ES2374119B2 - 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 235U 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 238U 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 180 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 242Cm (vida media de 163 días) y del 244Cm (vida media de 17,9 años). Para tiempos de desintegración de más de unos pocos años, el 244Cm será la fuente más importante de la actividad específica de los neutrones de un conjunto combustible gastado.
Para tiempos de desintegración más cortos, la actividad de los neutrones de 242Cm 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 137CS) 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 134CS a 137Cs se mide directamente para determinar el tiempo de desintegración. El 134CS tiene una vida media de 2,06 años y el 137Cs 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 periodo de tiempo de cero a 20 años después de la descarga del reactor del conjunto combustible. Una medición de o bien 134CS / 137Cs 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 134CS / 137Cs, 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 137CS, 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 periodo 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-eft. 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 determina 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 determinado en la etapa anterior. El procedimiento a continuación obtiene la combustión completa actual y el enriquecimiento inicial para el nuevo conjunto combustible gastado y determina la aceptabilidad del emplazamiento del nuevo conjunto combustible gastado si el valor de combustión completa actual de la curva aplicable supera el valor de combustión completa actual del nuevo conjunto combustible gastado para el enriquecimiento inicial del nuevo conjunto combustible gastado.
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
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 244Cm, y (a, n) reacciones como resultado secundario de una a-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 4He), 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 82, y los cuatro conjuntos 2 x 2 son (A1, A2, 81, 82), (81, 82, C1, C2), (A2, A3, 82, 83), Y (82, 83, 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 82. 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 82. 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 (5)
- REIVINDICACIONES1. 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;la determinación de la distribución de combustión completa axial efectiva de cada uno de los X + 1 conjuntos combustibles; la determinación 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 determinado en la etapa anterior;la obtención de la combustión completa actual y del enriquecimiento inicial para el nuevo conjunto combustible gastado; la aceptabilidad del emplazamiento del nuevo conjunto combustible gastado si el valor de combustión completa actual de la curva aplicable supera el valor de combustión completa actual del nuevo conjunto combustible gastado para el enriquecimiento inicial del nuevo conjunto combustible gastado.
-
- 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.
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FG2A | Definitive protection |
Ref document number: 2374119 Country of ref document: ES Kind code of ref document: B2 Effective date: 20130204 |