ES2275901T3 - Procedimiento y dispositivo para evaluar la integridad de una sustancia de control en una planta nuclear. - Google Patents
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Abstract
Procedimiento para evaluar la integridad de un material de la barra de control en una planta nuclear, que comprende una vasija del reactor, un núcleo del reactor que está contenido en la vasija del reactor y está formado por varios elementos combustibles nucleares y varios elementos de envainado, en los que está contenido dicho material de control y que pueden introducirse en el núcleo del reactor y retirarse del mismo, y un circuito que se dispone para permitir un flujo de un fluido a través del núcleo del reactor y a través de una disposición de conductos externa, caracterizado porque el procedimiento presenta las etapas siguientes: determinar el valor de por lo menos un parámetro primario que incluye la concentración de una sustancia, que se libera del material de la barra de control durante el funcionamiento de la planta nuclear, en dicho fluido, incluyendo dichos parámetros un primer parámetro primario, que incluye la concentración de tritio en dicho fluido, un segundo parámetro primario, que incluye la concentración de helio en un flujo de gas que se descarga de dicho fluido, determinar el valor de por lo menos un parámetro funcional relacionado con dicho fluido, normalizar el valor de dicho parámetro primario con respecto al valor de dicho parámetro funcional, analizar el valor normalizado de dicho parámetro primario, y estimar la integridad del material de la barra de control basándose en dicho análisis.
Description
Procedimiento y dispositivo para evaluar la
integridad de una sustancia de control en una planta nuclear.
La presente invención se refiere a un
procedimiento para evaluar la integridad de un material de la barra
de control en una planta nuclear, que comprende una vasija del
reactor, un núcleo del reactor que está contenido en la vasija del
reactor y está formado por varios elementos combustibles nucleares y
varios elementos de envainado, en los que está contenido dicho
material de control y que pueden introducirse en y retirarse del
núcleo del reactor, y un circuito que se dispone para permitir un
flujo de un fluido a través del núcleo del reactor y a través de
una disposición de conductos externa. La invención también se
refiere a un dispositivo para evaluar la integridad de un material
de la barra de control en una planta nuclear, planta que incluye
una vasija del reactor, un núcleo del reactor que está contenido en
la vasija del reactor y está formado por varios elementos
combustibles nucleares y varios elementos de envainado, en los que
está contenido dicho material de control y que pueden introducirse
en y retirarse del núcleo del reactor, y un circuito que se dispone
para permitir un flujo de un fluido a través del núcleo del reactor
y a través de una disposición de conductos externa.
Se conoce bien en plantas nucleares la
utilización de carburos de boro como material de control en las
denominadas barras de control. Cada barra de control forma uno o
varios recipientes de presión que alojan una determinada cantidad
de carburo de boro. Una barra de control conocida está diseñada con
cuatro alas longitudinales, que forman una vista transversal en una
sección transversal a través de la barra de control. Cada ala
incluye una cavidad y forma así tal recipiente de presión
separado.
Las barras de control pueden introducirse en y
retirarse del núcleo del reactor con el fin de controlar la
reacción nuclear en el combustible nuclear, y controlar de tal
manera el efecto de la planta. El carburo de boro presenta la
capacidad de absorber neutrones, en la que se reducirá la reacción
nuclear cuando se introduzca una barra de control en el núcleo del
reactor ya que disminuye el número de neutrones libres.
Puede diferenciarse entre las barras de control
para controlar la reacción nuclear durante el funcionamiento y las
barras de parada. Estas últimas, durante el funcionamiento de la
planta nuclear, se retiran completamente del núcleo del reactor y
simplemente se pretenden que se introduzcan en el núcleo cuando deba
interrumpirse el funcionamiento de la planta. Debe observarse que
también es posible utilizar barras de parada como barras de control
y viceversa.
Durante el funcionamiento de la planta se
liberan neutrones, que se capturan por el carburo de boro tal como
se mencionó anteriormente. Entonces tendrá lugar una reacción
nuclear en el carburo de boro, en la que se forman tritio y helio.
El boro activo (isótopos B-10) se consume durante la
formación de los productos de reacción. Entonces se forma una
cantidad sustancialmente grande de helio, aproximadamente en un
factor de 10^{5}. El tritio formado y una parte del helio se
disolverán en el carburo de boro. Sin embargo, el helio también se
libera del carburo de boro y forma un gas en la cavidad mencionada
anteriormente en la barra de control. Esta formación de gas conduce
a un aumento de la presión en la barra de control.
Los elementos de envainado de las barras de
control pueden fabricarse de una aleación de acero. Los defectos en
los elementos de envainado pueden aumentar por varias razones, por
ejemplo debido al desgaste mecánico, defectos del material, etc.
Tal defecto puede conducir a la formación de un orificio en el
elemento de envainado, a través del cual el helio gaseoso en la
barra de control puede presionarse hacia fuera en el núcleo del
reactor, y a través del cual el agua presente en la vasija del
reactor puede penetrar en la barra de control. Si los productos de
reacción del boro consumido entran en contacto con el agua, el helio
y el tritio disueltos en la estructura de carburo de boro se
liberarán y tras un periodo de tiempo, el tritio puede alcanzar así
el agua en la vasija del reactor junto con el helio liberado. Si el
defecto es grave, también el boro se liberará y puede presentarse
la así denominada eliminación, es decir, se elimina el carburo de
boro de la barra de control.
Desde luego se desea evitar los defectos en las
barras de control y sustituir las barras de control que presentan
un defecto. Un defecto de la barra de control puede conducir a la
reducción de las posibilidades de controlar la planta, ya que se
deteriora la capacidad de absorción de neutrones. Además, un defecto
de la barra de control puede conducir a una deformación del
elemento de envainado, que puede hacer imposible la maniobra de la
barra de control dentro y fuera del núcleo del reactor.
El documento WO 99/27541 da a conocer un
dispositivo para la evaluación de la integridad de las barras de
control en una planta nuclear. La evaluación se hace por medio de
mediciones continuas de la actividad en los gases de descarga y en
el agua del reactor.
El objetivo de la presente invención es reducir
la necesidad de inspección de la barras de control en una planta
nuclear. Más específicamente, va dirigido a mejorar las
posibilidades de supervisar la integridad de las barras de
control.
Este objetivo se alcanza mediante el
procedimiento definido anteriormente, caracterizado porque presenta
las etapas siguientes:
determinar el valor de por lo menos un parámetro
primario que incluye la concentración de una sustancia, que se
libera del material de la barra de control durante el funcionamiento
de la planta nuclear, en dicho fluido,
determinar el valor de por lo menos un parámetro
funcional relacionado con dicho fluido,
normalizar el valor de dicho parámetro primario
con respecto al valor de dicho parámetro funcional, analizar el
valor normalizado de dicho parámetro primario, y
estimar la integridad del material de la barra
de control basándose en dicho análisis.
Por medio de un procedimiento de este tipo es
posible supervisar de manera sustancialmente continua las barras de
control en una vasija del reactor y determinar si hay algún defecto
en cualquiera de las barras. Gracias a la normalización de la
concentración de la sustancia liberada también es posible hacer una
estimación del tamaño del defecto, ya que el tamaño depende de la
cantidad de sustancia liberada. Observando si la concentración de
la sustancia aumenta, también puede determinar si se producen
defectos. De tal manera, el procedimiento también permite una
estimación de cuántas barras de control con defecto y álabes de
barra de control están presentes en el núcleo del reactor. Es
posible hacer el análisis midiendo la concentración de muchas
sustancias diferentes, por ejemplo tritio, helio, litio, boro etc.
Por tanto, el análisis puede realizarse mediante la supervisión de
cualquiera de las sustancias liberadas cuando el material de la
barra de control entra en contacto con el fluido que fluye a través
del núcleo del reactor. Sin embargo, es importante tomar en
consideración y corregir el tritio recirculado a la reacción por
medio del agua de alimentación de dilución. Por tanto, también es
ventajoso medir el contenido en tritio en el agua de alimentación de
dilución, y el volumen y el flujo del agua de alimentación de
dilución.
Según una forma de realización de la invención,
dicho parámetro primario incluye un primer parámetro, que incluye
la concentración de tritio en dicho fluido. El tritio se forma en el
carburo de boro, que puede usarse como material de control, cuando
el carburo de boro se somete a radiación de neutrones. Siempre que
el elemento de envainado esté completo, el tritio formado estará
contenido en el elemento de envainado. Sin embargo, si se produce
un defecto en el elemento de envainado, el tritio alcanzará al agua
del reactor y mediante una medición de la concentración de tritio
en el agua del reactor se establecerá por tanto un defecto en el
elemento de envainado para el material de control.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho parámetro primario incluye un primer parámetro,
que incluye la concentración de tritio en dicho fluido. Debe
observarse que las barras combustibles producen cantidades
sustancialmente más pequeñas de tritio cuando se someten a radiación
de neutrones que el material de control que se encuentra en el
elemento de envainado.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho fluido incluye el agua de alimentación suministrada
a la vasija del reactor, en la que dicha determinación tiene lugar
midiendo en el agua de alimentación. Con tal medición de la
concentración de tritio en el agua de alimentación se consigue un
resultado apropiado, ya que luego el agua se ha destilado una vez.
Según una realización alternativa o complementaria de la invención,
dicho fluido incluye el agua del reactor presente en la vasija del
reactor, en la que dicha determinación tiene lugar midiendo en el
agua del reactor. Ventajosamente, dicha medición puede tener lugar
después de que el fluido haya pasado un intercambiador iónico.
Además, dicha medición puede tener lugar después de que el fluido
haya pasado un filtro de partículas. También es ventajoso hacer
dicha medición después de que el fluido haya pasado un circuito de
retardo.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho parámetro primario incluye un segundo parámetro
primario, que incluye la concentración de helio en la descarga de
flujo de gas de dicho fluido. Cuando el material de control, en
forma de carburo de boro, se somete a radiación de neutrones,
también se produce helio. Entonces, el helio estará unido al
carburo de boro, pero también puede estar presente en el elemento de
envainado como un gas libre. Cuando se produce un defecto, este gas
libre se presionará muy rápidamente hacia fuera del elemento de
envainado, y por tanto se produce allí un nivel pico sustancialmente
instantáneo de la concentración de helio en dicho flujo de gas. El
helio, que está unido al material de control, se liberará después a
una velocidad más lenta y dará como resultado un aumento del nivel
de helio en los gases de descarga. También una barra combustible
con defecto puede aumentar la liberación de helio. Sin embargo, en
el combustible nuclear no hay cantidades grandes de helio unido y
por tanto no se produce una liberación lenta de helio tras el nivel
pico inicial. De esta manera es posible diferenciar un elemento de
envainado con defecto del material de control de un defecto de
combustible. Cuando se produce un defecto de combustible también se
liberan gases inertes radioactivos. Midiendo simultáneamente éstos,
por ejemplo mediante el dispositivo descrito en el documento WO
99/27541, pueden separarse los defectos en las barras combustibles
de los defectos en las barras de control.
Mediante la determinación tanto de la
concentración de tritio en dicho fluido como la concentración de
helio en el flujo de gas, se consigue un instrumento muy fiable
para detectar un defecto en un elemento de envainado del material
de control.
Según una forma de realización adicional de la
invención, el procedimiento incluye la etapa de determinar un valor
de referencia de dicho parámetro primario. Tal como se mencionó
anteriormente, también se produce tritio por el combustible cuando
se somete a radiación de neutrones. Se obtiene una producción de
tritio adicional en un reactor debido a reacciones en el agua del
reactor y a partir del litio que puede estar presente en una vasija
del reactor en forma de contaminación. Además, el tritio puede estar
presente durante un periodo de tiempo relativamente largo en el
fluido o el agua del reactor, puesto que se detectan ya los defectos
previos y se determinan en los elementos de envainado del material
de control. Por tanto, siempre existe en el fluido, durante las
condiciones funcionales normales, un cierto contenido en tritio. Es
por tanto ventajoso determinar este contenido mediante mediciones y
dejarle formar un valor de referencia a partir del cual pueden
realizarse las determinaciones mencionadas anteriormente. También
ventajosamente puede determinarse tal valor de referencia para
otras sustancias, por ejemplo, el helio.
Según una forma de realización adicional de la
invención, el procedimiento incluye la siguiente etapa de determinar
pautas para el funcionamiento continuo de la planta con respecto a
dicha estimación. Mediante las determinaciones realizadas, puede
determinarse por tanto el tamaño de un defecto detectado, en qué
elemento de envainado se ha producido el defecto, etc. Un
conocimiento de este tipo es importante para determinar si la planta
debe funcionar más o si debe interrumpirse el funcionamiento. El
conocimiento también puede conducir al funcionamiento continuo de
la planta de manera modificada, por ejemplo en un efecto inferior en
la parte del núcleo del reactor en la que se producido el defecto.
Según la invención, tales pautas pueden producirse de manera
automática a partir de la estimación realizada.
Según una forma de realización adicional de la
invención, el procedimiento incluye la siguiente etapa de controlar
la planta con respecto a dichas pautas. Es por tanto posible
transferir las pautas producidas a una unidad de control para
controlar automáticamente de tal manera la planta según estas
pautas.
Según una forma de realización adicional de la
invención, la determinación del valor de dicho parámetro primario
se realiza de manera sustancialmente continua durante el
funcionamiento de la planta. La concentración de helio en dicho
flujo de gas puede medirse continuamente mediante procedimientos
conocidos por si mismos. Mediante tales mediciones sustancialmente
continuas también es posible estudiar las concentraciones de helio
durante el tiempo y de tal manera pueden detectarse los niveles
pico mencionados anteriormente de manera eficaz. Además, la
concentración de tritio puede someterse a mediciones en línea
sustancialmente continuas, que se miden ventajosamente en el agua
de alimentación, en la que se descarga una parte del flujo de fluido
a un dispositivo de medición para establecer la concentración de
tritio. A partir de este dispositivo de medición, este flujo parcial
puede recircularse al flujo principal del fluido.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho parámetro funcional incluye un primer parámetro
funcional relacionado con una adición de dicho fluido al circuito.
El intercambio del fluido desde luego desempeña un papel importante
para la magnitud de la concentración de la sustancia en cuestión. Si
el intercambio es alto, se obtiene un valor de la concentración que
es menor que si el intercambio hubiera sido menor. Normalmente se
suministra a la planta agua de alimentación de dilución y por tanto,
el procedimiento puede incluir la etapa adicional de determinar el
suministro de tritio por medio del agua de alimentación de dilución
midiendo en el agua de alimentación de dilución. Ventajosamente,
dicha determinación del suministro de tritio incluye una medición
del volumen y del flujo del agua de alimentación de dilución.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho parámetro funcional incluye un segundo parámetro
funcional relacionado con el efecto generado por la planta. La
generación de efecto también es sustancial para la concentración de
por ejemplo tritio y helio, tanto instantánea como
históricamente.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho parámetro funcional incluye un tercer un parámetro
funcional relacionado con dicho flujo de gas. Para la determinación
por ejemplo de la concentración de helio en el flujo de gas, es
ventajoso considerar la magnitud del flujo de gas total.
Según una forma de realización adicional de la
invención, dicho análisis se realiza con respecto a los datos
históricos en cuanto a dichos parámetros. Tal como se mencionó
anteriormente, por ejemplo el efecto mediante el cual la planta ha
funcionado durante un periodo de tiempo más largo influirá en la
concentración de las sustancias medidas. Tales datos históricos
pueden cargarse a partir de una unidad de memoria en la que se
almacenan estos datos. La unidad de memoria incluye estadísticas
funcionales y riesgos de defectos según las experiencias
funcionales que se han acumulado, y el inventario calculado de helio
y tritio en las barras de control. Si se ha indicado un defecto, se
establece una orden de prioridad para la inspección durante el
futuro, normalmente la parada del funcionamiento anual. La orden de
prioridad se basa en el seguimiento de los parámetros funcionales,
y en la historia del funcionamiento y las experiencias del
funcionamiento de las barras de control. En la unidad de memoria
también puede existir información sobre cada elemento de envainado
individual del material de control. Tal información puede referirse
a la antigüedad del elemento de envainado, tipo, fabricante,
quemado destructivo estimado de B-10 de cada barra
de control, e historia de funcionamiento acumulada de cada barra de
control etc. Por tanto, puede formarse en la unidad de memoria un
conocimiento sobre los elementos de envainado que están presentes
en la vasija del reactor y de esta manera puede desarrollarse el
análisis con el tiempo y volverse incluso más complejo.
El objetivo también se alcanza mediante el
dispositivo definido anteriormente, que se caracteriza porque el
dispositivo incluye primeros medios para determinar el valor de por
lo menos un parámetro primario que incluye la concentración de una
sustancia, que se libera del material de la barra de control durante
el funcionamiento de la planta nuclear, en dicho fluido, segundos
medios para determinar el valor de por lo menos un parámetro
funcional relacionado con dicho fluido, terceros medios para
normalizar el valor de dicho parámetro primario con respecto al
valor de dicho parámetro funcional, cuartos medios para analizar el
valor normalizado de dicho parámetro primario, y quintos medios
para estimar la integridad del material de la barra de control
basándose en dicho
análisis.
análisis.
Las formas de realización ventajosas del
dispositivo se definen en las reivindicaciones subordinadas 23 a
30.
La presente invención va a explicarse a
continuación con mayor detalle por medio de una forma de
realización, que se describe simplemente a título de ejemplo, y
haciendo referencia al dibujo adjunto, en el que la figura 1 da a
conocer esquemáticamente una planta nuclear con un dispositivo para
la evaluación de la integridad de un material de control.
La figura 1 da a conocer esquemáticamente una
planta nuclear que comprende un reactor descrito como una vasija 1
del reactor. El reactor descrito es un denominado reactor de agua en
ebullición, BWR. En la vasija 1 del reactor está contenido un
núcleo del reactor 2. El núcleo del reactor 2 contiene varios
elementos combustibles nucleares 3, que pueden disponerse de varias
maneras. Por ejemplo, los elementos combustibles nucleares 3 pueden
incluir cada uno varios montajes de combustible nuclear, que a su
vez contienen varias barras combustibles en las que se dispone el
combustible nuclear en forma de las denominadas pastillas de
combustible. Tal disposición de los elementos combustibles
nucleares 3 se conoce por sí misma. El núcleo del reactor 2 también
incluye varios elementos de envainado 4 incluyendo un material de
control para controlar el efecto del reactor. En la forma de
realización descrita, estos elementos de envainado con el material
de control se denominan barras de control 4 que debe ser el nombre
convencional. Estas barras de control 4 pueden diseñarse de varias
maneras y por ejemplo consisten en cuatro alas, que vistas en una
sección a través de la dirección longitudinal de la barra de
control 4 forman una cruz. En cada ala se dispone el material de
control en canales sustancialmente horizontales, y los canales en
cada una de las alas están conectados entre sí, de tal modo que cada
ala forma un recipiente cerrado. Las barras de control 4 también se
diseñan de manera que estos recipientes cerrados resistirán altas
presiones internas y externas.
Las barras de control 4 pueden introducirse y
retirarse hacia fuera del núcleo del reactor 2 por medio de
elementos de accionamiento 5 descritos esquemáticamente. Tal como se
desprende de la figura 1, las barras de control 4 pueden estar
situadas en diferentes posiciones en el núcleo del reactor 2. Las
barras de control 4 pueden ser de dos tipos diferentes, un primer
tipo para controlar el efecto de la planta y un segundo tipo que
principalmente presentan la tarea de introducirse en el núcleo del
reactor 2 cuando el funcionamiento de la planta debe interrumpirse,
denominadas barras de parada 4. En la figura 1 se dan a conocer de
manera simplemente esquemática cuatro barras de control 4 y no se
hace diferencia entre los diferentes tipos de barras de control que
existen. Debe observarse que la planta puede incluir un gran número
de barras de control 4.
La planta también incluye un conducto de vapor 8
para conducir el vapor generado en la vasija 1 del reactor a una
turbina 9 de vapor, que conduce a un generador 10 para la generación
de efecto eléctrico. A partir de la turbina 9 de vapor, el vapor se
transporta a un condensador 11 en el que se condensa el vapor. El
vapor condensado vuelve a transportarse a la vasija 1 del reactor
como agua de alimentación a través de un conducto de agua de
alimentación 12 y a través de un dispositivo de limpieza de
condensado 13 (planta de clarificación del condensado). Puede
añadirse agua nueva a este circuito 1, 8, 9, 11 y 12 a través de un
conducto de alimentación de dilución 14, que está conectado al
condensador 11. Durante la reacción nuclear se forman también los
gases de descarga. Estos se transportan hacia fuera de la vasija 1
del reactor junto con el vapor y se separan en el condensador 11.
Los gases de descarga separados se transportan hacia fuera de la
planta a través de un conducto de gas de descarga 15, un sistema 16
de retardo y una chimenea 17.
La planta también comprende un circuito de agua
del reactor 18, que permite el flujo del agua del reactor a través
de una disposición de conductos externa, la vasija 1 del reactor y
el núcleo del reactor 2. A continuación, el agua del reactor fluirá
desde la parte inferior de la vasija 1 del reactor a través de un
circuito de retardo 19 y un dispositivo de limpieza 20 hasta un
primer dispositivo de medición 21 y desde allí vuelve hasta la
vasija 1 del reactor. El dispositivo de limpieza 20 presenta un
intercambiador iónico y un filtro de partículas para limpiar y
filtrar el agua del reactor.
El primer dispositivo de medición 21 se dispone
para medir la concentración de una o varias sustancias presentes en
el agua del reactor y que se transportan por tanto a través del
circuito de agua del reactor 18. En la realización descrita esta
sustancia es tritio. Una parte del flujo de agua del reactor que
fluye a través del circuito de agua del reactor 18 se transporta
entonces hasta el primer dispositivo de medición 21 en el que se
realiza la medición de la concentración. Cuando se presenta un
resultado de la medición aceptable, el agua del reactor se
recircula hasta la vasija 1 del reactor.
El dispositivo también incluye un segundo
dispositivo de medición 23, que funciona de la misma manera que el
primer dispositivo de medición 20 y que se dispone para medir la
concentración de tritio en el flujo de agua de alimentación. Una
parte del agua de alimentación se transporta a través de un circuito
de agua de alimentación 24 desde el conducto de agua de
alimentación 12 a través de un circuito cerrado de retardo 25 y un
dispositivo de limpieza 26 hasta el segundo dispositivo de medición
23 y desde allí vuelve hasta la conducción de agua de alimentación
12. El dispositivo de limpieza 26 incluye un intercambiador iónico y
un filtro de partículas.
El dispositivo también incluye un tercer
dispositivo de medición 28 que se dispone para permitir la medición
de la concentración de una sustancia en los gases de descarga que
abandonan la planta a través del conducto de gas de descarga 15. Un
parte de los gases de descarga se transportan a través de un
conducto de gas de descarga 29 hasta el tercer dispositivo de
medición 28 y desde allí vuelve hasta el conducto de gas de descarga
15. En la forma de realización descrita, se mide la concentración
de helio en los gases de descarga. Tales mediciones pueden
realizarse en línea y de manera sustancialmente continua por medio
de un dispositivo de medición conocido por sí mismo. El dispositivo
también presenta un medidor 30 de flujo que se dispone para
permitir la medición del flujo total de gas de descarga a través del
conducto de gas de descarga 15 que abandona la planta. De esta
manera puede realizarse una corrección de flujo con el fin de
obtener un valor correcto de la concentración de helio en los gases
de descarga.
El dispositivo también incluye un cuarto
dispositivo de medición 33, que se proporciona en el conducto de
alimentación de dilución 14 y se dispone para medir la concentración
de tritio en el flujo de agua de dilución. Además, un quinto
dispositivo de medición 34 se dispone ventajosamente para medir el
volumen y el flujo del agua de alimentación de dilución. Con el fin
de estimar la cantidad de tritio en el núcleo del reactor 2 es
importante tomar en consideración, y corregir para, el tritio que se
recircula hasta la vasija 1 del reactor por medio del agua de
alimentación de dilución.
Además, el dispositivo incluye un sexto
dispositivo de medición 36 indicado esquemáticamente por medio del
que puede detectarse y medirse el efecto generado de la planta.
Los valores obtenidos mediante los dispositivos
de medición 21, 23, 28, 30, 33, 36 se suministran a una unidad de
procesamiento 41, que puede desarrollarse por medio de un procesador
42 de ordenador y una unidad de memoria 43 y que puede formar unos
denominados medios de ayuda para el análisis "profesionales".
La unidad de procesamiento 41 incluye medios para normalizar los
valores obtenidos con respecto a la concentración de tritio y la
concentración de helio de tal manera que se obtienen valores de
concentración comparables. La normalización puede realizarse a
partir de diferentes parámetros, por ejemplo los parámetros
funcionales obtenidos por los medidores de flujo 30 y 34 descritos,
y por el sexto dispositivo de medición 36 para medir el efecto. La
normalización también puede tomar en consideración otros
parámetros. La unidad de procesamiento 41 también se dispone para
crear valores de referencia que forman puntos de partida para las
concentraciones de las sustancias que deben determinarse.
Además, la unidad de procesamiento 41 incluye
herramientas en forma de software para el análisis de los valores
normalizados obtenidos de tal manera que puede estimarse la
integridad de las barras de control. Por medio de estas
herramientas de análisis de la unidad de procesamiento 41 puede
demostrarse por tanto si una o varias de las barras de control 4
tienen algún defecto, el tamaño del defecto en ese caso y cuándo se
produce el defecto con respecto al tiempo.
En la unidad de memoria 43 puede existir una
base de datos que incluye información sobre todas las barras de
control 4 de la planta. Esta información puede referirse a la
antigüedad de las barras de control 4, el fabricante, el tipo y los
datos históricos en cuanto a las posiciones de las diferentes barras
de control 4 en el núcleo del reactor 2 durante diferentes periodos
de funcionamiento, y si se han utilizado las barras de control 4
como barras de control o como barras de parada. Por medio de esta
historia, puede calcularse el inventario de helio y tritio para
cada barra de control. Además, la unidad de memoria 43 puede estar
dispuesta para almacenar datos históricos en cuanto al efecto de
descarga de la planta, los contenidos previamente medidos en
diferentes sustancias tales como tritio, helio, litio, boro,
criptón, xenón etc. Debe observarse que el análisis mencionado
anteriormente desde luego puede mejorarse si se toma en
consideración la información que puede almacenarse en la unida de
memoria 43. Esta información puede desarrollarse a lo largo del
tiempo, y el sistema es por tanto de autoaprendizaje y permite un
análisis más complejo y seguro de la integridad de las barras de
control 4 a medida que aumenta el contenido de información en la
unidad de memoria 43.
Además, la planta incluye una unidad de control
45 descrita esquemáticamente que representa el sistema de control
principal para la planta. Mediante una unidad de control 45 de este
tipo, puede controlarse el efecto de salida del reactor y por
ejemplo se dispone la unidad de control 45 para colocar las barras
de control 4 por medio de los elementos de accionamiento 5. La
unidad de procesamiento 41 puede disponerse para producir pautas
que comienzan desde el análisis de la integridad de las diferentes
barras de control 4, y estas pautas pueden transferirse de manera
automática a la unidad de control 45 para influir en el control de
la planta, y la inspección y posible eliminación de las barras de
control con defecto 4 del núcleo del reactor 2.
El dispositivo para evaluar la integridad de las
barras de control según la presente invención puede combinarse
ventajosamente con un dispositivo para evaluar la integridad de los
elementos combustibles 3 en la planta nuclear. Un dispositivo de
este tipo se describe en el documento WO 99/27541 mencionado
anteriormente. Mediante la combinación de estos dos dispositivos,
en los que la unidad de procesamiento 41 puede expandirse para
realizar el análisis y producir las pautas con respecto tanto a las
barras de control 4 como a los elementos combustibles 3, se
obtienen posibilidades muy ventajosas para supervisar y controlar la
planta nuclear con respecto a los defectos que posiblemente se
producen.
La presente invención no se limita a las formas
de realización descritas sino que puede variarse y modificarse
dentro del alcance de las reivindicaciones siguientes.
Claims (26)
1. Procedimiento para evaluar la
integridad de un material de la barra de control en una planta
nuclear, que comprende
una vasija del reactor,
un núcleo del reactor que está contenido en la
vasija del reactor y está formado por varios elementos combustibles
nucleares y varios elementos de envainado, en los que está contenido
dicho material de control y que pueden introducirse en el núcleo
del reactor y retirarse del mismo, y
un circuito que se dispone para permitir un
flujo de un fluido a través del núcleo del reactor y a través de
una disposición de conductos externa,
caracterizado porque el procedimiento
presenta las etapas siguientes:
determinar el valor de por lo menos un parámetro
primario que incluye la concentración de una sustancia, que se
libera del material de la barra de control durante el funcionamiento
de la planta nuclear, en dicho fluido, incluyendo dichos parámetros
un primer parámetro primario, que incluye la concentración de tritio
en dicho fluido, un segundo parámetro primario, que incluye la
concentración de helio en un flujo de gas que se descarga de dicho
fluido,
determinar el valor de por lo menos un parámetro
funcional relacionado con dicho fluido,
normalizar el valor de dicho parámetro primario
con respecto al valor de dicho parámetro funcional,
analizar el valor normalizado de dicho parámetro
primario, y
estimar la integridad del material de la barra
de control basándose en dicho análisis.
2. Procedimiento según la reivindicación
1, en el que dicho fluido incluye agua de alimentación suministrada
a la vasija del reactor y en el que dicha determinación tiene lugar
realizando una medición en el agua de alimentación.
3. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 1 y 2, en el que dicho fluido incluye agua del
reactor presente en la vasija del reactor y en el que dicha
determinación tiene lugar realizando una medición en el agua del
reactor.
4. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 2 y 3, en el que dicha medición tiene lugar tras
haber pasado el fluido un intercambiador
iónico.
iónico.
5. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 2 a 4, en el que dicha medición tiene lugar tras
haber pasado el fluido un filtro de partículas.
6. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 2 a 5, en el que dicha medición tiene lugar tras
haber pasado el fluido por un circuito de retardo.
7. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, que comprende la etapa de determinar
un valor de referencia para dicho parámetro primario.
8. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, que comprende la siguiente etapa de
determinar pautas para el funcionamiento continuo de la planta con
respecto a dicha estimación.
9. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, que comprende la siguiente etapa de
determinar pautas para la inspección y eliminación de barras de
control con defecto del núcleo del reactor durante una futura
parada de la planta.
10. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 8 y 9, que incluye la siguiente etapa de controlar
la planta con respecto a dichas pautas.
11. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que la determinación del valor
de dicho parámetro primario se realiza de manera sustancialmente
continua durante el funcionamiento de la planta.
12. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que dicho parámetro funcional
incluye un primer parámetro funcional relacionado con una adición al
circuito de dicho fluido.
13. Procedimiento según la reivindicación
12, en el que se suministra a la planta agua de alimentación de
dilución y en el que el procedimiento comprende la etapa adicional
de determinar el suministro de tritio por medio del agua de
alimentación de dilución midiendo en el agua de alimentación de
dilución.
14. Procedimiento según la reivindicación
13, en el que dicha determinación del suministro de tritio comprende
medir el volumen y el flujo de agua de alimentación de
dilución.
15. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que dicho parámetro funcional
incluye un segundo parámetro funcional relacionado con el efecto
generado por la planta.
16. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que dicho parámetro funcional
incluye un tercer parámetro funcional relacionado con dicho flujo de
gas.
17. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que dicho análisis se realiza
con respecto a los datos históricos en cuanto a dichos
parámetros.
18. Procedimiento según la reivindicación
17, en el que si dicho análisis indica una barra de control con
defecto, se calcula la extensión del defecto por medio de una
comparación de la fuga de tritio y helio de la barra de control con
defecto con el inventario de tritio y helio.
19. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 17 y 18, en el que dichos datos históricos se
cargan a partir de una unidad de memoria en la que se almacenan.
20. Dispositivo para evaluar la integridad
de un material de la barra de control en una planta nuclear, en el
que la planta comprende
una vasija (1) del reactor
un núcleo del reactor (2) que está contenido en
la vasija del reactor y está formado por varios elementos
combustibles nucleares (3) y varios elementos de envainado (4), en
los que está contenido dicho material de control y que pueden
introducirse en el núcleo del reactor (2) y pueden retirarse del
mismo, y
un circuito (6) que se dispone para permitir un
flujo de un fluido a través del núcleo del reactor (2) y a través
de una disposición de conductos externa,
caracterizado porque el dispositivo
comprende
unos primeros medios (21, 23, 28) para
determinar el valor de por lo menos un parámetro primario que
incluye la concentración de una sustancia, que se libera del
material de la barra de control durante el funcionamiento de la
planta nuclear, en dicho fluido, en el que dichos primeros medios
comprenden un dispositivo de medición (21, 23), que se dispone para
medir la concentración de tritio en dicho fluido, y un dispositivo
de medición (28), que se dispone para medir la concentración de
helio en un flujo de gas que se descarga de dicho fluido,
unos segundos medios (30, 33, 34, 36) para
determinar el valor de por lo menos un parámetro funcional
relacionado con dicho fluido,
unos terceros medios (41 a 43) para normalizar
el valor de dicho parámetro primario con respecto al valor de dicho
parámetro funcional,
unos cuartos medios (41 a 43) para analizar el
valor normalizado de dicho parámetro primario, y
unos quintos medios (41 a 43) para estimar la
integridad del material de la barra de control basándose en dicho
análisis.
21. Dispositivo según la reivindicación 20,
en el que dichos segundos medios comprenden un dispositivo de
medición (30) que se dispone para medir dicho flujo de gas.
22. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 20 y 21, en el que dichos segundos medios
comprenden un dispositivo de medición (34), que se dispone para
medir una adición al circuito de dicho fluido, y un dispositivo de
medición (33), que se dispone para medir la concentración de tritio
en dicho fluido añadido.
23. Dispositivo según cualquiera de las
reivindicaciones 20 a 22, en el que dichos segundos medios
comprenden un dispositivo de medición (36), que se dispone para
medir el efecto generado por la planta.
24. Dispositivo según cualquiera de las
reivindicaciones 20 a 23, que comprende una unidad de procesamiento
(41 a 43) dispuesta para determinar las pautas para el
funcionamiento continuo de la planta con respecto a dicha
estimación.
25. Dispositivo según la reivindicación 24,
que comprende una unidad de control (45) dispuesta para controlar
la planta con respecto a dichas pautas.
26. Dispositivo según cualquiera de las
reivindicaciones 20 a 25, que comprende una unidad de memoria (23)
dispuesta para almacenar los datos históricos en cuanto a dichos
parámetros.
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