ES2374119A1 - Procedimiento para mejorar el crédito de la combustión completa del combustible nuclear gastado. - Google Patents
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Abstract
Procedimiento para mejorar el crédito de la combustión completa del combustible nuclear gastado.Un sistema de gestión de reactividad dimensional que tiene en cuenta los datos de la forma de combustión completa axial de un conjunto combustible nuclear para determinar la aceptabilidad del emplazamiento del conjunto con respecto a otros conjuntos en un recipiente de almacenaje.
Description
Procedimiento para mejorar el crédito de la
combustión completa del combustible nuclear gastado.
Esta invención se refiere en general al
almacenaje del combustible nuclear gastado y más concretamente a un
procedimiento para calcular el crédito de la combustión completa de
las varillas de combustible nuclear gastado.
El transporte y envío del combustible nuclear
gastado para su eliminación final está regulado por la Comisión
Reglamentaria Nuclear (NRC) con arreglo a las disposiciones del
Título 10 del Código de Normas Federales, Art. 71. Para cumplir las
disposiciones del título 10 del CFR, art. 71, los recipientes
blindados de transporte deben estar diseñados para asegurar la
seguridad de criticidad. Los análisis de seguridad de estos
recipientes blindados de transporte se basan actualmente en la
suposición de que los conjuntos combustibles son no irradiados, esto
es, el contenido fisionable sea el mismo que el conjunto acabado de
fabricar. Esta suposición es conservadora en el caso de combustible
nuclear gastado, en cuanto los isótopos fisionables han sido
quemados como resultado del uso del conjunto combustible en un
reactor y, por consiguiente, el contenido en isótopos fisionables
del conjunto es mucho menor que el del contenido acabado de
fabricar.
La capacidad de transporte de recipientes
blindados puede resultar severamente limitada por la presunción del
"combustible fresco", en cuanto existen unos márgenes de
seguridad de criticidad más amplios en el caso del conjunto
combustible gastado. Si se pudiera tomar crédito de la combustión
completa de los conjuntos, ello se traduciría en ahorros de coste en
el transporte de los conjuntos combustibles gastados. En el
desarrollo de los bidones de soporte de almacenaje en seco del
combustible nuclear gastado, la aprobación de una metodología de
crédito de la combustión completa en el soporte de la carga de los
envases. La metodología de crédito de la combustión completa se
basará en una combinación de la combustión completa calculada que
utiliza los historiales de los reactores, y las mediciones de las
verificaciones de las combustiones completas para verificar los
historiales de los reactores.
Al incrementar el énfasis sobre las cuestiones
relacionadas con el envío de combustible para su eliminación final,
las mediciones y la metodología de la verificación de las
combustiones completas adquieren un papel de mayor importancia. La
presunción de "combustible fresco" se traduce en unos diseños
muy conservadores para los bastidores del combustible gastado, los
bidones de envío y el almacenaje de los depósitos de desecho. Estos
diseños excesivamente conservadores dan como resultado unos costes
incrementados del almacenaje y envío del combustible nuclear
gastado.
Con el fin de aprovechar el crédito de la
combustión completa para el combustible nuclear gastado, debe
adoptarse un procedimiento para verificar de manera fiable el
contenido fisionable de los conjuntos combustibles para asegurar que
no se excedan los límites de seguridad de criticidad. Los
procedimientos típicos de verificación de las combustiones
completas, requieren unas mediciones de los conjuntos combustibles
para confirmar los historiales de los reactores de enriquecimiento
inicial, y del tiempo de combustión completa y de desintegración.
Estas mediciones se basan en la determinación del flujo de neutrones
y, en algunos casos, en la dosis gamma en las inmediaciones de la
línea central del combustible.
La tecnología de las mediciones en los sistemas
comerciales actualmente disponibles se basan en unas cámaras de
fisión de ^{235}U para medir la actividad específica de los
neutrones y de o bien las cámaras de ionización gamma, los
detectores de centelleo gamma o los detectores de semiconductores de
estado sólido (HPGe, germanio de gran pureza), para detectar rayos
gamma. Las cámaras de fisión y las cámaras de ionización gamma son
detectores llenos de gas bastante grandes. Los detectores de rayos
gamma de centelleo de Nal (TI) son típicamente grandes y requieren
un tubo fotomultiplicador y una defensa para irradiaciones gamma
para el funcionamiento en un entorno de combustible gastado. Los
detectores de rayos gamma de HPGe requieren un sistema criogénico de
nitrógeno líquido o un sistema de enfriamiento electrónico, dado que
no son capaces de funcionar como detectores de rayos gamma de
resolución sensible a temperaturas más altas. Estos detectores son
sensibles a factores medioambientales como por ejemplo la
temperatura y el campo intenso de neutrones y de rayos gamma
mezclados. Por ejemplo, las cámaras de fisión son sensibles al fondo
de rayos gamma y las cámaras de ionización gamma, los detectores de
Nal (TI) y los detectores de HPGe son todos sensibles al fondo
inducido por neutrones.
Durante el curso del empleo de un conjunto
combustible en un núcleo del reactor nuclear, se producen unos
actínidos transuránicos mediante una cadena de capturas de neutrones
seguida por una desintegración beta. En el combustible de uranio, la
cadena de formación de actínidos transuránicos se origina con el
^{238}U presente en el combustible. Muchos de los actínidos
transuránicos se desintegran mediante fisión espontánea, un proceso
que va acompañado por la emisión de neutrones asociado con la
fisión. Una fuente secundaria de neutrones existe en los
combustibles óxidos donde los neutrones pueden producirse por medio
de la acción de partículas alfa energéticas (fundamentalmente a
partir de la desintegración de actínidos transuránicos) o el isótopo
^{18}O de oxígeno. Se ha demostrado por muchos trabajadores que la
actividad específica de los neutrones del combustible gastado está
relacionada con la combustión completa. Las relaciones matemáticas
detalladas entre la velocidad de emisión de neutrones y la
combustión completa han sido también inferidas utilizando mediciones
sobre los conjuntos combustibles gastados. La forma funcional de
esta relación es que la velocidad de emisión de neutrones es una
función de la combustión completa del conjunto elevada a una
potencia. Las variables que afectan a la velocidad de emisión de
neutrones son por ejemplo el tipo de combustible, el enriquecimiento
inicial, el historial de la potencia y el tiempo de desintegración
desde la descarga del conjunto combustible del reactor.
Aunque los isótopos de plutonio que se fisionan
espontáneamente y los emisores alfa de plutonio son la fuente
dominante de neutrones durante el primer ciclo de funcionamiento del
combustible, la exposición del núcleo del reactor más prolongada se
traduce en la producción de isótopos de curio los cuales se
convierten en la fuente predominante de la actividad específica de
los neutrones para el conjunto combustible gastado. La mayoría de la
emisión de neutrones procederá del ^{242}Cm (vida media de 163
días) y del ^{244}Cm (vida media de 17,9 años). Para tiempos de
desintegración de más de unos pocos años, el ^{244}Cm será la
fuente más importante de la actividad específica de los neutrones de
un conjunto combustible gasta-
do.
do.
Para tiempos de desintegración más cortos, la
actividad de los neutrones de ^{242}Cm debe tomarse en
consideración. Aunque la forma funcional en general cubre todos los
conjuntos combustibles de un diseño concreto con diferentes
exponentes para diferentes tipos de diseños, la curva se desplazará
con el enriquecimiento inicial. Por consiguiente, el conocimiento
tanto del enriquecimiento inicial como del tiempo desde la descarga
(tiempo de desintegración) son necesarios para relacionar con
precisión la velocidad de emisión de neutrones observada con
respecto a la combustión completa.
Típicamente una combinación de mediciones de
neutrones y de historiales de reactores se utiliza para determinar
la combustión completa del combustible. En algunos casos, se
utilizan unas mediciones de rayos gamma de rayos gamma de isótopos
de producto de fisión (fundamentalmente ^{137}Cs) como
verificación del tiempo de desintegración. Ya sea la velocidad de
desintegración de rayos gamma bruta dividida por la velocidad de
emisión de neutrones puede ser relacionada con grupos de conjuntos
con unos tiempos de descarga comunes, o bien la relación de las
velocidades de desintegración gamma de ^{134}Cs a ^{137}Cs se
mide directamente para determinar el tiempo de desintegración. El
^{134}Cs tiene una vida media de 2,06 años y el ^{137}Cs tiene
una vida media de 30,1 años de forma que la relación de la velocidad
de desintegración cambiará rápidamente a lo largo de un período de
tiempo de cero a 20 años después de la descarga del reactor del
conjunto combustible. Una medición de o bien ^{134}Cs/^{137}Cs
de la relación de la emisión gamma o bien la velocidad de emisión
gamma bruta se necesita para verificar el tiempo desde la descarga
(tiempo de desintegración) del conjunto. En el caso del
^{134}Cs/^{137}Cs, la relación de la intensidad de los rayos
gamma proporciona una medida directa del tiempo de desintegración.
En el caso de gammas brutos, la presunción de que la mayoría de la
actividad observada es de ^{137}Cs, las relaciones de gamma brutos
con respecto a los neutrones posibilitan que los conjuntos sean
separados en grupos de acuerdo con tiempos de descarga comunes. El
tiempo exacto de desintegración se determina entonces a partir de
los historiales de los conjuntos combustible.
Ya sea como soporte de almacenaje de la piscina
o como carga para el almacenaje en seco, las mediciones se llevan
tradicionalmente a cabo bajo el agua sobre conjuntos combustibles
aislados los cuales son elevados desde el bastidor de almacenaje del
combustible con una grúa móvil. El aparato del detector está
diseñado para fijar la reproducibilidad al conjunto combustible y
normalmente las mediciones se llevan a cabo en la línea central de
combustible con mediciones simultáneas tomadas sobre pisos de
combustible opuestos para corregir las asimetrías de las velocidades
de emisión de neutrones.
La metodología de la verificación de la
combustión completa en general requiere que las mediciones se lleven
a cabo sobre un conjunto de conjuntos combustibles de un tipo
determinado. La forma funcional de la respuesta de neutrones en
función de la combustión completa se establece sobre la base de al
menos tres mediciones y se actualiza a medida que se añaden datos
procedentes de conjuntos nuevamente medidos. Los valores atípicos
son identificados sobre la base de su concordancia con las
predicciones de la función de ajuste (generalmente más de tres
desviaciones estándar respecto del valor previsto es la causa del
rechazo), y son identificados para su ulterior estudio. O bien unos
historiales incorrectos o un problema con la medición podría ser el
responsable de los puntos de datos de los valores atípicos.
Una característica común de todos los sistemas
actualmente en uso es que la dependencia se sitúa en base a una
medición única en un emplazamiento axial. La velocidad de emisión de
neutrones en ese emplazamiento depende del perfil de la potencia
axial media del reactor. Aunque algunos de los sistemas actualmente
disponibles son capaces de mediciones en emplazamientos axiales
múltiples, se requiere una secuencia de ajustes de la posición
relativa de los detectores y del conjunto para cada medición en cada
emplazamiento axial. Este proceso de mediciones lleva consigo unos
tiempos de medición aproximadamente proporcionales al número deseado
de posiciones axiales y un mayor riesgo de daños al combustible
debidos a la gran cantidad de movimientos implicada.
La Patente estadounidense No. 5,969,359,
transferida al cesionario de la presente invención, propuso un
procedimiento mejorado y un aparato para llevar a cabo mediciones
relacionadas con la combustión completa de combustible nuclear
gastado, empleando unos detectores miniatura de semiconductores
resistentes a la radiación y a las temperaturas, que permiten el
control simultáneo de las velocidades de emisión de rayos gamma y
neutrones a partir del combustible nuclear gastado. Unas formaciones
de detectores semiconductores pueden ser utilizadas para obtener
información de los emplazamientos axiales clave para definir el
perfil de la combustión completa axial de los conjuntos combustibles
nucleares gastados. El uso del aparato mejorado de control del
combustible gastado se traduce en unas reducciones considerables de
coste y tiempo de las mediciones, así como en una precisión
mejorada, seguridad y unas dosis de irradiación reducidas para el
personal implicado en las mediciones del combustible nuclear
gastado.
Los detectores nucleares descritos en la Patente
estadounidense nº 5,969,359 preferiblemente utilizan un material
semiconductor con una separación de banda ancha como por ejemplo el
SiC que es capaz de suministrar datos a temperatura elevadas y que
es un semiconductor resistente a las radiaciones. La detección de
rayos gamma, de neutrones, con partículas cargadas, puede llevarse a
cabo con unos detectores miniatura de alta calidad, que tienen unas
corrientes de fuga extremadamente bajas que proporcionan unas
señales de detección nucleares de alta calidad.
Dichos detectores semiconductores en miniatura
son capaces de determinar las velocidades de emisión gamma brutas y
de neutrones en una medición única. Un detector semiconductor único
puede por consiguiente llevar a cabo las funciones tanto de los
detectores de neutrones como de rayos gamma de los sistemas
actualmente utilizados. Los detectores nucleares preferentes en base
a semiconductores SiC son de esta forma capaces de medir rayos gamma
y neutrones simultáneamente en un espectro único de definición en
energía.
Las formaciones de los detectores
semiconductores pueden simultáneamente medir las velocidades de
emisión de neutrones en emplazamientos axiales clave con el fin de
definir la forma del perfil de combustión completa del combustible.
Por ejemplo, un rosario de detectores de neutrones semiconductores
en miniatura que simultáneamente registren los datos y que son
multiplexados para proporcionar datos independientes para cada
emplazamiento axial puede proporcionar información sobre el entero
perfil de combustión completa axial. Las formaciones de detectores
semiconductores pueden llevar a cabo dentro de canales o en pisos
opuestos de los conjuntos de combustión completa gastada.
El sistema presente de verificación de la
combustión completa utilizando detectores nucleares semiconductores
ofrece diversas ventajas. Por ejemplo, unos detectores
semiconductores en miniatura pueden ser situados con mayor precisión
que los detectores actualmente en uso, y pueden utilizarse para
determinar los perfiles de combustión completa axial durante un
intervalo de medición único. Mientras los procedimientos
convencionales se basan en el uso de una grúa móvil para aislar un
conjunto combustible gastado, los detectores semiconductores pueden
llevar a cabo mediciones en conjuntos combustibles gastados que
estén situados dentro de los bastidores de combustible. De acuerdo
con la presente invención, las mediciones pueden ser llevadas a cabo
con seguridad con menos personal en un período de tiempo más corto
eliminando la necesidad de desplazar los conjuntos combustibles para
su medición. Por ejemplo, un detector semiconductor en miniatura
único puede proporcionar la misma información gamma y de neutrones
que los dos detectores de neutrones y gamma utilizados en los
sistemas actuales. Los detectores semiconductores preferentes son
capaces de un funcionamiento altamente estable en entornos extremos
de radiación y temperatura. Debido a estas ventajas, las mediciones
llevadas a cabo con el presente sistema basado en semiconductores
son menos costosas que las efectuadas en sistemas comerciales.
La presente invención ha sido desarrollada a la
vista de lo anterior para mejorar aún más el cálculo del crédito de
la combustión completa para reducir aún más el margen de seguridad
que debe conseguirse en el almacenaje de combustible gastado y en
los recipientes de envío y de esta forma reducir en mayor medida el
coste. Aunque la Patente estadounidense nº 5,969,359 proporciona una
forma sustancialmente mejorada de medir el perfil axial, utiliza ese
perfil para calcular con mayor precisión la combustión completa del
conjunto. El número total de combustiones completas se utiliza para
establecer el crédito de la combustión completa, sin embargo la
forma del perfil de combustión completa axial no se emplea para
potenciar en la medida necesaria el crédito de la combustión
completa. Constituye un objeto de la presente invención aprovechar
la forma de la combustión completa axial para potenciar en mayor
medida el crédito de la combustión completa.
El sistema conservador actual para el análisis
crítico del crédito de combustión completa del combustible gastado
en el que se presume que todos los conjuntos tienen una distribución
de la combustión completa axial adversa, consume un 3 a un 4%
marginal con respecto al límite k-eff. Si fueran
utilizadas las distribuciones de la combustión completa axial
medidas y el análisis de criticidad fuera reestructurado para
generar una dimensión adicional a las curvas de limitación del
enriquecimiento con respecto a la combustión completa, en base a la
forma de la distribución de la combustión completa axial, un
software que controlara la combustión completa del combustible
gastado como por ejemplo el TracWords (descrito en la Patente
estadounidense No. 5,793,636) podría implementar una dimensión de
protección adicional, proporcionando a los operadores de la planta
nuclear un suficiente margen de almacenaje adicional considerable
(retrasando potencialmente la renovación de los bastidores o las
compras de recipientes blindados) sin que ello afectara a la
seguridad. El procedimiento de la presente invención utiliza la
forma de combustión completa axial como una dimensión adicional
explícita de protección conocida como gestión de reactividad
dimensional. Para implementar el uso de la gestión de reactividad
dimensional, se requieren tres acciones separadas. En primer lugar,
necesita ser generada la forma de cada combustión completa axial
real de cada conjunto combustible del recipiente de combustible
gastado. En segundo lugar, necesitan ser generados los límites del
crédito de la combustión completa que incluyen la caracterización de
la forma de combustión completa axial como una dimensión separada de
protección, como la combustión completa media se utiliza
actualmente. En tercer lugar, necesita ser implementada una
herramienta automática que pueda realizar el seguimiento de los
datos de la forma de la combustión completa axial y la utilice para
determinar la aceptabilidad de la colocación de combustible en el
recipiente de combustible gastado.
Más concretamente, el procedimiento de la
presente invención determina la aceptabilidad de la colocación de un
nuevo conjunto combustible gastado entre una pluralidad de conjuntos
combustibles gastados situada dentro de un recipiente de almacenaje.
Para llevar esto a cabo, el procedimiento de la presente invención
genera una serie de curvas de enriquecimiento con respecto a la
combustión completa actual, representando cada curva una pluralidad
diferente de conjuntos combustibles gastados que tienen la
distribución de combustión completa axial adversa habitualmente
utilizada que se presume actualmente en la técnica anterior. La
invención a continuación determina la distribución de la combustión
completa axial real de cada uno de los conjuntos combustibles dentro
del recipiente que directamente rodea el emplazamiento propuesto de
un nuevo conjunto combustible gastado y anota cuántos de los
conjuntos combustibles gastados tienen la distribución de la
combustión completa axial adversa. La invención a continuación
determina cuál de la serie de curvas se aplica al nuevo conjunto
combustible de la pluralidad de conjuntos combustibles gastados
anotado como teniendo la distribución de combustión completa axial
adversa. El procedimiento a continuación encuentra el punto sobre el
gráfico sobre el cual se traza la curva aplicable que se corresponde
con la combustión completa actual y el enriquecimiento actual para
el nuevo conjunto combustible gastado y determina si el punto del
gráfico está por encima de la curva aplicable que indicaría la
aceptabilidad de la colocación.
Puede conseguirse una mayor comprensión de la
invención a partir de la descripción subsiguiente de las formas de
realización preferentes apreciadas en combinación con los dibujos
que se acompañan en los cuales:
La Fig. 1 es una vista parcialmente esquemática
de una serie de detectores de radiaciones gamma y de neutrones
situada en posición adyacente a un conjunto combustible nuclear
gastado de acuerdo con una forma de realización de la presente
invención;
la Fig. 2 es una vista parcialmente esquemática
de una serie de detectores de radiación de rayos gamma y de
neutrones situada dentro de un conjunto combustible nuclear gastado
de acuerdo con otra forma de realización de la invención;
la Fig. 3 es un diagrama de bloques del
procedimiento de la presente invención;
la Fig. 4 es una representación de un trazado
gráfico del emplazamiento de un conjunto combustible gastado dentro
de una piscina de almacenaje del combustible gastado;
la Fig. 5 es un gráfico de enriquecimiento
inicial con respecto a la combustión completa actual utilizada en el
análisis de criticidad empleado por la técnica anterior que supone
una distribución axial adversa común para todos los conjuntos, para
determinar si el conjunto puede o no ser situado en un emplazamiento
de almacenaje de combustible gastado determinado;
y
y
la Fig. 6 es una serie de trazados gráficos de
enriquecimiento inicial con respecto a la combustión completa actual
empleada por la presente invención para aplicar la gestión de
reactividad dimensional.
La Fig. 1 esquemáticamente ilustra la colocación
de una formación de detectores semiconductores de neutrones y gamma
adyacente al combustible nuclear gastado de acuerdo con una forma de
realización de la presente invención. Como se muestra en la Fig. 1,
un sistema 1 está dispuesto para medir las emisiones de neutrones y
rayos gamma procedentes del combustible nuclear gastado. Tal como se
utiliza en la presente memoria, el término "emisiones de
neutrones" significa la producción de neutrones incluyendo la
fisión espontánea, por ejemplo, la desintegración de ^{244}Cm, y
(\alpha, n) reacciones como resultado secundario de una
\alpha-desintegración de isótopos actínidos. El
término "emisiones gamma" significa la producción de rayos
gamma como acompañamiento a la desintegración espontánea alfa y beta
de isótopos radioactivos. El combustible nuclear está típicamente
dispuesto en forma de al menos un conjunto combustible 2 fijado por
una placa superior 3 y una placa de fondo 4. Los conjuntos
combustibles 2 están así dispuestos en forma de bastidor. En la
forma de realización mostrada en la Fig. 1, una formación 5 de
detectores semiconductores 10 está dispuesta en una secuencia
ordenada por fuera del bastidor de los conjuntos combustibles 2. Un
alambre eléctrico 6 u otro medio apropiado está dispuesto para
transferir las señales electrónicas generadas por los detectores
semiconductores 10. La formación 5 de detectores semiconductores 10
se extiende a lo largo de la extensión axial de los conjuntos
combustibles 2. Esta disposición permite que las emisiones de
neutrones y rayos gamma sean medidas en diferentes emplazamientos
axiales a lo largo de los conjuntos combustibles 2, y permite
también la medición del perfil de combustión completa axial de los
conjuntos combustibles 2.
La Fig. 2 esquemáticamente ilustra una formación
5 de detectores semiconductores de neutrones y de rayos gamma
situados dentro de un conjunto combustible de acuerdo con otra forma
de realización de la presente invención. Esta forma de realización
es similar a la mostrada en la Fig. 1, excepto porque la formación
de detectores 5 está situada en la mitad del bastidor de los
conjuntos combustibles 2.
Las formaciones de detectores 5 mostradas en las
Figs. 1 y 2 están conectadas por un alambre 6 o por cualquier otro
medio apropiado a un sistema electrónico 7 de procesamiento de
señales. El sistema electrónico 7 de procesamiento de señales
procesa los impulsos de voltaje producidos por la interacción de
rayos gamma y de las partículas cargadas neutrónicas inducidas y
cuenta electrónicamente los impulsos. Como se muestra en la Fig. 2,
un microprocesador 8 puede utilizarse para almacenar los datos y/o
generar una representación de vídeo o un texto impreso de las
mediciones de rayos gamma y de neutrones.
Aunque se muestran seis detectores individuales
10 en las Figs. 1 y 2, puede utilizarse cualquier número apropiado
en la formación 5 a lo largo de la extensión del conjunto
combustible. Preferentemente, la formación de detectores 5 incluye
de 2 hasta aproximadamente 100 detectores semiconductores
individuales, más preferentemente de 4 a aproximadamente 50
detectores. La separación de los detectores semiconductores 10 puede
variarse dependiendo del gradiente de radiación del conjunto
combustible. La separación se escoge para ofrecer una información
suficiente sobre los detalles de la forma del gradiente axial para
un tipo de combustible concreto. Por ejemplo, se utilizaría una
separación más estrecha en formaciones diseñadas para aplicaciones
de combustible para reactores de agua en ebullición (BWR) por
oposición al combustible de los reactores de agua a presión (PWR)
donde se encuentran gradientes menos severos.
Un diseño típico de un aparato medidor de
combustiones completas de semiconductores comprende un rosario de
detectores de neutrones/gamma de SiC situados en emplazamientos
axiales clave a lo largo del conjunto combustible a lo largo de
hasta aproximadamente 3,81 m. Estos detectores semiconductores
individuales preferentemente registran simultáneamente las
velocidades de conteo de los neutrones y de los rayos gamma. Las
velocidades de conteo son multiplexadas hasta una computadora de
control de las mediciones como por ejemplo un PC portátil. La
computadora preferentemente contiene un software para procesar las
velocidades de conteo y de rayos gamma, controlar la forma de un
perfil de la combustión completa, y mediante un análisis de la forma
del perfil, determinar con precisión la combustión completa del
conjunto. Los datos del perfil de la combustión completa axial
pueden también ser utilizados para determinar con precisión el
emplazamiento máximo de la combustión completa en el conjunto
combustible si se desea para operaciones de carga de recipientes
blindados gastados.
Cada detector semiconductor 10 preferentemente
comprende una capa convertidora de neutrones y una región activa de
semiconductor que está diseñada para evitar daños por radiación al
material semiconductor. El deterioro de los detectores de radiación
de estado sólido de la técnica anterior, provocado por el daño de
las partículas energéticas es un fenómeno bien conocido. La
acumulación de daños por radiación en el material de los
semiconductores conduce a una corriente de fugas incrementada y a
una eficiencia de la recogida de cargas disminuida. Estos daños de
irradiación son provocados por el desplazamiento de átomos del
semiconductor mediante las partículas energéticas cargadas. Con el
tiempo, estos daños provocan un deterioro sustancial del rendimiento
de los detectores.
Dado que una partícula cargada pierde energía en
un material, crea tanto episodios de excitación de los electrones
como átomos desplazados. La pérdida de energía puede ser descrita
por la curva de Bragg. La formación de detectores de neutrones
preferente de la presente invención aprovecha el cambio en la
división entre la excitación electrónica y los episodios de
desplazamiento a lo largo de la extensión de la partícula cargada.
Para partículas alfa de alta energía (iones ^{4}He), la excitación
electrónica es el mecanismo de pérdida de energía predominante. A
medida que la partícula pierde energía, se incrementa la importancia
de los daños de desplazamiento. La mayoría de los daños de
desplazamiento se produce por consiguiente cerca del final de la
amplitud de desplazamiento de las partículas cargadas.
En los detectores semiconductores 10 preferidos
el tipo de capa convertidora de neutrones, el tipo de material
semiconductor, y el grosor y el emplazamiento de la región activa de
los semiconductores están controladas para posibilitar que las
partículas cargadas pasen a través de la región activa de los
semiconductores activa sin daños de desplazamiento sustanciales. La
región activa de los semiconductores es suficientemente delgada para
evitar los daños de desplazamiento, pero es lo suficientemente
gruesa para posibilitar la suficiente ionización o la excitación de
los electrones para crear un impulso electrónico mensurable. Los
detectores semiconductores relativamente delgados son
sustancialmente menos susceptibles a los daños de radiación que los
detectores semiconductores gruesos convencionales. Estos detectores
pueden entonces utilizarse para medir con mayor precisión el perfil
de la combustión completa axial de un conjunto combustible.
El procedimiento preferente de poner en práctica
el uso de la gestión de reactividad dimensional para mejorar el
crédito de la combustión completa emplea preferentemente tres
acciones separadas. La primera es para determinar las formas de la
combustión completa axial efectiva de cada conjunto combustible del
recipiente de combustible gastado. Debe apreciarse que el recipiente
de combustible gastado puede ser una piscina de combustible gastado,
un recipiente de almacenaje separado o un recipiente de envío de
combustible gastado y no está limitado a las piscinas de combustible
gastado en las cuales la mayoría de los conjuntos combustibles
nucleares gastados son actualmente almacenados. El segundo punto es
la regeneración de los límites del crédito de combustión completa
que incluyen la caracterización de la forma de combustión completa
axial como una dimensión separada de protección, como una combustión
completa media que es actualmente empleada. La tercera acción global
es la puesta en práctica del procedimiento en una herramienta
automatizada que efectúe el seguimiento de los datos de la forma de
la combustión completa axial y los utilice para determinar la
aceptabilidad del emplazamiento del combustible dentro del
recipiente del combustible gastado. La primera acción puede llevarse
a cabo en una de estas dos formas: mediante la regeneración de los
modelos del núcleo para todos los ciclos operativos y la derivación
de las formas a partir de aquellos resultados, o mediante la
utilización de un dispositivo de medición de la combustión completa
como el anteriormente descrito, para obtener una medición efectiva.
La segunda acción requiere la regeneración del enriquecimiento con
respecto a las curvas de combustión completa actuales en función del
número de conjuntos combustibles situados dentro del recipiente que
rodean directamente el punto de emplazamiento propuesto que tiene la
distribución de combustión completa axial adversa que es asumida en
los cálculos de la técnica anterior. La tercera acción puede
llevarse a cabo mediante el almacenaje de los datos de combustión
completa axial en una base de datos como por ejemplo en una
TracWords, un programa de base de datos de gestión de combustible
del que puede obtenerse licencia en Westinghouse Electric
Corporation LLC y actualmente se emplea para dar soporte a la puesta
en práctica del crédito de combustión completa de piscinas de
combustibles gastados. La TracWords tendría que ser perfeccionada de
acuerdo con lo descrito posteriormente para tener en cuenta la
gestión de reactividad dimensional.
El sistema de la presente invención se ilustra
genéricamente mediante el diagrama de bloques mostrado en la Figura
3 y utiliza un software de gestión de una base de datos como el
TracWords, descrito en la Patente estadounidense nº 5,793,636, como
herramienta de gestión de datos básica. Las formas de combustión
completa axial de la relación actual de piscinas de combustible
gastado se miden una vez utilizando un contador de combustión
completa, como por ejemplo el descrito con relación a las Figuras 1
y 2. Esta información es introducida en el bloque 12 en el TracWords
20 como se muestra en la Figura 3, mediante la cual debe apreciarse
que también puede utilizarse otro software de gestión de base de
datos para este fin. Los datos de la forma de la combustión completa
para cualquier conjunto combustible que sea descargado de la piscina
de combustible gastado son también introducidos en el bloque 14
dentro del TracWords 20. Los límites de almacenaje de criticidad
como una función de la forma de distribución de la combustión
completa axial tal como se representa mediante el enriquecimiento
con respecto a las curvas de la combustión completa que se
describirán más adelante son introducidas en el bloque 32 dentro del
TracWords. Así mismo, los datos del enriquecimiento inicial y de la
combustión completa actual y que fueron medidos para el nuevo
conjunto combustible gastado que está situado dentro de la piscina
de combustible gastado son introducidos en el bloque 18 y las
coordenadas del emplazamiento del nuevo conjunto combustible estarán
situadas y son introducidas en el bloque 16. Los datos para cada
conjunto combustible procedentes del núcleo hasta el interior de la
piscina de combustible gastado u otro recipiente de almacenaje son
adquiridos mediante su medición antes de ser situados en un
emplazamiento de la piscina de combustible gastado, para el cual se
requiere el crédito de forma axial. El análisis de criticidad tiene
que ser llevado a cabo tomando crédito con destino a la forma de
combustión completa axial y proporcionando límites sobre el
enriquecimiento inicial, la combustión completa media y la forma de
combustión completa en el TracWords. Estos límites son incorporados
en las curvas que se describirán con respecto a las Figuras 5 y 6.
Cada emplazamiento potencial de un conjunto de la piscina de
combustible gastado es entonces evaluado para su aceptabilidad por
el TracWords utilizando los límites a partir de los datos de la
forma del análisis de cricitidad, del enriquecimiento inicial y del
enriquecimiento medio y de la forma de combustión completa
medida.
Por ejemplo, cuando los conjuntos combustibles 2
están dispuestos en la piscina de combustible gastado, la
disposición más común se basa en un agrupamiento de conjuntos 2 x 2
de emplazamientos donde el emplazamiento deseado para el conjunto
que está siendo colocado sea común a los cuatro. Más concretamente,
a modo de ejemplo, considérese la Figura 4 donde el emplazamiento
del conjunto que va a ser situado es B2, y los cuatro conjuntos 2 x
2 son (A1, A2, B1, B2), (B1, B2, C1, C2), (A2, A3, B2, B3), y (B2,
B3, C2, C3). Cuando el conjunto está situado, debe satisfacer las
restricciones de estos cuatro conjuntos de emplazamientos. Puede
llevarse a la práctica cualquiera entre una serie de restricciones
de base geométrica: todos los emplazamientos (4/4), 3 de 4 con uno
vacío (3/4), 2 de cuatro en una forma escaqueada (2/4), etc. A los
fines de este ejemplo, considérense las restricciones del
emplazamiento 4/4 suponiendo que los ocho emplazamientos restantes
están llenos. En el estado actual de la técnica, el análisis de
criticidad adopta una distribución común de la combustión completa
axial adversa para todos los conjuntos y se utiliza una única curva
de enriquecimiento inicial con respecto a la combustión completa
actual para determinar si un conjunto puede situarse o no en el
emplazamiento B2. La curva de la técnica anterior se muestra en la
Figura 5. Un conjunto combustible cuyo enriquecimiento y combustión
completa caen por encima de la curva puede situarse en B2. En la
forma de realización preferente de la presente invención habría
hasta cinco curvas, representando cada curva el límite de criticidad
de un conjunto combustible en base a las distribuciones de
combustión completa axial de los demás conjuntos combustibles de los
conjuntos de emplazamientos 2 x 2.
La Figura 6 muestra la forma de realización
preferente de la presente invención que emplea cinco curvas para una
formación 2 x 2 con los cuatro emplazamientos llenos, mediante la
cual debe apreciarse que entre 2 y 5 curvas pueden también
utilizarse con también un sacrificio de margen si se emplean menos
de cinco curvas. En la Figura 6 la curva de más arriba representa la
situación en la que los cuatro conjuntos tienen la forma de
combustión completa adversa y se corresponde con la curva mostrada
en la Figura 5. En la siguiente curva hacia abajo representa la
situación en la que tres de las cuatro tienen la forma de combustión
completa axial adversa. La tercera curva hacia abajo representa la
situación en la que dos de las cuatro tienen la forma de combustión
completa axial adversa. La cuarta curva hacia abajo, la segunda
desde la curva situada en la posición más inferior, representa la
situación en la que solo un conjunto tiene la forma de combustión
completa axial adversa. De modo similar, la curva de más abajo
representa la situación en la que ningún conjunto tiene la forma de
combustión completa axial adversa. Las cinco curvas representan los
límites de la formación de 2 x 2. SI la formación es diferente de 2
x 2 o los cuatro emplazamientos no van a ser llenados (por ejemplo,
3/4) el límite del número de curvas será diferente. El límite del
número de curvas será uno más que el número de emplazamientos llenos
en la formación básica (por ejemplo, si la formación es de 3 x 3,
debe haber 10 curvas mientras que una formación de 2 x 2 que utilice
una restricción de carga de 3/4 tendría 4). Así mismo, debe
apreciarse que las curvas no tienen necesariamente que ser paralelas
como se muestra en la Figura 6. La forma de las curvas dependerá en
parte de las restricciones de carga específicas que se estén
utilizando. De esta forma, la gestión de los datos de la forma de la
combustión completa axial proporcionan un margen adicional
importante del que en otro caso no podría disponerse, y posibilita
un empaquetado más compacto del combustible gastado que permitiría
hacer sitio a otros conjuntos adicionales.
Aunque se han descrito con detalle determinadas
formas de realización específicas, debe apreciarse por parte de los
expertos en la materia que podrían desarrollarse diversas
modificaciones y alternativas a aquellos detalles a la luz de las
enseñanzas globales de la descripción. De acuerdo con ello, las
formas de realización concretas dadas a conocer están destinadas a
ser únicamente ilustrativas y no limitativas en cuanto al alcance de
la invención, al que debe concederse la total amplitud de las
reivindicaciones adjuntas y de cualquiera de sus equivalentes.
Claims (6)
1. Un procedimiento para determinar la
aceptabilidad del emplazamiento de un nuevo conjunto combustible
gastado dentro de un recipiente de almacenaje de combustible gastado
en el que hay un número X de conjuntos combustibles gastados que
rodean el emplazamiento del nuevo conjunto combustible gastado,
caracterizado porque comprende las etapas de:
- la generación de una serie de curvas de enriquecimiento con respecto a la combustión completa actual, representando cada curva un número diferente de los X + 1 conjuntos combustibles gastados que tienen una distribución de combustión completa axial adversa habitualmente utilizada;
- la determinación de la distribución de combustión completa axial efectiva de cada uno de los X + 1 conjuntos combustibles;
- la anotación de cuántos de los X + 1 conjuntos combustibles gastados tienen la distribución de combustión completa axial adversa;
- la identificación de cuál de la serie de curvas se aplica al nuevo conjunto combustible a partir del número de conjuntos combustibles gastados anotados como teniendo la distribución de combustión completa axial adversa;
- el hallazgo del punto del gráfico en el cual está trazada la curva aplicable que corresponde a una combustión completa actual y un enriquecimiento inicial para el nuevo conjunto combustible gastado; y
- la determinación de si el punto sobre el gráfico está por encima de la curva aplicable.
2. El procedimiento de la reivindicación 1
caracterizado porque X es igual a tres.
3. El procedimiento de la reivindicación 2
caracterizado porque el límite en la serie de curvas asciende
a cinco curvas.
4. El procedimiento de la reivindicación 1
caracterizado porque el límite del número de curvas de la
serie de curvas es igual a X + 2.
5. El procedimiento de la reivindicación 4
caracterizado porque a serie de curvas X + 2 comprende cinco
curvas separadas una por encima de la otra representando la curva de
más arriba todos los conjuntos combustibles que tienen la
distribución de combustión completa axial adversa y no representando
la curva situada más abajo ninguno de los X + 1 conjuntos
combustibles gastados que tienen la distribución de combustión
completa axial adversa, representando cada una de las curvas
intermedias un número diferente de los X + 1 conjuntos combustibles
que tienen la combustión completa axial adversa, en orden
ascendente.
6. El procedimiento de la reivindicación 1
caracterizado porque los puntos sobre la curva indican que el
emplazamiento del nuevo conjunto combustible es aceptable.
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