ES2301848T3 - Barra de combustible nuclear. - Google Patents
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Abstract
Barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua en ebullición, que comprende un tubo de envainado (2), que define un espacio interior cerrado (3) y que está fabricado a partir de por lo menos uno de los materiales en el grupo de circonio y una aleación a base de circonio, una pila de pastillas (9) de combustible nuclear, dispuesta en el espacio interior en el tubo de envainado de tal modo que las pastillas de combustible nuclear llenan parte del espacio (3) interior, y un gas de llenado dispuesto en el espacio interior cerrado (3) con el fin de llenar el resto del espacio interior, conteniendo el gas de llenado una proporción de gas inerte y una proporción de monóxido de carbono, caracterizada porque la presión interna (Pfill) del gas de llenado en la barra de combustible nuclear asciende por lo menos a 2 bar (abs) a temperatura ambiente (TR) y porque la proporción de monóxido de carbono es de por lo menos el 3 por ciento en volumen del gas de llenado.
Description
Barra de combustible nuclear.
La presente invención se refiere a una barra de
combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua en
ebullición o agua a presión, que comprende un tubo de envainado que
define un espacio interior cerrado y que está fabricado de por lo
menos uno de los materiales en el grupo de circonio y una aleación a
base de circonio, una pila de pastillas de combustible nuclear
dispuesta en el espacio interior en el tubo de envainado de modo
que las pastillas de combustible nuclear llenan parte del espacio
interior, y un gas de llenado dispuesto en el espacio interior
cerrado para llenar el resto del espacio interior, mediante lo cual
el gas de llenado contiene una proporción de helio y una proporción
de monóxido de carbono. La invención se refiere asimismo a un
conjunto de combustible nuclear que comprende una barra de
combustible nuclear de este tipo. Además, la invención se refiere a
un procedimiento para fabricar una barra de combustible nuclear para
un reactor nuclear del tipo de agua en ebullición o agua a
presión.
La patente US nº 4.609.524 da a conocer una
barra de combustible nuclear de este tipo.
Una central nuclear comprende un núcleo de
reactor que está formado de varios conjuntos de combustible. Cada
conjunto de combustible comprende una pluralidad de barras de
combustible nuclear paralelas, alargadas y una pluralidad de
espaciadores que están distribuidos axialmente a lo largo y
asociados con, las barras de combustible nuclear. Cada barra de
combustible nuclear comprende un tubo de envainado y combustible
nuclear que está encerrado en el tubo de envainado. El combustible
nuclear normalmente comprende uranio que está comprimido en
pastillas de combustible dispuestas una sobre la parte superior de
otra en una pila en el tubo de envainado. Cuando la central nuclear
está en funcionamiento, el núcleo de reactor se enfría por medio de
un medio de enfriamiento que se bombea hacia arriba a través del
núcleo de reactor.
Los componentes en las centrales nucleares a
menudo están sometidos a ataques producidos por hidrogenación y
oxidación. Es conocido dotar a tales componentes expuestos con un
recubrimiento de superficie para proteger los componentes. Los
tubos de envainado de las barras de combustible nuclear son un
ejemplo de tales componentes. El ataque de un tubo de envainado
significa que se produce un defecto que se extiende a través de todo
el espesor del tubo de envainado en el peor de los casos, mediante
lo cual puede filtrarse el combustible nuclear radiactivo y sus
productos de fisión que están dentro del tubo de envainado hacia el
agua de refrigeración de los reactores. En lo que se refiere a los
defectos en los tubos de envainado, hay que diferenciar entre los
defectos primarios y los secundarios.
Se produce un defecto primario mediante el
ataque en la superficie exterior del tubo de envainado y se produce
especialmente por abrasión mediante objetos extraños. Un defecto
abrasivo de poca importancia normalmente no da lugar a ninguna
eliminación ni destrucción evidente de las pastillas de uranio de la
barra de combustible nuclear. Sin embargo, un defecto primario
puede extenderse a través de todo el espesor del tubo de envainado.
Un defecto primario de este tipo significa que el agua, el vapor o
una combinación de éstos, fluye hacia el tubo de envainado en un
espacio entre el combustible nuclear y la superficie interior del
tubo de envainado.
Cuando se ha desarrollado un defecto primario
hay una vía de comunicación entre el espacio interior del tubo de
envainado y el agua de refrigeración del reactor. Por tanto, el agua
y el vapor forzarán su paso hacia la barra de combustible nuclear
hasta que la presión interna P_{i} de la barra de combustible
nuclear es la misma que la presión del sistema P_{sys} del
reactor. Durante este transcurso de acontecimientos, el interior
del tubo de envainado y las pastillas de uranio se oxidan durante la
liberación del hidrógeno de las moléculas de agua. Esto, a su vez,
da como resultado que se puede obtener un entorno con una presión
parcial de hidrógeno ppH_{2} muy alta, denominándose
"agotamiento de oxígeno" o "agotamiento de vapor" a una
distancia del defecto primario. En un entorno de este tipo, el
interior del envainado tiende a absorber hidrógeno muy rápidamente,
denominándose hidrogenación. La hidrogenación puede conducir a una
concentración de hidrógeno muy alta localmente en el envainado, lo
que se denomina degradación secundaria que a su vez deteriora
considerablemente las propiedades mecánicas del envainado. El
envainado se vuelve muy frágil y esto da lugar a la inducción de
grietas, a la propagación de grietas y al desarrollo de un defecto
de combustible secundario debido a las tensiones autoinducidas o
debido a la carga exterior. Un defecto secundario a menudo adopta la
forma de grandes grietas o de una fractura transversal, lo que
significa que es una forma grave de defecto.
Si se produce un defecto de manera que el agua
fluye hacia la barra de combustible nuclear, el agua se evaporará y
las moléculas de agua se disociarán, mediante lo cual la superficie
interna del tubo de envainado se oxida y se forma hidrógeno libre
en el espacio interior. El hidrógeno libre se absorberá por el tubo
de envainado a base de circonio, mediante lo cual se produce la
fragilidad mencionada anteriormente. Tiene lugar la absorción
particularmente sobre las superficies en las que todavía no se ha
formado una capa de óxido. Este proceso es relativamente rápido. El
proceso de oxidación se inicia inmediatamente una vez que se ha
producido un defecto primario. Esto da como resultado rápidamente
la aparición de un entorno con una presión parcial de hidrógeno muy
alta a una distancia del defecto primario, como consecuencia de
esto, las horas y los días tras la aparición de un defecto primario
son de gran importancia para la posibilidad de influir en la
hidrogenación secundaria y, de ese modo, en el riesgo de que se
produzca un defecto secundario. Un problema en este contexto es que
el gas hidrógeno difunde más rápido en el gas helio de lo que se
encuentra normalmente en el espacio interior que las moléculas de
agua. Por tanto, el gas hidrógeno alcanzará las superficies libres
más rápido que las moléculas de agua que en caso contrario podrían
reaccionar con la superficie durante la formación de una capa de
óxido protectora sobre la superficie de circonio.
La patente US nº 4.609.524 da a conocer un tubo
cerrado para un reactor nuclear. Se pretende que el tubo contenga
combustible nuclear y/o un absorbente de neutrones. El combustible
y/o el absorbente están encerrados en el tubo junto con un gas de
llenado que consiste en He y un gas adicional que contiene uno de
los gases O_{2}, CO y CO_{2}. El fin del gas adicional es
proporcionar una fina capa de óxido sobe la superficie interior del
tubo de envainado. La capa de óxido está pensada para reducir la
permeabilidad del triterio (un isótopo del hidrógeno) a través del
tubo en el funcionamiento normal. Según lo que se ha establecido en
este documento, el triterio se libera durante la irradiación en el
reactor nuclear. La patente no trata los problemas que se producen
en relación con un defecto en las barras de combustible. Por tanto,
el fin del gas adicional es no evitar la hidrogenación y la
degradación secundaria. La cantidad de gas adicional en el gas de
llenado asciende al 2-3 por ciento en volumen de la
cantidad de helio. Por tanto, la cantidad de gas adicional en
relación con la cantidad de gas de llenado es inferior al 3 por
ciento en volumen.
El objetivo de la presente invención es mejorar
la capacidad de resistencia de una barra de combustible nuclear
frente a la degradación secundaria. Más particularmente, la
invención se refiere a evitar la hidrogenación secundaria y un
defecto secundario una vez que se ha producido un defecto primario
típico en una barra de combustible nuclear. Aun cuando la aparición
de un defecto primario es inusual, se obtienen ventajas adicionales
si puede reducirse el riesgo de un defecto primario que conduce a
hidrogenación secundaria, degradación secundaria y la aparición de
un defecto secundario.
Este objetivo se alcanza con la barra de
combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua en
ebullición dado a conocer a modo de introducción, que está
caracterizada porque la presión interna del gas de llenado en la
barra de combustible nuclear asciende por lo menos a 2 bar (abs) y
porque la proporción de monóxido de carbono es de por lo menos el 3
por ciento en volumen del gas de llenado. La invención implica que
cierta fracción del gas de llenado que se añade en relación con la
fabricación de la barra de combustible estará constituida por
monóxido de carbono. Por tanto, el gas de llenado puede estar
constituido por una mezcla de helio y monóxido de carbono. Dado que
el monóxido de carbono no se utiliza por el tubo de envainado o
absorción del combustible, se garantiza que el gas de llenado
contendrá monóxido de carbono incluso una vez que la barra de
combustible nuclear haya estado en funcionamiento durante una parte
sustancial de su tiempo de funcionamiento total. La invención se
basa en la percepción de que una modificación del gas de llenado que
se utiliza normalmente reduce la capacidad del envainado de
absorber hidrógeno. Las investigaciones han demostrado que el CO
presenta un efecto que por sí mismo no da como resultado la
oxidación de Zr, sino que en cambio supone el bloqueo de los sitios
de adsorción para el hidrógeno, es decir, el CO se adsorbe en
aquellas posiciones en la superficie de circonio en las que en caso
contrario se habría adsorbido el hidrógeno con el fin de absorberse
posteriormente por el material de circonio. La limitación inferior
para la presión parcial de CO en relación con la presión parcial de
He, ppCO/ppHe, se define mediante la cantidad de monóxido de carbono
que se consume con el fin de obtener una reducción sustancial de la
velocidad de absorción del hidrógeno tras un defecto primario
hipotético, mientras que un límite superior para ppCO/ppHe está
limitado por la conductividad térmica de la mezcla de gases. Si se
reduce drásticamente la conductividad térmica del gas de llenado, en
comparación con el caso en el que el gas de llenado está
constituido sustancialmente por helio únicamente, se empeora la
conductividad térmica entre las pastillas de combustible y el
envainado, lo que da como resultado un aumento de la temperatura de
las pastillas y un incremento de la emisión de gas de fisión. Es
aceptable un cierto deterioro de la conductividad térmica de la
mezcla de gases, pero el límite superior para ppCO/ppHe debe
escogerse de modo que la emisión del gas de fisión no produzca una
limitación de quemado no deseada. Esto supone en consecuencia que el
límite superior para ppCO/ppHe depende del nivel de quemado al que
se pretende que se exponga la barra de combustible nuclear
real.
Cuando se considera la superficie de un
componente fabricado de circonio o una aleación a base de circonio,
incluso puede observarse que los gases presentan una disposición
variable para la adsorción sobre la superficie real. El CO presenta
una disposición para la adsorción relativamente alta que puede
organizarse esquemáticamente según lo siguiente: H_{2}O > CO
> H_{2} > N_{2} > He. Las investigaciones de
laboratorio han demostrado que incluso una fracción menor de CO en
el gas de llenado del orden de magnitud dado en la reivindicación 1
reduce considerablemente la velocidad de absorción del hidrógeno del
material a base de circonio Zr. Esto significa que puede reducirse
la velocidad de absorción del hidrógeno durante el transcurso
esencial de acontecimientos directamente una vez que se ha
producido un defecto primario. De esta forma se podría evitar la
absorción de hidrógeno que da lugar a un contenido en hidrógeno muy
alto localmente, incluso podría reducirse considerablemente el
riesgo de aparición de un defecto secundario.
Según una forma de realización de la invención,
la proporción de monóxido de carbono constituye por lo menos el 4
por ciento en volumen del gas de llenado. El solicitante ha
demostrado que se mejora el efecto perseguido, para evitar la
absorción de hidrógeno, utilizando una proporción de dióxido de
carbono creciente en el gas de llenado. Por tanto, la proporción de
dióxido de carbono puede constituir ventajosamente por lo menos el
5 por ciento en volumen del gas de llenado e incluso más
ventajosamente por lo menos el 6 por ciento en volumen del gas de
llenado.
El objetivo se alcanza asimismo con la barra de
combustible nuclear dada a conocer a modo de introducción para un
reactor nuclear del tipo de agua a presión, que está caracterizada
porque la presión interna del gas de llenado en la barra de
combustible nuclear asciende por lo menos a 10 bar (abs) y porque la
proporción de monóxido de carbono es de por lo menos el 2 por
ciento en volumen del gas de llenado. Se logran las ventajas
correspondientes a las establecidas anteriormente para un reactor
nuclear del tipo de agua en ebullición utilizando una barra de
combustible nuclear de este tipo en un reactor nuclear del tipo de
agua a presión.
Según otras formas de realización de la barra de
combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua a
presión, la proporción de monóxido de carbono asciende por lo menos
al 3 por ciento en volumen del gas de llenado, por lo menos al 4
por ciento en volumen del gas de llenado y especialmente por lo
menos al 5 por ciento en volumen del gas de llenado.
Según otra forma de realización de la invención,
el tubo de envainado presenta una superficie interior que está
orientada hacia el espacio interior, mediante lo cual el material en
el tubo de envainado más próximo al espacio interior está
preoxidado y, por tanto, contiene óxido de circonio. Es conocido el
hecho de recubrir la superficie interior del tubo de envainado con
una fina capa de óxido de circonio. Una capa de óxido de este tipo
presenta un efecto protector frente a la absorción de hidrógeno en
el material de circonio. En combinación con la adición de monóxido
de carbono según esta invención, puede mejorarse considerablemente
de esta manera la reducción de la absorción de hidrógeno en el
material de circonio.
El objetivo se alcanza asimismo con el
procedimiento proporcionado a título de introducción para fabricar
una barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de
agua en ebullición, mediante lo cual el procedimiento comprende las
etapas siguientes:
proporcionar un tubo de envainado que define un
espacio interior y que está fabricado de por lo menos uno de los
materiales en el grupo de circonio y una aleación a base de
circonio,
introducir una pila de pastillas de combustible
nuclear, que está dispuesta en el espacio interior en el tubo de
envainado de modo que las pastillas de combustible nuclear llenan
parte del espacio interior, y
llenar el espacio interior con un gas de
llenado, que contiene una proporción de gas inerte y una proporción
de monóxido de carbono, con el fin de llenar el resto del espacio
interior y terminar de llenar el espacio interior cuando existe una
presión interna, que asciende por lo menos a 2 bar (abs), en el
espacio interior,
siendo la proporción de monóxido de carbono
superior al 3 por ciento en volumen del gas de llenado.
El objetivo se alcanza asimismo con un
procedimiento proporcionado a título de introducción para fabricar
una barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de
agua a presión, comprendiendo el procedimiento las etapas
siguientes:
proporcionar un tubo de envainado que define un
espacio interior y
que está fabricado de por lo menos uno de los
materiales en el grupo de circonio y una aleación a base de
circonio,
introducir una pila de pastillas de combustible
nuclear, que se dispone en el espacio interior del tubo de
envainado de modo que las pastillas de combustible nuclear llenan
parte del espacio interior, y
llenar el espacio interior con un gas de
llenado, que contiene una proporción de gas inerte y una proporción
de monóxido de carbono, con el fin de llenar el resto del espacio
interior y finalizar el espacio interior cuando existe una presión
interna, que asciende por lo menos a 10 bar (abs), en el espacio
interior,
siendo la proporción de monóxido de carbono
superior al 2 por ciento en volumen del gas de llenado.
Según una forma de realización de la barra de
combustible nuclear, el tubo de envainado comprende una superficie
interior que está orientada hacia el espacio interior, mediante lo
cual el procedimiento puede comprender la etapa de proveer la
superficie interior de una capa exterior que comprende óxido de
circonio antes de introducir las pastillas de combustible nuclear y
el gas de llenado en el tubo de envainado. En combinación con el gas
monóxido de carbono añadido, una capa de óxido de este tipo conduce
a una reducción adicional de la absorción de hidrógeno en el
material de circonio.
\vskip1.000000\baselineskip
La invención se explicará a continuación en más
detalle por medio de una descripción de las diferentes formas de
realización y haciendo referencia a las figuras adjuntas.
La figura 1 muestra esquemáticamente una sección
transversal en sentido longitudinal de una barra de combustible
nuclear según la invención.
La figura 2 muestra esquemáticamente una vista
lateral seccionada, parcial de un conjunto de combustible nuclear
para un reactor de agua en ebullición con varias barras de
combustible nuclear según la invención.
La figura 3 muestra esquemáticamente una vista
lateral del conjunto de combustible nuclear para un reactor de agua
a presión con varias barras de combustible nuclear según la
invención.
La figura 4 muestra un gráfico la velocidad de
absorción de hidrógeno de los materiales a base de circonio para
diferentes razones de CO/H_{2}.
La figura 5 muestra un gráfico de cómo cambia la
presión parcial de H_{2} en un espacio cerrado como función del
tiempo cuando se expone un material a base de circonio a H_{2} en
una atmósfera con diferentes presiones parciales de CO.
La figura 6 muestra otro gráfico de cómo cambia
la presión parcial de H_{2} en un espacio cerrado como función
del tiempo cuando se expone un material a base de circonio a H_{2}
en una atmósfera en la que la presión parcial de CO cambia durante
la exposición.
La figura 7 muestra un gráfico de la presión
parcial de CO en un espacio cerrado con Zr como función del
tiempo.
La figura 8 muestra un gráfico de la presión
parcial de CO en un espacio cerrado con cinco pastillas nucleares
como función del tiempo.
\vskip1.000000\baselineskip
La figura 1 muestra esquemáticamente una barra 1
de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua
ligera. El reactor nuclear puede ser un reactor de agua en
ebullición (BWR) o un reactor de agua a presión (PWR). Las barras
de combustible nuclear comprenden un tubo de envainado 2 que define
un espacio interior cerrado 3. El tubo de envainado 2 presenta un
primer extremo superior que finaliza con un tapón de la parte de
arriba 4 y un segundo extremo inferior que finaliza con un tapón de
la parte de abajo 5.
El tubo de envainado 2 está fabricado de por lo
menos uno de los materiales en el grupo de circonio y una aleación
a base de circonio. Una aleación a base de circonio de este tipo
puede ser ZIRCALOY-2 o ZIRCALOY-4.
En la forma realización representada, el tubo de envainado 2 también
comprende un tubo exterior 6 y un tubo interior 7, mediante lo cual
el tubo interior 7 forma un denominado revestimiento, que está
fabricado de modo que presenta una unión metálica al tubo exterior
6. El tubo exterior 6 puede estar fabricado de cualquiera de las
aleaciones a base de circonio mencionadas anteriormente, mientras
que el tubo interior 7 puede estar fabricado de metal de circonio
puro. Debe observarse que el tubo de envainado 2 puede comprender
sólo un tubo sin revestimiento.
Las barras 1 de combustible nuclear también
comprenden una pila de pastillas 9 de combustible que se disponen
en el espacio 3 interior en el tubo de envainado 2. Las pastillas 9
de combustible que son del tipo convencional comprenden óxido de
uranio comprimido. La pila de pastillas 9 de combustible llenan
parte del espacio 3 interior, mediante lo cual hay un estrecho
hueco 10 entre las pastillas 9 de combustible y la superficie
interior del tubo interior 7. Además, hay una cámara 11 en el
espacio 3 interior, por encima de las pastillas 9 de combustible
por ejemplo mediante lo cual la pila de pastillas 9 de combustible
se presiona contra el tapón de la parte de abajo inferior 5 con la
ayuda de medios 12 elásticos.
Las barras 1 de combustible nuclear también
contienen un gas de llenado que se dispone en el espacio 3 interior
y que llena el resto del espacio 3 interior, es decir, esencialmente
el hueco 10, dicha cámara 11 y posiblemente los huecos entre las
pastillas 9 de combustible. El gas de llenado contiene una
proporción de gas inerte y una proporción de monóxido de carbono.
En la forma de realización representada el gas de llenado consiste
esencialmente en dicha proporción de gas inerte y dicha proporción
de monóxido de carbono. El gas inerte consiste esencialmente en
helio pero incluso son posibles otros gases inertes.
La figura 2 muestra esquemáticamente un ejemplo
de un conjunto de combustible nuclear 15 que está destinado para un
reactor de agua en ebullición y que comprende varias barras 1 de
combustible nuclear según la presente invención. Las barras 1 de
combustible están conectadas entre sí y se mantienen a la distancia
correcta entre sí por medio de varios espaciadores 16. Las barras 1
de combustible nuclear pueden estar encerradas además en una caja
17 que forma una cubierta mostrada parcialmente alrededor de las
barras 1 y que se extiende desde una placa inferior 18 en el
extremo inferior de las barras 1 de combustible hasta una placa
superior 19 en el extremo superior de las barras 1 de
combustible.
La figura 3 muestra esquemáticamente de un modo
correspondiente un ejemplo de un conjunto de combustible nuclear 25
para un reactor de agua a presión. El conjunto de combustible
nuclear 25 también comprende barras 1 de combustible nuclear según
la presente invención y varios espaciadores 26 a lo largo de la
longitud del conjunto nuclear 25. En este caso, los espaciadores
también tienen la tarea de sujetar los conductos 27 que se extienden
a través del haz de barras 1 de combustible y que están conectados
a un elemento de la parte de abajo 28 en sus extremos inferiores y
a un elemento de la parte de arriba 29 en sus extremos
superiores.
El tubo de envainado 2 de las barras de
combustible puede estar preoxidado en su superficie interior, es
decir, sobre la superficie interior del tubo interior 7, o sobre la
superficie interior del tubo exterior 6 si no hay revestimiento.
Esto significa que se ha producido una fina capa de óxido sobre la
superficie interior antes de montar las barras 1 de combustible
nuclear, es decir, antes de introducir las pastillas 9 de
combustible en el tubo de envainado 2, se añade el gas de llenado y
se termina de llenar el tubo de envainado 2. Por tanto, la
superficie interior se forma a partir de una capa superficial que
comprende óxido de circonio o que consiste esencialmente en óxido
de circonio. Una capa de óxido de circonio de este tipo o un
recubrimiento de óxido de circonio de este tipo pueden ser muy
finos con un espesor que es inferior a 2 \mum y preferentemente
inferior a 1 \mum. La capa de óxido se produce preferentemente por
medio de tratamiento en autoclave, anodización o exposición a gas
oxígeno seco, mediante lo cual puede lograrse una capa de óxido de
alta densidad.
El solicitante ha llevado a cabo investigaciones
de laboratorio que muestran que una adición inferior de CO en el
hidrógeno reduce la velocidad con la que un material a base de
circonio, preoxidado o no, absorbe hidrógeno. El resultado de estas
investigaciones se indica en las figuras 4 a 8.
La figura 4 muestra un gráfico de la velocidad
de absorción de hidrógeno a 400ºC a diferentes razones de CO/H_{2}
para material de circonio preoxidado (Zircaly-2
preoxidado, Zr2ox) y material de circonio no preoxidado (circonio
puro, Zr). Puede observarse que para el circonio puro, la absorción
de hidrógeno a ppCO/ppH_{2} aproximadamente igual a 0,2 se reduce
en un factor de 10 en comparación con cuando no se ha añadido CO.
Para una aleación a base de circonio preoxidada, se obtiene un
factor correspondiente de reducción de 10 ya a ppCO/ppH_{2}
aproximadamente igual a 0,04.
La figura 5 muestra un gráfico de la absorción
de hidrógeno a 400ºC en una aleación de circonio preoxidada
(Zircaloy-2), en la que puede observarse que
ppH_{2} en un espacio cerrado que contiene una aleación de
circonio preoxidada es esencialmente constante con el tiempo a ppCO
= 2 mbar y ppCO/ppH_{2} = 0,14.
La figura 6 muestra otro gráfico de la absorción
de hidrógeno a 400ºC en Zircaloy-2 preoxidado,
mediante lo cual se añade CO tras aproximadamente 400 min de modo
que ppH_{2} asciende a 2,5 mbar y ppCO/ppH_{2} = 0,04. A
continuación, puede observarse una clara reducción de la absorción
de hidrógeno.
La figura 7 muestra un gráfico de la presión
parcial de CO en un espacio cerrado con Zr como función del tiempo.
A partir del gráfico puede observarse que el gas CO no se absorberá
por Zr ni siquiera cuando se absorben las moléculas de CO sobre la
superficie de circonio.
La figura 8 muestra un gráfico de la presión
parcial de CO en un espacio cerrado con cinco pastillas de
combustible como función del tiempo. A partir del gráfico puede
observarse que no se absorbe CO por las pastillas de combustible a
400ºC ni tampoco a 600ºC.
Con la exposición de las aleaciones a base de
circonio, tales como Zircaloy-2 o
Zircaloy-4, a una atmósfera de gas hidrógeno con
presión parcial de monóxido de carbono, ppCO, variable, las
investigaciones que se han llevado a cabo muestran que una presión
parcial de monóxido de carbono relativamente baja (ppCO/ppH_{2}
aproximadamente igual a 0,2, véase la figura 4) tiene un efecto
drástico sobre la velocidad con la que el metal absorbe hidrógeno.
La velocidad de absorción disminuye aproximadamente en un factor de
10 en comparación con el caso en que el metal se expone a gas
hidrógeno puro. El efecto se acentúa cuando el material a base de
zirconio está preoxidado. En este caso, se ha observado una
velocidad de absorción drásticamente reducida ya cuando
ppCO/ppH_{2} es aproximadamente igual a 0,04. Las investigaciones
también muestran que la preoxidación por sí misma reduce
considerablemente la velocidad de absorción de hidrógeno, pero que
la preoxidación en combinación con la adición de monóxido de
carbono disminuye adicionalmente la velocidad de absorción
drásticamente, véase la figura 4. En este caso, la velocidad de
absorción, a ppCO/ppH_{2} = 0,04, es aproximadamente inferior en
un factor 100 que cuando se expone material a base de circonio no
preoxidado a gas hidrógeno y la velocidad de absorción puede
reducirse adicionalmente si se aumenta la presión parcial de
monóxido de carbono.
Suponiendo que se tiene una mezcla del gas de
llenado inicial, en este caso He y CO, y gas hidrógeno a una
distancia de un defecto primario inmediatamente después de haberse
producido el defecto y que el valor de ppCO/ppH_{2} debe superar
cierto valor crítico, F_{krit}, puede estimarse la ppCO inferior
que debe contener el gas de llenado. Como éste es el valor absoluto
de ppCO que es de interés en este caso, la consecuencia es que
ppCO/ppHe puede disminuir con el aumento de ppCO+ppHe bajo la
suposición de que la presión del sistema de reactor es constante.
Esta última es una suposición razonable, pero significa que la
elección de ppCO puede variar entre las barras de combustible que
se fabrican para los reactores de agua en ebullición (BWR), en los
que la presión del sistema, P_{sys}, normalmente es de
aproximadamente 70 bar, y para los reactores de agua a presión
(PWR), en los que la presión del sistema, P_{sys}, normalmente es
de aproximadamente 150 bar.
Si la presión de llenado de una barra de
combustible a temperatura ambiente, T_{R}, es P_{fill} y la
presión en una barra de combustible aumenta en un factor A
(normalmente 2-3) cuando la temperatura de la barra
de combustible aumenta desde la temperatura ambiente, T_{R},
hasta la temperatura de funcionamiento, la barra de combustible
tendrá inicialmente en funcionamiento una presión interna, P_{i},
que es P_{i} = P_{fill}*A. Si P_{sys} es la presión del
sistema y si se produce el equilibrio de presión entre la presión
interna de la barra y la presión del sistema tras un defecto
primario, esto significa que puede suponerse que el valor promedio
de ppH_{2}O+ppH_{2} calculado a lo largo de toda la longitud de
la barra de combustible tras un defecto primario es
ppH_{2}O+ppH_{2} = P_{sys}-P_{i}. A una
distancia del defecto primario ppH_{2}O es insignificante durante
el tiempo directamente después de producirse un defecto primario,
mientras que ppH_{2} es relativamente muy alta dependiendo de la
rápida reacción de las moléculas de agua con el interior del
envainado, durante la formación de óxido de circonio y la
liberación de hidrógeno, en combinación con la velocidad de
difusión superior del gas hidrógeno tal como se ha dado a conocer
anteriormente. A una distancia del defecto primario durante el
periodo de tiempo real, puede suponerse que el gas consiste
localmente en una mezcla de gas de llenado (He+CO) y H_{2} y que
ppH_{2} satisface localmente la relación:
P_{sys}-P_{i}
< ppH_{2} <
P_{sys}.
Dado que la fracción ppCO/ppH_{2} debe ser
superior a cierto valor crítico, F_{krit}, y ppCO es
ppCO(T_{R})*A a la temperatura de funcionamiento,
ppCO(T_{R}) debe ser
ppCO(T_{R}) =
F_{kirt}*ppH_{2}/A = F_{krit}*(P_{sys}-P_{i})/A =
F_{krit}*(P_{sys}-P_{fill}*A)/A.
La tabla siguiente muestra ejemplos diferentes
de la cantidad de CO expresada como presión parcial y porcentaje en
volumen en un BWR y un PWR para diferentes valores de P_{fill},
F_{krit} y A. Los valores adicionales de la cantidad de CO pueden
calcularse sencillamente utilizando la fórmula facilitada para otros
valores de P_{fill}, P_{sys}, F_{krit}, y A. En la tabla se
facilitan a modo de ejemplo F_{krit} 0,02 y 0,03. Ya en estos dos
contenidos en CO relativamente bajos en relación con la cantidad de
gas hidrógeno, se obtiene una reducción considerable de absorción
de hidrógeno tal como puede observarse de la figura 4, especialmente
si la superficie de circonio está preoxidada. Dentro del alcance de
la presente invención puede escogerse una reducción inferior de
absorción de hidrógeno y, por tanto, una cantidad inferior de
monóxido de carbono en el gas de llenado del que se ha establecido
en la tabla siguiente para las presiones internas P_{fill}
específicas. Si la superficie de circonio no está oxidada,
F_{krit} debe ser algo superior, tal como puede observarse de la
figura 4, lo que da como resultado un porcentaje en volumen
inicialmente superior de CO.
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(Tabla pasa a página
siguiente)
La invención no se limita a las formas de
realización representadas, sino que puede variarse y modificarse
dentro del alcance de las reivindicaciones siguientes.
Claims (14)
-
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1. Barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua en ebullición, que comprendeun tubo de envainado (2), que define un espacio interior cerrado (3) y que está fabricado a partir de por lo menos uno de los materiales en el grupo de circonio y una aleación a base de circonio,una pila de pastillas (9) de combustible nuclear, dispuesta en el espacio interior en el tubo de envainado de tal modo que las pastillas de combustible nuclear llenan parte del espacio (3) interior, yun gas de llenado dispuesto en el espacio interior cerrado (3) con el fin de llenar el resto del espacio interior,conteniendo el gas de llenado una proporción de gas inerte y una proporción de monóxido de carbono,caracterizada porque la presión interna (P_{fill}) del gas de llenado en la barra de combustible nuclear asciende por lo menos a 2 bar (abs) a temperatura ambiente (T_{R}) y porque la proporción de monóxido de carbono es de por lo menos el 3 por ciento en volumen del gas de llenado. - 2. Barra de combustible nuclear según la reivindicación 1, caracterizada porque la proporción de monóxido de carbono constituye por lo menos el 4 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 3. Barra de combustible nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque la proporción de monóxido de carbono constituye por lo menos el 5 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 4. Barra de combustible nuclear según la reivindicación 3, caracterizada porque la proporción de monóxido de carbono constituye por lo menos el 6 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 5. Barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua a presión, que comprendeun tubo de envainado (2), que define un espacio interior cerrado (3) y que está fabricado a partir de por lo menos uno de los materiales en el grupo circonio y una aleación a base de circonio,una pila de pastillas (9) de combustible nuclear, dispuesta en el espacio interior en el tubo de envainado de tal modo que las pastillas de combustible nuclear llenen parte del espacio interior, yun gas de llenado dispuesto en el espacio interior cerrado (3) con el fin de llenar el resto del espacio interior,mediante lo cual el gas de llenado contiene una proporción de gas inerte y una proporción de monóxido de carbono,caracterizada porque la presión interna (P_{fill}) del gas de llenado en la barra de combustible nuclear asciende por lo menos a 10 bar (abs) a temperatura ambiente (T_{R}) y porque la proporción de monóxido de carbono es de por lo menos el 2 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 6. Barra de combustible nuclear según la reivindicación 5, caracterizada porque la proporción de monóxido de carbono asciende por lo menos al 3 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 7. Barra de combustible nuclear según la reivindicación 6, caracterizada porque la proporción de monóxido de carbono asciende por lo menos al 4 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 8. Barra de combustible nuclear según la reivindicación 7, caracterizada porque la proporción de monóxido de carbono asciende por lo menos al 5 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 9. Barra de combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizada porque el tubo de envainado (2) presenta una superficie interior que está orientada hacia el espacio (3) interior y porque el material en el tubo de envainado más próximo a la superficie interior está preoxidado y, por tanto, está provisto de una capa superficial que comprende óxido de circonio.
- 10. Barra de combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizada porque el gas inerte consiste sustancialmente en helio.
- 11. Conjunto de combustible nuclear que comprende varias barras (1) de combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones anteriores.
- 12. Procedimiento para fabricar una barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua en ebullición, que comprende las etapas siguientes:proporcionar un tubo de envainado que define un espacio interior y que está fabricado a partir de por lo menos uno de los materiales en el grupo de circonio y una aleación a base de circonio,
\global\parskip1.000000\baselineskip
introducir una pila de pastillas de combustible nuclear, que se disponen en el espacio interior en el tubo de envainado de tal modo que las pastillas de combustible nuclear llenan parte del espacio interior, yllenar el espacio interior con un gas de llenado, que contiene una proporción de gas inerte y una proporción de monóxido de carbono, con el fin de llenar el resto del espacio interior y finalizar el espacio interior cuando existe una presión interna, que asciende por lo menos a 2 bar (abs) a temperatura ambiente (T_{R}), en el espacio interior,siendo la proporción de monóxido de carbono superior al 3 por ciento en volumen del gas de llenado. - 13. Procedimiento para fabricar una barra de combustible nuclear para un reactor nuclear del tipo de agua a presión, que comprende las etapas siguientes:proporcionar un tubo de envainado que define un espacio interior y que está fabricado a partir de por lo menos uno de los materiales en el grupo de circonio y una aleación a base de circonio,introducir una pila de pastillas de combustible nuclear, que está dispuesta en el espacio interior en el tubo de envainado de tal modo que las pastillas de combustible nuclear llenan parte del espacio interior, yllenar el espacio interior con un gas de llenado, que contiene una proporción de gas inerte y una proporción de monóxido de carbono, con el fin de llenar el resto del espacio interior y finalizar el espacio interior cuando existe una presión interna, que asciende por lo menos a 10 bar (abs) a temperatura ambiente (T_{R}), en el espacio interiorsiendo la proporción de monóxido de carbono superior al 2 por ciento en volumen del gas de llenado.
- 14. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 12 y 13, en el que el tubo de envainado presenta una superficie interior que está orientada hacia el espacio interior y estando provista la superficie interior con una capa superficial que comprende óxido de circonio antes de introducir las pastillas de combustible nuclear en el tubo de envainado.
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