Procedimiento que comprende la medición en canales de combustible de conjuntos de combustible para reactores de agua en ebullición.

Procedimiento que comprende la medición de al menos una propiedad de al menos un canal de combustible (14)de los conjuntos de combustible (8) para reactores nucleares de agua en ebullición,

cuyo procedimiento comprendeque:

la medición se realiza en un canal de combustible (14) que se ha utilizado al menos un cierto tiempodurante la operación en el núcleo de un reactor nuclear de agua en ebullición,

la medición se realiza cuando el canal de combustible (14) está situado en agua,

la medición se realiza mediante el uso de un procedimiento de medición de corriente de Focault inductivano destructiva,

la medición se realiza en al menos una primera posición en el canal de combustible (14) que se encuentraen un nivel tal del conjunto de combustible (8), en el que el nivel durante la operación en el reactor nuclearhay combustible nuclear (12) en el conjunto de combustible (8), en el que dicha primera posición durante almenos una parte del tiempo de operación se ha colocado en la dirección hacia una barra de control (20)vecina en el reactor nuclear tan cerca de la barra de control (20) que la posición en cuestión es susceptiblede haber sido objeto de corrosión por efecto sombra de la barra de control (20),

la medición se realiza también en al menos una segunda posición en dicho canal de combustible (14), en elque la segunda posición está situada de tal manera que durante la operación no se ha colocado de talmanera que la posición en cuestión es susceptible de haber sido objeto de corrosión por efecto sombra dedicha barra de control (20),

en el que a través del procedimiento, al menos, se determina el contenido de hidruro del canal decombustible (14) en dichas primera y segunda posiciones,

en el que dicha segunda posición está situada en una pared lateral (2, 3) del canal de combustible (14) que durantela operación no está frente a la barra de control (20) vecina y

en el que cuando dichas mediciones se han realizado, el conjunto de combustible (8) con el canal de combustible(14) se coloca de nuevo en el núcleo del reactor nuclear, para utilizarse durante la posterior operación del reactornuclear.

Procedimiento que comprende la medición en canales de combustible de conjuntos de combustible para reactores de agua en ebullición Antecedentes de la invención y técnica anterior

La invención se refiere a un procedimiento que comprende la medición de al menos una propiedad de al menos un canal de combustible de los conjuntos de combustible para reactores nucleares de agua en ebullición.

El núcleo de un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR) comprende un gran número de conjuntos de combustible. Los conjuntos de combustible se extienden en la dirección vertical y están dispuestos paralelos el uno al otro en el núcleo. La figura 1 muestra esquemáticamente un ejemplo de dicho conjunto de combustible 8. El conjunto de combustible 8 comprende un número de barras de combustible 10.

El haz de barras de combustible 10 que está en el conjunto de combustible 8 se encuentra en los lados rodeado por una carcasa 14. La carcasa es a veces también llamada caja o caja de pared. En la presente solicitud, la carcasa sin embargo se denomina canal de combustible 14. El canal de combustible 14 rodea el haz de combustible en todos los lados (a excepción de hacia arriba y hacia abajo) . Por lo general, el conjunto de combustible 8 es cuadrilátero y el canal de combustible 14 por lo tanto tiene una forma de sección transversal rectangular o cuadrada. En aras de la claridad, en la figura 1 el canal de combustible 14 se elimina en parte en un lado con el fin de mostrar las barras de combustible 10 que existen en el conjunto de combustible 8.

Las barras de combustible 8 consisten en tubos de revestimiento que contienen material de combustible nuclear, a menudo en forma de cuentas. En la figura 1, una parte de dicho tubo de revestimiento se retira con el fin de mostrar el material de combustible nuclear 12. Las barras de combustible 10 están normalmente dispuestas en paralelo entre sí en el conjunto de combustible 8. El material de combustible nuclear real 12 no llega a toda la trayectoria hasta la parte superior del conjunto de combustible 8 y también no siempre toda la trayectoria hasta la parte inferior del conjunto de combustible 8. La longitud de la parte activa del conjunto de combustible 8 es por lo tanto más corta que todo el conjunto de combustible 8.

La figura 2 muestra esquemáticamente una vista en sección transversal de cuatro conjuntos de combustible 8. En aras de la claridad, en la figura 2 sólo se muestran los canales de combustible cuadriláteros 14 del conjunto de combustible 8. Cada canal de combustible 14 por lo tanto tiene cuatro paredes laterales. Estas tienen en uno de los conjuntos de combustible 8 en la figura 2 que se numeran como 1, 2, 3 y 4.

Como se ha mencionado anteriormente, no existe en el núcleo del reactor nuclear un gran número de conjuntos de combustible 8 de la clase descrita anteriormente. Entre algunos de estos conjuntos de combustible 8, al menos durante una parte del tiempo cuando el reactor está en operación, están insertadas las barras de control. Dicha barra de control 20 se muestra muy esquemáticamente en sección transversal en la figura 2. La barra de control 20 tiene cuatro cuchillas de barras de control 22, 24, 26, 28 que contienen un material absorbente de neutrones. Los canales de combustible 14 se hacen generalmente de una aleación a base de circonio. La barra de control 20 se hace normalmente de otra aleación, a menudo de acero inoxidable.

En el medio ambiente muy particular que existe en el núcleo de un reactor nuclear, los componentes del mismo son influenciados de diferentes maneras. Entre otras cosas, hay una tendencia a la formación de hidruros en los canales de combustible 14. Tal formación de hidruro tiene lugar principalmente en los niveles del canal de combustible 14 que corresponden a la zona activa (donde hay combustible nuclear) en el conjunto de combustible 8. Por otra parte, los óxidos se forman en los canales de combustible 14.

Un fenómeno particular que se conoce en el campo es la denominada corrosión de efecto sombra. La corrosión de efecto sombra se produce en este entorno particular, en particular, en los componentes de aleaciones a base de zirconio cuando estos componentes se disponen a una distancia corta de componentes de otros materiales, por ejemplo, componentes de acero inoxidable. La corrosión de efecto sombra se produce, en particular, a un nivel donde hay combustible nuclear en el conjunto de combustible, y donde por lo tanto, es el caso de una fuerte radiación. La corrosión de efecto sombra puede ser vista como una zona oscura en el componente que ha sido objeto a la corrosión de efecto sombra. Se sabe que por lo tanto se puede producir la corrosión de efecto sombra en las paredes laterales 1, 4 de los canales de combustible 14 que se enfrentan a una barra de control 20 vecina.

La corrosión por efecto sombra puede causar diferentes problemas. Entre otras cosas, ha aparecido que la corrosión de efecto sombra pueden dar lugar al hecho de que el canal de combustible 14 (y por lo tanto el conjunto de combustible 8) se doble. Se cree que esto es debido al hecho de que la corrosión de efecto sombra pueden conducir a un aumento de la absorción de hidrógeno, es decir, aumenta la hidratación, que a su vez puede conducir a un crecimiento inducido por hidrógeno de las paredes laterales 1, 4 del canal de combustible 14, que son el tema de la corrosión por efecto sombra. Este fenómeno se describe en, por ejemplo, en NRC Information Notice 89-69, Supplement 1: Shadow corrosion resulting in fuel channel bowing, United States Nuclear Regulator y Commission Office of Nuclear Reactor Regulation Washington, D.C. 20555-0001, 25 de agosto de 2003.

El doblado del conjunto de combustible 8 puede, a su vez dar lugar a nuevos problemas. Por ejemplo, de esta forma, el doblado puede ser tal que surja fricción entre la barra de control 20 y conjuntos de combustible 8 vecinos. Esto puede conducir al hecho de que no es posible retirar la barra de control 20 desde el espacio entre los conjuntos de combustible 8. Además, el doblado de los conjuntos de combustible 8 puede dar lugar a restricciones relativas a la potencia crítica permitida (Coeficiente de Potencia Crítica; CPR) , que a su vez conduce al hecho de que el reactor no puede ser operado con alta potencia como de otra manera. Esto constituye un alto coste para el que opera la planta de energía nuclear.

Otro problema que se ha observado es que, incluso si el conjunto de combustible 8 en cuestión sólo ha sido objeto de la corrosión de efecto sombra de una barra de control 20 durante una parte de su tiempo de operación, la corrosión de efecto sombra y el crecimiento inducido por el hidrógeno incrementado asociado con la misma del canal de combustible 14 puede conducir al hecho de que el canal de combustible 14 se doble durante la operación posterior.

El fenómeno de la corrosión de efecto sombra y su influencia en los canales de combustible 14 durante toda la vida del conjunto de combustible 8 es por lo tanto muy complicado y no es completamente entendido.

Los documentos US 5.889.401 y WO 00/34768 A1 describen procedimientos y aparatos para mediciones de corriente de Foucault en los componentes, por ejemplo las barras de combustible, en reactores de energía nuclear. Como se ha mencionado en este documento, puede ser importante ser capaz de llevar a cabo mediciones de, por ejemplo, el espesor de las capas que pueden existir en tales componentes. La capa puede ser por ejemplo una capa de óxido. También se puede realizar una medición sobre otras propiedades además del espesor de la capa, por ejemplo, sobre el contenido de hidruros en el componente. Es conveniente llevar a cabo la medición con una sonda de medición que está dispuesta en la proximidad inmediata del objeto de medición.

El documento WO 2007/053100 A1 describe un sistema que es adecuado para llevar a cabo mediciones de corriente de Foucault sobre los componentes, tales como las barras de combustible para reactores nucleares, que se encuentran bajo el agua.

El documento US 2006/0291608 A1 describe un aparato para medir las dimensiones externas de un canal de combustible de un reactor de agua en ebullición, que tiene un bastidor rígido que tiene un asiento inferior para aceptar una boquilla de un conjunto de combustible nuclear, extendiéndose el marco rígido en toda la longitud del conjunto de combustible nuclear. El aparato tiene una disposición de inspección que incluye los transductores ultrasónicos colocados sobre la estructura rígida. Los transductores de ultrasonidos están soportados por el bastidor rígido y están configurados para generar y recibir señales ultrasónicas impartidas en un medio y generar una señal eléctrica ante la recepción de la señal ultrasónica.... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento que comprende la medición de al menos una propiedad de al menos un canal de combustible (14) de los conjuntos de combustible (8) para reactores nucleares de agua en ebullición, cuyo procedimiento comprende que:

la medición se realiza en un canal de combustible (14) que se ha utilizado al menos un cierto tiempo durante la operación en el núcleo de un reactor nuclear de agua en ebullición,

la medición se realiza cuando el canal de combustible (14) está situado en agua,

la medición se realiza mediante el uso de un procedimiento de medición de corriente de Focault inductiva no destructiva,

la medición se realiza en al menos una primera posición en el canal de combustible (14) que se encuentra en un nivel tal del conjunto de combustible (8) , en el que el nivel durante la operación en el reactor nuclear hay combustible nuclear (12) en el conjunto de combustible (8) , en el que dicha primera posición durante al menos una parte del tiempo de operación se ha colocado en la dirección hacia una barra de control (20) vecina en el reactor nuclear tan cerca de la barra de control (20) que la posición en cuestión es susceptible de haber sido objeto de corrosión por efecto sombra de la barra de control (20) ,

la medición se realiza también en al menos una segunda posición en dicho canal de combustible (14) , en el que la segunda posición está situada de tal manera que durante la operación no se ha colocado de tal manera que la posición en cuestión es susceptible de haber sido objeto de corrosión por efecto sombra de dicha barra de control (20) ,

en el que a través del procedimiento, al menos, se determina el contenido de hidruro del canal de combustible (14) en dichas primera y segunda posiciones,

en el que dicha segunda posición está situada en una pared lateral (2, 3) del canal de combustible (14) que durante la operación no está frente a la barra de control (20) vecina y

en el que cuando dichas mediciones se han realizado, el conjunto de combustible (8) con el canal de combustible (14) se coloca de nuevo en el núcleo del reactor nuclear, para utilizarse durante la posterior operación del reactor nuclear.

2. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 1, en el que la medición se realiza en al menos una tercera posición en otra pared lateral del canal de combustible (14) de donde se encuentra la segunda posición, en el que también la tercera posición está situada en una pared lateral (2, 3) del canal de combustible (14) que durante la operación no está frente a la barra de control (20) vecina.

3. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dichas mediciones se realizan desde el exterior del canal de combustible (14) .

4. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la medición se realiza también, en al menos una posición, desde el interior del canal de combustible (14) .

5. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la medición mediante el uso de dicho procedimiento de medición de corriente de Focault inductiva no destructiva también se realiza, durante las mismas condiciones y en la misma piscina de agua que las mediciones mencionadas anteriormente, en al menos una muestra estándar que está fabricada esencialmente de la misma aleación que el canal de combustible (14) pero que no contiene ninguna cantidad esencial de hidruros y que está provista de una capa de un primer

espesor conocido, que está fabricada de una capa no magnética y material eléctricamente no conductor, en el que se utiliza el resultado de la medición en tal muestra estándar, en la determinación del contenido de hidruro en la medición en el canal de combustible (14) , para tener en cuenta la influencia sobre la medición de un posible capa de óxido que pueda existir en el canal de combustible (14) .

6. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 5, en el que la medición se realiza también en al menos otra 45 muestra estándar que está fabricada esencialmente de la misma aleación que el canal de combustible (14) pero que no contiene ninguna cantidad esencial de hidruros y que, o bien no está provista de dicha capa o está provista de una de dichas capas de un segundo espesor conocido que es diferente del primer espesor conocido.

7. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la medición también se realiza, en al menos una posición en el canal de combustible (14) que está situado tan alto o tan bajo en el canal de 50 combustible (14) que la posición se encuentra a tal nivel del conjunto de combustible (8) , en el que el nivel durante la operación en el reactor nuclear no hay combustible nuclear (12) en el conjunto de combustible (8) .

8. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la medición mediante el uso de dicho procedimiento de medición de corriente de Focault inductiva no destructivo también se realiza en al menos una muestra estándar que está fabricada de esencialmente la misma aleación que el canal de combustible (14) y que contiene un contenido conocido de hidruros, en el que el resultado de esta medición se utiliza para la calibración de la medición en la determinación del contenido de hidruro en la medición en el canal de combustible (14) .

9. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la medición mediante el uso de dicho procedimiento de medición de corriente de Focault inductiva no destructiva se realiza con la ayuda de una bobina que genera un campo alterno electromagnético que penetra en el canal de combustible (14) en cuestión, en el que la medición se realiza en al menos dos frecuencias diferentes del campo alterno generado.

10. Procedimiento de acuerdo con la reivindicación 9, en el que la medición se realiza en al menos dos frecuencias 10 diferentes, que ambas son mayores de 500 kHz.

11. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que a través de las mediciones también se determina el espesor de una capa de óxido que se encuentra en el canal de combustible (14) .

12. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que después de que dicha

operación adicional de las mediciones de reactores nucleares se realizan de nuevo en el mismo canal de combustible (14) como anteriormente, para determinar, al menos, cómo ha cambiado el contenido de hidruro desde las medidas anteriores.

13. Procedimiento de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dichas mediciones con el procedimiento de medición de corriente de Focault inductiva no destructiva se realizan en el canal de 20 combustible (14) cuando el combustible nuclear ha sido retirado temporalmente del canal de combustible (14) .