ES2594230T3 - Tubo de revestimiento para varilla de combustible nuclear, procedimiento y aparato para la fabricación de un tubo de revestimiento - Google Patents

Tubo de revestimiento para varilla de combustible nuclear, procedimiento y aparato para la fabricación de un tubo de revestimiento Download PDF

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Abstract

Tubo de revestimiento para varilla de combustible nuclear (54), hecho de metal, caracterizado porque comprende hoyos (48), los hoyos (48) están formados en un parte delantera de su superficie externa (12), cada hoyo (48) tiene una profundidad entre el 10% y 60% del espesor de la pared del tubo de revestimiento (54).

Description

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variante, al menos uno de los tubos de guía (66) se sustituye por un tubo de instrumentación diseñado para permitir la inserción a través de su extremo inferior abierto de un dispositivo de instrumentación del reactor.
Las rejillas (68) están fijadas en los tubos de guía (66) y se distribuyen a lo largo de los tubos de guía (66) entre las boquillas (62, 64).
Las varillas de combustible (58) están dispuestas longitudinalmente en un haz y se extienden a través de las rejillas (68). Las rejillas (68) garantizan que las varillas de combustible (58) se retienen en la estructura (60). Las varillas de combustible (58) terminan a cierta distancia del extremo de las boquillas (62, 64).
Cada varilla de combustible (58) está formada por un tubo de revestimiento (54) de acuerdo con las figuras 5 y 6, llena de pastillas de combustible nuclear (70) (figura 8) de forma cilíndrica apiladas en el interior del tubo de revestimiento (54) y cerrada con dos tapones (72) dispuestos en los extremos del tubo de revestimiento (54). La pila de pastillas 70 se designa generalmente como una "columna fisible".
Como se muestra en la figura 8, las varilla de combustible (58) y los tubos de guía (66) están dispuestos en un entramado con una base cuadrada. Las varillas de combustible (58) y los tubos de guía (66) se mantienen espaciadas por las rejillas espaciadoras (68) para que el agua pase entre ellos en la dirección B (perpendicular al plano de la figura 8).
Las figuras 7 y 8 muestran un elemento de combustible (56) típico con una matriz cuadrada de un PWR. Los elementos de combustible (56) de un VVER normalmente tienen una matriz hexagonal. La estructura utilizada para un elemento de combustible de un BWR también es diferente, pero las pastillas de combustible y las varillas de combustible son similares, las dimensiones se adaptan a cada diseño específico. En todos los casos, el tubo de revestimiento (54) es, por ejemplo, hecho de una aleación a base de circonio.
Una rejilla habitual para un elemento de combustible de un reactor de agua a presión (PWR) define un entramado con una base cuadrada que incluye, por ejemplo, entre 14 y 19 celdas en cada uno de sus lados, una pluralidad de celdas que reciben tubos de guía distribuidos en el entramado y, opcionalmente, una celda central para recibir un tubo de instrumentación.
Una rejilla habitual para un elemento de combustible de un reactor de agua en ebullición (BWR) define un entramado con una base cuadrada que incluye, por ejemplo, entre 6 y 13 celdas en cada uno de sus lados, y al menos una celda para recibir, por ejemplo, una varilla de agua o un canal de agua que sustituye 1 por 5x5 varillas de combustible y puede tener una forma y posición diferentes dentro de la estructura.
Durante el funcionamiento del reactor nuclear el agua circula a lo largo de los tubos de revestimiento (54) con el fin de intercambiar calor con el combustible nuclear contenido en el tubo de revestimiento (54).
Los hoyos (48) aumentan los intercambios de calor a través de la pared del tubo de revestimiento (54) y, por lo tanto, mejoran el funcionamiento y el rendimiento del elemento (56).
De hecho, cada hoyo (48) crea localmente en la superficie externa (12) del tubo de recubrimiento (54) turbulencias que favorecen los intercambios de calor entre el fluido y el tubo de revestimiento (54).
Las turbulencias se producen más específicamente en la forma de un vórtice que se forma en la base del hoyo (48). El vórtice provoca un flujo de agua hacia la base del hoyo (48) y un flujo de burbujas de vapor hacia el exterior del hoyo (48).
Este tipo de turbulencia puede tener un efecto positivo o negativo sobre el intercambio de calor a través de la pared del tubo de recubrimiento (54). Sin embargo, los experimentos llevados a cabo por los inventores han demostrado que este efecto es principalmente positivo en las condiciones de uso de los reactores nucleares de agua ligera (BWR o PWR).
Un fenómeno encontrado en los reactores nucleares es la deposición de una capa de partículas de óxido en la superficie externa (12) de los tubos de revestimiento (54), generalmente llamados "CRUD" (un acrónimo de Chalk River Unidentified Deposit). Esta capa limita los intercambios de calor a través de la pared del tubo. Esto da como resultado una pérdida de efectividad y un aumento de los riesgos de accidente.
Los experimentos llevados a cabo por los inventores han demostrado que los hoyos (48) hacen que sea posible limitar la formación de "CRUD". Esto es quizás debido al hecho de que las turbulencias de vórtice impiden la deposición de CRUD.
Puesto que los hoyos (48) se forman como cavidades en la superficie externa (12), la diferencia con el flujo del agua a través del elemento (56) entre las varillas de combustible (58) no se ve afectada. Esto hace que sea
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posible conservar el diámetro externo de los tubos de revestimiento (54) con respecto a los de diseño convencional, y para preservar la sección transversal libre en el elemento (56) para el paso del agua.
Se cree que obtener los hoyos (48) mediante deformación por compresión hace que sea posible conservar la homogeneidad del material y evitar el corte local de las estructuras de grano que se generarían mediante un procedimiento de eliminación de material (químico, mecánico, ...).
Las pruebas llevadas a cabo por los inventores han demostrado que los hoyos (48) tienen un efecto favorable adicional en el caso de LOCA (pérdida accidental de refrigerante) durante el cual un calentamiento local de un tubo provoca la formación de una protuberancia hasta que esta protuberancia estalla y el combustible contenido en el tubo se dispersa.
La figura 9 muestra un primer tubo convencional (73) (a la izquierda) de superficie externa lisa (12) y un segundo tubo de revestimiento (54) (a la derecha) de acuerdo con la invención después de una prueba de LOCA. En una supuesta pérdida accidental de refrigerante, la temperatura del combustible se incrementa durante varios minutos hasta que el sistema de emergencia para la refrigeración del núcleo (ECCS) recupera la refrigerabilidad del núcleo del reactor. Se han hecho varias pruebas convencionales para diversas condiciones de temperatura y tiempos de espera, que siempre han dado como resultado los mismos comportamientos.
Al final de la prueba, el primer tubo (73) tiene una protuberancia (74) con una abertura (76). El segundo tubo de revestimiento (54) tiene una protuberancia (78) de una magnitud menor, pero que se extiende sobre una longitud mayor.
Esto puede ser debido al hecho de que las protuberancias normalmente se inician cerca de las zonas de espesor reducido de la pared (por ejemplo, debido a un golpe o un rasguño) y en una zona caliente del tubo.
Los hoyos (48) mejoran la uniformidad de la temperatura por el incremento en los intercambios de calor y proporcionan una variación distribuida en espesor, a través de los cuales puede ser la causa de una deformación menos extensa que se extiende sobre una longitud mayor. Como resultado, el tubo de revestimiento (54) puede resistir por más tiempo en el caso de LOCA.
El procedimiento de fabricación por rodamiento en paso de peregrino hace posible la obtención de tubos de revestimiento (54) de pequeño diámetro y gran longitud sin soldadura. Los hoyos (48) se obtienen directamente durante este proceso sin una etapa de fabricación adicional.
Los hoyos (48) se obtienen en la superficie externa (12) del tubo de revestimiento (54) sin afectar a la superficie interna (8) que permanece lisa y cuyo diámetro depende únicamente del mandril (6).
El ajuste de la distribución de hoyos (48) en la superficie externa (12) del tubo de revestimiento (54) se consigue fácilmente mediante el control del avance y la rotación de la pieza en bruto (4) entre cada movimiento oscilante de los troqueles (10).
La forma de los hoyos (48) se elige fácilmente con la ayuda de punzones (30) y su profundidad e se ajusta fácilmente mediante el ajuste de los punzones (30). En cualquier caso, los hoyos (48) son cavidades no perforadas totalmente y la profundidad e de los hoyos (48) es menor que el espesor de la pared del tubo de recubrimiento (54).
Las ventajas anteriores no se obtendrían en un procedimiento de fabricación de las cavidades por mecanizado del tubo por medios mecánicos, electromecánicos, químicos o láser.
Los siguientes elementos se pueden elegir, en particular, para la producción del tubo de revestimiento (54):
-diámetro exterior D del tubo de revestimiento (54); -diámetro interno d del tubo de revestimiento (54); -espesor de la pared del tubo de revestimiento (54); -forma de cada hoyo (48); -radio de curvatura W de la base de cada hoyo (48); -mayor dimensión del contorno del hoyo (48) (diámetro del contorno circular o longitud del eje mayor del
contorno elíptico); -profundidad e de cada hoyo (48); -la densidad de los hoyos (48) en la superficie externa (12) del tubo de revestimiento (54); y -patrón de distribución de los hoyos (48) en la superficie externa (12) del tubo de revestimiento (54).
De acuerdo con un aspecto de la invención, el tubo de revestimiento (54) tiene un diámetro exterior D entre 6 y 20 mm y un espesor de la pared entre 0,4 y 1,5 mm. La base de cada hoyo (48) tiene un radio de curvatura W entre 0,5 mm y 50 mm. Cada hoyo (48) tiene una profundidad e entre 10% y 60% del espesor de pared del tubo
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de revestimiento (54). Los hoyos (48) cubren del 10% a 60% de la superficie externa (12) del tubo de revestimiento (54).
Estas dimensiones hacen posible la obtención de un tubo de revestimiento (54) que tiene una resistencia 5 mecánica suficiente al mismo tiempo que permite unos intercambios de calor satisfactorios a través del tubo de revestimiento (54) para su uso como tubo de revestimiento para combustible nuclear.
El tubo de revestimiento (54) se produce por ejemplo de una aleación a base de circonio o de acero.
10 La invención es aplicable, en particular, a la fabricación de tubos de revestimiento (54) para combustible nuclear de reactor de agua ligera y, más generalmente, a la fabricación de tubos.
En diferentes aplicaciones de los tubos de revestimiento para combustible nuclear, es posible proporcionar un tubo con una superficie interna que no es lisa sino que está provista de relieves longitudinales. Para este 15 propósito se adapta la sección transversal de la zona de calibración (26) del mandril (6).
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9666310B1 (en) 2013-03-19 2017-05-30 U.S. Department Of Energy Accident-tolerant oxide fuel and cladding
RU2543090C1 (ru) * 2013-09-03 2015-02-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
US20190108922A1 (en) * 2017-10-06 2019-04-11 Westinghouse Electric Company, Llc Removable mandrel for automating process to manufacture ceramic composite nuclear fuel cladding tubes
CN108160743A (zh) * 2017-12-19 2018-06-15 浙江久立特材科技股份有限公司 一种燃料用不锈钢包壳管制造工艺
US11404177B2 (en) 2019-10-23 2022-08-02 Battelle Energy Alliance, Llc Reactor fuel pellets with thermally-conductive inserts, and related reactor fuel pellet arrangements

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2248147A (en) * 1939-12-21 1941-07-08 American Chain & Cable Co Dimpling machine
US2600254A (en) * 1947-03-20 1952-06-10 Lysobey John Wall treatment of tubing
US2703999A (en) * 1953-11-24 1955-03-15 See Fabriks Aktiebolag Pilgrim rolling mills
US2868042A (en) * 1956-06-11 1959-01-13 Wallace & Sons Mfg Company R Method of making a one piece solid handle knife
FR1252033A (fr) * 1959-04-28 1961-01-27 Tubes d'échangeur de chaleur à surface rugueuse
FR1285421A (fr) * 1961-01-13 1962-02-23 Thomson Houston Comp Francaise Perfectionnements aux échangeurs de chaleur
NL302610A (es) * 1962-12-26
FR1388801A (fr) * 1963-03-11 1965-02-12 Thomson Houston Comp Francaise Perfectionnements aux échangeurs de chaleur
DE2255699A1 (de) 1972-11-14 1974-05-16 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Brennelement fuer einen reaktor
JPS5786085A (en) 1980-11-17 1982-05-28 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel assembly
DE3405963A1 (de) * 1983-03-10 1984-09-13 General Electric Co., Schenectady, N.Y. Kontinuierliches verfahren zum herstellen diskreter rohrabschnitte verminderten durchmessers
DE8419637U1 (de) * 1984-06-30 1984-10-11 IOG Industrie-Ofenbau GmbH, 4000 Düsseldorf Vorrichtung zum herstellen eines bandes, insbesondere metallbandes mit bandkantenverformungen
JPS62217184A (ja) 1986-03-19 1987-09-24 三菱原子燃料株式会社 原子炉の燃料被覆用Ｚｒ合金管材
JPS6479690A (en) 1987-09-22 1989-03-24 Toshiba Corp Fuel assembly for boiling water nuclear reactor
JPH01195391A (ja) * 1988-01-29 1989-08-07 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉燃料用被覆管
DE3844163A1 (de) * 1988-12-23 1990-07-05 Mannesmann Ag Verfahren und vorrichtung zum schmieren des dornes beim herstellen nahtloser rohre nach dem kaltpilgerverfahren
JP2830420B2 (ja) * 1990-08-10 1998-12-02 三菱マテリアル株式会社 耐応力腐食割れ性に優れたジルコニウム合金被覆管の製造法
JPH09141328A (ja) * 1995-11-21 1997-06-03 Sanyo Special Steel Co Ltd 内面浮き模様付きプラスチック気送管及びその製造方法
FR2759483B1 (fr) * 1997-02-12 1999-04-30 Zircotube Procede de fabrication d'un tube-guide d'un assemblage de combustible d'un reacteur nucleaire, mandrin de formage d'un tube-guide et tube-guide obtenu
US6154151A (en) 1998-06-16 2000-11-28 Rockwell Collins, Inc. Integrated vertical situation display for aircraft
US6813329B1 (en) 2003-06-12 2004-11-02 Westinghouse Electric Copmany Llc Crud-resistant nuclear fuel cladding
US7678034B2 (en) * 2003-12-30 2010-03-16 Kimberly-Clark Worldwide, Inc. Embossing roll and embossed substrate
JP2006064432A (ja) * 2004-08-25 2006-03-09 Japan Atom Energy Res Inst 燃料棒および炉内構造物の流動抵抗を減少させるとともに燃料棒から冷却材への伝熱性能を向上させる方法
US20100034335A1 (en) 2006-12-19 2010-02-11 General Electric Company Articles having enhanced wettability

Also Published As

Publication number Publication date
WO2010037754A1 (en) 2010-04-08
EP2219191A1 (en) 2010-08-18
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TW201027560A (en) 2010-07-16
JP6550407B2 (ja) 2019-07-24
JP2015096861A (ja) 2015-05-21
US20110222643A1 (en) 2011-09-15
CN102239525B (zh) 2017-04-05
EP2329499B1 (en) 2016-07-20
JP5955560B2 (ja) 2016-07-20
EP2329499A1 (en) 2011-06-08
CN102239525A (zh) 2011-11-09
JP2012504229A (ja) 2012-02-16
KR20110070983A (ko) 2011-06-27
JP2017075970A (ja) 2017-04-20
US10112224B2 (en) 2018-10-30

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