Procedimiento para la predicción de defectos de combustible en reactores de agua ligera utilizando un indicador de estado de combustible.
Un procedimiento para evaluar la integridad del combustible en reactores de agua ligera que comprende:
el acceso en una piscina de combustible del reactor nuclear a al menos una varilla de combustible descargada y un conjunto de combustible nuclear descargado;
el cálculo de un flujo de calor de funcionamiento (Flujo más elevado del conjunto) experimentado por al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear;
la medición de un espesor de CRUD (Depósito de funcionamiento) en al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear;
la medición de un espesor de óxido (Espesor del óxido de funcionamiento) en al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear;
el cálculo de un flujo de calor maximizado (Flujo maximizado) para al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear para una posición de al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear en el reactor nuclear durante la vida útil del conjunto de combustible nuclear, donde el flujo de calor maximizado se calcula en la porción térmicamente más estresada de la varilla o del conjunto;
el cálculo de un depósito CRUD maximizado (Depósito maximizado) para al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear en el reactor nuclear, donde el depósito CRUD maximizado se calcula mediante la selección del peor depósito conocido al que hubiera sobrevivido el combustible durante su vida útil;
el cálculo del espesor de óxido maximizado (Espesor de óxido maximizado) para al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear en el reactor nuclear, donde dicho espesor de óxido maximizado se obtenga como el valor menor entre el espesor de óxido peor medido al final de la vida útil del elemento de combustible y el espesor de óxido máximo regulatorio admitido;
el cálculo de un índice de estado del combustible de al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear, calculándose el índice de estado del combustible como:
Flujo más elevado del conjunto Flujo maximizado B + Depósito de funcionamiento Depósito maximizado C + Espesor del óxido de funcionamiento Espesor de óxido maximizado D ≥ FCI
donde B, C, y D son factores de flujo, CRUD y ajuste de diseño de combustible; comparando el índice de estado del combustible con un índice constante A; y
la retirada de al menos una varilla de combustible y el conjunto de combustible nuclear de funcionamiento cuando el índice de estado del combustible es mayor que la constante del índice.
Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2007/012334.
Solicitante: AREVA Inc.
Inventor/es: POP,MIHAI G.M, LOCKAMON,BRIAN GLENN.
Fecha de Publicación: .
Clasificación Internacional de Patentes:
- G21C15/00 FISICA. › G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR. › G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › Disposiciones para la refrigeración en el interior de la vasija de presión que contiene el núcleo; Utilización de refrigerantes específicos.
- G21C17/00 G21C […] › Monitorización; Ensayos.
PDF original: ES-2592889_T3.pdf
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