ES2306240T3 - Procedimiento para la verificacion de la estanqueidad de las barras de combustible de los elementos combustibles de un reactor de agua en ebullicion. - Google Patents
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Abstract
Procedimiento para verificar la estanqueidad de las barras de combustible de los elementos combustibles (40) de un reactor de agua en ebullición, donde varios elementos combustibles (40) adyacentes están dispuestos en una célula (4) del reticulado superior (10) del reactor de agua en ebullición y abarcan los siguientes pasos de procedimiento: a) Sobre los elementos combustibles (40) de varias células (4) que forman un compartimento (5) se coloca una cubierta (6) para calentar simultáneamente los elementos combustibles (40) de dicho compartimento (5); b) de cada célula (4) de este compartimento (5) se toma por lo menos una muestra de agua; c) las muestras de agua de varias células (4) que forman un grupo (A, B y C) se suministran y se comprueba la existencia de productos de fisión radiactiva; d) varios grupos (A, B y C) se analizan en una cantidad equivalente a dichos grupos (A, B y C) de canales de medición (14A, B y C) de un equipo de análisis (14) de forma simultánea e independiente; e) en caso de obtenerse un resultado positivo en un grupo (A) las muestras de agua de las células (4) que se encuentran en dicho grupo (A) se administran separadamente al equipo de análisis (14) y se analizan por separado en una cantidad equivalente de canales de medición (14A, B y C), que se caracteriza por el hecho de que f) los elementos combustibles (40) de una célula (4) analizada con resultado positivo se examinan por separado fuera de la cubierta (6).
Description
Procedimiento para la verificación de la
estanqueidad de las barras de combustible de los elementos
combustibles de un reactor de agua en ebullición.
El invento hace referencia a un proceso para
verificar la estanqueidad de las barras de combustible de los
elementos combustibles de un reactor de agua en ebullición.
En un reactor de agua en ebullición es preciso
verificar con regularidad la estanqueidad de las barras de
combustible de los elementos combustibles para poderlas cambiar
oportunamente y evitar la contaminación radioactiva del agua
refrigerante. También se intenta verificar todos los elementos
combustibles del núcleo en el menor tiempo posible durante las
tareas de revisión rutinarias, a fin de evitar tiempos muertos
innecesarios. Una técnica de aplicación habitual para localizar
elementos combustibles no estancos es el denominado método
"sipping" o de detección por lavado. Este método se
basa en la idea de que para comprobar la existencia de una posible
fuga, se toma una muestra líquida (wet sipping) o gaseosa
(dry sipping) del entorno de la barra de combustible y se
comprueba la presencia de productos de fisión radiactiva. Para
aumentar la sensibilidad de la comprobación, los productos de
fisión radiactiva presentes en el interior de las barras
combustibles expuestas a rayos debido a posibles fugas en los tubos
de camisado de las barras de combustible se extraerán,
multiplicándose mediante las medidas oportunas, de modo que en caso
de fuga, éstos se enriquecerán fuera de la barra de combustible y
podrán determinarse de un modo más sencillo en la muestra
extraída.
Una técnica especialmente adecuada es la
denominada detección por lavado de cubierta, tal como se divulga,
por ejemplo, en el documento WO 00/74071.
En este procedimiento conocido se cubren varios
elementos combustibles (por ejemplo, 16) mediante una cubierta, y
sobre dichos elementos combustibles se crea una amortiguación de
gas. Debido a la amortiguación de gas que se encuentra bajo la
cubierta, la difusión del agua refrigerante se detiene. Los
elementos combustibles se calientan mediante su potencia de calor
de desintegración y se extraen los productos de fisión radiactiva
en aumento de las barras de combustible existentes que podrían ser
defectuosas. Parte de estos productos de fisión son sustancias
disueltas en agua y, en condiciones normales, gaseosas,
especialmente Kr-85 y Xe-133. Para
comprobar estos productos de fisión, continuamente se toman muestras
de agua (wet sipping) y se desgasifican. El gas resultante
de la desgasificación se analiza de forma continua durante la toma
de muestras con un detector de radiación.
En el procedimiento conocido se consigue
entonces un acortamiento del tiempo necesario para examinar todo el
núcleo, puesto que en un solo paso se reúnen las muestras de agua de
los cuatro elementos combustibles situados en una célula del
reticulado y a cada uno se le suministra un aparato de
desgasificación y un equipo de análisis con un sistema de
detección. En otras palabras: con cuatro equipos de análisis se
pueden comprobar simultáneamente 4 x 4 elementos combustibles. En
caso de obtener un resultado positivo en una de estas células,
entonces se cambian los equipos de análisis y las cuatro muestras de
agua de los cuatro elementos combustibles de esta célula se
suministran por separado a los equipos de análisis para identificar
así de forma inequívoca uno o varios elementos combustibles
defectuosos de esta célula. Puesto que normalmente pocos elementos
combustibles presentan una anomalía real, mediante esta conocida
estrategia de detección por lavado, el tiempo de comprobación es
considerablemente más reducido en comparación con otras técnicas de
detección por lavado convencionales.
Sin embargo, en los procedimientos conocidos es
un requisito fundamental para la identificación inequívoca de un
elemento combustible defectuoso que en la amortiguación de gas
creada en la cubierta de detección por lavado el nivel del agua
baje tanto que entre los elementos combustibles de dicha célula, en
el área de aspiración, quede prácticamente excluida una difusión
del agua refrigerante, ya que en ese caso también los elementos
intactos que estén colocados en la misma célula junto a los
elementos defectuosos podrían dar resultados positivos. En otras
palabras: dentro de dicha célula el nivel del agua debe bajar tanto
que las aristas superiores de las cajas de los elementos
combustibles que contienen las barras de combustible se encuentren
por encima del nivel del agua.
Debido a las diferencias constructivas entre los
elementos combustibles de diferentes fabricantes y también debido a
condiciones de montaje diferentes, puede que las aristas superiores
de las cajas de los elementos combustibles sobresalgan con
longitudes diferentes por encima de las aristas superiores del
reticulado del núcleo superior, o bien que incluso se encuentren
por debajo de dicha arista superior. Por ello, en los procedimientos
conocidos el nivel del agua debe ajustarse en cada célula según las
condiciones de montaje presentes en cada caso, a fin de evitar una
difusión lateral del agua refrigerante entre los elementos
combustibles colindantes. Esto genera gastos de control adicionales
antes de la toma de muestras, vinculados a una mayor cantidad de
tiempo empleado. Asimismo pueden darse condiciones de montaje donde
básicamente se impida la toma de muestras simultánea y aislada de
todos los elementos combustibles de una célula de reticulado.
El invento tiene como objetivo un procedimiento
para verificar la estanqueidad de las barras de combustible de
elementos combustibles de un reactor de agua en ebullición de tal
modo que en un tiempo de verificación tan breve como antes se
eviten los problemas anteriormente mencionados.
El objetivo mencionado se consigue conforme al
invento mediante un procedimiento con las características expuestas
en la reivindicación 1. En dicho procedimiento, para verificar la
estanqueidad de las barras de combustible de los elementos
combustibles de un reactor de agua en ebullición, donde varios
elementos combustibles adyacentes están dispuestos en una célula
del reticulado superior del núcleo del reactor de agua en
ebullición, los elementos combustibles de varias células que forman
un compartimento se calientan simultáneamente, puesto que sobre
dicho compartimento se coloca una cubierta. De cada célula de este
compartimento se toma por lo menos una muestra de agua y las
muestras de agua de varias células, que constituyen un grupo, se
reúnen y se examinan para detectar la presencia de productos de
fisión radiactiva contenidos en la muestra de agua, de modo que
varios grupos, en una cantidad equivalente de canales de medición de
un equipo de análisis conforme a los mencionados grupos, se
analizan simultáneamente y por separado. En caso de obtenerse un
resultado positivo en un grupo, las muestras de agua de las células
que se encuentren en este grupo se suministrarán por separado al
equipo de análisis y se analizarán por separado en una cantidad
equivalente de canales de medición y los elementos combustibles de
una célula con análisis positivo se verificarán cada uno por
separado fuera de la cubierta.
El invento parte del supuesto que los elementos
combustibles que contiene una célula, al crear una amortiguación de
gas debajo de una cubierta, debido a diferentes condiciones de
montaje no se pueden separar unos de otros de forma segura, de modo
que en caso de un análisis individual de los elementos combustibles
situados bajo la cubierta, esto dificulta la interpretación de los
resultados del análisis y la identificación fiable de un elemento
combustible defectuoso.
Mediante el procedimiento conforme al invento, a
saber, utilizar la detección por lavado de cubierta sólo para la
identificación de una célula ocupada por un elemento combustible con
una anomalía, mediante una pequeña cantidad n de canales de
medición pueden comprobarse n x n células en tan sólo dos pasos. Ya
que normalmente sólo una cantidad reducida de elementos
combustibles presenta una anomalía real, sólo deberá llevarse a cabo
un análisis individual en los elementos combustibles de una pequeña
cantidad de células; dicho análisis tendrá lugar cuando el elemento
combustible ya no se encuentre bajo la cubierta, de modo que, al
igual que antes, se alcanzará una seguridad elevada en un tiempo
total de verificación reducido para la identificación de elementos
combustibles defectuosos, incluso en condiciones de montaje
específicas para instalaciones complejas.
Preferentemente, las células que se encuentran
bajo la cubierta, en el área de la cubierta se encuentran separadas
fluídicamente entre sí y separadas de las células que se encuentran
fuera de la cubierta. Mediante esta separación, por un lado se
impide la refrigeración convectiva de los elementos combustibles
situados bajo la cubierta, y por otro, la difusión del agua entre
las células situadas bajo la cubierta.
Se alcanza una reducción del tiempo total de
verificación especialmente eficaz cuando la cubierta, tras un
análisis satisfactorio de un compartimento, se cambia a otro
compartimento y si la verificación que se realiza en caso de
resultado positivo de los elementos combustibles individuales de una
célula detectada como positiva se ejecuta simultáneamente a la
verificación del otro compartimento.
Concretamente, la toma de muestras se realiza a
partir de una célula con una cantidad de tubos de admisión
equivalente a la cantidad de elementos combustibles existentes en
dicha célula, cuyos puntos de extracción se encuentran asignados
cada uno de ellos a un elemento combustible. De este modo se
aumenta la sensibilidad de la medición.
Preferentemente, los elementos combustibles de
una célula con análisis positivo se levantan sucesivamente del
núcleo mediante un mástil telescópico de una máquina de carga de
elementos combustibles y en esta posición erguida se toman y se
analizan muestras de agua. Un procedimiento de detección por lavado
con mástil de este tipo genera otra reducción del tiempo total de
verificación.
Para explicar el presente invento más
detalladamente se remite al ejemplo de realización del dibujo. Se
muestra lo siguiente:
La figura 1 muestra una instalación con la
ejecución del proceso conforme al invento en una representación
básica esquemática;
La figura 2 muestra una cubierta situada sobre
los elementos combustibles en posición de trabajo durante una toma
de muestras en una representación esquemática simplificada;
Las figuras 3 y 4 muestran el desarrollo de la
verificación conforme al invento también en una representación
esquemática.
Conforme a la figura 1, el recipiente de alta
presión 1 de un reactor de agua en ebullición está abierto para
verificar los elementos combustibles en su núcleo 2 y el pozo de
reactor en el que se encuentra el recipiente de alta presión 1 del
reactor está inundado hasta un nivel 3. Uno de los diferentes
compartimentos 5 colindantes, cada uno de ellos compuesto por
células 4 del núcleo 2 que contienen cuatro elementos combustibles,
está recubierto mediante una cubierta 6, que descansa en el borde 8
superior de un reticulado 10 superior. Con la ayuda de un sistema
de toma de muestras 11 multicanal, indicado sólo esquemáticamente en
la figura mediante un conducto de extracción, se toman las muestras
de agua y se suministra un equipo de análisis multicanal 14, en el
cual las muestras de agua se examinan directamente, o bien tras su
desgasificación, para comprobar la existencia de productos de
fisión radioactiva (la denominada detección por lavado de
cubierta).
\newpage
La cubierta 6 se coloca en un paso de trabajo
previo con la ayuda del mástil telescópico 16 de una máquina de
carga de elementos combustibles 18 sobre la célula 4 que debe
verificarse. Después de colocar la cubierta 6, ésta se desacopla
del mástil telescópico 16, para que pueda desplazarse a otra
posición sobre el núcleo 2. En la figura se representa una
situación en la que el mástil telescópico 16, con un dispositivo de
toma de muestras 20 instalado en su extremo libre, se encuentra
sobre una célula 4 que ha dado positivo en un examen previo con la
cubierta 6. Los elementos combustibles que se encuentran en esta
célula 4 se levantan sucesivamente del núcleo 2 mediante el mástil
telescópico 16 y en posición erguida se comprueba su estanqueidad
tomado una muestra de agua en el equipo de análisis 14 por
separado, es decir, uno detrás del otro y de forma sucesiva.
Mediante este procedimiento denominado detección por lavado con
mástil se aprovecha el hecho de que mediante un alivio de la
presión generado con el levantamiento, se expulsan los productos de
fisión multiplicados de las posibles fugas existentes. Durante esta
verificación individual de los elementos combustibles, se lleva a
cabo un examen de las células 4 situadas bajo la cubierta 6 en el
equipo de análisis 14 multicanal. Como alternativa también es
posible trasladar los elementos combustibles de la célula 4 con
análisis positivo al depósito para los elementos combustibles y
analizarlos allí en una estación de medición separada.
Conforme a la figura 2, la cubierta 6 recubre el
compartimento 5, el cual en el ejemplo contiene 3 x 3 células, de
las cuales se distinguen sólo 3 en la sección esquemática. Dentro de
la cubierta 6, las paredes de separación 60 sirven para separar las
células 4 individuales situadas bajo la cubierta 6. La cubierta 6 y
las paredes de separación 60 están en contacto mediante
obturaciones 62 con los puentes 22 del reticulado superior 10. En
cada célula 4 se encuentran 4 elementos combustibles 40. Mediante la
cubierta 6, los elementos combustibles 40 de una célula 4 situada
debajo de ellos se encuentran separados de los elementos
combustibles 40 de la otra célula 4 situada debajo de ellos. Ya no
circula agua por los elementos combustibles 40 que se encuentran
debajo de la cubierta 6, de modo que el agua que se encuentra en los
elementos combustibles, ahora ya inmóvil, se calienta mediante el
calor de desintegración a una temperatura aproximada entre 10ºC y
15ºC por encima de la del agua en circulación fuera de la cubierta.
Mediante la inyección de gas comprimido, el nivel del agua 24 bajo
la cubierta 6 se reduce, para generar una amortiguación de gas.
En la figura se representa una condición de
montaje en la cual las aristas superiores 41 de las cajas 42 de los
elementos combustibles 40 se encuentran por debajo del borde
superior 8 del reticulado 10. Tanto la distancia a entre la arista
superior 41 de una caja de elementos combustibles y el borde
superior 8 del reticulado 10, como la distancia b de una placa de
soporte superior de la barra 43 hasta el borde superior 41 (indicado
en la figura sólo para el elemento combustible 40 izquierdo) pueden
variar debido a diversos crecimientos longitudinales de elemento
combustible a elemento combustible inducidos por la radiación, de
forma que puede darse una condición de montaje como la mostrada en
la figura.
Cada célula 4 tiene asignada un tubo de admisión
12 del sistema de toma de muestras 11, que posee por lo menos un
punto de extracción 120, con el cual se extraen las muestras de agua
escasamente por debajo del nivel del agua 24 que se encuentra por
lo menos sobre la caja de elementos combustibles 42 más alta. En la
célula 4 izquierda y derecha hay un tubo de admisión 12 provisto de
un solo punto de extracción 120. Un acondicionamiento alternativo
de la toma de muestra se representa en la célula 4 central, en la
cual se bifurcan desde el tubo de admisión 12 cuatro derivaciones
122, cuyos puntos de extracción 120 están asignados cada uno a un
elemento combustible 40. En este caso se pretende, en caso de que
sea técnicamente posible debido a la condición de montaje
específica de la instalación, colocar los puntos de extracción 120,
a ser posible dentro de las cajas de elementos combustibles 42.
La condición de montaje presentada en la figura,
que en la representación simplificada es idéntica para todas las
células 40 pero, sin embargo, a la práctica difiere de una célula 40
a otra célula 40, describe una condición bajo la cubierta 6 de una
medición individual simultánea de los elementos combustibles 40
situados en una célula 4 que en principio no es viable con los
procedimientos conocidos descritos inicialmente conforme al estado
de la técnica. Para la toma de muestras de agua individualizada del
elemento combustible 40 izquierdo de una célula 4, el nivel del
agua debería descender a un nivel 240, situado por debajo de la
placa de soporte superior de la barra 43 del elemento combustible
derecho. Sin embargo, con un nivel 240 de este tipo no se puede
tomar ninguna muestra de agua del elemento combustible 40 derecho,
puesto que el punto de extracción 120 no se puede hacer pasar por
la placa de soporte de la barra 43. Por lo tanto, deberán tomarse
muestras en sucesión temporal mediante diferentes niveles del agua
ajustados. Asimismo sería también preciso ajustar de forma remota
la longitud de los puntos de extracción 120 con la cubierta colocada
de una célula a otra de las distintas características de
construcción, tal como se indica en la célula 4 izquierda mediante
una línea de puntos. Estos problemas se solucionan conforme al
invento, por un lado, renunciando a un análisis individual de los
elementos combustibles 40 mientras éstos se encuentran bajo la
cubierta 6 y, por otro lado, con una disposición fija simplificada
de los puntos de extracción 120 de modo que se garantice que se
detectan los productos de fisión que pudieran aparecer de un
elemento combustible 40, incluso cuando no sea posible asignarlo a
un elemento combustible 40 determinado.
Conforme a la figura 3, mediante la cubierta
primero se tapa y luego se calienta un compartimento 5 indicado
mediante rayas de 3 x 3 células 4. Cada tres células 4 de este
compartimento 5 se reúnen en un grupo A, B o C, de modo que los
tubos de admisión 12 de cada célula 4 perteneciente a estos grupos
A, B y C se conecta a un tubo colector conjunto 13A, B y C asignado
respectivamente a cada uno de estos grupos. A través de los tubos
colectores 13A, B y C, las muestras de agua extraídas se suministran
por separado a los canales de medición 14A, 14B y 14C del equipo de
análisis 14, donde se analizan de forma independiente. Otro canal de
medición 14D sirve para el análisis de la muestra de agua tomada
mediante el dispositivo de toma de muestras 20 colocado en el
mástil telescópico.
\newpage
En caso de obtenerse un resultado positivo en
uno de los canales de medición 14A-14C, por ejemplo,
en el canal de medición 14A, tal como se representa en la figura 4,
las muestras de agua tomadas de las células 4 del grupo A con la
ayuda de los tubos de admisión 12 se separan y se administran a los
canales de medición 14A-14C, para identificar así
las células del grupo A que contengan un elemento combustible
defectuoso.
Después de un análisis completo del
compartimento 5, la cubierta se trasladará a otro compartimento
5.
Los elementos combustibles 40 de las células 4
identificadas anteriormente como defectuosas (con resultado
positivo), después del traslado de la cubierta (véase la figura 1)
se examinan por separado, por ejemplo, mediante un procedimiento de
detección por lavado con mástil que ahorre tiempo, mientras se
realiza simultáneamente el análisis del otro compartimento 5.
Claims (5)
1. Procedimiento para verificar la estanqueidad
de las barras de combustible de los elementos combustibles (40) de
un reactor de agua en ebullición, donde varios elementos
combustibles (40) adyacentes están dispuestos en una célula (4) del
reticulado superior (10) del reactor de agua en ebullición y abarcan
los siguientes pasos de procedimiento:
- a)
- Sobre los elementos combustibles (40) de varias células (4) que forman un compartimento (5) se coloca una cubierta (6) para calentar simultáneamente los elementos combustibles (40) de dicho compartimento (5); b) de cada célula (4) de este compartimento (5) se toma por lo menos una muestra de agua; c) las muestras de agua de varias células (4) que forman un grupo (A, B y C) se suministran y se comprueba la existencia de productos de fisión radiactiva; d) varios grupos (A, B y C) se analizan en una cantidad equivalente a dichos grupos (A, B y C) de canales de medición (14A, B y C) de un equipo de análisis (14) de forma simultánea e independiente; e) en caso de obtenerse un resultado positivo en un grupo (A) las muestras de agua de las células (4) que se encuentran en dicho grupo (A) se administran separadamente al equipo de análisis (14) y se analizan por separado en una cantidad equivalente de canales de medición (14A, B y C), que se caracteriza por el hecho de que f) los elementos combustibles (40) de una célula (4) analizada con resultado positivo se examinan por separado fuera de la cubierta (6).
2. Procedimiento conforme a la reivindicación 1,
en el que las células (4) que se encuentran bajo la cubierta (6),
se encuentran separadas fluídicamente entre sí en el área de la
cubierta (6) y separadas de las células (4)que se encuentran
fuera de la cubierta (6).
3. Procedimiento conforme a la reivindicación 1
ó 2, en el que la cubierta (6), tras un análisis satisfactorio de
un compartimento (5), se cambia a otro compartimento y en caso de
que una célula (4) dé un resultado positivo, los elementos
combustibles (40) individuales de dicha célula (40) se ejecutan a la
vez que la verificación del otro compartimento (5).
4. Procedimiento conforme a una de las
reivindicaciones anteriores, donde la toma de muestras se realiza a
partir de una célula (4) con una cantidad de tubos de admisión (122)
equivalente a la cantidad de elementos combustibles (40) existentes
en dicha célula (4), cuyos puntos de extracción (120)se
encuentran asignados cada uno de ellos a un elemento combustible
(40).
5. Procedimiento conforme a una de las
reivindicaciones anteriores, en el que los elementos combustibles
(40) de una célula (4) con análisis positivo se levantan
sucesivamente del núcleo (2) mediante un mástil telescópico (16) de
una máquina de carga de elementos combustibles (18) y en esta
posición erguida se toman y se analizan muestras de agua.
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Families Citing this family (3)
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|---|---|---|---|---|
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| US11424043B2 (en) * | 2019-10-11 | 2022-08-23 | Bwxt Nuclear Energy Canada Inc. | Defective fuel bundle location system |
| CN111524620B (zh) * | 2020-04-25 | 2021-10-19 | 西安交通大学 | 模拟燃料组件离线啜吸中破口处微小气体扩散收集的装置及方法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SE414685B (sv) * | 1977-05-06 | 1980-08-11 | Asea Atom Ab | Forfarande vid sokning och identifiering av en brenslepatron innehallande en brenslestav med leckande kapsel |
| JPS5555293A (en) * | 1978-10-20 | 1980-04-23 | Hitachi Ltd | Failed fuel detector |
| JPS5629199A (en) * | 1979-08-20 | 1981-03-23 | Hitachi Ltd | Method and device of detecting failed fuel |
| JPH09189794A (ja) * | 1996-01-11 | 1997-07-22 | Toshiba Corp | 燃料破損検出用採水装置 |
| DE19924066A1 (de) * | 1999-05-26 | 2000-04-20 | Siemens Ag | Verfahren und Vorrichtung zum Prüfen von Kernreaktor-Brennelementen |
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2004
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| EP1810297B1 (de) | 2008-05-14 |
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