Barra de control gris robusta de un reactor nuclear.

Un conjunto combustible (10) nuclear que presenta una sección de diámetro interior reducido de los tubos (18) de guía de los manguitos conocidos como región (42) de amortiguador,

y que comprende una barra (34) de control, comprendiendo la barra (34) de control:

una vaina (40) tubular alargada que presenta una dimensión axial con un primer extremo en una extensión de la dimensión axial y un segundo extremo en la dimensión axial, presentando la vaina (40) tubular un diámetro exterior dimensionado para insertarse dentro de una dimensión más estrecha de un interior hueco de un manguito (18) de guía de barras de control del conjunto combustible (10) nuclear, presentando el interior hueco del manguito (18) de guía de barras de control un extremo superior que recibe la barra (34) de control y el extremo inferior que presenta un diámetro interno reducido que funciona como un amortiguador (42) cuando la barra (34) de control se deposita dentro del manguito (18) de guía, extendiéndose la porción de diámetro reducido desde una porción inferior del manguito (18) de guía de las barras de control hacia arriba hasta no más del veinte por ciento de una altura del interior hueco del manguito (18) de guía,

un primer tapón (46) terminal que cierra el primer extremo de la vaina (40) tubular alargada y diseñado para ser recibido de manera deslizable dentro del amortiguador (42),

un primer material (50) de absorción de los neutrones que ocupa una porción inferior de la vaina (40) tubular alargada en proximidad al tapón (46) terminal inferior y que se extiende hasta una distancia axialmente a través de la vaina (40) tubular alargada; sustancialmente igual o ligeramente mayor que una longitud sobre la que la vaina (40) tubular alargada sería recibida dentro del amortiguador (42) cuando la barra (34) de control haya sido completamente insertada dentro del manguito (18) de guía de las barras de control;

un segundo material (48) de absorción de neutrones que ocupa una porción de un resto del interior hueco del miembro (40) tubular alargado por encima del primer material (50) de absorción de neutrones, presentando el segundo material (48) de absorción de neutrones un valor de reactividad sustancialmente más alto que el del primer material (50) de absorción de neutrones, y un segundo tapón terminal para el cierre del segundo extremo de la vaina tubular alargada

en el que dicho primer material (50) de absorción de neutrones no experimenta ningún hinchamiento significativo sometido a radiación.

Barra de control gris robusta de un reactor nuclear Antecedentes de la invención

1. Campo de la invención

La presente Invención se refiere, en general, a conjuntos de barras de control grises para reactores nucleares y, más concretamente, se refiere a una mejora en la reducción del hlnchamiento y calentamiento del material de absorción de neutrones en una región de amortiguador de un manguito de guía de un conjunto combustible cuando una barra de control gris es completamente insertada dentro del núcleo del reactor nuclear.

2. Descripción de la técnica relacionada

En un reactor nuclear típico, el núcleo del reactor Incluye un gran número de conjuntos combustible, cada uno de los cuales está compuesto por unas toberas superior e Inferior con una pluralidad de manguitos de guía alargados separados transversalmente que se extienden longitudinalmente entre las toberas y una pluralidad de rejillas de soporte transversales separadas axialmente y fijadas a los manguitos de guía. Así mismo, cada conjunto combustible está compuesto por una pluralidad de elementos combustible alargados o varillas separadas transversalmente a Intervalos regulares unas de otras y respecto de los manguitos de guía, y soportados por las rejillas transversales entre las toberas superior e Inferior. Las varillas de combustible contienen material fisible y están agrupadas conjuntamente en una formación que está organizada para proporcionar un flujo de neutrones dentro del núcleo suficiente para soportar una alta tasa de fisión nuclear y, de esta manera, la liberación de una gran cantidad de energía en forma de calor. Un refrigerante liquido es bombeado hacia arriba a través del núcleo con el fin de extraer parte del calor generado dentro del núcleo para la obtención de trabajo aprovechable.

Dado que la tasa de generación de calor dentro del núcleo del reactor es proporcional a la tasa de fisión nuclear y esta, a su vez, viene determinada por el flujo de neutrones dentro del núcleo, el control de la generación térmica en la puesta en marcha del reactor, durante su operación y su suspensión, se consigue modificando el flujo de neutrones. En general, esto se lleva a cabo absorbiendo el exceso de neutrones utilizando barras de control que contienen un material absorbente de los neutrones. Los manguitos de guía, además de ser elementos estructurales del conjunto combustible, proporcionan también unos canales para la inserción de las barras de control absorbentes de los neutrones dentro del núcleo del reactor. El nivel del flujo de neutrones, y con ello la producción de calor del núcleo, es normalmente regulada por el movimiento de las barras de control por dentro y desde los manguitos de guía.

Una disposición habitual que utiliza barras de control en asociación con el conjunto combustible se puede encontrar en la Patente estadounidense No. 4,326,919 de Hill y transferida al cesionario de la presente invención. Esta patente muestra una formación de barras de control soportadas en sus extremos superiores por un conjunto de cruceta el cual, a su vez, está conectado a un mecanismo de arrastre de las barras de control que verticalmente sube y baja (designada como acción escalonada) las barras de control dentro y fuera de los manguitos de guía huecos del conjunto combustible. La construcción típica de la barra de control en una disposición de este tipo se dispone bajo la forma de un tubo de vaina metálico alargado que presenta un material absorbente de los neutrones dentro del tubo y con los tapones terminales en sus extremos opuestos para cerrar herméticamente el material absorbente dentro del tubo. En general, el material absorbente de los neutrones se presenta bajo la forma de una pila de pastillas cerámicas o metálicas sólidamente empaquetadas las cuales, en el caso de un material absorbente B4C, solo parcialmente llenan el tubo, dejando un espacio vacío o huelgo axial entre la parte superior de las pastillas y el tapón terminal superior que define una cámara ¡mpelente para recibir los gases generados por la operación de control. Un resorte en espiral está dispuesto dentro de la cámara ¡mpelente y se mantiene en estado de compresión entre el tapón terminal superior y la pastilla superior para mantener la pila de pastillas en su disposición sólidamente empaquetada durante el escalonamiento de las barras de control.

De esta manera, las barras de control Influyen en la reactividad modificando la absorción directa de los neutrones. Las barras de control son utilizadas para un control rápido de la reactividad. Un controlador químico, por ejemplo ácido bórico, está disuelto en el líquido refrigerante para controlar los cambios de la reactividad a largo plazo. Distribuido más uniformemente por todo el núcleo, la solución de boro conduce a una distribución de la potencia más uniforme y a un agotamiento del combustible de lo que lo hacen las barras de control. La concentración de boro normalmente se reduce con el envejecimiento del núcleo para compensar el agotamiento del combustible y la acumulación de los productos de fisión.

La acumulación de los productos de fisión, como por ejemplo el xenón 135, reduce la reactividad mediante la absorción parasitaria de los neutrones, reduciendo con ello la utilización térmica. El xenón 135 (en lo sucesivo designado únicamente como "xenón") es eliminado por la absorción de neutrones o por desintegración. Tras una reducción de la potencia del núcleo (por ejemplo durante el seguimiento de la carga, que es una reducción en la potencia del reactor en respuesta a una reducción de demanda de potencia), hay disponibles menos neutrones térmicos para eliminar el xenón. Por tanto, la concentración de xenón en el núcleo aumenta.

Este aumento de la concentración del xenón que acompaña a una reducción en la reactividad del núcleo es generalmente compensada o bien mediante la reducción de la concentración del boro disuelto en el líquido refrigerante del núcleo, o bien retirando del núcleo las barras de control. Sin embargo, ambos procedimientos presentan inconvenientes. La modificación de la concentración de boro requiere el tratamiento del refrigerante, esto es, agua, lo que es difícil y no es deseable para la instalación especialmente hacia el final de la vida del núcleo. La eliminación de las barras de control significa que el retorno del núcleo a la capacidad de potencia se reduce incrementándose los factores de pico.

La solución habitual a este problema es incorporar varios bancos de barras útiles de reactividad reducida, conocidas como barras grises, dentro del núcleo a toda potencia y que están disponibles para ser retiradas cuando la potencia se reduzca para compensar la acumulación de xenón. En una planta nuclear pasiva avanzada, conocida como el reactor AP1000, diseñado por el cesionario de la presente invención, serán utilizadas barras grises con un valor de reactividad relativamente bajo para compensar los cambios brutos de la reactividad del núcleo durante el estado estable y de las operaciones de seguimiento de la carga. Esta estrategia operativa se traducirá en un control de las barras grises constantemente mantenidas cíclicamente dentro y fuera del núcleo tanto en el estado estable a toda potencia como en condiciones transitorias de potencia reducida. Durante esta operación, uno o más bancos de barras grises pueden quedar completamente insertados durante extensos periodos de tiempo, situándose las puntas de las barras de control en la reglón de amortiguador de los tubos de los manguitos de guía. La región de amortiguador presenta una sección de diámetro interior reducido en la porción interior de los tubos de guía de los manguitos que ralentiza el descenso de las barras de control cuando son depositadas para remitir el impacto de la cruceta sobre la tobera superior del conjunto combustible. La región de amortiguador dispuesta en el fondo de cada tubo de manguito de guía es de aproximadamente 0,61 metros de largo. El caudal del refrigerante y el área en sección transversal de refrigerante en la región de amortiguador es ligeramente inferior a la del resto del tubo de manguito de guía cuando la barra de control está insertada.

Los retos técnicos anticipados asociados con esta estrategia operativa pueden incluir:

la posibilidad de la interferencia mecánica o unión entre la punta de las barras de control grises y el tubo del manguito de guía en la región de amortiguador, debido al hinchamiento producido por la radiación del material absorbente en algunas de las barras grises como resultado de la operación de las barras a largo plazo cuando estén operando a la potencia regular;

la ebullición del líquido refrigerante en la región de amortiguador cuando las barras grises... [Seguir leyendo]

1.- Un conjunto combustible (10) nuclear que presenta una sección de diámetro interior reducido de los tubos (18) de guia de los manguitos conocidos como región (42) de amortiguador, y que comprende una barra (34) de control, comprendiendo la barra (34) de control:

una vaina (40) tubular alargada que presenta una dimensión axial con un primer extremo en una extensión de la dimensión axial y un segundo extremo en la dimensión axial, presentando la vaina (40) tubular un diámetro exterior dimensionado para insertarse dentro de una dimensión más estrecha de un interior hueco de un manguito (18) de guía de barras de control del conjunto combustible (10) nuclear, presentando el interior hueco del manguito (18) de guía de barras de control un extremo superior que recibe la barra (34) de control y el extremo inferior que presenta un diámetro interno reducido que funciona como un amortiguador (42) cuando la barra (34) de control se deposita dentro del manguito (18) de guía, extendiéndose la porción de diámetro reducido desde una porción inferior del manguito (18) de guía de las barras de control hacia arriba hasta no más del veinte por ciento de una altura del interior hueco del manguito (18) de guía,

un primer tapón (46) terminal que cierra el primer extremo de la vaina (40) tubular alargada y diseñado para ser recibido de manera deslizable dentro del amortiguador (42),

un primer material (50) de absorción de los neutrones que ocupa una porción inferior de la vaina (40) tubular alargada en proximidad al tapón (46) terminal inferior y que se extiende hasta una distancia axialmente a través de la vaina (40) tubular alargada; sustancialmente igual o ligeramente mayor que una longitud sobre la que la vaina (40) tubular alargada sería recibida dentro del amortiguador (42) cuando la barra (34) de control haya sido completamente insertada dentro del manguito (18) de guía de las barras de control;

un segundo material (48) de absorción de neutrones que ocupa una porción de un resto del interior hueco del miembro (40) tubular alargado por encima del primer material (50) de absorción de neutrones, presentando el segundo material (48) de absorción de neutrones un valor de reactividad sustancialmente más alto que el del primer material (50) de absorción de neutrones, y un segundo tapón terminal para el cierre del segundo extremo de la vaina tubular alargada

en el que dicho primer material (50) de absorción de neutrones no experimenta ningún hinchamiento significativo sometido a radiación.

2.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 1, en el que el primer material (50) de absorción de neutrones es una aleación de níquel seleccionada entre el grupo de Aleación 600, Aleación 625, Aleación 690 y Aleación 718.

3.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 1, en el que la barra (34) de control es una barra gris.

4.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 1, en el que el segundo material (48) de absorción de neutrones es Ag-ln-Cd o Ag.

5.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 1, en el que el primer material (50) de absorción de neutrones se extiende hasta una distancia axialmente a través de la vaina (40) tubular alargada la medida suficiente por encima de la longitud que la vaina (40) tubular alargada sería recibida por dentro del amortiguador (42) cuando la barra (34) de control haya sido completamente insertada dentro del manguito (18) de guía de barras de control para que un ensanchamiento probable de la vaina debido al hinchamiento del material (48) de absorción de neutrones sometido a la radiación no se extienda por dentro de la vaina (40) recibida dentro del amortiguador (42).

6.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 1, en el que la distancia sobre la que el material (50) de absorción de neutrones se extiende axialmente a través de la vaina (40) tubular alargada no es mayor que la distancia sobre la que se extiende el amortiguador (42) desde un tapón (46) terminal del manguito de guía de barras de control inferior.

7.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 6, en el que la distancia sobre el que el primer material (50) de absorción de neutrones se extiende axialmente a través de la vaina (40) tubular alargada es inferior a 0,61 m.

8.- El conjunto combustible (10) nuclear de la reivindicación 7, en el que el primer material (50) de absorción de neutrones y el segundo material (48) de absorción de neutrones se extienden colectivamente, axialmente a través de la vaina (40) tubular alargada hasta una altura superior o igual a la altura de una pila de pastillas de combustible dentro del conjunto combustible (10) nuclear en el que la barra (34) de control debe ser insertada.

9.- El conjunto combustible (10) nuclear de cualquiera de las reivindicaciones 1 a 8, que comprende un conjunto (36) de barras de control que presenta una pluralidad de barras (34) de control.

10.- Un reactor nuclear que comprende un núcleo que presenta una pluralidad de conjuntos combustible (10) nucleares, al menos algunos de los cuales son conjuntos combustible (10) nucleares de acuerdo con una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 8.