologías de la presente invención usando el editor de mapas de carga de la presente invención; la Fig. 3 ilustra una ventana de recarga mostrada por un editor de mapas de carga de la presente invención; la Fig. 4 ilustra una ventana de filtrado mostrada por un editor de mapas de carga de la presente invención;

y

la Fig. 5 ilustra una ventana de carga nueva mostrada por un editor de mapas de carga de la presente invención.

Arquitectura genérica

La Fig. 1 ilustra una realización de una arquitectura según la presente invención. Según se muestra, un servidor 10 incluye una interfaz gráfica 12 de usuario conectada a un procesador 14. El procesador 14 está conectado a una memoria 16.

El servidor 10 es directamente accesible por un dispositivo 18 de entrada de usuario (por ejemplo, un dispositivo de visualización, un teclado y un ratón). El servidor 10 también es accesible por ordenadores 22 y 26 a través de una intranet 20 y de Internet 24, respectivamente. En lo que sigue se expondrá con detalle la operación de la arquitectura mostrada en la Fig. 1.

Creación de una plantilla

Un usuario, a través de la entrada 18, el ordenador 26 o el ordenador 22, accede al servidor 10 mediante la interfaz gráfica 12 de usuario y ejecuta un programa editor de mapas de carga almacenado en la memoria 16 según una realización ejemplar de la presente invención. El editor de mapas de carga permite crear y editar una representación gráfica de un núcleo de reactor nuclear denominada plantilla. Sin embargo, también se puede concebir que sirva de plantilla otra forma de transmitir esta información, tal como un fichero de texto. La Fig. 2 ilustra una captura de pantalla de un cuarto de núcleo de una plantilla parcialmente completada diseñada según las metodologías de la presente invención usando el editor de mapas de carga de la presente invención.

Cuando se ejecuta inicialmente el editor de mapas de carga, el usuario tiene la opción, a través de un menú Fichero 30, de acceder a una plantilla creada previamente o de iniciar una plantilla nueva. Suponiendo que el usuario inicio una nueva plantilla, el editor de mapas de carga solicita al usuario que identifique el reactor nuclear para el que se está creando la plantilla. El editor de mapas de carga recupera entonces la geometría del reactor nuclear identificado a partir de una base de datos relacional que contiene las características de la central nuclear almacenadas en la memoria 18. El editor de mapas de carga presenta entonces un campo vacío 36 sin color de haces de combustible del tamaño apropiado en función de las características recuperadas de la central, con filas y columnas numeradas (tal como con la posición del haz de combustible de la Fila 6, Columna 3 en la Fig. 2).

A continuación, dentro del campo 36 de haces de combustible, el usuario puede, por ejemplo, usando un ratón asociado con la entrada 18, el ordenador 26 y el ordenador 22, hacer clic en las posiciones 38 de los haces de combustible en la matriz de posibles posiciones de haces de combustible, identificar el tipo (nuevo, reinserción o bloqueado) y la agrupación del haz de combustible real de esa posición. En el contexto de una plantilla, un grupo de haces consiste en 1,2, 4... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Un procedimiento de uso de combustible nuclear desechado en una o más piscinas de combustible en un mapa de carga para la colocación de haces de combustible en un núcleo de reactor nuclear en el que cada haz de combustible es seleccionado de: haces nuevos de combustible; haces expuestos de combustible retirados

de un reactor nuclear y almacenados en al menos una piscina de combustible; y haces bloqueados de

combustible que han de permanecer en sus posiciones actuales en el núcleo, comprendiendo el procedimiento almacenar al menos una base de datos (100) de piscinas de combustible, incluyendo la base de datos (100) de piscinas de combustible una lista de al menos una porción de los haces de combustible que residen en la piscina de combustible;

almacenar al menos una base de datos (300) de tipos de haces nuevos, incluyendo la base de datos (300) de

tipos de haces nuevos una lista de tipos de haces nuevos;

indicando dichas bases de datos uno o más atributos para los haces de combustible enumerados, incluyendo dichos atributos nombres y características nucleares de los haces;

proporcionar un ordenador y una interfaz gráfica (12) de usuario y mostrar un mapa de carga y dichas listas 15 con dichos atributos; y

seleccionar haces de combustible enumerados en la al menos una base de datos de piscinas de combustible en la al menos una base de datos de haces nuevos para poblar el mapa de carga; caracterizado porque:

dicho mapa de carga es generado automáticamente i) generando grupos de haces de combustible; ii) calculando valores de atributos medios para los respectivos grupos; iii) determinando si el valor del atributo 20 para cada haz de combustible en los grupos está dentro de un nivel de tolerancia con respecto a un atributo

medio; y, si el valor del atributo para cada haz de combustible en los grupos está dentro del nivel de tolerancia del valor medio, grabando en una plantilla que las posiciones del haz de combustible asociado pertenecen a un grupo, o, en caso contrario, iv) repitiendo las etapas i)-iii) para el siguiente grupo de mayor tamaño de una lista de miembros de grupo hasta que se forme un grupo o no haya más grupos por evaluar 25 en la lista de miembros de grupo.

2. El procedimiento de la reivindicación 1 en el que el ordenador y la interfaz gráfica de usuario incluyen una o más herramientas (120) de gestión de bases de datos para facilitar el proceso de selección.