Procedimiento para generar límites termomecánicos para la operación de varillas de combustible nuclear.

Un procedimiento para operar un reactor nuclear; comprendiendo el procedimiento las etapas de:

a) construir historiales individuales (308) de potencia de las varillas de combustible para cada varilla decombustible nuclear en el núcleo del reactor nuclear en base a datos empíricos de niveles reales desalida de potencia operativa adquiridos durante anteriores ciclos de combustible y la operación previstadel reactor en un ciclo futuro de combustible;

b) calcular datos (314) de presión interna para cada varilla de combustible para un ciclo futuro decombustible en base a historiales de potencia construidos en la etapa a);

c) identificar la varilla (316) de combustible que tiene la presión interna máxima;

d) establecer un límite termomecánico operativo (318) en base al historial de potencia de la o las varillasidentificadas de combustible; y

e) operar el reactor nuclear en un límite de potencia inferior al límite termomecánico operativo establecido.

Procedimiento para generar límites termomecánicos para la operación de varillas de combustible nuclear

La presente solicitud versa, en general, acerca de procedimientos para demostrar la conformidad de un reactor nuclear con criterios fundamentales de autorización para una presión interna de las varillas de combustible nuclear, y más en particular, acerca de un procedimiento para establecer límites termomecánicos para el uso y la operación de varillas de combustible nuclear.

La mayoría de países tienen en sus jurisdicciones algún tipo de organismo o comité regulador para la administración de la distribución y del uso seguro de combustibles nucleares y la generación de energía. En los Estados Unidos de América, por ejemplo, el Nuclear Regulator y Commission (USNRC) es el organismo gubernamental regulador fundamental responsable de autorizar la construcción y la operación de plantas de energía nuclear. En su capacidad reguladora, el USNRC es responsable de establecer y revisar criterios fundamentales de seguridad para conceder una licencia para la operación de un reactor nuclear. Bajo tal revisión, un solicitante de una licencia debe poder demostrar que la operación de un reactor particular cumple con los criterios fundamentales de seguridad definidos por el USNRC. Se proponen procedimientos de diseño del reactor y de evaluación de la operación y, una vez aprobados por el USNRC, pueden formar la base para la concesión de una licencia de operación.

Los procedimientos para la demostración de una conformidad normalmente incluyen (entre otros) proporcionar evidencia estadística/empírica que muestre que las varillas de combustible dentro de un reactor funcionan dentro de un margen dado de seguridad a cierto nivel predeterminado de potencia, o por debajo del mismo, que garantizará que se mantengan los esfuerzos térmicos y mecánicos sobre la vaina de las varillas de combustible para todas las varillas en el núcleo del reactor nuclear a un nivel seguro durante la vida y uso del combustible }por ejemplo, para evitar cualquier agrietamiento o rotura de la vaina de las varillas de combustible y una fuga subsiguiente de contaminantes}. Se establecen límites de operación del reactor para garantizar que se mantiene la operación del reactor con base en un diseño termomecánico y de análisis de seguridad de las varillas de combustible. Estos límites de operación pueden estar definidos, por ejemplo, por la máxima potencia operativa permisible de las pastillas de combustible como una función del nivel de exposición de las pastillas de combustible }normalmente expresada en términos de la máxima potencia lineal generada (MLHGR) (es decir, el máximo calor generado por una varilla de combustible por unidad de longitud de la varilla (Kw/m) en función de la exposición (Gwd/mt) ) }.

Como ejemplo, con base en la autorización “GESTAR”, aprobada por el USNRC, de la empresa GE, se requiere que se lleve a cabo un análisis termomecánico (T-M) del diseño del combustible para un reactor utilizando las siguientes condiciones: (i) bien se aplican las suposiciones de peor tolerancia o bien se lleva a cabo un análisis probabilístico para determinar estadísticamente los resultados limitantes (es decir, con una confianza superior al 95%) , y (ii) se adoptan las condiciones de operación para limitar las condiciones previstas durante una operación normal de estado estacionario e incidencias operativas previstas (AOO) . En base al análisis T-M llevado a cabo, se establecen los límites de operación para garantizar que la operación real del combustible se mantiene con base en el diseño termomecánico y de seguridad de las varillas de combustible. Estos límites de operación definen el máximo nivel permisible de potencia operativa de las pastillas de combustible como una función de la exposición de las pastillas de combustible.

La metodología convencional para diseñar límites de operación termomecánicos (T-M) para varillas de combustible es aplicar un análisis limitante de historial de potencia sobre una varilla hipotética de combustible. Por ejemplo, se pueden evaluar las varillas de combustible para garantizar que los efectos de la presión interna de las varillas de combustible durante una operación normal de estado estacionario no tendrá como resultado un fallo del combustible debido a una carga excesiva de presión de la vaina de las varillas de combustible. Tal evaluación está basada, por ejemplo, en la cantidad de gas de fisión liberado por las pastillas de combustible de uranio en una varilla de combustible y la presión resultante en la varilla para determinar la tasa de fluencia de la vaina debido a la presión interna del gas durante una operación normal de estado estacionario. (Por ejemplo, se puede utilizar un programa de análisis de rendimiento T-M, tal como el programa de códigos de rendimiento GESTR-MECHNICAL (GSTRM) de la empresa GE, para evaluar una varilla de combustible) . Se desarrolla una curva genérica de límite de potencia a partir de la evaluación T-M que proporciona una envolvente de operación que es válida para la operación de varillas de combustible en cada ciclo de combustible para todos los reactores. Se ilustra un ejemplo de tal envolvente de límite T-M del combustible por medio de la curva 10 en el gráfico de la Figura 1 que muestra la máxima potencia lineal generada (LHGR) con respecto a la exposición de las pastillas.

Al desarrollar tal envolvente genérica de límites de operación, normalmente solo se evalúan la o las varillas de combustible dentro de un núcleo del reactor nuclear que experimentan la máxima potencia prevista y las condiciones de exposición. Sin embargo, se conoce que ninguna varilla single de combustible en un núcleo del reactor nuclear opera realmente con un historial de potencia equivalente a su historial de potencia limitante, sino que más bien opera sustancialmente por debajo de la potencia limitante durante la mayor parte de su ciclo de operación. Antes de la presente invención, ha sido inviable identificar qué varilla o varillas de combustible dentro del núcleo pueden estar operando de la forma más limitante con respecto a la liberación interna de gas de fisión. En este sentido, el enfoque convencional de desarrollar un historial de potencia limitante para generar límites termomecánicos para varillas de combustible es demasiado conservador y restringe innecesariamente la operación de los reactores nucleares por debajo de un nivel óptimo.

DATABASE WPI Section CH. Week 198520 Derwent Publications Ltd., Londres, Reino Unido; Class K05, AN 1985119763 XP002160841 y el documento JP 60 060583 A (HITACHI LTD) , 8 de abril de 1985 (1985-04-08) , describen un procedimiento utilizado para seleccionar conjuntos de combustible nuclear que van a ser extraídos y sustituidos.

El RESUMEN DE PATENTE JAPONESA Vol. 1998m nº 05, 30 de abril de 1998 (1998-04-30) y el documento JP 10 002987 A (TOSHIBA CORP: TOSHIBA ENG CO LTD) , 6 de enero de 1998 (1998-01-06) , describen un monitor de núcleo de un reactor nuclear para un reactor nuclear.

El RESUMEN DE PATENTE JAPONESA vol. 018, nº 454 (P-1791) , 24 de agosto de 1994 (1994-08-24) y el documento JP 06 148376 A (TOSHIBA CORP) , 27 de mayo de 1994 (1994-05-27) , describen un equipo de monitorización del valor límite de operación.

El procedimiento de la presente invención supera las anteriores limitaciones al construir perfiles reales de historiales de potencia para cada varilla de combustible en el núcleo del reactor nuclear y evaluando la presión interna de cada varilla de combustible de forma individual. Son conocidos programas convencionales de ordenador para generar un historial de potencia para una varilla individual de combustible basado en el diseño del reactor o en operaciones reales del reactor. Por ejemplo, hacia el año 1987, la empresa General Electric desarrolló un programa de ordenador denominado “LERN”. El programa LERN es capaz de generar un perfil del historial de potencia para una única varilla de combustible y normalmente se utiliza, por ejemplo, para llevar a cabo estudios especiales para varillas particulares de combustible (de una en una) . En la presente invención, se construyen historiales de potencia de la varillas de combustible para cada varilla en el núcleo del reactor nuclear utilizando tanto datos históricos de operación adquiridos con anterioridad de cada varilla de combustible durante ciclos anteriores de combustible como una previsión de las operaciones del reactor en un ciclo futuro de combustible.

Al implementar el procedimiento de la presente invención,... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento para operar un reactor nuclear; comprendiendo el procedimiento las etapas de:

a) construir historiales individuales (308) de potencia de las varillas de combustible para cada varilla de combustible nuclear en el núcleo del reactor nuclear en base a datos empíricos de niveles reales de 5 salida de potencia operativa adquiridos durante anteriores ciclos de combustible y la operación prevista

del reactor en un ciclo futuro de combustible; b) calcular datos (314) de presión interna para cada varilla de combustible para un ciclo futuro de combustible en base a historiales de potencia construidos en la etapa a) ; c) identificar la varilla (316) de combustible que tiene la presión interna máxima; 10 d) establecer un límite termomecánico operativo (318) en base al historial de potencia de la o las varillas identificadas de combustible; y e) operar el reactor nuclear en un límite de potencia inferior al límite termomecánico operativo establecido.

2. El procedimiento de la reivindicación 1, en el que la etapa (b) incluye calcular límites térmicos y mecánicos de 15 sobrepotencia para las varillas de combustible en el núcleo.

3. El procedimiento de la reivindicación 1, en el que se repiten las etapas (b) a (d) para cada ciclo de combustible.

4. El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende, además, las etapas de:

f) identificar una presión interna máxima de las varillas de combustible para el ciclo futuro de combustible en base a los datos de presión interna de las varillas de combustible calculados en la etapa (b) ; y 20 g) confirmar que el máximo identificado es inferior a los criterios fundamentales establecidos por el organismo autorizador oportuno.