ES2847528T3 - Dispositivo y procedimiento de control de estanqueidad por inspección de fugas de un elemento de combustible nuclear - Google Patents

Abstract

Dispositivo de control de estanqueidad para el control de la estanqueidad de un elemento de combustible nuclear (18) por inspección de fugas, que comprende un conjunto de recogida (32) configurado para cerrar un extremo superior (24A) de una celda (24) de un bastidor de almacenamiento (22) para el almacenamiento de elementos de combustible nuclear (18) descargados de un reactor nuclear (4), de manera que se impida la salida de agua contenida en la celda (24) por el extremo superior (24A) de la celda (24), y para recoger productos que contienen posibles productos de fisión, liberados por un elemento de combustible nuclear (18) contenido en la celda (24), caracterizado porque el conjunto de recogida (32) comprende un elemento de extensión (40) tubular configurado para su disposición en el extremo superior (24A) de la celda (24) prolongando la celda (24) hacia arriba, y una cubierta (34) en forma de campana configurada para cubrir el elemento de extensión (40).

Description

DESCRIPCIÓN

Dispositivo y procedimiento de control de estanqueidad por inspección de fugas de un elemento de combustible nuclear [0001] La presente invención se refiere a un dispositivo y a un procedimiento de control de estanqueidad de un elemento de combustible nuclear por inspección de fugas.

[0002] Un reactor nuclear comprende una vasija en la que se dispone una pluralidad de elementos de combustible nuclear que forman conjuntamente el núcleo del reactor nuclear. La vasija posee una cubierta extraíble que es preciso retirar para cargar y descargar los elementos de combustible nuclear.

[0003] El reactor nuclear está dispuesto generalmente en un pozo de reactor lleno de agua cuando el reactor está parado, de manera que el pozo se comunica con al menos una piscina también llena de agua que permite realizar las operaciones de mantenimiento.

[0004] Cada elemento de combustible nuclear contiene combustible nuclear. Más en concreto, cada elemento de combustible nuclear comprende un haz de barras de combustible nuclear, de manera que cada barra de combustible nuclear comprende una vaina tubular alargada cerrada en sus dos extremos y contiene el combustible nuclear.

[0005] En funcionamiento, un fluido de enfriamiento circula a través del núcleo, a lo largo de los elementos de combustible nuclear, y en particular a lo largo de sus barras de combustible nuclear. El fluido de enfriamiento mantiene el núcleo a una temperatura de funcionamiento y desempeña además el papel de moderador para la reacción nuclear.

[0006] En el curso de su explotación en el reactor nuclear, una barra de combustible nuclear de un elemento de combustible nuclear puede perder su integridad y presentar un fallo de estanqueidad, por ejemplo, por perforación o fisuración de la vaina de la barra. Dicho fallo de estanqueidad deja escapar productos de fisión que resultan de la reacción nuclear, principalmente gases de fisión (xenón, criptón) y componentes yodados. Estos productos de fisión se mezclan con el fluido de enfriamiento y pueden depositarse en los elementos que constituyen el reactor nuclear, aumentando así el nivel de radiactividad de la instalación.

[0007] Las vainas de las barras de los elementos de combustible nuclear constituyen la primera «barrera» de confinamiento de los productos de fisión. En explotación, la supervisión de la estanqueidad de las barras de los elementos de combustible nuclear cargados en el reactor nuclear se realiza mediante medidas regulares de la radiactividad presente en el fluido de enfriamiento. Las medidas de las actividades en los gases y en los componentes yodados permiten detectar un fallo de estanqueidad y se usan para estimar el número de barras afectadas, su tasa de combustión, su emplazamiento en el núcleo y la magnitud del o de los fallos. Sin embargo, estas medidas no permiten determinar qué elemento de combustible nuclear contiene una barra de combustible que presenta un fallo de estanqueidad. Esta determinación tiene lugar mediante el control individual de los elementos de combustible nuclear irradiados potencialmente afectados cuando el reactor está parado y para ello se retira la cubierta de la vasija del reactor nuclear.

[0008] Para detectar un posible fallo de estanqueidad de un elemento de combustible nuclear irradiado, es posible realizar un control de estanqueidad por inspección de fugas (o «sipping» en inglés).

[0009] Un control de estanqueidad por inspección de fugas consiste en provocar un aumento relativo de la presión interna de las barras de combustible nuclear de un elemento de combustible nuclear con respecto a la presión exterior. Como las presiones en el interior y en el exterior de la barra de combustible tienden a equilibrarse de forma natural, se produce una transferencia de los productos de fisión que están esencialmente en forma gaseosa desde el interior de la barra hacia el exterior. El aumento relativo de la presión interna de las barras de combustible se obtiene por ejemplo provocando un aumento de la temperatura del elemento de combustible nuclear o una disminución de la presión exterior.

[0010] Es posible realizar un control de estanqueidad por inspección de fugas in situ, es decir, en el reactor nuclear («in-core sipping» en inglés). El control de estanqueidad por inspección de fugas in situ se realiza en los elementos de combustible nuclear en posición en el núcleo del reactor nuclear. Se describen ejemplos de dispositivos de control de estanqueidad por inspección de fugas in situ en los documentos US3856620A, US4082607A, US4248666A, EP1183692B1 yEP1810297B1.

[0011] Sin embargo, el control de estanqueidad por inspección de fugas realizado in situ en un elemento de combustible nuclear puede verse perturbado o parasitado por la presencia de posibles productos de fisión atrapados en el fluido de enfriamiento y/o que provienen de elementos vecinos. Además, este control de estanqueidad solo se hace posible para elementos de combustible nuclear que incluyen un alojamiento que rodea al haz de barras del elemento de combustible y que desempeña la función de celda de inspección de fugas, como sucede en los elementos de combustible nuclear de los reactores de agua en ebullición (Boiling Water Reactor o BWR). Así, dichos dispositivos de inspección de fugas tienen una eficacia muy limitada para elementos de combustible nuclear que no incluyen alojamiento, principalmente los elementos de combustible nuclear para reactor de agua a presión (Pressurized Water Reactor o pWr ).

[0012] Es posible realizar un control de estanqueidad por inspección de fugas durante la descarga de un elemento de combustible nuclear fuera del núcleo, con ayuda de una máquina de carga provista de un aparato de inspección de fugas, tal como se describe en el documento EP1183692B1. De hecho, debido a su descarga, el elemento de combustible nuclear en general asciende a una profundidad inferior a la del reactor nuclear, de manera que la presión en el exterior del elemento de combustible nuclear disminuye, lo que provoca una liberación de productos de fisión fuera de una barra de combustible nuclear que presenta una pérdida de estanqueidad. Se liberan principalmente productos de fisión gaseosos y agua que contiene productos de fisión disueltos y/o en forma de partículas en suspensión, lo que permite así efectuar un control por inspección de fugas.

[0013] Sin embargo, en algunos casos, principalmente cuando el aparato de inspección de fugas se contamina con productos de fisión liberados por un elemento de combustible nuclear antes controlado, esta máquina de carga no permite determinar con certidumbre si un elemento de combustible nuclear presenta una pérdida de estanqueidad o no, y el elemento de combustible nuclear solo puede clasificarse como «dudoso». Así, conviene realizar un control de estanqueidad por inspección de fugas en una celda de inspección de fugas dedicada para confirmar la pérdida de estanqueidad.

[0014] Un control de estanqueidad por inspección de fugas puede efectuarse en una celda de inspección de fugas dedicada a la inspección de fugas y dispuesta en una piscina en comunicación con el pozo de reactor en el que está situado el reactor nuclear. La celda de inspección de fugas comprende uno o varios alojamientos para la recepción del o de los elementos de combustible nuclear para controlar. Dichas celdas de inspección de fugas se describen en los documentos US4072559A, US4039376A y JP5726688B2.

[0015] Es posible prever celdas de inspección de fugas fijas. Sin embargo, en las centrales nucleares antiguas, estas celdas de inspección de fugas también son antiguas, y su mantenimiento y su actualización son caros.

[0016] Es posible prever celdas de inspección de fugas móviles que es posible instalar especialmente en la piscina durante operaciones de mantenimiento del reactor nuclear y desinstalar una vez terminadas las operaciones de mantenimiento. Sin embargo, dichas celdas de inspección de fugas suelen ocupar mucho espacio y ser pesadas y largas de instalar, de descontaminar y de desinstalar.

[0017] En todos los casos, el control de estanqueidad por inspección de fugas de cada elemento de combustible nuclear afectado potencialmente impone manipular el elemento de combustible nuclear hasta una celda de inspección de fugas, realizar el control de estanqueidad por inspección de fugas, manipular de nuevo el elemento de combustible nuclear fuera de la celda de inspección de fugas, lavar y, opcionalmente, descontaminar la celda de inspección de fugas antes de la introducción de un elemento de combustible nuclear siguiente. Al final de los controles de estanqueidad por inspección de fugas, conviene además descontaminar la celda de inspección de fugas. Esto impone así numerosas operaciones de mantenimiento de los elementos de combustible nuclear, que son largas de realizar y aumentan el riesgo de dañar un elemento de combustible nuclear.

[0018] Además, las celdas de inspección de fugas ocupan espacio en la piscina. Deben ser compatibles con su entorno (puntos de anclaje...) y deben diseñarse para el funcionamiento normal y en caso de incidente, principalmente en caso de seísmo. Dichas celdas de inspección de fugas representan una inversión costosa en relación con el uso episódico que se realiza de ellas.

[0019] Un objeto de la invención es proponer un dispositivo de inspección de fugas que permita realizar controles de estanqueidad por inspección de fugas en elementos de combustible nuclear de manera sencilla, rápida y poco costosa, reduciendo o incluso suprimiendo las operaciones de mantenimiento suplementarias de estos elementos y limitando los efectos parásitos que pueden falsear el resultado del control de estanqueidad por la presencia de elementos adyacentes.

[0020] Para este fin, la invención propone un dispositivo de control de estanqueidad según la reivindicación 1. Se definen características opcionales del dispositivo de control de estanqueidad en las reivindicaciones 2 a 8.

[0021] La invención tiene también por objeto un procedimiento de control de la estanqueidad según la reivindicación 9. Se definen características opcionales del procedimiento de control de la estanqueidad en las reivindicaciones 10 a 12.

[0022] La invención y sus ventajas se entenderán mejor a partir de la lectura de la descripción que se ofrece a continuación, proporcionada únicamente a modo de ejemplo no limitativo, y realizada en referencia a los dibujos adjuntos, en los que:

- la Figura 1 es una vista esquemática de una central nuclear que ilustra un reactor nuclear y un dispositivo de control de estanqueidad por inspección de fugas para el control de la estanqueidad de elementos de combustible nuclear; - la Figura 2 es una vista esquemática del dispositivo de control de estanqueidad por inspección de fugas y de una porción de un bastidor de almacenamiento de elementos de combustible nuclear descargados del reactor nuclear; - la Figura 3 es una vista análoga a la de la Figura 2 que ilustra un dispositivo de control de estanqueidad por inspección de fugas según una variante; y

- la Figura 4 es una vista parcial de un dispositivo de control de estanqueidad por inspección de fugas según una variante, que ilustra una unidad de calentamiento y un dispositivo de burbujeo de este dispositivo de control de estanqueidad por inspección de fugas.

[0023] La central nuclear 2 ilustrada en la Figura 1 comprende un reactor nuclear 4 dispuesto en un pozo de reactor 6, y una piscina de almacenamiento 8 para el almacenamiento de elementos de combustible nuclear 18 descargados del reactor nuclear 4. La piscina de almacenamiento 8 está en comunicación con el pozo de reactor 6.

[0024] El pozo de reactor 6 y la piscina de almacenamiento 8 están llenos de agua para asegurar la protección radiológica del conjunto. El nivel del agua se prevé para que los mantenimientos necesarios durante las operaciones de mantenimiento, y principalmente el mantenimiento de los elementos de combustible nuclear 18, se efectúen con agua.

[0025] El reactor nuclear 4 comprende una vasija 10 y una cubierta 14 montados de forma extraíble en la vasija 10. La vasija 10 está conectada a un circuito primario mediante tuberías 16 para la circulación de un fluido de enfriamiento a través de la vasija 10.

[0026] El reactor nuclear 4 se carga con un conjunto de elementos de combustible nuclear 18 dispuestos lado con lado y que forman conjuntamente el núcleo 20 del reactor nuclear 4. Para la carga y la descarga de los elementos de combustible nuclear 18, se retira la cubierta 14 de la vasija 10, con el fin de liberar el acceso al interior de la vasija 10.

[0027] La central nuclear 2 comprende uno o varios bastidores de almacenamiento 22 dispuestos en la piscina de almacenamiento 8 y configurados principalmente para el almacenamiento de elementos de combustible nuclear 18 descargados del reactor nuclear 4, en particular durante operaciones de mantenimiento del reactor nuclear 4.

[0028] Un bastidor de almacenamiento 22 comprende una pluralidad de celdas 24 tubulares individuales, estando cada celda 24 configurada para recibir un elemento de combustible nuclear 18 respectivo.

[0029] Cada celda 24 está extendida verticalmente. Cada celda 24 posee un extremo superior 24A y un extremo inferior 24B.

[0030] Cada celda 24 posee una abertura superior 26 situada en el extremo superior 24A de la celda 24 y una abertura inferior 28 situada en el extremo inferior 24B de la celda 24.

[0031] La abertura superior 26 está dimensionada para la introducción y la extracción de un elemento de combustible nuclear 18 verticalmente. La abertura inferior 28 está dispuesta en un fondo configurado para soportar un elemento de combustible nuclear 18 recibido en la celda 24.

[0032] La abertura inferior 28 y la abertura superior 26 permiten la circulación de agua de abajo arriba a través de la celda 24 por convección. Cuando un elemento de combustible nuclear 18 es recibido en la celda 24, esta circulación permite una regulación de la temperatura del elemento de combustible nuclear 18.

[0033] Cada celda 24 presenta una altura suficiente para que un elemento de combustible nuclear 18 insertado en una celda 24 esté totalmente contenido en la celda 24.

[0034] En el curso de las operaciones de mantenimiento y de recarga en combustible del reactor nuclear 4, todos los elementos de combustible nuclear 18 del reactor nuclear 4 están descargados. Cuando previamente en el fluido de enfriamiento del reactor nuclear 4 se ha detectado la presencia de productos de fisión, se efectúa un examen para controlar la estanqueidad de los elementos de combustible nuclear 18 potencialmente afectados. De hecho, por motivos de seguridad y de limpieza radiológica del reactor nuclear 4, un elemento de combustible nuclear 18 que presenta un fallo de estanqueidad no puede ser recargado en el reactor nuclear 4.

[0035] La central nuclear 2 está equipada con un dispositivo de control de estanqueidad 30 configurado para la realización de control de estanqueidad por inspección de fugas en los elementos de combustible nuclear 18.

[0036] Tal como se ilustra en las Figuras 1 y 2, el dispositivo de control de estanqueidad 30 está configurado para la realización de controles de estanqueidad por inspección de fugas en elementos de combustible nuclear 18 almacenados en celdas 24 del bastidor de almacenamiento 22.

[0037] El dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende un conjunto de recogida 32 configurado para su disposición en el extremo superior 24A de una celda 24 del bastidor de almacenamiento 22, estando el conjunto de recogida 32 configurado para cerrar el extremo superior 24A de la celda 24 de manera que se impida la salida de agua por el extremo superior 24A de la celda 24 y para recoger posibles productos de fisión gaseosa liberados por un elemento de combustible nuclear 18 recibido en la celda 24.

[0038] El cierre del extremo superior 24A de la celda 24 permite provocar un aumento de la temperatura de un elemento de combustible nuclear 18 irradiado almacenado en la celda 24, debido a su potencia residual. Esta potencia es producida principalmente por la radiactividad del combustible nuclear contenido en el elemento de combustible nuclear 18 así como por las fisiones residuales. Un control de inspección de fugas es más eficaz cuando se efectúa inmediatamente después de la transferencia del elemento de combustible nuclear 18 del reactor nuclear 4 hacia la celda 24, estando entonces elevada todavía la potencia residual del elemento de combustible nuclear 18.

[0039] El conjunto de recogida 32 comprende una cubierta 34 para cerrar el extremo superior 24A de la celda 24 y para recoger posibles productos de fisión gaseosa liberados por un elemento de combustible nuclear 18 recibido en la celda 24.

[0040] La cubierta 34 presenta la forma de una campana. La cubierta 34 delimita un volumen interno. La cubierta 34 presenta un borde inferior 34A y un vértice 34B. Preferentemente, la cubierta 34 presenta una forma convergente en parte o la totalidad de su altura. La parte superior de la cubierta 34 presenta aquí una forma piramidal o cónica que converge hacia el vértice 34B.

[0041] La cubierta 34 comprende al menos una toma para recoger los gases presentes bajo la cubierta 34. La toma para la recogida de gases está situada preferentemente cerca del vértice 34B.

[0042] La cubierta 34 comprende al menos una toma situada en la cubierta 34 y que permite alimentar la cubierta 34 con gas a presión, por ejemplo con aire a presión.

[0043] La cubierta 34 llena de aire a presión y situada encima de la celda 24 permite limitar todavía más la circulación del agua en la celda 24, en la medida en que el agua no puede circular en la cubierta 34. En cambio, los productos de fisión gaseosa pueden escapar del agua y ser recogidos por la cubierta 34.

[0044] En el ejemplo ilustrado, la cubierta 34 comprende una toma 36 para realizar a la vez la recogida de gases atrapados por la cubierta 34 y el suministro de gas a presión bajo la cubierta 34. Como variante, la cubierta 34 comprende tomas distintas para la recogida de gases y para la inyección de gas a presión.

[0045] Como opción, la cubierta 34 lleva una sonda de temperatura 38 configurada para medir la temperatura del agua contenida en la celda 24 en la que está dispuesto el dispositivo de inspección de fugas. La sonda de temperatura 38 está configurada por ejemplo para sumergirse en el agua contenida en la celda 24 cuando el conjunto de recogida 32 está dispuesto en el extremo superior 24A de la celda 24.

[0046] Como opción, la cubierta 34 comprende una toma configurada para la extracción de agua en la celda 24 en la que está dispuesto el conjunto de recogida 32.

[0047] La cubierta 34 está formada por ejemplo por un conjunto mecanosoldado de acero inoxidable, en particular de acero AISI 304, 304L, 316 o 316L.

[0048] En el ejemplo ilustrado, el conjunto de recogida 32 comprende un elemento de extensión 40 tubular configurado para su disposición en el extremo superior 24A de una celda 24 de manera que la prolonga hacia arriba.

[0049] El elemento de extensión 40 permite prolongar la celda 24 más allá del borde superior de celdas 24 adyacentes. En posición de funcionamiento, el elemento de extensión 40 sobresale con respecto a las celdas 24 adyacentes. En particular, el elemento de extensión 40 presenta un borde superior 40A situado a un nivel superior al de los extremos superiores 24A de las celdas 24 adyacentes.

[0050] En el ejemplo ilustrado, el elemento de extensión 40 está configurado para hundirse parcialmente en la celda 24. El elemento de extensión 40 presenta una porción inferior 42 configurada para encajarse en la celda 24, y una porción superior 44 prevista para sobresalir hacia arriba a partir de la celda 24 cuando el elemento de extensión 40 está encajado en la celda 24.

[0051] El elemento de extensión 40 presenta un resalte externo 46 en la unión entre la porción inferior 42 y la porción superior 44. El resalte externo 46 forma un tope que limita el hundimiento del extremo inferior 40B del elemento de extensión 40 en el interior de la celda 24.

[0052] El encaje del elemento de extensión 40 en la celda 24 asegura una colocación horizontal correcta del elemento de extensión 40 con respecto a la celda 24. Además, el resalte externo 46 asegura una colocación vertical correcta.

[0053] El elemento de extensión 40 está formado por ejemplo por un conjunto mecanosoldado de acero inoxidable, en particular de acero AISI 304, 304L, 316 o 316L.

[0054] La cubierta 34 está configurada para cubrir el elemento de extensión 40. La cubierta 34 y el elemento de extensión 40 cooperan así eficazmente para cerrar el extremo superior 24A de la celda 24 y recoger los gases que provienen de la celda 24.

[0055] En particular, el elemento de extensión 40 está acoplado en parte en el interior de la cubierta 34. El borde inferior 34A de la cubierta 34 está situado a un nivel inferior al del borde superior 40A del elemento de extensión 40.

[0056] Con esta configuración, cuando el conjunto de recogida 32 se instala en el extremo superior 24A de una celda 24 y la cubierta 34 se llena con gas a presión, el volumen de gas a presión puede descender a un nivel inferior al del borde superior 40A del elemento de extensión 40. Se impide así que el agua contenida en la celda 24 salga por la parte superior de la celda 24, y por tanto atraviese la celda 24. Esto se obtiene sin que el borde inferior 34A de la cubierta 34 interfiera con los extremos superiores 24A de las celdas 24 adyacentes.

[0057] Como se ilustra mediante las flechas F, el agua contenida en la celda 24 circula opcionalmente en bucle cerrado en la celda 24.

[0058] El borde inferior 34A de la cubierta 34 tiene dimensiones más grandes que las del borde superior 40A del elemento de extensión 40 de forma que el elemento de extensión 40 pueda acoplarse en el interior de la cubierta 34.

[0059] Preferentemente, el borde inferior 34A de la cubierta 34 se sitúa a una altitud más elevada que el extremo superior del elemento de combustible nuclear 18. Esta disposición permite garantizar que el elemento de combustible nuclear 18 permanece siempre rodeado por agua y por tanto cumple el criterio de seguridad nuclear que impone la presencia de agua para evitar cualquier calentamiento incontrolado del elemento de combustible nuclear 18.

[0060] En una realización particular, la cubierta 34 y el elemento de extensión 40 forman parte solidaria entre sí, de manera que pueden manipularse conjuntamente, como una sola unidad. Por tanto, el conjunto de recogida 32 es unitario. La cubierta 34 y el elemento de extensión 40 están unidos en este caso por una barra horizontal 47 que atraviesa la cubierta 34 y el elemento de extensión 40. Como opción, la cubierta 34 y el elemento de extensión 40 pueden constituir un único y mismo conjunto mecanosoldado o empernado.

[0061] El conjunto de recogida 32 comprende un sistema de mantenimiento 48 para manipular el conjunto de recogida 32. El sistema de mantenimiento 48 está dispuesto en este caso en la cubierta 34. El sistema de mantenimiento 48 está configurado por ejemplo para poder ser asido con ayuda de herramientas de mantenimiento previstas para el mantenimiento de los elementos de combustible nuclear. Así, las herramientas de mantenimiento ya previstas para el mantenimiento de los elementos de combustible nuclear permiten mantener el conjunto de recogida 32 sin tener que prever herramientas de mantenimiento específicas.

[0062] Como opción, el conjunto de recogida 32 comprende un dispositivo de mantenimiento 50 para mantener el conjunto de recogida 32 en posición instalada sobre una celda 24. El dispositivo de mantenimiento 50 comprende por ejemplo un lastre. El lastre ejerce una fuerza vertical permanente que retiene el conjunto de recogida 32 en la celda 24. Como variante o como complemento, el dispositivo de mantenimiento comprende un sistema de bloqueo 51 mecánico. Dicho sistema de bloqueo 51 comprende por ejemplo uno o varios ganchos o fiadores previstos para conectarse con el bastidor de almacenamiento 22. Dicho sistema de bloqueo 51, por ejemplo, puede accionarse a distancia con ayuda de pértigas.

[0063] El dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende un conjunto de control 52 separado y distante del conjunto de recogida 32.

[0064] Como se ilustra en la Figura 2, el conjunto de control 52 está previsto para ser colocado en el borde de la piscina de almacenamiento 8 y está conectado con el conjunto de recogida 32, por ejemplo por conductos 56 y/o cables.

[0065] El conjunto de control 52 comprende una fuente de gas a presión 54, por ejemplo, de aire a presión, unida a la toma 36 de la cubierta 34 por un conducto 56, para suministrar a la cubierta 34 gas a presión.

[0066] El conjunto de control 52 comprende un dispositivo de medida 58 conectado con una toma 36 de la cubierta 34 por un conducto 56 para recoger los gases atrapados por la cubierta 34, y configurado para realizar medidas en los gases recogidos por la cubierta 34.

[0067] El dispositivo de medida 58 está configurado por ejemplo para medir las radiaciones emitidas por los gases recogidos, por ejemplo, radiaciones gamma y/o radiaciones beta. El dispositivo de medida 58 está configurado por ejemplo para realizar medidas de conteo de radiaciones.

[0068] El conjunto de control 52 comprende un equipo de cálculo 60 configurado para analizar las señales de medida suministradas por el dispositivo de medida 58. El equipo de cálculo 60 está configurado preferentemente para determinar la posible presencia de productos de fisión gaseosa en los gases recogidos en función de las señales de medida suministradas por el dispositivo de medida 58.

[0069] El conjunto de control 52 comprende un dispositivo de interfaz hombre-máquina 62 configurado para enviar a un usuario el resultado del análisis suministrado por el equipo de cálculo 60. El dispositivo de interfaz hombremáquina 62 comprende por ejemplo una pantalla de visualización táctil o no, un teclado, un dispositivo de apuntamiento, una almohadilla táctil y/o una impresora.

[0070] Como opción, el equipo de cálculo 60 está configurado para tener en cuenta una señal de medida de temperatura suministrada por una sonda de temperatura 38 que equipa el conjunto de recogida 32 y/o para enviar la temperatura al usuario por medio del dispositivo de interfaz hombre-máquina 62. El conocimiento de la temperatura permite supervisar que la inspección de fugas se efectúa en condiciones seguras, sin ebullición del agua contenida en la celda 24.

[0071] Como opción, el dispositivo de medida 58 está configurado para la detección de productos de fisión sólidos y/o gaseosos disueltos y/o de productos de fisión en suspensión en agua extraída en la celda 24 con ayuda del conjunto de recogida 32. La detección de los productos de fisión disueltos o en suspensión se realiza por ejemplo mediante medidas de conteo de radiaciones gamma con ayuda de un espectrómetro. La detección de productos de fisión disueltos y/o en suspensión en el agua permite mejorar la eficacia de la detección.

[0072] A continuación, se describe un procedimiento de control de estanqueidad por inspección de fugas implementado con ayuda del dispositivo de control de estanqueidad 30.

[0073] Los elementos de combustible nuclear 18 irradiados se descargan del reactor nuclear 4 y se introducen cada uno en una celda 24.

[0074] En paralelo y a medida que discurre la descarga del reactor nuclear 4, el conjunto de recogida 32 se instala en el extremo superior 24A de una primera celda 24. Para ello, la porción inferior 42 del elemento de extensión 40 se acopla en la celda 24. En su caso se activa un sistema de bloqueo 51 para mantener el conjunto de recogida 32 solidario con la celda 24. El conjunto de recogida 32 se encuentra entonces en la posición de la Figura 2. El elemento de extensión 40 está dispuesto en el extremo superior 24A de la celda 24 de manera que la prolonga verticalmente hacia arriba y la cubierta 34 cubre el elemento de extensión 40.

[0075] Se envía gas a presión a la cubierta 34. El gas a presión expulsa el agua presente en la cubierta 34. Bajo la cubierta 34 queda atrapada una bolsa de gas e impide que el agua contenida en la celda 24 salga por la abertura superior 26 del mismo. El gas a presión se inyecta bajo la cubierta 34 con ayuda de la fuente de gas a presión 54 conectada con la cubierta 34 por el conducto 56.

[0076] El agua presente en la celda 24 se calienta progresivamente debido a la potencia residual del elemento de combustible nuclear 18. La presencia de la cubierta 34 impide que el agua salga de la celda 24 como haría por convección en ausencia de la cubierta 34. Así, el elemento de combustible nuclear 18 se enfría menos y su temperatura aumenta.

[0077] El agua presente en la celda 24 circula opcionalmente en bucle cerrado en la celda 24 debido a la convección. Se calienta al circular hacia arriba a lo largo del elemento de combustible nuclear 18 y vuelve a descender a lo largo de las paredes de la celda 24.

[0078] Debido al aumento de temperatura, la presión en el interior de las barras de combustible nuclear del elemento de combustible nuclear 18 aumenta. Si una barra de combustible nuclear presenta una pérdida de estanqueidad, los productos de fisión gaseosa se escapan de dicha barra del elemento de combustible nuclear 18, ascienden en la celda 24 y son recogidos por la cubierta 34.

[0079] Los gases atrapados bajo la cubierta 34 son conducidos al dispositivo de medida 58, se realizan medidas en estos gases mediante el dispositivo de medida 58 y se realiza un análisis de las señales de medida mediante el equipo de cálculo 60.

[0080] Los resultados del análisis se envían a un usuario por medio del dispositivo de interfaz hombre-máquina 62.

[0081] A continuación, el dispositivo de control de estanqueidad 30 se desplaza hacia una celda 24 que contiene el elemento de combustible nuclear 18 siguiente para controlar.

[0082] El procedimiento comprende preferentemente la realización de controles de estanqueidades sucesivamente en varios elementos de combustible nuclear 18 situados en celdas 24 respectivas del o de los diversos bastidores de almacenamiento 22, desplazando el dispositivo de control de estanqueidad 30 de una celda 24 a otra para realizar el control de estanqueidad siguiente.

[0083] Así, pueden realizarse varios controles de estanqueidad sucesivos en varios elementos de combustible nuclear 18 recibidos en celdas 24 respectivas sin tener que mantener los elementos de combustible nuclear 18.

[0084] Además, los elementos de combustible nuclear 18 descargados de un reactor nuclear 4 se almacenan generalmente en bastidores de almacenamiento 22. Así, el control de estanqueidad de los elementos de combustible nuclear 18 puede realizarse sin manipulación suplementaria de los elementos de combustible nuclear 18 con respecto a las manipulaciones normales, lo que representa una ganancia de tiempo considerable.

[0085] Como opción, el control de estanqueidad puede realizarse al final de la descarga de los elementos de combustible nuclear 18 que provienen del reactor nuclear 4.

[0086] El elemento de extensión 40 permite prolongar la celda 24 por encima del nivel de las celdas 24 adyacentes, de manera que pueda colocar la cubierta 34 de forma eficaz para atrapar posibles productos de fisión gaseosa emitidos por el elemento de combustible nuclear 18 presente en la celda 24.

[0087] En particular, la cubierta 34 puede cubrir el elemento de extensión 40 con el borde inferior 34A de la cubierta 34 situado a un nivel inferior al del borde superior 40A del elemento de extensión 40, lo que previene la salida de gas de la cubierta 34, al menos mientras la presión de los gases bajo la cubierta 34 es inferior a la presión del agua al nivel del borde inferior 34A de la cubierta 34.

[0088] Algunos elementos de combustible nuclear 18 llamados «fríos» presentan una potencia residual más baja que otros. Si la potencia residual es demasiado baja, el cierre solamente del extremo superior 24A de una celda 24 en el que el elemento de combustible nuclear 18 está almacenado debido a la instalación del conjunto de recogida 32 en el extremo superior 24A de la celda 24 puede ser insuficiente para una inspección de fugas satisfactoria.

[0089] Como opción, como se ilustra en la Figura 3, el dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende una unidad de calentamiento 64 configurada para introducirse en el fondo de una celda 24 y para calentar el agua contenida en la celda 24.

[0090] La unidad de calentamiento 64 está configurada para soportar un elemento de combustible nuclear 18 almacenado en la celda 24. La unidad de calentamiento 64 está así dimensionada para soportar el peso de un elemento de combustible nuclear 18 almacenado en la celda 24.

[0091] La unidad de calentamiento 64 está prevista con una altura lo más reducida posible para evitar un rebasamiento del elemento de combustible nuclear 18 fuera de la celda 24.

[0092] La unidad de calentamiento 64 comprende por ejemplo una caja 66 paralelepipédica. La caja 66 está formada por ejemplo por un conjunto mecanosoldado hecho de acero inoxidable, por ejemplo, de acero AISI 304, 304L, 316 o 316L.

[0093] La caja 66 posee pasos de circulación de agua para permitir la circulación del agua en la celda 24 verticalmente de abajo arriba cuando no se implementa ningún ciclo de inspección de fugas en la celda 24.

[0094] La unidad de calentamiento 64 comprende una fuente de calor 68 para calentar el agua contenida en la celda 24 durante un ciclo de inspección de fugas. La fuente de calor 68 es en este caso una resistencia eléctrica calefactora contenida en la caja 66. La fuente de calor 68 está situada en la caja 66.

[0095] La unidad de calentamiento 64 comprende una alimentación eléctrica 70 para el suministro de electricidad de la fuente de calor 68.

[0096] La alimentación eléctrica 70 comprende una batería eléctrica alojada en la unidad de calentamiento 64 y/o un cable de alimentación eléctri

eléctrica distante.

[0097] La alimentación eléctrica 70 comprende en este caso un cable de alimentación 72 que está previsto que salga por la abertura inferior 28 de la celda 24 cuando la unidad de calentamiento 64 se introduce en la celda 24 por la abertura superior 26 de la celda 24. El cable de alimentación 72 está provisto de un conector eléctrico 74 en su extremo opuesto a la unidad de calentamiento 64.

[0098] Preferentemente, la unidad de calentamiento 64 comprende una cadena portacables 76 que lleva el cable de alimentación 72. Debido a su peso y a su flexibilidad, la cadena portacables 76 facilita el paso del cable a través de la abertura inferior 28 de la celda 24 durante la introducción de la unidad de calentamiento 64 en la celda 24.

[0099] En una realización en particular, la cadena portacables 76 está configurada de manera que una vez introducida la unidad de calentamiento 64 en el fondo de la celda 24, el conector eléctrico 74 descansa en el fondo de la piscina de almacenamiento 8.

[0100] Preferentemente, la cadena portacables 76 comprende segmentos 78 articulados entre sí de manera que el conector eléctrico 74 se bambolea lateralmente hacia un lado determinado con respecto a la unidad de calentamiento 64 cuando la unidad de calentamiento 64 se acerca al suelo.

[0101] Así, cuando la unidad de calentamiento 64 desciende en una celda 24, la cadena portacables 76 pasa a través de la abertura inferior 28 de la celda 24, y después el conector eléctrico 74 se apoya en el fondo de la piscina de almacenamiento 8, y a continuación se desplaza lateralmente cuando se prosigue con el descenso de la unidad de calentamiento 64.

[0102] Preferentemente, en funcionamiento, la unidad de calentamiento 64 se introduce en una celda 24 periférica del bastidor de almacenamiento 22 de manera que el conector eléctrico 74 se desplaza en el lado del bastidor de almacenamiento 22 y es accesible en el lado del bastidor de almacenamiento 22, como se ilustra en la Figura 3.

[0103] El lado en el que se desplaza el conector eléctrico 74 depende de la orientación de la unidad de calentamiento 64. Ventajosamente, esta última comprende una marca de señalización que permite orientarla correctamente cuando se introduce en la celda 24 periférica, de manera que se asegura que el conector eléctrico 74 saldrá en el lado del bastidor de almacenamiento 22 y será accesible desde el borde de la piscina de almacenamiento 8.

[0104] Para la conexión a una fuente eléctrica distante, el dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende por ejemplo una pértiga de conexión 80 que lleva un cable de conexión 82 eléctrico provisto en su extremo inferior de un conector eléctrico 84 complementario al conector eléctrico 74 del cable de alimentación 72.

[0105] El funcionamiento del dispositivo de inspección de fugas es similar al del dispositivo de inspección de fugas de la Figura 2, con la salvedad de que el calor para el calentamiento del elemento de combustible nuclear 18 es aportado por la unidad de calentamiento 64.

[0106] Para la instalación, la unidad de calentamiento 64 se instala primero en el fondo de la celda 24, y después se introduce el elemento de combustible nuclear 18 en la celda 24 de manera que se apoye en la unidad de calentamiento 64, y después se coloca el conjunto de recogida 32 en la parte superior de la celda 24. La unidad de calentamiento 64 se conecta opcionalmente a una fuente de alimentación eléctrica por medio de su cable de alimentación 72 con ayuda de una pértiga de conexión 80.

[0107] En la variante ilustrada en la Figura 4, la unidad de calentamiento 64 comprende además un dispositivo de burbujeo 86 para generar burbujas de gas, por ejemplo burbujas de aire, con vistas a mejorar la recogida de los productos de fisión adheridos potencialmente en la vaina tubular de las barras de combustible nuclear. El dispositivo de burbujeo 86 puede implementarse independientemente de la unidad de calentamiento 64, en particular en el caso del control de estanqueidad para elementos de combustible nuclear 18 que presentan una potencia residual suficiente.

[0108] En funcionamiento, las burbujas generadas por el dispositivo de burbujeo 86 ascienden a lo largo del elemento de combustible nuclear 18 y arrastran burbujas de productos de fisión gaseosa que se adherirán al elemento de combustible nuclear 18, en particular a barras de combustible nuclear o rejillas del elemento de combustible nuclear 18. En otros términos, el dispositivo de burbujeo 86 está configurado para desprender burbujas de productos de fisión del elemento de combustible nuclear 18. Esto mejora así la eficacia de la detección de pérdidas de estanqueidad.

[0109] El dispositivo de burbujeo 86 presenta por ejemplo una forma de enrejado o de corona o de toro de baja altura que permite generar burbujas en parte o la totalidad de la superficie del dispositivo de burbujeo 86 a la vez que dispone rebajes para la circulación del agua en la celda 24 cuando la celda 24 no está cerrada por un conjunto de recogida 32.

[0110] Para la generación de burbujas, el dispositivo de burbujeo 86 está conectado por ejemplo con una fuente de gas (no representada). Es posible usar la fuente de gas a presión 54 prevista para el llenado de la cubierta 34.

[0111] Para esta unión, la unidad de calentamiento 64 comprende por ejemplo un conducto de alimentación llevado por la cadena portacables 76, estando el conector eléctrico 74 configurado además para una conexión fluida de este conducto de alimentación con un conducto de conexión llevado por la pértiga de conexión 80 y conectado con la fuente de gas.

[0112] Gracias a la invención, es posible controlar la estanqueidad de elementos de combustible nuclear 18 descargados de un reactor nuclear 4 por inspección de fugas de manera sencilla, fiable y rápida.

[0113] El control de estanqueidad se efectúa directamente en el bastidor de almacenamiento 22 en el que se almacenan los elementos de combustible nuclear 18 descargados del reactor nuclear 4.

[0114] No es necesario disponer de una celda de inspección de fugas fija o móvil dedicada separada del bastidor de almacenamiento 22, ni manipular los elementos de combustible nuclear 18 almacenados para controlar elementos de combustible nuclear 18 que poseen una potencia residual suficiente.

[0115] El control de estanqueidad se efectúa además fuera del reactor nuclear 4, lo que limita las operaciones de mantenimiento por encima del reactor nuclear 4 en sí y limita así los riesgos inherentes a dichas intervenciones.

[0116] La invención permite además efectuar el control de estanqueidad de elementos de combustible nuclear 18 «fríos» en una celda 24 equipada con una unidad de calentamiento 64.

[0117] El dispositivo de control de estanqueidad 30 es ligero, poco voluminoso y fácil de instalar y de desinstalar. Permite acortar los plazos de intervención y reducir los riesgos de dañar los elementos de combustible nuclear 18 ya que permite reducir el mantenimiento de los elementos de combustible nuclear 18, en particular cuando estos tienen una potencia residual suficiente. El control de estanqueidad con el dispositivo de control de estanqueidad 30 necesita únicamente el desplazamiento del dispositivo de control de estanqueidad 30 de una celda 24 a otra, permitiendo así una ganancia de tiempo no insignificante durante el control sucesivo de varios elementos de combustible nuclear 18.

[0118] El dispositivo de control de estanqueidad 30 usa el bastidor de almacenamiento 22 ya presente en la piscina de almacenamiento 8. Así, no es necesario prever puntos de anclaje suplementarios en la piscina de almacenamiento 8, como sucede por ejemplo para una celda de inspección de fugas fija o móvil dedicada. Ya no es necesario prever estudios pesados y costosos para justificar su comportamiento en caso de accidente ante las autoridades de seguridad nuclear.

[0119] Los riesgos de contaminación del dispositivo de control de estanqueidad 30 por contacto directo con un elemento de combustible nuclear 18 se descartan.

[0120] El dispositivo de control de estanqueidad 30 permite la realización de varios controles de estanqueidad sucesivos con ayuda de un mismo conjunto de recogida 32 sin tener que realizar lavado ni descontaminación entre dos controles de estanqueidad sucesivos.

[0121] La invención no se limita a los ejemplos de realización descritos anteriormente. Pueden plantearse variantes.

[0122] El dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende en este caso un único conjunto de recogida 32. Como variante, el dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende varios conjuntos de recogida 32. Esto permite realizar varios controles de estanqueidad en varios elementos de combustible nuclear 18 respectivos en paralelo o efectuar un control de estanqueidad en un elemento de combustible nuclear 18 con ayuda de un conjunto de recogida 32 durante la preparación de otro control de estanqueidad en otro elemento de combustible nuclear 18 con ayuda de otro conjunto de recogida 32.

[0123] Cuando el dispositivo de control de estanqueidad 30 comprende varios conjuntos de recogida 32, es posible prever un conjunto de control 52 común a varios conjuntos de recogida 32 y conectable a uno de estos conjuntos de recogida 32 a la vez. El conjunto de control 52 común se conecta entonces sucesivamente a los diferentes conjuntos de recogida 32.

[0124] En los ejemplos ilustrados, el elemento de extensión 40 se apoya en la celda 24 en la que se instala el conjunto de recogida 32. Como opción o como variante, el elemento de extensión 40 está configurado para apoyarse en una o varias celdas 24 adyacentes a la celda 24 en la que se instala el conjunto de recogida 32. Esto permite distribuir el peso del conjunto de recogida 32 en varias celdas 24.

[0125] En los ejemplos ilustrados, entre la cubierta 34 y el elemento de extensión 40, solo este último se apoya en la celda 24. Como variante o como opción, la cubierta 34 se apoya en la celda 24 en la que se instala el conjunto de recogida 32 y/o en una o varias celdas 24 adyacentes a la celda 24 en la que se instala el conjunto de recogida 32.

Ċ

Claims (12)

REIVINDICACIONES

1. Dispositivo de control de estanqueidad para el control de la estanqueidad de un elemento de combustible nuclear (18) por inspección de fugas, que comprende un conjunto de recogida (32) configurado para cerrar un extremo superior (24A) de una celda (24) de un bastidor de almacenamiento (22) para el almacenamiento de elementos de combustible nuclear (18) descargados de un reactor nuclear (4), de manera que se impida la salida de agua contenida en la celda (24) por el extremo superior (24A) de la celda (24), y para recoger productos que contienen posibles productos de fisión, liberados por un elemento de combustible nuclear (18) contenido en la celda (24), caracterizado porque el conjunto de recogida (32) comprende un elemento de extensión (40) tubular configurado para su disposición en el extremo superior (24A) de la celda (24) prolongando la celda (24) hacia arriba, y una cubierta (34) en forma de campana configurada para cubrir el elemento de extensión (40).

2. Dispositivo de control de estanqueidad según la reivindicación 1, en el que un borde inferior (34A) de la cubierta (34) rodea al elemento de extensión (40) estando situado a un nivel más bajo que el de un borde superior (40A) del elemento de extensión (40).

3. Dispositivo de control de estanqueidad según la reivindicación 1 o 2, en el que el elemento de extensión (40) y la cubierta (34) forman parte solidaria entre sí de manera que pueden manipularse conjuntamente.

4. Dispositivo de control de estanqueidad según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la cubierta (34) presenta una forma piramidal o cónica que converge hacia arriba.

5. Dispositivo de control de estanqueidad según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la cubierta (34) comprende al menos una toma (36) para suministrar un gas a presión bajo la cubierta (34)

6. Dispositivo de control de estanqueidad según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, que comprende un conjunto de control (52) separado del conjunto de recogida (32) y conectado con el conjunto de recogida (32), estando el conjunto de control (52) configurado para el análisis de los productos recogidos por el conjunto de recogida (32) para detectar la posible presencia de productos de fisión.

7. Dispositivo de control de estanqueidad según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, que comprende una unidad de calentamiento (64) configurada para su disposición en el fondo de una celda (24) y para soportar un elemento de combustible nuclear (18) recibido en la celda (24).

8. Dispositivo de control de estanqueidad según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, que comprende un dispositivo de burbujeo (86) configurado para desprender las burbujas de los productos de fisión del elemento de combustible nuclear (18)

9. Procedimiento de control de la estanqueidad de un elemento de combustible nuclear (18) por inspección de fugas, de manera que el control de estanqueidad se realiza mientras el elemento de combustible nuclear (18) está almacenado en una celda (24) de un bastidor de almacenamiento (22) de elementos de combustible nuclear (18) descargados de un reactor nuclear (4), que comprende la recogida de productos con ayuda de un conjunto de recogida (32) configurado para cerrar un extremo superior (24A) de la celda (24) de manera que se impida la salida de agua contenida en la celda (24) por el extremo superior (24A) de la celda (24), con la disposición en el extremo superior (24A) de la celda (24) de un elemento de extensión (40) tubular del conjunto de recogida (32) para prolongar la celda (24) hacia arriba, estando el elemento de extensión (40) cubierto por una cubierta (34) en forma de campana del conjunto de recogida (32), y el análisis de los productos recogidos para detectar de posibles productos de fisión liberados por el elemento de combustible nuclear (18) contenido en la celda (24).

10. Procedimiento de control de estanqueidad según la reivindicación 9, que comprende el control de la estanqueidad de varios elementos de combustible nuclear (18) dispuestos en celdas (24) respectivas del mismo bastidor de almacenamiento (22), desplazando el conjunto de recogida (32) sucesivamente de una de las celdas (24) a la otra para el control de la estanqueidad de los elementos de combustible nuclear (18).

11. Procedimiento de control de estanqueidad según la reivindicación 9 o 10, que comprende el calentamiento de un elemento de combustible nuclear (18) recibido en una celda (24).

12. Procedimiento de control de estanqueidad según la reivindicación 11, en el que el calentamiento se realiza con ayuda de una unidad de calentamiento (64) fijada en el fondo de la celda (24).