Conjunto avanzado de control de barras grises.

Un conjunto (10) de combustible para un reactor nuclear, comprendiendo dicho conjunto (10) de combustible:

una pluralidad de barras alargadas (22) de combustible nuclear, teniendo cada una una longitud axial extendida;

un número de rejillas (20) de soporte sustancialmente transversales separadas a lo largo de la longitud axial de dichas barras (22) de combustible para mantener dichas barras (22) de combustible en una matriz organizada;

una pluralidad de tubos guía (18) dispuestos a través de dichas rejillas (20) de soporte y a lo largo de dichas barras (22) de combustible y

un conjunto (36) de control de barras grises que incluye un conjunto (39) de tipo araña que tiene una pluralidad de uñas (38) que se extienden de forma radial y una pluralidad de conjuntos (34) de barras grises acoplados a dichas uñas (38), estando estructurado dicho conjunto (36) de control de barras grises para mover cada uno de dichos conjuntos (34) de barras grises en el interior de uno de dichos tubos guía (18) para controlar la tasa de potencia producida por dicho reactor nuclear, en el que cada uno de dichos conjuntos (34) de barras grises comprende:

un miembro tubular alargado (48) que tiene un primer extremo, un segundo extremo, un diámetro externo y una longitud,

un primer tapón extremo (44) de cierre acoplado al primer extremo de dicho miembro tubular alargado (48),

estando ahusado dicho primer tapón extremo (44) de cierre para facilitar la inserción de dicho miembro tubular alargado (48) en uno de dichos tubos guía (18) de dicho conjunto (10) de combustible, un segundo tapón extremo (46) de cierre acoplado en un extremo al segundo extremo de dicho miembro tubular alargado (48), y en el otro extremo a una de dichas uñas (38) que se extienden de forma radial de dicho conjunto (39) de tipo araña,

un absorbente (110) de neutrones dispuesto en dicho miembro tubular alargado (48) generalmente hacia el primer extremo del mismo, comprendiendo dicho absorbente (110) de neutrones un material absorbente de plata sustancialmente pura y que tiene un diámetro que es sustancialmente menor que el diámetro de dicho miembro tubular alargado (48), y una longitud que es sustancialmente más corta que la longitud del miembro tubular alargado (48), y

un tubo (58) de soporte dispuesto entre dicho absorbente (110) de neutrones y que encapsula dicho miembro tubular alargado (48) dicho absorbente (110) de neutrones en dicho miembro tubular (48) para resistir el hinchamiento de dicho absorbente (110).

Conjunto avanzado de control de barras grises Antecedentes de la invención Campo de la invención La presente invención versa acerca de un diseño avanzado de conjuntos de control de barras grises (GRCA) .

Información sobre antecedentes En general, la potencia producida por el reactor de una central de energía nuclear está controlada por la elevación o el descenso de conjuntos de barras de control en el núcleo del reactor nuclear, y se hace referencia comúnmente al cambio en la potencia de salida del reactor requerido para acomodar un cambio en la demanda de energía eléctrica de la central de energía eléctrica como seguimiento de carga. Como se describe, por ejemplo, en la patente U.S. 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, se deben controlar la reactividad y se deben abordar los cambios en distribución de potencia axial en el núcleo en respuesta al cambio de nivel de potencia.

Los conjuntos de combustible de núcleos de reactores nucleares modernos normalmente emplean dos tipos de conjuntos de control de barras para controlar la reactividad, conjuntos de barras de control (RCCA) y conjuntos de control de barras grises (GRAC; véase, por ejemplo, el documento US5064607) . Ambos consisten en una pluralidad de barras absorbentes de neutrones fijadas en sus extremos superiores a un cubo común o conjunto de tipo araña. El cuerpo de las barras comprende, en general, un tubo de acero inoxidable que encapsula un material absorbente de neutrones, tal como un material absorbente de plata-indio-cadmio, y se deslizan las barras en el interior de tubos guía tubulares del conjunto de combustible con un mecanismo de control cerca de la parte superior del conjunto de tipo araña que opera para controlar el movimiento de las barras en el interior de las envolturas. De esta forma, la inserción y extracción controladas de las barras controla, en general, la tasa de potencia producida del reactor nuclear.

Normalmente, se utilizan GRCA en una maniobra de seguimiento de carga debido a que comprenden barras de control de poco valor, denominadas habitualmente en la técnica barras "grises". Se conoce que las barras grises proporcionan un mecanismo compensador mecánico (MSHIM) de reactividad a diferencia de un compensador químico, lo que requiere cambiar la concentración de boro soluble en el refrigerante del reactor nuclear. Por lo tanto, el uso de barras grises minimiza la necesidad de procesamiento del refrigerante primario del reactor nuclear a diario y, por lo tanto, simplifica enormemente las operaciones. Más específicamente, los diseños existentes de GRCA consisten, normalmente, en 24 varillas fijadas en sus extremos superiores a la araña. De las 24 varillas en el haz, solo cuatro barras son barras absorbentes, y el material absorbente de neutrones encapsulado en las barras absorbentes consiste, normalmente, en aproximadamente un 85% de plata, aproximadamente un 10% de indio y aproximadamente un 5% de cadmio. Tal diseño supone varias desventajas.

Entre las desventajas de los diseños conocidos de GRCA, existe el hecho de que el indio y el cadmio tienen cortes transversales relativamente grandes de neutrones, lo que tiene como resultado su agotamiento durante un periodo de tiempo relativamente reducido. Como resultado, se reduce el valor de las barras de tal diseño de GRCA hasta aproximadamente un 80% de su valor inicial en menos de aproximadamente cinco años, o tres ciclos de combustible de 18 meses, y una reducción continua en el valor de las barras tiene como resultado que los GRCA se vuelven ineficaces para el control del reactor nuclear durante un seguimiento de carga. Esto da lugar, de forma no deseable, a una sustitución frecuente de GRCA. Una segunda desventaja tiene que ver con cambios en la potencia local de las barras de combustible que son adyacentes a los cuatro tubos guía que contienen las barras absorbentes. Específicamente, debido a que el material absorbente está localizado en cuatro varillas, se produce un cambio rápido en potencia, denominado habitualmente potencia delta de las barras de combustible, por ejemplo, durante una tracción de las barras. Una tracción de las barras es el procedimiento de extraer el GRCA del conjunto de combustible, y en los diseños conocidos de GRCA tiene como resultado un pico en la potencia delta. Específicamente, con la cantidad relativamente grande de material absorbente limitado únicamente a cuatro barras, se genera una cantidad significativa de calor en el interior de esas barras durante tales condiciones (por ejemplo, una tracción de las barras) de densidad elevada de potencia local. Esto puede provocar una ebullición nucleada saturada, un hinchamiento de la plata y desventajas relacionadas. El hinchamiento de la plata, que ha sido un problema de larga data en la industria durante muchos años, se produce con frecuencia debido a que, aunque la plata se agota más lentamente que el cadmio y el indio, también tiene la mayor influencia, o absorción, de los tres materiales absorbentes, haciendo que sea, por lo tanto, más susceptible a un calentamiento y un hinchamiento excesivo. Demasiado hinchamiento del absorbente puede tener como resultado que el absorbente contacte y agriete potencialmente la vaina que lo rodea.

Por lo tanto, existe espacio para la mejora de GRCA en reactores nucleares.

Sumario de la invención Se satisfacen estas necesidades y otras por medio de la presente invención, que está dirigida a un diseño avanzado de conjunto de control de barras grises (GRCA) que proporciona un material mejorado absorbente de neutrones, un conjunto mejorado de barras grises y una distribución de conjuntos de barras grises que está adaptada para acomodar un seguimiento de carga.

Como un aspecto de la invención, se proporciona un conjunto de combustible según la reivindicación 1.

Breve descripción de los dibujos Se puede obtener una comprensión completa de la invención a partir de la siguiente descripción de las realizaciones preferentes cuando sea leída junto con los dibujos adjuntos, en los que:

La Figura 1 es una vista en alzado de un conjunto de combustible, ilustrado de forma acortada verticalmente, y un conjunto de control para el mismo, mostrado parcialmente en trazo discontinuo; la Figura 2A es una vista en alzado cortada parcialmente del conjunto de control de la Figura 1, que ha sido retirado del conjunto de combustible; la Figura 2B es una vista en planta desde arriba del conjunto de tipo araña de barras de control para el conjunto de control de la Figura 2A; la Figura 3 es un gráfico que traza, con fines comparativos, las tasas de agotamiento de diversos materiales absorbentes de neutrones; la Figura 4 es un gráfico que traza, con fines comparativos, la tasa de agotamiento de un absorbente de plata sustancialmente pura según la invención en comparación con la tasa de agotamiento de un material absorbente de Ag-In-Cd de la técnica anterior; la Figura 5 es una vista en alzado cortada parcialmente de un conjunto avanzado de barras grises según la invención; la Figura 6 es una vista en corte transversal tomada a lo largo de la línea 6-6 de la Figura 5; la Figura 7 es un diagrama esquemático de un octavo de un conjunto de combustible de la técnica anterior, que muestra el cambio en la potencia de las barras después de que se ha retirado el GRCA de la técnica anterior del núcleo durante una tracción de barras; y la Figura 8 es un diagrama esquemático de un octavo de un conjunto de combustible que muestra el cambio en la potencia de las barras del conjunto de combustible, que emplea el GRCA avanzado de la invención, mostrado después de que se ha retirado el GRCA del núcleo.

Descripción de las realizaciones preferentes En aras de la sencillez de la divulgación, se describirá la invención con referencia al diseño del núcleo del reactor de agua a presión (PWR) que es conocido comercialmente con la designación AP1000. El AP1000 es un diseño de reactor nuclear de Westinghouse Electric Company LLC. Westinghouse Electric Company LLC tiene una sede en Monroeville, Pensilvania, EE. UU. Se proporciona la referencia al AP1000 únicamente con fines ilustrativos ejemplares y no es limitante del alcance de la invención. Por lo tanto, se apreciará que el diseño ejemplar de GRCA de la invención tiene una aplicación en una amplia variedad de otros diseños de reactor nuclear.

Las frases direccionales utilizadas en la presente memoria, tales como, por ejemplo, superior, inferior, arriba, abajo, izquierda, derecha y derivados de las mismas, tienen que ver con la orientación de los elementos mostrados en los dibujos y no son limitantes de las reivindicaciones, a no ser que se especifique expresamente... [Seguir leyendo]

1. Un conjunto (10) de combustible para un reactor nuclear, comprendiendo dicho conjunto (10) de combustible:

una pluralidad de barras alargadas (22) de combustible nuclear, teniendo cada una una longitud axial extendida;

un número de rejillas (20) de soporte sustancialmente transversales separadas a lo largo de la longitud axial de dichas barras (22) de combustible para mantener dichas barras (22) de combustible en una matriz organizada; una pluralidad de tubos guía (18) dispuestos a través de dichas rejillas (20) de soporte y a lo largo de dichas barras (22) de combustible y un conjunto (36) de control de barras grises que incluye un conjunto (39) de tipo araña que tiene una pluralidad de uñas (38) que se extienden de forma radial y una pluralidad de conjuntos (34) de barras grises acoplados a dichas uñas (38) , estando estructurado dicho conjunto (36) de control de barras grises para mover cada uno de dichos conjuntos (34) de barras grises en el interior de uno de dichos tubos guía (18) para controlar la tasa de potencia producida por dicho reactor nuclear, en el que cada uno de dichos conjuntos (34) de barras grises comprende:

un miembro tubular alargado (48) que tiene un primer extremo, un segundo extremo, un diámetro externo y una longitud, un primer tapón extremo (44) de cierre acoplado al primer extremo de dicho miembro tubular alargado (48) , estando ahusado dicho primer tapón extremo (44) de cierre para facilitar la inserción de dicho miembro tubular alargado (48) en uno de dichos tubos guía (18) de dicho conjunto (10) de combustible, un segundo tapón extremo (46) de cierre acoplado en un extremo al segundo extremo de dicho miembro tubular alargado (48) , y en el otro extremo a una de dichas uñas (38) que se extienden de forma radial de dicho conjunto (39) de tipo araña, un absorbente (110) de neutrones dispuesto en dicho miembro tubular alargado (48) generalmente hacia el primer extremo del mismo, comprendiendo dicho absorbente (110) de neutrones un material absorbente de plata sustancialmente pura y que tiene un diámetro que es sustancialmente menor que el diámetro de dicho miembro tubular alargado (48) , y una longitud que es sustancialmente más corta que la longitud del miembro tubular alargado (48) , y un tubo (58) de soporte dispuesto entre dicho absorbente (110) de neutrones y que encapsula dicho miembro tubular alargado (48) dicho absorbente (110) de neutrones en dicho miembro tubular (48) para resistir el hinchamiento de dicho absorbente (110) .

2. El conjunto (10) de combustible de la reivindicación 1, en el que dicho absorbente (110) de neutrones está distribuido entre todos los referidos conjuntos (34) de barras grises de dicho conjunto (36) de control de barras 35 grises.

3. El conjunto de combustible de la reivindicación 2, en el que dicha pluralidad de conjuntos (34) de barras grises comprende 24 conjuntos (34) de barras grises, y en el que dicho absorbente (110) de neutrones está distribuido de forma generalmente uniforme entre la totalidad de los 24 conjuntos de barras grises de dicho conjunto (36) de control de barras grises.

4. El conjunto (10) de combustible de la reivindicación 1, en el que dicho absorbente (110) de neutrones está dispuesto de forma sustancialmente concéntrica en dicho miembro tubular alargado (48) , y en el que dicho tubo (58) de soporte tiene un grosor de pared que está definido sustancialmente por el espacio entre el diámetro externo de dicho absorbente (110) y el diámetro interno de dicho miembro tubular alargado (48) .

5. El conjunto (10) de combustible de la reivindicación 4, en el que dicho tubo (58) de soporte está fabricado de 45 acero inoxidable.