ES2288819T3 - Aparato para indicar el crecimiento inducido por radiacion para conjuntos combutibles nucleares de reactor de agua presurizada. - Google Patents
Aparato para indicar el crecimiento inducido por radiacion para conjuntos combutibles nucleares de reactor de agua presurizada. Download PDFInfo
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Abstract
Conjunto (10) combustible para un reactor de agua presurizada que comprende una placa (37) de sujeción superior, una placa (12) de sujeción inferior, al menos una rejilla (16) espaciadora entre la placa (37) de sujeción superior y la placa (12) inferior, tubos (14) de guiado que se extienden desde la placa (37) de sujeción superior hacia la placa (12) inferior, y que comprende además un aparato (50) de indicación de crecimiento inducido por radiación para la determinación del crecimiento inducido por radiación del conjunto (10) combustible nuclear de reactor de agua presurizada situado en un núcleo de reactor que tiene una placa (90) de soporte de núcleo superior, caracterizado porque el aparato (50) comprende un dispositivo (52, 56) que puede deformarse plásticamente o puede comprimirse de manera no elástica fijado a una parte superior de la placa (37) de sujeción superior y configurado para extenderse en contacto con la placa (90) de soporte de núcleo superior para la compresión debido almovimiento del conjunto (10) combustible contra la placa (90) de soporte de núcleo superior como resultado del crecimiento inducido por radiación.
Description
Aparato para indicar el crecimiento inducido por
radiación para conjuntos combustibles nucleares de reactor de agua
presurizada.
La presente invención se refiere a conjuntos
combustibles nucleares, y en particular a un aparato para la
determinación del crecimiento inducido por radiación de un conjunto
combustible nuclear en un reactor nuclear.
Los reactores nucleares necesitan ser mantenidos
e inspeccionarse de manera periódica así como repostarse. Las
operaciones de repostaje implican la retirada del equipo y aparato
situados en la vasija del reactor por encima del núcleo del reactor
que comprende conjuntos combustibles nucleares conteniendo cada uno
de ellos barras de combustible nuclear sujetas o soportadas en
posiciones paralelas mediante espaciadores y una placa de sujeción
superior y una inferior. Los conjuntos combustibles nucleares se
soportan en el núcleo del reactor mediante una placa de soporte de
núcleo inferior y se extienden hacia arriba hasta una placa de
soporte de núcleo superior que sirve para alinear la zona superior
de los conjuntos combustibles que están situados en sus extremos
inferiores en posiciones predeterminadas en la placa de soporte de
núcleo inferior de manera que los conjuntos combustibles están
paralelos unos respecto a otros. La placa de sujeción superior de
los conjuntos contiene resortes de supresión para garantizar que el
conjunto está firmemente asentado sobre la placa de soporte de
núcleo inferior todo el tiempo.
La distancia entre la parte superior de la zona
sólida de la placa de sujeción superior a lo largo de su envergadura
de un conjunto combustible nuclear y el lado inferior de la placa
de soporte de núcleo superior del reactor determina el espacio
disponible para el crecimiento inducido por radiación del conjunto
debido a las operaciones de reactor.
Los métodos actuales para determinar la longitud
y crecimiento del conjunto combustible nuclear, y para evaluar el
espacio disponible para el crecimiento después de que los resortes
de supresión de la placa de sujeción del conjunto combustible
entren en contacto y se compriman una cantidad dada contra el lado
inferior de la placa de soporte de núcleo superior requieren
mediciones y cálculos que son complejos y pueden llevar a
imprecisiones significativas. No existe ningún medio actual
conocido para medir directamente el huelgo entre la placa de
sujeción superior y la placa de núcleo.
Por lo tanto una ventaja sobre los diseños de la
técnica anterior sería proporcionar un aparato para determinar el
huelgo entre la placa de sujeción superior y la placa de soporte de
núcleo superior y por lo tanto la determinación del crecimiento del
conjunto combustible que resulta del crecimiento inducido por la
radiación.
El documento US 4 993 169 A da a conocer una
herramienta de calibración de ranura de asiento general para medir
los anchos entre caras de asiento opuestas en un ajuste de
orificios. El documento US 4 777 011 A se refiere a un método para
comprobar las dimensiones de un conjunto combustible nuclear que
utiliza un cabezal de prueba ultrasónico de emisión y recepción
respectivamente.
La presente invención se presenta según las
reivindicaciones 1 a 4.
La figura 1 representa un conjunto combustible
nuclear para un reactor de agua presurizada;
la figura 2 es una representación esquemática de
una zona superior de un conjunto combustible de reactor de agua
presurizada y las clavijas de alineación de la placa de soporte de
núcleo superior situada dentro de la placa de sujeción
superior;
la figura 3 es una representación esquemática de
la zona superior de un conjunto combustible y la placa de soporte
de núcleo superior en la figura 1 que muestra una realización del
aparato de indicación de crecimiento inducido por radiación para
conjuntos combustibles nucleares de reactor de agua presurizada;
y
la figura 4 es una presentación esquemática de
la zona superior de un conjunto combustible y la placa de soporte
de núcleo superior en la figura 1 que muestra otra realización del
aparato de indicación de crecimiento inducido por radiación para
conjuntos combustibles nucleares de reactor de agua presurizada.
La figura 1 representa un conjunto 10
combustible nuclear de reactor de agua presurizada (PWR) que
comprende una placa 12 de sujeción inferior, tubos 14 de guiado,
rejillas 16 espaciadoras espaciadas a lo largo de los tubos de
guiado, barras 18 de combustible que están espaciadas radialmente y
soportadas por la rejilla 16 espaciadora, tubo 28 de
instrumentación, una placa 37 de sujeción superior unida a los
extremos superiores de los tubos de guiado, y resortes 39 de
supresión de placa de sujeción. Cada barra 18 de combustible incluye
generalmente pastillas 20 de combustible nuclear compuestas de
material fisionable y un tapón 22 de extremo superior y tapón 24 de
extremo inferior que sellan la barra de combustible. El resorte 26
impelente mantiene la posición de las pastillas dentro de la barra
de combustible. El agua así como el refrigerante/moderador se
bombea hacia arriba a través de los conjuntos combustibles
eliminando así el calor generado por las barras de combustible. Las
barras 30 de control que se utilizan para ayudar a controlar la
reacción de fisión se muestran dispuestas en tubos 14 de guiado.
Varias barras de control se agrupan conjuntamente y cada barra de
control tiene un brazo 32 radial que se interconectan entre sí en un
elemento 34 cilíndrico central para formar un mecanismo 36 de
control de agrupación de barras de control para descender y elevar
verticalmente las barras de control en la agrupación hacia dentro y
hacia fuera de los tubos de guiado, y por lo tanto hacia dentro y
hacia fuera del conjunto combustible. La placa 37 de sujeción
superior de conjuntos combustibles nucleares de reactor de agua
presurizada está diseñada para permitir que las clavijas 92 de
alineación de la placa 90 de soporte de núcleo superior se sitúen
en los orificios de alineación de la placa de sujeción superior.
La figura 2 representa esquemáticamente la zona
superior de un conjunto combustible nuclear de PWR típico y muestra
la placa 37 de sujeción superior y placa 90 de soporte de núcleo
superior con las clavijas 92 de alineación dispuestas a través de
orificios 38 de alineación en la placa de sujeción superior con los
resortes 39 de supresión de placa de sujeción eliminados para la
claridad de la ilustración.
Se proporciona un aparato de indicación de
crecimiento inducido por radiación en el que un dispositivo está
unido o fijado sobre la parte superior de la placa de sujeción
superior y dispuesto entre la placa de sujeción superior y la placa
de soporte de núcleo superior y que, cuando se comprime, se reduce
en altura con respecto a una dimensión de altura de la placa de
sujeción superior de conjunto combustible conocida. El dispositivo
se comprimiría entre la placa de sujeción superior y la placa de
soporte de núcleo superior después de que se haya colocado el
conjunto en el núcleo y se haya puesto la placa de soporte de núcleo
superior en su sitio como resultado del crecimiento inducido por
radiación del conjunto combustible nuclear así como por la expansión
térmica diferencial entre el conjunto combustible y la estructura
de núcleo de reactor periférica. Al proporcionar un dispositivo que
se deforma plásticamente o se comprime de manera no elástica por una
fuerza, el huelgo entre la placa de sujeción superior de conjunto
combustible y la placa de núcleo superior disponible para la
expansión del conjunto puede determinarse al final de un ciclo de
combustible mediante una herramienta de medición para medir la
altura comprimida del dispositivo.
Según una realización de la presente invención,
un tubo hueco o de paredes finas está fijado a una ubicación de la
placa de sujeción superior del conjunto combustible en la que puede
interaccionar con la placa de suporte de núcleo superior de reactor
y que se hunde progresivamente con una disminución del huelgo entre
la placa de sujeción superior y la placa de núcleo superior debido
a la expansión térmica y/o al crecimiento inducido por radiación
del conjunto combustible. El tubo se comprime con una fuerza
relativamente moderada (por ejemplo 44,48 N (10 libras o menos)) y
mantendrá una forma deformada plásticamente cuando la placa de
soporte de núcleo superior se retira para el repostaje u otro
mantenimiento del núcleo. El tubo podría contener una estructura de
orificios de panal de nido de abeja a través de su circunferencia y
que se extiende a lo largo de su longitud.
En una segunda realización, una barra o una
varilla de tipo cilindro se ajusta a presión en un orificio en la
superficie superior de la placa de sujeción superior del conjunto
combustible. La altura de la barra o varilla se selecciona de tal
manera para también entrar en contacto con el lado inferior de la
placa de soporte de núcleo superior cuando el conjunto combustible
está instalado en el reactor. A medida que el conjunto combustible
se irradia y se produce el crecimiento inducido por radiación, la
varilla se inserta a presión adicionalmente en el orificio que se
perfora previamente hasta una profundidad suficiente para permitir
la compresión de la varilla hasta el crecimiento total potencial
del conjunto combustible nuclear.
Con referencia a la figura 3, el aparato 50 de
indicación de crecimiento inducido por radiación comprende un tubo
52 situado entre la placa 37 de sujeción superior del conjunto
combustible y la placa 90 de soporte de núcleo superior (también
mostrada en la figura 1). El tubo 52 puede incluir aberturas 54 que
se extienden a través de la pared del tubo en cualquier posición
axial y/o radial a lo largo de su circunferencia.
En una segunda realización de la presente
invención el aparato 50 de indicación de crecimiento inducido por
radiación que se ilustra en la figura 4 (y también mostrado en la
figura 1) comprende una barra o varilla 56 de tipo cilindro que se
ajusta a presión en un orificio 40 en la placa 37 de sujeción
superior. Tal como se muestra en la figura 3, la altura de la barra
o varilla 56 se selecciona para entrar en contacto con el lado
inferior de la placa 90 de soporte de núcleo superior cuando el
conjunto combustible está instalado en el reactor. A medida que el
conjunto combustible se irradia, la varilla o la barra 56
adicionalmente se inserta a presión en el orificio 40.
Para un reactor nuclear típico el aparato de
indicación de crecimiento inducido por radiación requiere
aproximadamente 2,54 cm (una pulgada), y más habitualmente 2,032 cm
(0,8 pulgadas) de intervalo compresible para proporcionar la
indicación del huelgo entre la placa de sujeción superior y la placa
de núcleo superior durante toda la vida útil del conjunto
combustible. La altura comprimida del dispositivo se mide por un
micrómetro de profundidad o cualquier otra herramienta similar que
puede modificarse siempre y cuando sea necesario para fines de
inspección de combustible como se conoce en la técnica.
La presente invención proporciona una evaluación
precisa de la distancia disponible entre el conjunto combustible
nuclear y la placa de soporte de núcleo superior como una función de
exposición o quemado de combustible para determinar la distancia
restante entre el conjunto combustible y la placa de soporte de
núcleo superior para permitir una determinación de la vida o el uso
del conjunto combustible utilizable.
Claims (4)
1. Conjunto (10) combustible para un reactor de
agua presurizada que comprende una placa (37) de sujeción superior,
una placa (12) de sujeción inferior, al menos una rejilla (16)
espaciadora entre la placa (37) de sujeción superior y la placa
(12) inferior, tubos (14) de guiado que se extienden desde la placa
(37) de sujeción superior hacia la placa (12) inferior, y que
comprende además un aparato (50) de indicación de crecimiento
inducido por radiación para la determinación del crecimiento
inducido por radiación del conjunto (10) combustible nuclear de
reactor de agua presurizada situado en un núcleo de reactor que
tiene una placa (90) de soporte de núcleo superior,
caracterizado porque el aparato (50) comprende un dispositivo
(52, 56) que puede deformarse plásticamente o puede comprimirse de
manera no elástica fijado a una parte superior de la placa (37) de
sujeción superior y configurado para extenderse en contacto con la
placa (90) de soporte de núcleo superior para la compresión debido
al movimiento del conjunto (10) combustible contra la placa (90) de
soporte de núcleo superior como resultado del crecimiento inducido
por radiación.
2. Conjunto combustible según la reivindicación
1, en el que el dispositivo que puede deformarse plásticamente es un
tubo (52) hueco.
3. Conjunto combustible según la reivindicación
2, en el que el tubo (52) hueco tiene una circunferencia y comprende
además una pluralidad de orificios (54) a través de la
circunferencia.
4. Conjunto combustible según la reivindicación
1, en el que el dispositivo que puede comprimirse de manera no
elástica incluye una barra (56) situada en un extremo próximo en una
abertura (40) formada en una parte superior de la placa (37) de
sujeción superior y un extremo distal de la barra configurado para
extenderse en contacto con la placa (90) de soporte de núcleo
superior para comprimir la barra (56) adicionalmente dentro de la
abertura (40) debido al movimiento del conjunto (10) combustible
contra la placa (90) de soporte de núcleo superior como resultado de
crecimiento inducido por radiación.
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