PROCEDIMIENTO DE DISEÑO DE UN MONTAJE DE COMBUSTIBLE NUCLEAR CON TUBO GUIA AMORTIGUADOR.

Procedimiento de diseño de un montaje (1) de combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear,

comprendiendo el montaje varios tubos (24) guía, y un banco (4) de control que comprende a su vez varias barras (10) de control y un soporte (11) de barras (10) de control, extendiéndose las barras (10) de control y los tubos (24) guía paralelamente a una dirección (L) longitudinal, alojándose cada barra (10) de control en un tubo (24) guía para formar pares tubos guía/barras de control, comprendiendo cada tubo (24) guía un tramo (27) superior y un tramo (26) inferior de amortiguamiento que comprende al menos una parte de diámetro interior reducido destinada a contener un fluido para amortiguar la caída de la barra (10) de control alojada en dicho tubo (24) guía, rodeando la parte de diámetro interior reducido la barra de control con un huelgo (J) radial de paso durante la penetración de la barra (10) de control en el tubo (24) guía, caracterizado porque el procedimiento se pone en práctica mediante ordenador y comprende, para al menos un par tubo guía/barra de control, las etapas de:

a) calcular la velocidad de caída de la barra (10) de control en la entrada del tramo (26) inferior de amortiguamiento durante la caída del banco (4) de control en caso de parada del reactor nuclear,

b) calcular, a partir de la velocidad de caída calculada en la etapa a), la evolución en función del tiempo de la velocidad de caída de la barra (10) de control en el tramo inferior de amortiguamiento,

c) calcular, a partir de la evolución de la velocidad calculada en la etapa b), una sobrepresión máxima (DeltaPMAX) creada en el líquido contenido en el tramo (26) inferior de amortiguamiento con respecto a la presión que reina en el tramo (27) superior del tubo (24) guía, y

d) calcular, a partir de la sobrepresión máxima (DeltaPMAX) calculada en la etapa c), una tensión circunferencial máxima (deltasigmaMAX) creada en el tramo (26) inferior de amortiguamiento

Procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear con tubo guía amortiguador.

La presente invención se refiere a un procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear según el preámbulo de la reivindicación 1.

Se sabe que los montajes de combustibles nucleares deben ser fiables para permitir un funcionamiento seguro de los reactores nucleares.

Por tanto, se han establecido normas de diseño y de construcción de tales montajes.

Estas normas imponen un marco general y criterios mínimos que los constructores de montajes deben tener en cuenta.

En lo que se refiere a los tubos guía, las normas de diseño imponen verificar que permanecen estables bajo la compresión axial y que su integridad mecánica no se vea afectada durante una compresión de este tipo. En particular, estos criterios pretenden tener en cuenta la compresión axial de los tubos guía que resulta del apoyo sobre la placa superior del núcleo de resortes llevados por un extremo superior del montaje.

Aunque los criterios impuestos por las normas de diseño permiten diseñar montajes de fiabilidad satisfactoria, no obstante sólo se trata de criterios mínimos y es deseable poner a punto un procedimiento que permita diseñar montajes aún más fiables.

El documento US-3 562 109 describe un montaje de combustible nuclear. Una configuración particular de barra de control permite limitar el pico de esfuerzo de frenado aplicado sobre esta última por el tramo inferior de un tubo guía y así limitar el daño de la barra de control.

Por eso, también es deseable reducir los márgenes de seguridad durante el diseño con el fin de reducir la masa y el coste de los montajes construidos.

Un objetivo de la invención es resolver este problema proporcionando un procedimiento que permite diseñar montajes de combustibles nucleares más fiables al tiempo que limita los márgenes de diseño.

Para ello, la invención tiene por objeto un procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear según la reivindicación 1.

Según modos particulares de realización, el procedimiento puede comprender una o varias de las características de las reivindicaciones dependientes 2 a 9.

La invención tiene además por objeto un sistema de diseño de un montaje de combustible nuclear según la reivindicación 10.

La invención tiene además por objeto un programa de ordenador según la reivindicación 11.

La invención también tiene por objeto un soporte según la reivindicación 12.

La invención se comprenderá mejor tras la lectura de la descripción siguiente, facilitada únicamente a modo de ejemplo, y realizada haciendo referencia a los dibujos adjuntos en los que:

- la figura 1 es una vista esquemática en perspectiva que deja ver el interior de un montaje de combustible nuclear diseñado mediante un procedimiento según la invención;

- la figura 2 es una vista esquemática lateral aumentada y parcialmente en corte, que ilustra la estructura de la araña del montaje de la figura 1,

- la figura 3 es una vista parcial esquemática en alzado lateral del montaje de la figura 1 y que ilustra más particularmente un par tubo guía/barra de control,

- la figura 4 es un esquema de bloques que ilustra el sistema de diseño del montaje de la figura 1,

- la figura 5 es un organigrama que ilustra etapas sucesivas del procedimiento de diseño puesto en práctica por el sistema de la figura 4,

- la figura 6 representa una curva de evolución de la velocidad de caída de un barra de control antes de la penetración en el tramo inferior del tubo guía correspondiente, calculándose esta evolución por el sistema de la figura 4, y

- la figura 7 representa una curva de evolución de la velocidad de caída de la misma barra de control en el tramo inferior del tubo guía correspondiente, calculándose esta evolución por el sistema de la figura 4.

La figura 1 representa un montaje 1 de combustible nuclear que comprende principalmente una red 2 de base cuadrada de barras 3 de combustible nuclear y un banco 4 de control.

El montaje 1 comprende rejillas 5 de mantenimiento de las barras 3 que están distribuidas sobre la altura de las barras 3. Un extremo 6 inferior está dispuesto bajo los extremos inferiores de las barras 3 y un extremo 7 superior por encima de los extremos superiores de las barras 3. El extremo 7 superior está dotado de resortes 8 de apoyo sobre la placa superior del núcleo del reactor en el que está destinado a cargarse el montaje 1.

El banco 4 de control comprende varias barras 10 de control, por ejemplo veinticuatro. De manera clásica, las barras 10 de control comprenden un material que absorbe los neutrones.

Las barras 3 y 10 se extienden paralelamente a una dirección L longitudinal vertical.

Las barras 10 están llevadas en sus extremos superiores por un soporte 11 denominado generalmente araña.

Tal como se ilustra más particularmente por la figura 2, la araña 11 comprende un pomo 12 central vertical y una serie de brazos o aletas 13 que se extienden radialmente hacia el exterior desde el extremo inferior del pomo 12 hasta sus extremos 14 radialmente exteriores.

Cada barra 10 de control está conectada por su extremo superior a un brazo 13.

El pomo 12 de la araña 11 presenta un escariado 15 central limitado que desemboca hacia abajo y en el que está alojado un resorte 16 helicoidal de amortiguamiento. El resorte 16 se extiende verticalmente a lo largo de un eje A central. Un tornillo 17 de tensión se extiende sensiblemente sobre toda la altura del escariado 15 y está atornillado en la pared 18 que delimita la parte superior del escariado 15.

La parte inferior del tornillo 17 atraviesa el fondo de un anillo 20 de retención que se apoya sobre el extremo inferior del resorte 16. La cabeza 21 del tornillo 17 se apoya hacia arriba contra el fondo del anillo 20 de retención para adherir el resorte 16 contra la pared 18 del pomo 12.

Tal como se ilustra por la figura 3 para una barra 10 de control, cada barra 10 de control se aloja en un tubo 24 guía respectivo dispuesto en la red 2 de barras 3 combustibles. Por tanto, se forman veinticuatro pares tubo guía/barra de control. Al tener cada uno de estos pares una estructura análoga, en lo sucesivo se describirá una sola.

El tubo 24 guía se extiende desde el extremo 6 inferior hasta el extremo 7 superior. El tubo 24 guía comprende un tramo 26 inferior de diámetro interior reducido y un tramo 27 superior. El tramo 26 inferior está conectado al extremo 6 inferior por un tornillo 28 con escalón perforado con un escariado 29 vertical pasante.

El tramo 26 inferior del tubo 24 guía rodea la barra 10 de control con un huelgo J radial de paso.

El tramo 27 superior está fijado al extremo 7 superior y desemboca en el exterior del montaje 1.

Orificios 30 laterales, de los que sólo uno es visible en la figura 4, están dispuestos en el tramo 27 superior a proximidad del tramo 26 inferior.

Cuando se carga el montaje 1 en un reactor nuclear, el líquido de refrigeración del reactor rellena el interior del tubo 24 guía.

De manera clásica, el banco 4 de control es móvil verticalmente con respecto al resto del montaje 1 para permitir la regulación de la reactividad durante el funcionamiento normal del reactor, y por tanto las variaciones de potencia desde la potencia nula hasta la carga completa en función de la introducción vertical de las barras 10 de control en la red 2 de barras 3. El desplazamiento vertical del banco 24 de control se garantiza de manera clásica mediante una varilla de control conectada al extremo superior del pomo 12.

Durante una parada del reactor, la varilla de control y el banco 4 caen por gravedad.

Al comienzo de este movimiento de caída las barras 10 de control sólo están guiadas por los tramos 27 superiores de los tubos 24 guía y todavía no han alcanzado los tramos 26 inferiores.

Al final de la caída, los extremos inferiores de las barras 10 de control penetran en los tramos 26 inferiores. Entonces se elimina el fluido de refrigeración contenido en los tramos 26 por una parte hacia arriba y por otra parte hacia abajo a través de los orificios 29 de los tornillos 28 con escalón.

Cada tramo 26 inferior se comporta entonces como un amortiguador hidráulico...

1. Procedimiento de diseño de un montaje (1) de combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear, comprendiendo el montaje varios tubos (24) guía, y un banco (4) de control que comprende a su vez varias barras (10) de control y un soporte (11) de barras (10) de control, extendiéndose las barras (10) de control y los tubos (24) guía paralelamente a una dirección (L) longitudinal, alojándose cada barra (10) de control en un tubo (24) guía para formar pares tubos guía/barras de control, comprendiendo cada tubo (24) guía un tramo (27) superior y un tramo (26) inferior de amortiguamiento que comprende al menos una parte de diámetro interior reducido destinada a contener un fluido para amortiguar la caída de la barra (10) de control alojada en dicho tubo (24) guía, rodeando la parte de diámetro interior reducido la barra de control con un huelgo (J) radial de paso durante la penetración de la barra (10) de control en el tubo (24) guía, caracterizado porque el procedimiento se pone en práctica mediante ordenador y comprende, para al menos un par tubo guía/barra de control, las etapas de:

a) calcular la velocidad de caída de la barra (10) de control en la entrada del tramo (26) inferior de amortiguamiento durante la caída del banco (4) de control en caso de parada del reactor nuclear,

b) calcular, a partir de la velocidad de caída calculada en la etapa a), la evolución en función del tiempo de la velocidad de caída de la barra (10) de control en el tramo inferior de amortiguamiento,

c) calcular, a partir de la evolución de la velocidad calculada en la etapa b), una sobrepresión máxima (?P_MAX) creada en el líquido contenido en el tramo (26) inferior de amortiguamiento con respecto a la presión que reina en el tramo (27) superior del tubo (24) guía, y

d) calcular, a partir de la sobrepresión máxima (?P_MAX) calculada en la etapa c), una tensión circunferencial máxima (s_{? MAX}) creada en el tramo (26) inferior de amortiguamiento.

2. Procedimiento según la reivindicación 1, comprendiendo el procedimiento además una etapa de verificación, usando la tensión circunferencial máxima (s_{? MAX}) calculada en la etapa d), de que no se ha superado una tensión máxima admisible por el tubo (24) guía.

3. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2, en el que la etapa de calcular b) se garantiza usando un primer valor de huelgo (J) radial de paso, y la etapa de calcular c) se garantiza usando un segundo valor de huelgo (J) radial de paso, siendo el segundo valor inferior al primer valor.

4. Procedimiento según la reivindicación 3, en el que el primer valor es un valor máximo estadístico del huelgo (J) de paso verificado con una probabilidad determinada en montajes de combustible nuclear construidos.

5. Procedimiento según la reivindicación 3 ó 4, en el que el segundo valor es un valor mínimo estadístico del huelgo (J) de paso verificado con una probabilidad determinada en montajes de combustible nuclear cons- truidos.

6. Procedimiento según una de las reivindicaciones anteriores, en el que, comprendiendo el soporte (11) del banco (4) de control un resorte (16) helicoidal de amortiguamiento del impacto del soporte (11) contra un extremo (7) superior del montaje en caso de caída del banco (4) de control durante una parada del reactor nuclear, el procedimiento comprende además las etapas de:

e) calcular la evolución en función del tiempo de la velocidad del banco (4) de control tras el impacto del soporte (11) contra el extremo (7) superior,

f) calcular, a partir de la evolución de la velocidad calculada en la etapa e), un esfuerzo longitudinal máximo de compresión (F_MAX) del resorte (16), y

g) calcular, a partir del esfuerzo máximo longitudinal de compresión (F_MAX), al menos una tensión máxima de cizallamiento (t_MAX) en el resorte (16).

7. Procedimiento según la reivindicación 6, en el que una tensión máxima de cizallamiento (t_MAX) es una tensión de cizallamiento a lo largo de la fibra (FN) neutra del resorte (16).

8. Procedimiento según la reivindicación 6 ó 7, en el que una tensión máxima de cizallamiento es una tensión de cizallamiento a lo largo de la fibra (F2) del resorte (16) más próxima a su eje (A) central longitudinal.

9. Procedimiento según una de las reivindicaciones 6 a 8, que comprende además una etapa de verificación, usando una tensión máxima de cizallamiento calculada en la etapa g), de que no se ha superado una tensión máxima admisible por el resorte (16).

10. Sistema de diseño de un montaje de combustible nuclear, caracterizado porque comprende un ordenador (34) y medios (36) de almacenamiento en los que se almacena al menos un programa que comprende instrucciones para la ejecución de etapas del procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear según una cualquiera de las reivindicaciones anteriores.

11. Programa de ordenador que comprende instrucciones para la ejecución de las etapas de un procedimiento según una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 9.

12. Soporte que puede usarse en un ordenador y en el que se registra un programa según la reivindicación 11.