PROCEDIMIENTO PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR.

Procedimiento para el funcionamiento de un reactor de una central nuclear. Antecedentes de la invención y técnica anterior La presente invención se refiere a un procedimiento para el funcionamiento de un reactor de una central nuclear tal como se define en la parte precaracterizadora de la reivindicación 1. El reactor es un reactor de agua ligera y más precisamente un reactor de agua hirviendo, BWR, o un reactor de agua a presión, PWR. Un reactor de este tipo incluye una vasija del reactor que encierra un núcleo provisto de una pluralidad de elementos de combustible y un número de barras de control. Cada elemento de combustible incluye una pluralidad de barras de combustible, cada una de las cuales incluye una vaina y combustible nuclear en forma de una pila de pastillas de combustible sustancialmente de dióxido de uranio. Las pastillas de combustible están encerradas en un espacio interior formado por la vaina. Las pastillas de combustible no llenan el espacio interior completo sino que existe también un volumen libre en el espacio interior en el cual se permite que las pastillas de combustible se dilaten, esto es a través de expansión térmica. El volumen libre, esto es, el espacio interior el cual no está lleno con las pastillas de combustible se llena con un gas de relleno. Cada una de las barras de control se puede insertar y extraer desde una posición respectiva entre (BWR) o en (PWR) los respectivos elementos de combustible en el núcleo a fin de influir en la potencia del reactor. En circunstancias desafortunadas, puede ocurrir que un defecto menor aparezca en la vaina de la barras de combustible, un denominado defecto primario. Un defecto primario de este tipo puede aparecer a través del desgaste a partir de un objeto extraño. Un defecto de desgaste pequeño normalmente no resulta en una disolución o eliminación de las pastillas de uranio de la barra. Un defecto primario pequeño sin embargo puede resultar en una degradación secundaria y en el desarrollo de un defecto secundario mayor. Cuando se ha desarrollado un defecto primario existe un paso de comunicación entre el espacio interior de la barra y el agua refrigerante del reactor. Esto significa que el agua y el vapor pueden penetrar en el espacio interior de la barra de combustible hasta que la presión interna de la barra es la misma que la presión del sistema del reactor. Durante este proceso, el lado interior de la vaina y las pastillas de combustible se oxidan mientras liberan hidrógeno a partir de las moléculas de agua en el agua refrigerante. Esto conduce, a su vez, a un entorno con una presión parcial muy alta de hidrógeno a una distancia del defecto primario; un fenómeno el cual se denomina "inanición de oxígeno" o "inanición de vapor". En un entorno de este tipo, el lado interior de la vaina se inclina a absorber hidrógeno muy rápidamente, la denominada de hidrogenación, la cual es una propiedad básica del material de circonio y de las aleaciones a base de circonio. Esto resulta en una concentración de hidrógeno muy alta localmente en la vaina, lo cual a su vez deteriora de forma significativa las propiedades mecánicas de la vaina. La vaina se vuelve muy quebradiza y esto debido a las tensiones autoinducidas o debido a la carga exterior puede dar lugar a la inducción de grietas, el crecimiento de grietas y el desarrollo de un defecto secundario del combustible. Durante el funcionamiento normal del reactor principalmente a plena potencia, un defecto primario, como se deduce a partir de lo anterior, puede aparecer en una barra de combustible. Se puede asumir entonces que la barra de combustible defectuosa tiene una carga promedio de, por ejemplo, 20 kW/m, un cierto espacio entre la vaina y las pastillas, por ejemplo de 5 - 20 µm y una presión interna de por ejemplo 5 - 100 bar. La presión interna en las barras de combustible para los reactores de agua hirviendo durante el funcionamiento permanece en la zona inferior del intervalo, mientras la presión interna en las barras de combustible para los reactores de agua a presión durante el funcionamiento puede permanecer en la zona superior del intervalo. Cuando aparece el defecto primario, la diferencia de presión entre la presión interior de la barra de combustible y la presión del sistema desaparecerá, esto es, la presión interna de la barra de combustible será la misma que la presión del sistema. La presión del sistema en un reactor de agua hirviendo es típicamente de aproximadamente 70 bares, mientras la presión del sistema en un reactor de agua a presión típicamente es de aproximadamente 150 bares. Cuando esto ocurre, el gas de relleno, el cual normalmente consiste sustancialmente en helio y gases fisión a partir de las pastillas de combustible, se moverá hacia ambos extremos de la barra de combustible, mientras el vapor se introduce hasta que la presión interna de las barras de combustible es la misma que la presión del sistema. Antes de que se inicie la radiación el gas de relleno de la barras de combustible normalmente consiste sustancialmente en helio y la presión interna de la barra de combustible está a la temperatura ambiental típicamente de 1 - 40 bares. La presión interna en las barras de combustible para los reactores de agua hirviendo típicamente permanece en la zona inferior del intervalo, mientras la presión interna en las barras de combustible para los reactores de agua a presión normalmente permanece en la zona superior del intervalo. Como se ha mencionado anteriormente, el vapor durante este proceso reaccionará con la vaina y las barras de combustible durante la liberación del hidrógeno a partir de las moléculas de agua las cuales reaccionan con la vaina o las pastillas de combustible. Esto significa que un área con una presión parcial muy alta de hidrógeno se puede obtener a una distancia del defecto primario. Por lo tanto, es posible imaginar que muy pronto después de que se produzca el primer defecto se haya formado un área con el gas de relleno en cada uno de los dos extremos de la barra de combustible. Los volúmenes libres, los cuales están presentes directamente adyacentes a los extremos, inicialmente pueden contener sustancialmente gas hidrógeno puro, mezclado con gases inertes pero libres de vapor. En esta área, en la que la presión parcial del hidrógeno 2 E05747439 04-11-2011   directamente después del defecto primario es muy alta, el riesgo de una degradación secundaria es alto. Si la presión parcial del hidrógeno decae y la presión parcial del vapor aumenta, la absorción de hidrógeno masiva local disminuirá y la absorción de hidrógeno puede tener lugar más homogéneamente sobre el lado interior de la pared de la vaina, lo cual reduce el riesgo de una degradación secundaria. El documento US-A-5.537.450 da a conocer un dispositivo para detectar si existe un defecto del combustible. El dispositivo se dispone para detectar los defectos del combustible durante el funcionamiento del reactor transportando una parte de los gases efluentes del reactor a través de un espectrógrafo gamma que mide continuamente la composición nuclídica y el nivel de actividad de los gases efluentes. También es conocido localizar un defecto del combustible mediante un procedimiento denominado "flux tilting, lo cual significa que las barras de control se controlan en ese momento de modo que la potencia cambie localmente en el núcleo al mismo tiempo que se mide el nivel de la actividad de los gases efluentes. Un aumento del nivel de actividad en los gases efluentes se puede reconocer en los movimientos de la barra de control en la proximidad del defecto del combustible. De este modo, el defecto del combustible se puede localizar. Este procedimiento consume tiempo y durante el tiempo en el que tiene lugar la localización la potencia del reactor se reduce entre el 60 y el 80% de la potencia total. El documento WO 99/27541 da a conocer un procedimiento y un dispositivo para la evaluación de la integridad del combustible nuclear, que comprende directrices de producción para continuar el funcionamiento después de la detección de los defectos. Sumario de la invención El objetivo de la presente invención es contrarrestar la degradación de un posible defecto primario y por lo tanto, reducir el riesgo de un defecto secundario durante un funcionamiento prolongado del reactor. Este objetivo se alcanza mediante la fase del procedimiento definida en la reivindicación 1. Puesto que el reactor, cuando ha sido detectado un defecto primario, durante el estado particular por lo menos periódicamente se ha hecho funcionar a una potencia reducida, la reacción nuclear en el combustible disminuirá y por lo tanto disminuirá la temperatura de las pastillas de combustible, lo cual reduce la expansión térmica de las pastillas de combustible. De este modo, el volumen libre en el espacio interior de las barras de combustible... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento para el funcionamiento de un reactor de una central nuclear en el que el reactor encierra un núcleo provisto de una pluralidad de elementos de combustible y una serie de barras de control, en el que cada elemento de combustible incluye una pluralidad de barras de combustible, cada una de las cuales incluye una vaina y combustible nuclear encerrado en un espacio interior formado por la vaina, en el que cada barra de control se puede insertar y extraer de una respectiva posición entre unos respectivos elementos de combustible en el núcleo para influir en la potencia del reactor, en el que el procedimiento incluye las siguientes etapas: hacer funcionar el reactor a una potencia normal durante un estado normal, monitorizando el reactor para la detección de un defecto primario en la vaina de cualquiera de las barras de combustible, reducir la potencia del reactor por lo menos dentro de las 72 h tras la detección de un defecto primario de este tipo, hacer funcionar el reactor en un estado particular durante un período de tiempo limitado durante el cual el reactor funciona por lo menos periódicamente a la potencia reducida con relación a la potencia normal y extraer dichas barras de control insertadas después de dicho período de tiempo para el funcionamiento continuado del reactor sustancialmente en el estado normal. 2. Procedimiento según la reivindicación 1, en el que dicha reducción de la potencia se obtiene a través de la inserción de por lo menos algunas de dichas barras de control en la respectiva posición en el núcleo. 3. Procedimiento según la reivindicación 2, en el que sustancialmente todas las barras de control son insertadas por lo menos periódicamente en el tiempo en la respectiva posición en el núcleo durante el estado particular. 4. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en el que dicha reducción de la potencia se obtiene a través de la inserción sucesiva de diferentes grupos de dichas barras de control en la respectiva posición en el núcleo, definiendo cada uno de dichos grupos una respectiva parte específica del núcleo. 5. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dicha reducción de la potencia se realiza por lo menos dentro de las 48 h tras la detección de un defecto primario. 6. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dicha reducción de la potencia se realiza por lo menos dentro de las 27 h tras la detección de un defecto primario. 7. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dicha reducción de la potencia se realiza sustancialmente de manera inmediata tras la detección de un defecto primario. 8. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el reactor se hace funcionar a la potencia reducida durante todo el período de tiempo. 9. Procedimiento según las reivindicaciones 2 y 8, en el que sustancialmente todas las barras de control son insertadas en la respectiva posición en el núcleo durante todo el período de tiempo. 10. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 7, en el que el estado particular implica que por lo menos algunas de las barras de control son insertadas en el interior de la respectiva posición y son extraídas de la misma alternativamente para obtener un aumento y una disminución alternativos de la potencia. 11. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que dicha monitorización incluye la monitorización continua durante el funcionamiento del reactor. 12. Procedimiento según la reivindicación 9, en el que la monitorización incluye la detección de una actividad radiactiva en un flujo de gas desde el reactor. 7 E05747439 04-11-2011   8 E05747439 04-11-2011   9 E05747439 04-11-2011