Conjunto de barras grises de control avanzado.

Una barra gris (34) para un conjunto (36) de barras de control de un reactor nuclear,

comprendiendo dicha barragris:

un elemento tubular alargado (48) con un primer extremo (40), un segundo extremo (42), un diámetroexterior (50) y una longitud (52),

un absorbente (110) de neutrones dispuesto dentro de dicho elemento tubular alargado (48) generalmentehacia el primer extremo (40) del mismo, comprendiendo dicho absorbente (110) de neutrones un materialabsorbente con una sección eficaz microscópica de captura y absorción de neutrones a 2200 m/s de 10 a30 barnios, y

estando seleccionado del grupo que consiste en tungsteno sustancialmente puro de densidad teórica ocercana a la misma; metal de tungsteno de densidad reducida o poroso; aleaciones con base de tungstenotales como tungsteno-renio y tungsteno-níquel-hierro; compuestos con base de tungsteno tales comocarburo de tungsteno; escandio, iterbio y manganeso sustancialmente puros; aleaciones con base deescandio, iterbio y manganeso, y compuestos con base de escandio, iterbio y manganeso,

caracterizada porque dicha barra gris comprende una estructura (58) de tubo de soporte para rodear dichoabsorbente (110) de neutrones dentro de dicho elemento tubular alargado (48), en la cual dicho tubo (58) desoporte comprende un material seleccionado del grupo que consiste en zirconio y aleaciones con base de zirconio,aluminio y aleaciones con base de aluminio, aleaciones con base de níquel y acero inoxidable.

Conjunto de barras grises de control avanzado Antecedentes de la invención Campo de la invención La invención se refiere, en general, a reactores nucleares y, más en particular, a un diseño de conjuntos de barras grises de control avanzado (GRCAs) .

Información Sobre Antecedentes La potencia producida por el reactor de una central de energía nuclear se controla generalmente elevando o descendiendo unos conjuntos de barras de control dentro del núcleo del reactor, y el cambio en la potencia de salida del reactor, requerido para responder a un cambio en la demanda de potencia de salida de la central de energía eléctrica, se denomina comúnmente seguimiento de carga. Tal como se describe, por ejemplo, en la Patente Estadounidense Nº 4.079.236, el seguimiento de carga presenta muchos problemas operativos. Por ejemplo, en un reactor de agua a presión (PWR) , durante el seguimiento de carga, debe controlarse la reactividad y deben abordarse los cambios en la distribución axial de potencia en el núcleo en respuesta al cambio del nivel de potencia.

Los conjuntos de combustible de los núcleos de reactor modernos emplean típicamente dos tipos de conjuntos de barras de control para controlar la reactividad, los conjuntos de haz de barras de control (RCCAs) y los conjuntos de barras grises de control (GRCAs) . Ambos consisten en una pluralidad de barras absorbentes de neutrones sujetas por sus extremos superiores a un buje común o conjunto de araña. El cuerpo de las barras generalmente comprende un tubo de acero inoxidable que encapsula un material absorbente de neutrones, tal como un material de plata-indio-cadmio absorbente, y se deslizan las barras dentro de unos manguitos guía tubulares del conjunto de combustible mediante un mecanismo de accionamiento de control, situado cerca de la parte superior del conjunto de araña, que opera para controlar el movimiento de las barras dentro de los manguitos guía. De esta manera, la inserción y extracción controladas de las barras controlan generalmente la cantidad de potencia producida por el reactor. Adicionalmente, se utilizan los GRCAs durante la operación a plena potencia tal como se describirá a continuación.

Típicamente, se utilizan los GRCAs en la maniobra de seguimiento de carga debido a que están compuestos por barras de control de valor reducido, comúnmente denominadas barras “grises” en la técnica, y que tienen un menor impacto sobre la distribución del núcleo. El término “gris” tal como se utiliza en el presente documento se refiere a la característica de absorción de neutrones, y se refiere al hecho de que el GRCA está ideado para absorber únicamente una fracción de los neutrones de energía térmica y epitérmica que entran en el material absorbente, en contraposición a las barras “negras” de control, que están ideadas para absorber una gran mayoría de neutrones para parar el reactor. Las barras grises son conocidas por proporcionar un mecanismo de control de la reactividad por ajuste mecánico (MSHIM) , en contraposición a un ajuste químico que requiere cambiar la concentración de boro soluble en el refrigerante del reactor. Por lo tanto, el uso de barras grises minimiza la necesidad de procesar el refrigerante primario del reactor a diario y, por lo tanto, simplifica en gran medida las operaciones. Esta función de control de la reactividad se utiliza tanto en las operaciones a plena potencia como durante el seguimiento de carga. Más específicamente, un diseño existente de GRCA consiste en 24 varillas sujetas por sus extremos superiores a la araña. De las 24 varillas dentro del haz, sólo cuatro barras son barras absorbentes, y el material absorbente de neutrones encapsulado dentro de las barras absorbentes típicamente consiste en una aleación que contiene un 80% aproximadamente de plata (Ag) , un 15% aproximadamente de indio (In) , y un 5% aproximadamente de cadmio (Cd) . Tal diseño presenta varias desventajas.

Entre las desventajas de los diseños conocidos de GRCA de Ag-In-Cd, está el hecho de que el indio y el cadmio tienen una sección eficaz relativamente grande para los neutrones, lo que provoca su agotamiento en un periodo de tiempo relativamente corto. Como resultado, el valor de la barra en tal diseño de GRCA se ve reducido por debajo de un valor aceptable dentro de un plazo de entre cinco y diez años aproximadamente, dependiendo del diseño y la cantidad de uso. El uso continuado más allá de este periodo resulta en un agotamiento adicional, y eventualmente los GRCAs dejarán de ser efectivos a la hora de controlar el reactor durante el seguimiento de carga o de proporcionar un control de la reactividad a plena potencia. Esto conduce indeseablemente al frecuente reemplazo del GRCA. Una segunda desventaja se refiere a los cambios en la potencia local de barra para las barras de combustible que están adyacentes a los cuatro manguitos de guía que contienen las barras de combustible. Específicamente, debido a que en los diseños conocidos el material absorbente está localizado en cuatro varillas, se produce un cambio en la potencia relativamente alto, comúnmente denominado incremento de potencia de las barras de combustible, por ejemplo, durante la extracción de barras. La extracción de barras es el proceso de extracción del GRCA del conjunto de combustible. En los diseños conocidos de GRCA, una extracción de barras puede resultar en un pico del incremento de potencia, en las barras de combustible adyacentes, que puede ser superior a los límites permisibles, lo que indica un aumento del riesgo de un fallo de combustible. Los diseños de GRCA que son variaciones de diseños conocidos, y que incorporan menores cantidades de Ag-In-Cd distribuidas uniformemente entre las 24 varillas, pueden mitigar este problema. Sin embargo, tales diseños también se agotarán a una velocidad significativamente más elevada debido a un menor autoblindaje del indio y el cadmio, y se agotarán completamente por debajo del valor de barra aceptable en menos de cinco años. Adicionalmente, el hinchamiento del absorbente debido a la trasmutación inducida por irradiación en los diseños de barras de control de aleación de plata ha sido un problema en la industria durante muchos años. Específicamente, la exposición de la plata y el indio a la radiación de neutrones resulta en la formación de cantidades significativas de cadmio y estaño, lo que puede llevar a un hinchamiento debido a cambios en la densidad del material. Un hinchamiento excesivo del absorbente puede provocar que el absorbente entre en contacto con el encamisado que lo rodea, y potencialmente agrietarlo.

Las barras grises de valor reducido típicamente están ideadas para tener un valor de reactividad menor que el de las barras de control RCCA estándares (o negras) que se utilizan para parar el reactor o para proporcionar una capacidad bruta de control de la reactividad. El valor diana de la reactividad de una barra gris de control puede variar dependiendo de la aplicación y de la estrategia operativa pretendida para la planta. Adicionalmente, el peso de una barra gris de control deberá ser similar al peso de una barra negra de control utilizada en la misma planta, si tanto la barra gris de control como la negra tienen las mismas interfaces con otros componentes del reactor. El valor de reactividad y el peso de una barra gris de control pueden determinarse mediante el/los material/es seleccionado/s y la configuración final de la barra. Típicamente, el uso de un único material absorbente no satisface ambos requisitos de peso y valor de reactividad. Por lo tanto, existe espacio para la mejora en los diseños de GRCA para reactores nucleares.

En la técnica anterior se conocen diversos conjuntos de barras grises.

El documento JP-05142376 A da a conocer una barra gris para un conjunto de haz de barras de control ideada para su utilización como elemento simulado. Comprende un tubo de encamisado alargado que contiene pastillas de tungsteno y pastillas de acero inoxidable alternadas y formadas con una forma cilíndrica de aproximadamente el mismo diámetro que el diámetro interior del tubo de encamisado, estando mezcladas las pastillas de los dos metales, según una relación específica, a modo de sustancia de peso de sustitución con el mismo peso y el mismo volumen que un material absorbente de neutrones.

El documento WO 2007/014260 A2 da a conocer un conjunto de barras grises de control para un reactor nuclear que comprende unas barras grises, cada una de la mismas con un tubo de encamisado alargado, un tubo de soporte dispuesto dentro de dicho tubo de encamisado, y un absorbente encapsulado por el tubo de soporte. El tubo de soporte está fabricado con acero inoxidable y el material absorbente de neutrones es sustancialmente plata pura.

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1. Una barra gris (34) para un conjunto (36) de barras de control de un reactor nuclear, comprendiendo dicha barra gris:

un elemento tubular alargado (48) con un primer extremo (40) , un segundo extremo (42) , un diámetro 5 exterior (50) y una longitud (52) ,

un absorbente (110) de neutrones dispuesto dentro de dicho elemento tubular alargado (48) generalmente hacia el primer extremo (40) del mismo, comprendiendo dicho absorbente (110) de neutrones un material absorbente con una sección eficaz microscópica de captura y absorción de neutrones a 2200 m/s de 10 a 30 barnios, y

estando seleccionado del grupo que consiste en tungsteno sustancialmente puro de densidad teórica o cercana a la misma; metal de tungsteno de densidad reducida o poroso; aleaciones con base de tungsteno tales como tungsteno-renio y tungsteno-níquel-hierro; compuestos con base de tungsteno tales como carburo de tungsteno; escandio, iterbio y manganeso sustancialmente puros; aleaciones con base de escandio, iterbio y manganeso, y compuestos con base de escandio, iterbio y manganeso,

caracterizada porque dicha barra gris comprende una estructura (58) de tubo de soporte para rodear dicho absorbente (110) de neutrones dentro de dicho elemento tubular alargado (48) , en la cual dicho tubo (58) de soporte comprende un material seleccionado del grupo que consiste en zirconio y aleaciones con base de zirconio, aluminio y aleaciones con base de aluminio, aleaciones con base de níquel y acero inoxidable.

2. La barra gris (34) de la reivindicación 1, en la cual el absorbente (110) de neutrones es tungsteno 20 sustancialmente puro.

3. La barra gris (34) de cualquiera de las reivindicaciones 1 ó 2, en la cual dicho material absorbente (110) está dispuesto en una forma geométrica cilíndrica.

4. La barra gris (34) de cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en la cual el absorbente (110) de neutrones tiene una densidad de material de 16, 5 a 19, 4 g/cm3.

5. La barra gris (34) de cualquiera de las reivindicaciones 1 a 4, en la cual el absorbente (110) de neutrones tiene una curva de valor de agotamiento sustancialmente plana ante una exposición prolongada a la irradiación de neutrones.

6. La barra gris (34) de la reivindicación 1, en la cual el material del tubo (58) de soporte se selecciona para aumentar la absorción de neutrones del absorbente (110) de neutrones, tal como aleaciones de metal con base de níquel y acero inoxidable.

7. La barra gris (34) de la reivindicación 6, en la cual el material del tubo (58) de soporte tiene una sección eficaz microscópica de captura y absorción de neutrones a 2200 m/s menor que el absorbente (110) de neutrones.

8. La barra gris (34) de las reivindicaciones 6 ó 7, en la cual el material del tubo (58) de soporte tiene una sección eficaz microscópica de captura y absorción de neutrones a 2200 m/s de 2 a 6 barnios.

9. La barra gris (34) de cualquiera de las reivindicaciones 6 a 8, en la cual el material del tubo (58) de soporte tiene una densidad de 7 a 9 g/cm3.

10. Un conjunto (36) de barras grises de control avanzado para un reactor nuclear, comprendiendo dicho conjunto (36) de barras grises de control avanzado una pluralidad de barras grises (34) según lo reivindicado en cualquiera de las reivindicaciones 1 a 9.

11. El conjunto (36) de barras grises de control avanzado de la reivindicación 10, en el cual dicha pluralidad de barras grises (34) comprende 24 varillas grises (34) ; y en el cual dicho absorbente (110) de neutrones está distribuido generalmente por igual entre todas las 24 barras grises (34) .

12. Un reactor nuclear que tiene un conjunto (36) de barras grises de control avanzado según lo reivindicado en las reivindicaciones 10 ó 11.