Procedimientos y dispositivos relativos a un reactor nuclear de agua ligera del tipo de agua en ebullición.

Un procesador configurado para determinar automáticamente el factor R para un paquete de barras de combustible nuclear en un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición, reactor que comprende una pluralidad de paquetes de barras de combustible nuclear, en el que las barras de combustible en el paquete se disponen lado con lado, por lo menos sustancialmente paralelas entre sí y se extienden esencialmente en una dirección axial, en el que dicho factor R es un factor que tiene en cuenta la influencia de la potencia local ponderada sobre una barra de combustible, incluyendo contribuciones de las barras de combustible próximas, en el que el procesador se configura con una entrada de recepción de datos relativos a la velocidad lineal de generación de calor

(qi(z)) de las diferentes barras de combustible (i) en diferentes niveles (z) en dicho paquete y para determinar el factor R, caracterizado por que el procesador se configura de tal modo que se determina un factor R local (Ri(z)) para cada barra de combustible (i) en dicho paquete y para cada uno de una pluralidad de niveles (z) en dicha dirección axial, en el que el perfil axial de generación de calor individual para una cierta barra de combustible (i) se toma en consideración al determinar los factores R locales (Ri(z)) para dicha barra de combustible (i), en el que la determinación de dicho factor R local (Ri(z)) a un nivel (z) para una cierta barra de combustible (i) incluye la determinación de la velocidad de generación de calor doblemente integrada de dicha barra de combustible (i) hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor doblemente integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) y en el que la determinación de dicho factor R local (Ri(z)) a un nivel (z) para cierta barra de combustible (i) incluye la determinación de la suma de las velocidades de generación de calor integradas de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) y una fracción de las velocidades de generación de calor integradas de las barras de combustible próximas a dicha barra de combustible hasta el nivel (z), con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z).

Tipo: Patente Europea. Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: E07118186.

Solicitante: WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB.

Nacionalidad solicitante: Suecia.

Dirección: 721 63 Västerås SUECIA.

Inventor/es: NORBÄCK,GUNILLA, ADAMSSON,CARL.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Vigilancia; Ensayos > G21C17/02 (Dispositivos o disposiciones para la vigilancia del refrigerante o del moderador)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR > Control de las instalaciones de energía nuclear... > G21D3/08 (Regulación de diferentes parámetros en la instalación)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR > Control de las instalaciones de energía nuclear... > G21D3/04 (Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00))

PDF original: ES-2545179_T3.pdf

 

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Fragmento de la descripción:

Procedimientos y dispositivos relativos a un reactor nuclear de agua ligera del tipo de agua en ebullición La presente invención se refiere a la determinación de las propiedades de desecación en reactores nucleares de agua ligera, más concretamente en un reactor de agua en ebullición (BWR) . La invención se refiere en concreto a un procedimiento para determinar el denominado factor R, que se utiliza cuando se determinan las propiedades de desecación de un reactor nuclear de agua en ebullición. El (los) factor (es) R es un concepto conocido por un experto en la técnica y que tiene en cuenta la influencia de la potencia local ponderada sobre una barra de combustible nuclear, incluyendo contribuciones de las barras de combustible próximas.

La invención se refiere asimismo a un procesador configurado para determinar automáticamente el factor R.

Las barras de combustible en el núcleo de un BWR se agrupan en paquetes con separadores y habitualmente también placas terminales para mantener las barras de combustible en cada paquete con una geometría predeterminada. La red de barras predeterminada puede ser regular o irregular e incluso variar axialmente. Los paquetes se encierran a continuación mediante canales para dirigir el flujo de refrigerante hacia arriba y otorgar al conjunto de combustible una estabilidad mecánica y termohidráulica y facilitar el manejo y cambio del combustible. Un conjunto de combustible puede comprender varios (por ejemplo 4) paquetes (denominados a veces también como subpaquetes) de barras de combustible. En otras construcciones, cada conjunto de combustible incluye solo un paquete de barras de combustible.

El paquete de combustible puede variar considerablemente de tamaño en lo que concierne al número de barras de combustible y puede contener asimismo barras de propósito especial tales como tirantes, barras de agua y barras de absorción que se pueden quemar. El paquete puede comprender tanto barras de longitud completa como las denominadas barras de longitud parcial, que son esencialmente más cortas que las barras de longitud completa. El enriquecimiento del material fisible puede variar dentro de la barra de combustible y puede variar igualmente de barra de combustible a barra de combustible. La presente invención es aplicable a todas estas disposiciones de combustible y a su funcionamiento en el reactor.

Como es bien conocido por un experto en la técnica, en un BWR un medio de refrigeración en forma de agua fluye a través de los conjuntos de combustible, que contienen las barras de combustible. El propósito del agua es refrigerar las barras de combustible y actuar como un moderador de neutrones. Una mezcla de vapor y agua fluye a través del paquete de combustible, proporcionando refrigeración para las barras por transferencia térmica por convección y ebullición. A medida que aumenta la calidad del vapor (la fracción de contenido de vapor) del refrigerante, el patrón de flujo cambia. En un cierto punto en el paquete se forma un patrón de flujo anular. Esto implica la existencia de una película de líquido delgada sobre la superficie de las barras y una mezcla de vapor y gotitas en los canales entre las barras. La existencia de esta película permite una eficiente transferencia de calor de las barras al refrigerante. Esto permite tanto una generación efectiva de vapor como evitar que las barras se sobrecalienten. La pérdida de esta película se denomina como desecación.

En un BWR, se debe evitar la desecación. La desecación deteriora la transferencia de calor de las barras de combustible al medio de refrigeración del reactor y por lo tanto conduce a un aumento en la temperatura de las paredes de las barras de combustible. El aumento de temperatura puede dañar las barras de combustible. Si un BWR funciona a, o por encima de, una cierta alta potencia, la denominada potencia crítica (CP) , puede ocurrir la desecación. Con el fin de evitar la desecación, el reactor funciona por lo tanto a menor potencia, de tal modo que exista un cierto margen de seguridad, el denominado margen de desecación. Una medida del margen de desecación es el cociente de potencia crítica (CPR) . El CPR se puede definir como el siguiente cociente CPR = (potencia crítica) / (potencia real)

El CPR se puede calcular localmente para un gran número de puntos en el núcleo del reactor. El valor mínimo del CPR en cualquier punto se denomina cociente de potencia crítica mínimo MCPR.

En lo que sigue, potencia crítica y flujo de calor crítico y calidad del vapor crítica se tratan como sinónimos o entidades equivalentes ya que existen leyes de transformación física directa entre ellos en el funcionamiento en estado estacionario. Conociendo el flujo de refrigerante y la entalpía de entrada, la calidad del vapor proporciona directamente la potencia del conjunto de combustible con datos termodinámicos del vapor/agua y viceversa.

En el estado de la técnica anterior se conocen diferentes procedimientos de determinar la potencia crítica. El documento EP 1 775 732 A1 y la solicitud de patente estadounidense correspondiente 11/512.938, describen uno de tales procedimientos. Independientemente de con qué procedimiento se determina la potencia crítica, es necesario habitualmente tomar en consideración el factor R anteriormente mencionado. El factor R se menciona igualmente en el

documento EP 1 775 732 A1 anteriormente citado (y en la correspondiente solicitud estadounidense de patente) .

De acuerdo con el estado de la técnica anterior, el factor R para una cierta barra de combustible en un paquete de barras de combustible se determina normalmente tomando en consideración el efecto de barras de combustible próximas y utilizando una función de ponderación predeterminada para la variación axial del factor R. Esta función de ponderación es normalmente tal que los niveles superiores del paquete de combustible tienen un mayor peso que los niveles inferiores. La función de ponderación es común para todas las barras de combustible en el paquete. Además, los niveles por encima de barras de longitud parcial están compensados normalmente por el uso de constantes aditivas muy altas. De este modo, de acuerdo con el estado de la técnica anterior, es posible determinar un factor R para cada barra de combustible en el paquete de barras de combustible. El factor R máximo para las diferentes barras de combustible en el paquete de combustible se toma como el factor R para el paquete en su conjunto. Este factor R se utiliza al determinar el cociente de potencia crítica para el paquete de combustible en cuestión.

Resumen de la invención Un objeto de la presente invención es proporcionar un procedimiento mejorado para determinar el (los) factor (es) en un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición. Un objeto adicional es proporcionar un procedimiento tal que toma mejor en consideración las propiedades de las barras de combustible individuales que de acuerdo con el estado de la técnica anterior. Otro objeto es proporcionar un procedimiento tal que da como resultado un factor R más preciso o factores R más precisos para un paquete de combustible que incluye barras de combustible de longitud parcial. Estos objetos se consiguen mediante un procesador como se define en la reivindicación 1.

De acuerdo con la invención, se determina así un factor R local (Ri (z) ) para cada barra de combustible (i) en dicho paquete y para cada uno de una pluralidad de niveles (z) en la dirección axial. Además, el perfil axial de generación de calor individual para una cierta barra de combustible (i) se toma en consideración al determinar los factores R locales (Ri (z) ) para dicha barra de combustible (i) . Con este procedimiento, se pueden determinar con mayor precisión los factores... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Un procesador configurado para determinar automáticamente el factor R para un paquete de barras de combustible nuclear en un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición, reactor que comprende una pluralidad de paquetes de barras de combustible nuclear, en el que las barras de combustible en el paquete se disponen 5 lado con lado, por lo menos sustancialmente paralelas entre sí y se extienden esencialmente en una dirección axial, en el que dicho factor R es un factor que tiene en cuenta la influencia de la potencia local ponderada sobre una barra de combustible, incluyendo contribuciones de las barras de combustible próximas, en el que el procesador se configura con una entrada de recepción de datos relativos a la velocidad lineal de generación de calor (qi (z) ) de las diferentes barras de combustible (i) en diferentes niveles (z) en dicho paquete y para determinar el factor R, caracterizado por que el 10 procesador se configura de tal modo que se determina un factor R local (Ri (z) ) para cada barra de combustible (i) en dicho paquete y para cada uno de una pluralidad de niveles (z) en dicha dirección axial, en el que el perfil axial de generación de calor individual para una cierta barra de combustible (i) se toma en consideración al determinar los factores R locales (Ri (z) ) para dicha barra de combustible (i) , en el que la determinación de dicho factor R local (Ri (z) ) a un nivel (z) para una cierta barra de combustible (i) incluye la determinación de la velocidad de generación de calor doblemente integrada de 15 dicha barra de combustible (i) hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor doblemente integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) y en el que la determinación de dicho factor R local (Ri (z) ) a un nivel (z) para cierta barra de combustible (i) incluye la determinación de la suma de las velocidades de generación de calor integradas de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) y una fracción de las velocidades de generación de calor integradas de las barras de combustible próximas a dicha barra de combustible hasta el nivel (z) , con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) .

2. Un procesador de acuerdo con la reivindicación 1, en el que el número de dichos niveles es por lo menos igual a 10.

3. Un procesador de acuerdo con la reivindicación 1 o 2, en el que dicho paquete de barras de combustible 25 nuclear incluye por lo menos 15 barras de combustible.

4. Un procesador de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, que comprende la determinación de un factor R total (Rz) para cada uno de dichos niveles (z) para el paquete de barras de combustible en su conjunto, en el que dicho factor R total (Rz) en un nivel (z) se determina como el máximo de dichos factores R locales (Ri (z) ) en dicho nivel (z) en dicho paquete de barras de combustible nuclear.

5. Un procesador de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dicha determinación incluye asimismo una normalización por medio de la velocidad de generación de calor integrada de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) , en donde la determinación normalizada de la velocidad de generación de calor doblemente integrada de dicha barra de combustible (i) hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor doblemente integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) se lleva a cabo determinando:

a

z zz'

_

qi (z') dz' q (z'') dz''dz'

z z z

0 0

'

z z z

_

q (z') dz' qi (z'') dz''dz'

z zz

00

o una expresión matemática equivalente, donde z = posición axial z = variable de integración que representa la posición axial z = variable de integración que representa la posición axial qi (z) = velocidad lineal de generación de calor de la barra i en el nivel z

q _ (z) = velocidad lineal promedio de generación de calor de todas las barras en el paquete en el nivel z

z0 = la posición axial de la frontera de ebullición del volumen (límite de calidad del vapor cero) en dicho paquete a = una constante, 0 < a <1.

6. Un procesador de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dicha determinación de la suma de la velocidad de generación de calor integrada de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) y una fracción de las velocidades de generación de calor integradas de las barras de combustible próximas a dicha barra de combustible hasta el nivel (z) , con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) se lleva a cabo determinando:

bb b

zz z

qi (z') dz' c qj (z') dz' d qk (z') dz'

jSkD

0

z i z i z

_ b 1 cNS dND zq (z') dz'

ii

0

z

o una expresión matemática equivalente, donde los símbolos son como se explicó en la reivindicación 5 y donde qj (z) = velocidad lineal de generación de calor de la barra de combustible próxima lateral j en el nivel z qk (z) = velocidad lineal de generación de calor de la barra de combustible próxima en diagonal k en el nivel z Si = el conjunto de barras de combustible próximas laterales para la barra de combustible i Di = el conjunto de barras de combustible próximas en diagonal para la barra de combustible i NSi = el número de barras de combustible próximas laterales para la barra de combustible i NDi = el número de barras de combustible vecinas en diagonal para la barra de combustible i b = una constante, 0 < b <1 c = una constante, 0 < c <1 d = una constante, 0 < d <c.

7. Un procesador de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la determinación de dicho factor R local en un nivel (z) para una cierta barra de combustible (i) se lleva a cabo así determinando:

a

bb b z zz'_ z z z qi (z') dz' q (z'') dz''dz' qi (z') dz' cqj (z') dz' d qk (z') dz'

z zjSkDi

zz i z z

00000 0

Ri (z) (1 ei )

b

z zz' z

_ _

q (z') dz' qi (z'') dz''dz' 1 cNSi dNDi q (z') dz' z zz z

000 0

o una expresión matemática equivalente, donde los símbolos son como se explicó en las reivindicaciones 5 y 6 y donde ei = la constante de sensibilidad al desecado para la barra de combustible i (denominada igualmente "constante de la barra") .

8. Una central de energía nuclear que comprende un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición, central que comprende una unidad de control dispuesta para llevar a cabo un procedimiento de determinación de la potencia crítica para un paquete de barras de combustible nuclear en dicho reactor nuclear, en el que dicho procedimiento incluye la determinación de un factor R para dicho paquete de barras de combustible nuclear en dicho reactor nuclear, reactor que comprende una pluralidad de paquetes de barras de combustible nuclear, en la que las barras 11 5

de combustible en el paquete se disponen lado con lado, por lo menos sustancialmente paralelas entre sí y se extienden esencialmente en una dirección axial, en el que dicho factor R es un factor que tiene en cuenta la influencia de la potencia local ponderada sobre una barra de combustible, incluyendo contribuciones de las barras de combustible próximas, estando caracterizado el procedimento por el hecho de que se determina un factor R local (Ri (z) ) para cada barra de combustible (i) en dicho paquete y para cada uno de una pluralidad de niveles (z) en dicha dirección axial, en el que el perfil axial de generación de calor individual para una cierta barra de combustible (i) se toma en consideración al determinar los factores R locales (Ri (z) ) para dicha barra de combustible (i) , en el que la determinación de dicho factor R local (Ri (z) ) a un nivel (z) para una cierta barra de combustible (i) incluye la determinación de la velocidad de generación de calor doblemente integrada de dicha barra de combustible (i) hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor doblemente integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) y en el que la determinación de dicho factor R local (Ri (z) ) a un nivel (z) para una cierta barra de combustible (i) incluye la determinación de la suma de las velocidades de generación de calor integradas de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) y una fracción de las velocidades de generación de calor integradas de las barras de combustible próximas a dicha barra de combustible hasta el nivel (z) , con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) .

9. Una central de energía nuclear de acuerdo con la reivindicación 8, en la que la potencia crítica se determina por medio de la calidad del vapor local en desecación (XDO) para dicho paquete de barras de combustible nuclear, en el que dicho procedimiento comprende:

determinar cómo depende la calidad del vapor local en desecación (XDO) del flujo del medio de refrigeración a través del paquete de combustible nuclear (f1 (G) ) , determinar cómo depende la calidad del vapor local en desecación (XDO) del perfil de potencia axial del paquete de combustible nuclear (f2 (I2) ) , determinar cómo depende de la calidad del vapor local en desecación (XDO) del factor R del conjunto de combustible nuclear (f3 (R) )

determinar cómo depende la calidad del vapor local en desecación (XDO) de la presión del medio de refrigeración en el conjunto de combustible nuclear (f4 (P) ) y determinar la calidad del vapor local en desecación (XDO) basándose en las determinaciones anteriores.

10. Una central de energía nuclear de acuerdo con la reivindicación 8 o 9, que incluye detectores de parámetros de funcionamiento, dispuestos para detectar parámetros de funcionamiento del reactor nuclear durante su funcionamiento, en la que la unidad de control se dispone para recibir información relativa a dichos parámetros de funcionamiento procedente de los detectores y para utilizar estos parámetros de funcionamiento al llevar a cabo el procedimiento.

11. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-10, en la que la unidad de control comprende salidas de control dispuestas para controlar el funcionamiento del reactor nuclear dependiendo de dicho procedimiento llevado a cabo por la unidad de control.

12. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-11, en la que el número de dichos niveles es por lo menos igual a 10.

13. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-12, en la que dicho paquete de barras de combustible nuclear incluye por lo menos 15 barras de combustible.

14. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-13, que comprende la determinación de un factor R total (Rz) para cada uno de dichos niveles (z) para el paquete de barras de combustible en su conjunto, en el que dicho factor R total (Rz) en un nivel (z) se determina como el máximo de dichos factores R locales (Ri (z) ) en dicho nivel (z) en dicho paquete de barras de combustible nuclear.

15. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-14, en la que dicha determinación incluye asimismo una normalización por medio de la velocidad de generación de calor integrada de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) , en la que la determinación normalizada de la velocidad de generación de calor doblemente integrada de dicha barra de combustible (i) hasta el nivel (z) con relación a la velocidad promedio de generación de calor doblemente integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) se lleva a cabo determinando:

a

z zz'

_

qi (z') dz' q (z'') dz''dz'

z z z

0 0

'

z z z

_

q (z') dz' qi (z'') dz''dz'

z zz

00

o una expresión matemática equivalente, donde z = posición axial z = variable de integración que representa la posición axial z = variable de integración que representa la posición axial qi (z) = velocidad lineal de generación de calor de la barra i en el nivel z q _ (z) = velocidad lineal promedio de generación de calor de todas las barras en el paquete en el nivel z z0 = la posición axial de la frontera de ebullición del volumen (límite de calidad del vapor cero) en dicho paquete a = una constante, 0 < a <1.

16. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-15, en la que dicha determinación de la suma de la velocidad de generación de calor integrada de dicha barra de combustible hasta el nivel (z) y una fracción de las velocidades de generación de calor integradas de las barras de combustible próximas a dicha barra de combustible hasta el nivel (z) , con relación a la velocidad promedio de generación de calor integrada de todas las barras de combustible en el paquete hasta el nivel (z) se lleva a cabo determinando:

b b b

z

z

z

dz dz d dz

( ')

'

( ')

'

( ')

'

c

S

o una expresión matemática equivalente, donde los símbolos son como se explicó anteriormente en la reivindicación 15 y donde qj (z) = velocidad lineal de generación de calor de la barra de combustible próxima lateral j en el nivel z qk (z) = velocidad lineal de generación de calor de la barra de combustible próxima en diagonal k en el nivel z Si = el conjunto de barras de combustible próximas laterales para la barra de combustible i 30 Di = el conjunto de barras de combustible próximas en diagonal para la barra de combustible i NSi = el número de barras de combustible próximas laterales para la barra de combustible i NDi = el número de barras de combustible vecinas en diagonal para la barra de combustible i b = una constante, 0 < b <1 c = una constante, 0 < c <1 35 d = una constante, 0 < d <c.

17. Una central de energía nuclear de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 8-16, en la que la determinación de dicho factor R local en un nivel (z) para una cierta barra de combustible (i) se lleva a cabo determinando:

q

i z

q z q z

j k

j k

D

z

i z

i z

0

b

z

_

cN dN dz

q (z')

'

S D

ii

z

a

b b b

'

z z zz zz

_

q

i dz

'

dz

'

d q dz

'

( ')

( ')

( ')

q

i (z') dz' q (z'') dz''dz'

z c q z z

j k

jS

o una expresión matemática equivalente, donde los símbolos son como se explicó en las reivindicaciones 15 y 16 y donde ei = la constante de sensibilidad al desecado para la barra de combustible i (denominada igualmente "constante de la barra") .

k D

z z z

i i

z zz

Ri (z)

(1

)

0 00 0 0

e

i b

'

zz zz

_

_

cN dN dz

q (z')

'

q (z') dz' q (z'') dz''dz'

S D

ii

zz zz

0 0