ES2327532T3 - Conjunto de combustible para reactor nuclear de agua a presion que contiene uranio enriquecido y no contiene plutonio. - Google Patents
Conjunto de combustible para reactor nuclear de agua a presion que contiene uranio enriquecido y no contiene plutonio. Download PDFInfo
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Abstract
Conjunto (3) de combustible para reactor nuclear de agua a presión, del tipo que comprende barras de combustible dispuestas en los nodos de un retículo sensiblemente regular de contorno exterior poligonal, conteniendo las barras de combustible uranio enriquecido en el isótopo 235 y no conteniendo plutonio antes de la utilización del conjunto en un reactor, caracterizado porque las barras están distribuidas en al menos: - un primer grupo central constituido por barras de combustible que tienen una primera reactividad (e1) nuclear y eventualmente barras que contienen un veneno neutrónico, y - una capa (13) periférica exterior de barras de combustible que están distribuidas en: un segundo grupo de barras de combustible que se extienden a lo largo de las caras (15) del contorno exterior del retículo y que tienen una segunda reactividad (e2) nuclear estrictamente inferior a la primera reactividad nuclear, y un tercer grupo de barras de combustible dispuestas en las esquinas del contorno exterior del retículo y que tienen una tercera reactividad (e3) nuclear estrictamente inferior a la segunda reactividad nuclear.
Description
Conjunto de combustible para reactor nuclear de
agua a presión que contiene uranio enriquecido y no contiene
plutonio.
La presente invención se refiere a un conjunto
de combustible para reactor nuclear de agua a presión, del tipo que
comprende barras de combustible dispuestas en los nodos de un
retículo sensiblemente regular de contorno exterior poligonal,
conteniendo las barras de combustible uranio enriquecido en el
isótopo 235 y no conteniendo plutonio antes de la utilización del
conjunto en el reactor.
Por tanto, la invención se aplica a conjuntos
destinados a los reactores de agua a presión (RAP), a diferencia de
los reactores de agua en ebullición (RAE), y por tanto, el
combustible nuclear es uranio enriquecido en el isótopo 235.
Estos conjuntos se denominan generalmente
conjuntos de UO_{2}, por referencia a la naturaleza de su
combustible.
Este término UO_{2} se emplea a diferencia de
los conjuntos de combustible de óxido mixto de uranio y plutonio,
denominados generalmente conjuntos de MO_{x}.
Tales conjuntos de MO_{x} permiten reutilizar
el plutonio procedente del nuevo tratamiento de los conjuntos de
UO_{2}. El documento FR-2 693 023 describe un
conjunto de MO_{x} de este tipo. Los conjuntos de UO_{2} y los
conjuntos de MO_{x} tienen comportamientos neutrónicos diferentes.
Para permitir, a pesar de esto, la carga simultánea de conjuntos de
MO_{x} y UO_{2} en un mismo reactor, este documento ha propuesto
utilizar en los conjuntos de MO_{x} barras con contenidos en
plutonio diferentes. Entonces se habla de conjuntos de MO_{x}
"divididos en zonas", puesto que estos conjuntos comprenden
zonas en las que las barras tienen contenidos en plutonio
diferentes.
El documento EP-196 655 describe
mediante referencia a su figura 6 un conjunto para reactor de agua a
presión, en el que la capa periférica de barras tiene una
reactividad reducida con respecto a un grupo central de barras. No
se precisa la naturaleza del combustible.
Como ya se ha indicado anteriormente, la
presente invención no se refiere a los conjuntos de MO_{x} sino
que se aplica a los conjuntos de UO_{2} que no presentan tales
divisiones en zonas, siendo el enriquecimiento en el isótopo 235
uniforme en los mismos. Se conocen, es cierto, por ejemplo a partir
del documento Ex-799 484, conjuntos de UO_{2} de
los que algunas barras aisladas están envenenadas con gadolinio y
presentan un enriquecimiento en uranio 235 inferior al de las
barras vecinas. Sin embargo, no se trata de conjuntos divididos en
zonas propiamente dichos.
De manera clásica, un conjunto de UO_{2}
comprende un esqueleto de sostén de las barras de combustible en
los nodos de un retículo regular que habitualmente tiene una base
cuadrada. El esqueleto comprende una parte terminal inferior, una
parte terminal superior, tubos guía que unen las dos partes
terminales y rejillas de sostén de las barras de combustible.
En el interior del núcleo de un reactor nuclear
de agua a presión, los conjuntos de UO_{2} están dispuestos unos
cerca de otros con una ligera separación lateral del orden de 2 mm.
Esta separación permite particularmente la elevación y el descenso
de los conjuntos durante operaciones de carga y descarga del
núcleo.
El agua de refrigeración y de moderación circula
en los intersticios que resultan de esta separación y forma en
éstos películas de agua.
La altura de tales conjuntos es importante y
puede alcanzar los tres o cuatros metros. Debido a las tolerancias
de fabricación, el espesor real de las películas de agua podría ser,
al menos localmente, diferente del espesor nominal de 2 mm.
Además, los conjuntos colocados en el reactor
podrían deformarse teóricamente debido a la irradiación para
adoptar, por ejemplo, formas en C, en S o en W.
Tales deformaciones podrían plantear numerosos
problemas. En funcionamiento, harían más difícil la inserción de
los haces de barras de control y de parada del reactor nuclear en
los tubos guía.
Durante la manipulación, estas deformaciones
podrían aumentar los riesgos de enganche entre los conjuntos, por
ejemplo durante operaciones de carga del núcleo del reactor.
De este modo, el comportamiento real de los
conjuntos de UO_{2} podría ser, al menos mecánicamente, diferente
del deseado.
Un objetivo de la invención es resolver este
problema proporcionando un conjunto del tipo mencionado previamente
que permite reducir los riesgos, de origen mecánico, de desviación
del comportamiento del conjunto con respecto a su comportamiento
deseado.
Con este fin, la invención tiene por objeto un
conjunto según la reivindicación 1.
Las reivindicaciones dependientes 2 a 9 se
refieren a características facultativas del conjunto.
La invención también tiene por objeto un núcleo
de reactor nuclear según la reivindicación 10.
La invención va a comprenderse mejor con la
lectura de la descripción que sigue, dada únicamente a modo de
ejemplo, y realizada con referencia a los dibujos adjuntos, en los
que:
- la figura 1 es una vista esquemática desde
arriba que ilustra una cuarta parte del núcleo de un reactor
nuclear según la invención,
- la figura 2 es una vista esquemática en planta
que muestra la distribución de las barras de combustible en uno de
los conjuntos de combustible del núcleo de la figura 1,
- las figuras 3A y 3B son diagramas que ilustran
la distribución de potencia, respectivamente, en un conjunto según
el estado de la técnica y en el conjunto de la figura 2 para un
espesor de película de agua de 2 mm,
- las figuras 4A y 4B son vistas análogas a las
de las figuras 3A y 3B para un espesor de película de agua de 7
mm,
- las figuras 5A y 5B son vistas análogas a las
de las figuras 3A y 3B para películas de agua de un espesor de 12
mm, y
- la figura 6 es una vista análoga a la de la
figura 2 que ilustra una variante de la invención.
La figura 1 ilustra una cuarta parte del núcleo
1 de un reactor nuclear de agua a presión (RAP). Este reactor, por
tanto, se refrigera y modera por agua a presión. De manera clásica,
el núcleo 1 presenta una simetría de orden 4, estando representados
los ejes de simetría con trazos mixtos.
El núcleo 1 comprende conjuntos 3 de combustible
dispuestos unos al lado de los otros con una separación lateral
entre sí. De ahí resultan, entre los conjuntos 3, intersticios que
se rellenan con el agua de refrigeración y de moderación. De ese
modo, los conjuntos 3 están delimitados lateralmente por películas 5
de agua que se extienden por toda la altura de los conjuntos 3.
Normalmente, el espesor nominal de estas
películas 5 de agua es de 2 mm.
Los conjuntos 3 son conjuntos de UO_{2} con
uranio enriquecido en el isótopo 235 como combustible nuclear. El
combustible de los conjuntos 3 no contiene, por tanto, plutonio
antes de su utilización en el núcleo 1.
La estructura general de los conjuntos 3 es
clásica y, por tanto, no se describirá en detalle. Se recordará
simplemente que cada conjunto 3 comprende barras de combustible y un
esqueleto de soporte y de sostén de esas barras en los nodos de un
retículo sensiblemente regular.
En el ejemplo de la figura 2, el retículo
regular tiene una base cuadrada y un contorno exterior cuadrado.
El esqueleto comprende de manera clásica una
parte terminal inferior, una parte terminal superior y tubos 6 guía
que unen esas dos partes terminales y que están previstos para
alojar las barras de un haz de barras de control del funcionamiento
del núcleo 1.
El esqueleto comprende además rejillas 7 de
sostén de las barras de combustible en los nodos del retículo
regular. Estas rejillas 7 comprenden de manera clásica dos juegos de
placas entrecruzadas que delimitan entre sí celdas 9 centradas
sobre los nodos del retículo regular. Cada celda 9 está prevista
para alojar una barra de combustible o un tubo 6 guía, alojando la
celda central 9 por su parte un tubo 11 de instrumentación.
En el ejemplo de la figura 2, las rejillas 7 de
sostén comprenden 17 celdas 9 por lado. El contorno exterior del
retículo es, por tanto, un cuadrado de 17 celdas de lado. En otras
variantes, el número de celdas 9 puede ser diferente, por ejemplo
de 14 x 14 o de 15 x 15.
Las barras de combustible están distribuidas en
tres grupos, concretamente:
- un primer grupo central cuyas barras ocupan
las celdas 9 representadas vacías en la figura 2,
- un segundo grupo de barras de los laterales
que ocupan las celdas 9 marcadas con una cruz en la figura 2, y
- un tercer grupo de barras de las esquinas que
ocupan las celdas 9 sombreadas en la figura 2.
En el ejemplo representado, el primer grupo
comprende 200 barras de combustible. Este primer grupo ocupa todo
el retículo de barras, salvo la capa 13 periférica de barras.
\newpage
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Este primer grupo corresponde, por tanto, a un
cuadrado de 15 celdas de lado, en el que 25 celdas 9 están ocupadas
por los tubos 6 guía y el tubo 11 de instrumentación.
Las barras de este primer grupo contienen como
combustible nuclear uranio enriquecido en el isótopo 235 con un
primer enriquecimiento e1. Este primer enriquecimiento e1 es de
aproximadamente el 4,11%. Este enriquecimiento se define como la
razón másica del isótopo U235 y de la totalidad de uranio presente
en el combustible nuclear de estas barras.
El segundo grupo de barras comprende 60 barras
distribuidas en las cuatro caras 15 de la capa 13 periférica.
Con más precisión, para cada cara 15 exterior
del retículo de barras de combustible, las 15 barras situadas entre
las dos barras de las esquinas de la cara 15 considerada pertenecen
al segundo grupo.
Las barras de combustible del segundo grupo
contienen como combustible nuclear uranio enriquecido en el isótopo
235 con un segundo enriquecimiento e2. Este segundo enriquecimiento
e2 en uranio 235 es de aproximadamente el 3,7%.
El tercer grupo comprende 4 barras que ocupan
las esquinas exteriores del retículo de barras de combustible, es
decir, las esquinas de la capa 13 periférica. El combustible nuclear
de las barras del tercer grupo tiene un tercer enriquecimiento e3
en uranio 235 de aproximadamente el 2,8%.
De este modo, cada cara 15 de la capa 13
periférica comprende en sus dos extremos dos barras del tercer grupo
y comprende, para el resto, barras del segundo grupo. El resto del
retículo está ocupado por barras del primer grupo. Las barras de la
capa 13 periférica, que se extienden de manera continua por el
perímetro del conjunto 3, tienen por tanto enriquecimientos menores
que las barras en el centro del conjunto.
Las barras de combustible de los grupos primero,
segundo y tercero que tienen formas análogas pero enriquecimientos
diferentes en el isótopo 235, contienen por tanto masas diferentes
del isótopo 235.
El conjunto 3 tiene de ese modo, antes de su
utilización, una configuración "dividida en zonas" presentando
las barras de las esquinas una reactividad nuclear pequeña,
presentando las barras situadas a lo largo de las caras 15
exteriores entre las esquinas una reactividad nuclear intermedia, y
las demás barras, dispuestas en el centro del retículo, que
presentan una reactividad nuclear elevada.
Como va a exponerse a continuación, una división
en zonas de este tipo permite garantizar un comportamiento
neutrónico individual del conjunto 3 satisfactorio, incluso en
presencia de desviación de la geometría real del conjunto 3 con
respecto a su geometría nominal.
De este modo, la figura 3A ilustra la
distribución de potencia lineal en un conjunto de combustible con
uranio enriquecido en el isótopo 235 según el estado de la técnica,
es decir, con un enriquecimiento uniforme en todas sus barras. El
espesor de las películas 5 de agua que rodean el conjunto
considerado se supone entonces que es homogéneo e igual a 2 mm, es
decir, el valor nominal. Se observará que los valores de potencia en
las ordenadas se han normalizado con respecto a la potencia lineal
media en el conjunto. Esta distribución de potencia se ha calculado
para un agotamiento de 150 MWj/t lo que corresponde al periodo en
los ciclos de utilización del conjunto denominado "inicio de la
campaña de equilibrio de xenón". Es en este momento cuando se
supone que la distribución de potencia es la más heterogénea.
En el caso de la figura 3A, la distribución de
potencia es homogénea y el factor de forma, que corresponde a la
razón de la potencia lineal máxima en el conjunto con respecto a la
potencia lineal media en el interior del conjunto, es de
aproximadamente 1,053. El valor del factor de forma, próximo a 1,
confirma que la distribución de potencia es homogénea y
satisfactoria.
La figura 3B representa un diagrama análogo para
el conjunto 3 de la figura 2. Como puede constatarse en esta
figura, la potencia lineal de las barras del tercer grupo, es decir,
en las esquinas del conjunto, es mucho más débil que la de las
barras centrales del primer grupo, debido a la débil reactividad
nuclear de las barras del tercer grupo. Del mismo modo, la potencia
lineal proporcionada por las barras del segundo grupo situadas a lo
largo de las caras 15 exteriores del conjunto 3 está comprendida
entre la proporcionada por las barras del primer grupo, es decir en
el centro del conjunto 3, y la proporcionada por las barras del
tercer grupo de barras de las esquinas.
El factor de forma vale entonces aproximadamente
1,068. Por tanto, es ligeramente más importante que en el estado de
la técnica. Sin embargo, el valor del factor de potencia sigue
siendo aceptable y el conjunto 3 de la figura 2 conviene totalmente
para una utilización en un reactor.
Las figuras 4A y 4B corresponden a las figuras
3A y 3B, pero con películas 5 de agua de un espesor homogéneo de 7
mm.
Como puede constatarse, el factor de forma
aumenta mucho en el caso del conjunto según el estado de la técnica
(figura 4A) para alcanzar un valor de 1,186. La distribución de
potencia es, por tanto, muy heterogénea, lo que debe evitarse en un
núcleo de un reactor nuclear.
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Esta constatación puede explicarse a
posteriori por el hecho de que el espesor más importante de agua
al nivel de las películas 5 frena más los neutrones de modo que las
barras situadas en los laterales, y todavía más, las situadas en
las esquinas, están más expuestas a neutrones térmicos susceptibles
de provocar fisiones y, por tanto, de generar potencia.
Como puede verse en la figura 4B, la división en
zonas del conjunto 3 de la figura 2 permite disminuir la potencia
lineal en las esquinas del conjunto 3 y a lo largo de sus caras 15
exteriores para obtener una distribución mucho más homogénea. De
este modo, el factor de forma se restablece en un valor de 1,078, lo
que es totalmente satisfactorio.
El mismo fenómeno puede constatarse para un
espesor homogéneo de la película 5 de agua aún más importante, por
ejemplo de 12 mm como se ilustra mediante las figuras 5A y 5B. De
este modo, en el caso de un conjunto según el estado de la técnica,
el factor de forma es de aproximadamente 1,342 mientras que es de
aproximadamente 1,181 en el conjunto 3 de la figura 2.
La adopción de la estructura del conjunto 3 de
la figura 2 permite, por tanto, garantizar que la distribución de
potencia será más homogénea en el caso en que las películas 5 de
agua tuvieran un espesor que se aleje de su valor nominal, aunque
sólo fuera localmente, sin, no obstante, deteriorar de manera
significativa esta distribución en el caso en que el espesor de las
películas 5 de agua correspondiera al valor nominal.
El conjunto 3 de la figura 2 permite, por tanto,
reducir las consecuencias neutrónicas que podrían tener las
deformaciones mecánicas de los conjuntos o sus tolerancias de
fabricación.
En ciertos casos, el conjunto 3 también puede
comprender, en particular en su primer grupo, barras de combustible
que contienen un veneno neutrónico tal como gadolinio. Las barras en
cuestión pueden tener entonces un enriquecimiento en el isótopo 235
inferior o igual al del grupo al que pertenecen.
En una variante ilustrada mediante la figura 6,
el tercer grupo comprende, además de las cuatro barras de las
esquinas, las ocho barras directamente adyacentes de la capa 13
periférica. De este modo, el tercer grupo de barras comprende 12
barras.
Sin embargo, esta variante resulta menos
ventajosa porque deteriora de manera más importante la distribución
de potencia en el caso en que el espesor de las películas de agua es
igual al espesor nominal.
En las variantes preferidas, el segundo
enriquecimiento e2 podrá estar comprendido entre
e1-0,8% y e1-0,2%, y el tercer
enriquecimiento e3 entre e1-1,8% y
e1-0,6%.
Preferentemente, el primer enriquecimiento e1
estará comprendido entre el 3% y entre el 6%.
También es posible, en una variante que no forma
parte de la invención, que el segundo y el tercer grupo estén
constituidos por barras que tienen el mismo enriquecimiento en el
isótopo 235. En otras palabras, e2 y e3 son iguales. Las barras de
reactividad débil ocupan entonces toda la capa 13 periférica y
forman un grupo que se extiende de manera continua en la periferia
del conjunto 3.
En otra variante más, las diferentes
reactividades nucleares en el interior de los diferentes grupos de
barras de combustible pueden obtenerse no con enriquecimientos
diferentes en el isótopo 235 sino con diámetros diferentes de las
barras de combustible, lo que permite obtener también masas
diferentes del isótopo 235 en las barras de los diferentes
grupos.
De este modo, las barras del primer grupo tienen
un primer diámetro, las barras de combustible del segundo grupo, un
segundo diámetro estrictamente inferior al primer diámetro, y las
barras de combustible del tercer grupo, un tercer diámetro inferior
o igual al segundo diámetro. Las masas del isótopo 235 contenidas en
las barras del primer, del segundo y del tercer grupo son, por
tanto, inferiores entre sí, al igual que sus reactividades
nucleares.
De manera más general, las barras de combustible
pueden estar dispuestas en el interior del conjunto para formar un
retículo de contorno exterior poligonal diferente de un
cuadrado.
Claims (10)
1. Conjunto (3) de combustible para reactor
nuclear de agua a presión, del tipo que comprende barras de
combustible dispuestas en los nodos de un retículo sensiblemente
regular de contorno exterior poligonal, conteniendo las barras de
combustible uranio enriquecido en el isótopo 235 y no conteniendo
plutonio antes de la utilización del conjunto en un reactor,
caracterizado porque las barras están distribuidas en al
menos:
- un primer grupo central constituido por barras
de combustible que tienen una primera reactividad (e1) nuclear y
eventualmente barras que contienen un veneno neutrónico, y
- una capa (13) periférica exterior de barras de
combustible que están distribuidas en:
- \bullet
- un segundo grupo de barras de combustible que se extienden a lo largo de las caras (15) del contorno exterior del retículo y que tienen una segunda reactividad (e2) nuclear estrictamente inferior a la primera reactividad nuclear, y
- \bullet
- un tercer grupo de barras de combustible dispuestas en las esquinas del contorno exterior del retículo y que tienen una tercera reactividad (e3) nuclear estrictamente inferior a la segunda reactividad nuclear.
2. Conjunto según la reivindicación 1, en el que
el segundo grupo se extiende, para cada cara (15) del contorno
exterior del retículo de barras de combustible de una esquina a la
otra de la cara considerada, y el tercer grupo sólo comprende las
barras de combustible dispuestas en las esquinas del contorno
exterior del retículo de barras de combustible.
3. Conjunto según una de las reivindicaciones
anteriores, en el que las reactividades nucleares diferentes de las
barras de combustible de los diferentes grupos se obtienen mediante
masas diferentes de uranio 235 en las barras de combustible.
4. Conjunto según la reivindicación 3, en el que
las reactividades nucleares diferentes de las barras de combustible
de los diferentes grupos se obtienen mediante enriquecimientos (e1,
e2, e3) diferentes de las barras de combustible en uranio 235.
5. Conjunto según la reivindicación 1 ó 2 tomada
en combinación con la reivindicación 4, en el que:
- las barras del primer grupo tienen un primer
enriquecimiento e1 en uranio 235,
- las barras del segundo grupo tienen un segundo
enriquecimiento e2 en uranio 235 estrictamente inferior al primer
enriquecimiento e1, y
- las barras del tercer grupo tienen un tercer
enriquecimiento en uranio 235 estrictamente inferior al segundo
enriquecimiento e3.
6. Conjunto según la reivindicación 5, en el que
el segundo enriquecimiento e2 está comprendido entre
e1-0,8% y e1-0,2%.
7. Conjunto según la reivindicación 5 ó 6, en el
que el tercer enriquecimiento e3 está comprendido entre
e1-1,8% y e1-0,6%.
8. Conjunto según una de las reivindicaciones 5
a 7, en el que el primer enriquecimiento e1 está comprendido entre
el 3% y el 6%.
9. Conjunto según una de las reivindicaciones
anteriores, en el que el retículo (3) de barras de combustible tiene
un contorno exterior cuadrado.
10. Núcleo de reactor nuclear,
caracterizado porque comprende conjuntos (3) de combustible
según una de las reivindicaciones anteriores.
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|---|---|---|---|
| FR0313950A FR2863097B1 (fr) | 2003-11-27 | 2003-11-27 | Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant de l'uranium enrichi sans plutonium. |
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