Procedimiento de explotación de un reactor nuclear y utilización de una aleación específica de vaina para barra de combustible para reducir el daño por interacción pastillas/vaina.

Procedimiento de explotación de un reactor nuclear (31) para producir electricidad,

comprendiendo el reactor unnúcleo (32) cargado con unos ensamblajes (1) que comprenden unas barras de combustible nuclear (3), siendo porlo menos una barra de combustible nuclear del tipo que comprende:

- una vaina (17) en aleación a base de circonio totalmente recristalizado que tiene en masa:

* entre 0,8 y 1,3% de niobio,

* entre 1000 y 17000 ppm de oxígeno,

* entre 0 y 35 ppm de azufre,

* entre 0 y 7000 ppm en total de hierro y de cromo y/o de vanadio,

* entre 0 y 2% de estaño,

* entre 0 y 70 ppm de níquel,

* entre 0 y 100 ppm de carbono, y

* entre 0 y 50 ppm de silicio,

estando el resto constituido por circonio, con la excepción de las impurezas inevitables, y

- unas pastillas (23) de combustible nuclear a base de óxido de uranio, estando las pastillas apiladas en elinterior de la vaina (17),

procedimiento en el cual se controla el funcionamiento del reactor para que, durante un transitorio de potencia:

- la potencia lineal de la barra de combustible nuclear (3) permanezca inferior a una potencia lineal límitealmacenada en una memoria, siendo la potencia lineal límite superior a 430 W/cm, y/o

- la variación de potencia lineal de la barra de combustible nuclear (3) permanezca inferior a una variaciónlímite almacenada en una memoria, siendo la variación límite superior a 180 W/cm.

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/FR2004/001349.

Solicitante: AREVA NP.

Nacionalidad solicitante: Francia.

Dirección: TOUR AREVA 1 PLACE DE LA COUPOLE 92400 COURBEVOIE FRANCIA.

Inventor/es: DELAFOY,CHRISTINE, JULIEN,BRUNO.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • C22C16/00 QUIMICA; METALURGIA.C22 METALURGIA; ALEACIONES FERROSAS O NO FERROSAS; TRATAMIENTO DE ALEACIONES O METALES NO FERROSOS.C22C ALEACIONES (tratamiento de alegaciones C21D, C22F). › Aleaciones basadas en circonio.
  • C22F1/18 C22 […] › C22F MODIFICACION DE LA ESTRUCTURA FISICA DE METALES O ALEACIONES NO FERROSOS (procesos específicos para el tratamiento térmico de aleaciones ferrosas o aceros y dispositivos para el tratamiento térmico de metales o aleaciones C21D). › C22F 1/00 Modificación de la estructura física de metales o aleaciones no ferrosos por tratamiento térmico o por trabajo en caliente o en frío. › Metales de elevado punto de fusión o refractarios o aleaciones basadas en ellos.
  • G21C3/07 FISICA.G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › G21C 3/00 Elementos combustibles para reactor o sus conjuntos; Empleo de sustancias especificadas para utilización como elementos combustibles para reactores. › caracterizados por el material, p. ej. aleaciones.

PDF original: ES-2395021_T3.pdf

 

Procedimiento de explotación de un reactor nuclear y utilización de una aleación específica de vaina para barra de combustible para reducir el daño por interacción pastillas/vaina.

Fragmento de la descripción:

Procedimiento de explotación de un reactor nuclear y utilización de una aleación específica de vaina para barra de combustible para reducir el daño por interacción pastillas/vaina.

La presente invención se refiere a un procedimiento de explotación de un reactor nuclear para producir electricidad, comprendiendo el reactor un núcleo cargado con unos ensamblajes que comprenden unas barras de combustible nuclear, siendo por lo menos una barra del tipo que comprende:

- una vaina de aleación a base de circonio, y

- unas pastillas de combustible nuclear a base de óxido de uranio, estando las pastillas apiladas en el interior de la vaina.

La invención se aplica, por ejemplo, pero no exclusivamente, a los reactores de agua presurizada (REP) .

El documento WO 02/45096 describe una barra de combustible del tipo citado anteriormente. Este documento describe en particular la utilización de óxido de cromo Cr2O3 como aditivo en las pastillas de combustible para favorecer su fluencia térmica y limitar los riesgos de daño de la vaina por el fenómeno de interacción pastilla/vaina.

La vaina de la barra es la primera barrera de confinamiento de los productos de fisión, estando las otras barreras constituidas por la vasija del reactor y su cámara de hormigón.

En funcionamiento normal (situaciones denominadas de clase 1) e incidental (situaciones denominadas de clase 2) , se debe garantizar, por lo tanto, la estanqueidad de la vaina frente a los productos de fisión.

Durante un transitorio de potencia que corresponde a una situación de clase 2, la potencia alcanzada localmente en el combustible puede ser de dos a tres veces superior a la potencia nominal. Este aumento rápido de potencia provoca una dilatación importante de las pastillas. Prevaleciendo la dilatación térmica de las pastillas sobre la de la vaina, resulta de ello una puesta en tracción de la vaina por las pastillas y un aumento de las tensiones en la superficie interna de la vaina. Estas tensiones se relajan progresivamente por fluencia. Por otra parte, esta solicitación mecánica tiene lugar en presencia de un entorno químico agresivo debido a los productos de fisión, tales como el yodo, liberados por el combustible durante el transitorio de potencia.

Se habla entonces de interacción pastilla-vaina (IPG) , fenómeno que puede conducir a la ruptura de la vaina.

Ahora bien, dicha ruptura de la vaina no se admite por razones de seguridad, ya que podría conducir a la liberación de productos de fisión en el circuito primario del reactor.

Como lo demuestra la inmensa mayoría de los exámenes de barras de combustible partidos por IPG en reactores de ensayo, el riesgo de ruptura está innegablemente localizado: radialmente (en la superficie interna de la vaina) , axialmente (en los planos inter-pastillas) y azimutalmente (frente a las fisuras radiales primarias de las pastillas de combustible) .

En efecto, a potencia fuerte, la diferencia de desplazamiento diametral entre el combustible y la vaina, así como el sobre-desplazamiento diametral de la pastilla, son exacerbados en los extremos de la pastilla (deformación en diábolo de la pastilla generada por el gradiente térmico radial en el combustible) . Se produce un nivel de tensión elevado en la superficie interna de la vaina, nivel que puede superar el límite elástico del material que constituye la vaina, generalmente Zircaloy-4, que provoca así el daño de la vaina.

Esta carga mecánica es aún más importante a nivel de los planos inter-pastillas y en los puntos de contacto entre la vaina y el borde de las fisuras radiales primarias generadas por la fragmentación de las pastillas de combustible durante la radiación en funcionamiento normal. Por otra parte, el nivel de temperatura elevado en las pastillas favorece la liberación de productos de fisión, como el yodo, que se condensará en la superficie interna de la vaina, preferentemente a nivel de los planos inter-pastillas (zonas menos calientes) y frente a las fisuras radiales primarias del combustible (camino privilegiado para la evacuación de los gases de fisión) .

Durante una ruptura de la vaina por IPG, la vaina se agrieta y los gases de fisión pueden contaminar el circuito primario.

La utilización de Cr2O3 como aditivo dopante en unas pastillas de combustible, cargadas en unas vainas de Zircaloy4, resultó ser útil frente a la IPG.

Sin embargo, los riesgos de ruptura por IPG no son aún lo bastante reducidos, si bien la flexibilidad de explotación de los reactores que utilizan dichas barras sigue siendo demasiado baja.

Los documentos FR 276 821, US nº 5.838.753, US nº 5.844.959 y WO 01/24193 describen unas aleaciones de vaina de barras de combustible nuclear.

Un objetivo de la invención es, por lo tanto, resolver este problema permitiendo una explotación más flexible de un reactor nuclear.

Para ello, la invención tiene por objeto un procedimiento de explotación de un reactor nuclear según la reivindicación 1.

Según unos modos particulares de realización, el procedimiento puede comprender una o varias de las características de las reivindicaciones 2 a 18. La invención tiene asimismo por objeto una utilización según la reivindicación 19. La invención se pondrá más claramente de manifiesto a partir de la lectura de la descripción siguiente, dada

únicamente a título de ejemplo y realizada haciendo referencia a los dibujos adjuntos, en los que:

- la figura 1 es una vista esquemática lateral de un ensamblaje de combustible nuclear que permite la realización de un procedimiento de explotación según la invención,

- la figura 2 es una vista esquemática en sección longitudinal de una barra del ensamblaje de la figura 1,

- la figura 3 es una vista esquemática, parcial y ampliada, que ilustra la forma de una pastilla de la barra de la figura 2,

- la figura 4 es un gráfico que ilustra el dominio de estabilidad del óxido Cr2O3,

- la figura 5 es una vista esquemática de un reactor nuclear que utiliza un procedimiento de explotación según la invención, y

- la figura 6 es un diagrama que representa unos campos de funcionamiento del reactor de la figura 5.

- la variación de potencia lineal de la barra de combustible nuclear se mantiene inferior a una variación límite, siendo la variación límite superior a 180 W/cm.

Según unos modos particulares de realización, el procedimiento puede comprender una o varias de las características siguientes, considerada (s) aisladamente o según todas las combinaciones técnicamente posibles:

- la potencia lineal límite es superior a 440 W/cm,

- la variación límite es superior a 200 W/cm,

- la variación límite es superior a 220 W/cm,

- la aleación comprende, en masa, entre 5 y 35 ppm de azufre,

- la aleación comprende entre 0, 03 y 0, 25% en total de hierro y de cromo y/o de vanadio,

- la aleación se ha sometido a unos recocidos a unas temperaturas inferiores a 600ºC,

- las pastillas comprenden por lo menos un óxido metálico de aumento de deformación térmica de las pastillas y la potencia lineal límite es superior a 590 W/cm,

- la potencia lineal límite es superior a 600 W/cm,

- la potencia lineal límite es superior a 610 W/cm,

- la potencia lineal límite es superior a 620 W/cm,

- la variación límite es superior a 430 W/cm,

- la variación límite es superior a 440 W/cm,

- la variación límite es superior a 450 W/cm,

- el óxido metálico es Cr2O3,

- las pastillas comprenden entre 1200 y 2000 ppm en masa de Cr2O3,

- las pastillas comprenden entre 1450 y 1750 ppm en masa de Cr2O3, 5

-el interior de la vaina ha sido presurizado, antes de la utilización, a una presión inferior a 20 bares. La invención tiene asimismo por objeto una utilización:

- en una barra de combustible que comprende un apilamiento de pastillas de combustible nuclear a base de uranio,

-de una vaina de aleación totalmente recristalizada a base de circonio que tiene en masa: 15 * 0, 8 a 1, 3% de niobio,

* 1000 a 17000 ppm de oxígeno,

* entre 0 y 35 ppm de azufre,

* entre 0 y 7000 ppm en total de hierro y de cromo y/o de vanadio,

* entre 0 y 2% de estaño,

* entre 0 y 70 ppm de níquel,

* entre 0 y 100 ppm de carbono, y

* entre 0 y 50 ppm de silicio,

estando el resto constituido por circonio, con la excepción de las impurezas inevitables, conteniendo la vaina 25 las pastillas de combustible,

- para reducir el daño de la vaina por el fenómeno de interacción pastillas/vaina.... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Procedimiento de explotación de un reactor nuclear (31) para producir electricidad, comprendiendo el reactor un núcleo (32) cargado con unos ensamblajes (1) que comprenden unas barras de combustible nuclear (3) , siendo por 5 lo menos una barra de combustible nuclear del tipo que comprende:

-una vaina (17) en aleación a base de circonio totalmente recristalizado que tiene en masa:

* entre 0, 8 y 1, 3% de niobio, 10 * entre 1000 y 17000 ppm de oxígeno,

* entre 0 y 35 ppm de azufre,

* entre 0 y 7000 ppm en total de hierro y de cromo y/o de vanadio,

* entre 0 y 2% de estaño,

* entre 0 y 70 ppm de níquel, 15 * entre 0 y 100 ppm de carbono, y

* entre 0 y 50 ppm de silicio, estando el resto constituido por circonio, con la excepción de las impurezas inevitables, .

20. unas pastillas (23) de combustible nuclear a base de óxido de uranio, estando las pastillas apiladas en el interior de la vaina (17) , procedimiento en el cual se controla el funcionamiento del reactor para que, durante un transitorio de potencia:

-la potencia lineal de la barra de combustible nuclear (3) permanezca inferior a una potencia lineal límite almacenada en una memoria, siendo la potencia lineal límite superior a 430 W/cm, y/o

-la variación de potencia lineal de la barra de combustible nuclear (3) permanezca inferior a una variación

límite almacenada en una memoria, siendo la variación límite superior a 180 W/cm. 30

2. Procedimiento según la reivindicación 1, en el que la potencia lineal límite es superior a 440 W/cm.

3. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2, en el que la variación límite es superior a 200 W/cm.

4. Procedimiento según la reivindicación 3, en el que la variación límite es superior a 220 W/cm.

5. Procedimiento según una de las reivindicaciones anteriores, en el que la aleación comprende en masa entre 5 y 35 ppm de azufre.

6. Procedimiento según una de las reivindicaciones anteriores, en el que la aleación comprende entre 0, 03 y 0, 25% en total de hierro y de cromo y/o de vanadio.

7. Procedimiento según una de las reivindicaciones anteriores, en el que la aleación ha sufrido unos recocidos a temperaturas inferiores a 600ºC. 45

8. Procedimiento según una de las reivindicaciones anteriores, en el que las pastillas (23) comprenden por lo menos un óxido metálico de aumento de la fluencia térmica de las pastillas, y porque la potencia lineal límite es superior a 590 W/cm.

9. Procedimiento según la reivindicación 8, en el que la potencia lineal límite es superior a 600 W/cm.

10. Procedimiento según la reivindicación 9, en el que la potencia lineal límite es superior a 610 W/cm.

11. Procedimiento según la reivindicación 10, en el que la potencia lineal límite es superior a 620 W/cm. 55

12. Procedimiento según una de las reivindicaciones 8 a 11, en el que la variación límite es superior a 430 W/cm.

13. Procedimiento según la reivindicación 12, en el que la variación límite es superior a 440 W/cm. 60 14. Procedimiento según la reivindicación 13, en el que la variación límite es superior a 450 W/cm.

15. Procedimiento según una de las reivindicaciones 8 a 14, en el que el óxido metálico es Cr2O3.

16. Procedimiento según la reivindicación 15, en el que las pastillas (23) comprenden entre 1200 y 2000 ppm en 65 masa de Cr2O3.

17. Procedimiento según la reivindicación 16, en el que las pastillas (23) comprenden entre 1450 y 1750 ppm en masa de Cr2O3.

18. Procedimiento según una de las reivindicaciones anteriores, en el que el interior de la vaina (17) ha sido 5 presurizado, antes de su uso, a una presión inferior a 20 bares.

19. Utilización, en una barra de combustible (3) que comprende un apilamiento de pastillas (23) de combustible nuclear a base de uranio, de una vaina en aleación totalmente recristalizada a base de circonio para reducir el daño de la vaina (17) por el fenómeno de interacción pastillas/vaina, teniendo esta vaina en aleación, en masa:

* 0, 8 a 1, 3% de niobio,

* 1000 a 17000 ppm de oxígeno,

* entre 0 y 35 ppm de azufre,

* entre 0 y 7000 ppm en total de hierro y de cromo y/o de vanadio, 15 * entre 0 y 2% de estaño,

* entre 0 y 70 ppm de níquel,

* entre 0 y 100 ppm de carbono, y

* entre 0 y 50 ppm de silicio,

estando el resto constituido por circonio, con la excepción de las impurezas inevitables, conteniendo la vaina las pastillas de combustible.


 

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