ES2332043T3 - Procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear con tubo guia amortiguador. - Google Patents
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Abstract
Procedimiento de diseño de un montaje (1) de combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear, comprendiendo el montaje varios tubos (24) guía, y un banco (4) de control que comprende a su vez varias barras (10) de control y un soporte (11) de barras (10) de control, extendiéndose las barras (10) de control y los tubos (24) guía paralelamente a una dirección (L) longitudinal, alojándose cada barra (10) de control en un tubo (24) guía para formar pares tubos guía/barras de control, comprendiendo cada tubo (24) guía un tramo (27) superior y un tramo (26) inferior de amortiguamiento que comprende al menos una parte de diámetro interior reducido destinada a contener un fluido para amortiguar la caída de la barra (10) de control alojada en dicho tubo (24) guía, rodeando la parte de diámetro interior reducido la barra de control con un huelgo (J) radial de paso durante la penetración de la barra (10) de control en el tubo (24) guía, caracterizado porque el procedimiento se pone en práctica mediante ordenador y comprende, para al menos un par tubo guía/barra de control, las etapas de: a) calcular la velocidad de caída de la barra (10) de control en la entrada del tramo (26) inferior de amortiguamiento durante la caída del banco (4) de control en caso de parada del reactor nuclear, b) calcular, a partir de la velocidad de caída calculada en la etapa a), la evolución en función del tiempo de la velocidad de caída de la barra (10) de control en el tramo inferior de amortiguamiento, c) calcular, a partir de la evolución de la velocidad calculada en la etapa b), una sobrepresión máxima (DeltaPMAX) creada en el líquido contenido en el tramo (26) inferior de amortiguamiento con respecto a la presión que reina en el tramo (27) superior del tubo (24) guía, y d) calcular, a partir de la sobrepresión máxima (DeltaPMAX) calculada en la etapa c), una tensión circunferencial máxima (deltasigmaMAX) creada en el tramo (26) inferior de amortiguamiento.
Description
Procedimiento de diseño de un montaje de
combustible nuclear con tubo guía amortiguador.
La presente invención se refiere a un
procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear según
el preámbulo de la reivindicación 1.
Se sabe que los montajes de combustibles
nucleares deben ser fiables para permitir un funcionamiento seguro
de los reactores nucleares.
Por tanto, se han establecido normas de diseño y
de construcción de tales montajes.
Estas normas imponen un marco general y
criterios mínimos que los constructores de montajes deben tener en
cuenta.
En lo que se refiere a los tubos guía, las
normas de diseño imponen verificar que permanecen estables bajo la
compresión axial y que su integridad mecánica no se vea afectada
durante una compresión de este tipo. En particular, estos criterios
pretenden tener en cuenta la compresión axial de los tubos guía que
resulta del apoyo sobre la placa superior del núcleo de resortes
llevados por un extremo superior del montaje.
Aunque los criterios impuestos por las normas de
diseño permiten diseñar montajes de fiabilidad satisfactoria, no
obstante sólo se trata de criterios mínimos y es deseable poner a
punto un procedimiento que permita diseñar montajes aún más
fiables.
El documento US-3 562 109
describe un montaje de combustible nuclear. Una configuración
particular de barra de control permite limitar el pico de esfuerzo
de frenado aplicado sobre esta última por el tramo inferior de un
tubo guía y así limitar el daño de la barra de control.
Por eso, también es deseable reducir los
márgenes de seguridad durante el diseño con el fin de reducir la
masa y el coste de los montajes construidos.
Un objetivo de la invención es resolver este
problema proporcionando un procedimiento que permite diseñar
montajes de combustibles nucleares más fiables al tiempo que limita
los márgenes de diseño.
Para ello, la invención tiene por objeto un
procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear según
la reivindicación 1.
Según modos particulares de realización, el
procedimiento puede comprender una o varias de las características
de las reivindicaciones dependientes 2 a 9.
La invención tiene además por objeto un sistema
de diseño de un montaje de combustible nuclear según la
reivindicación 10.
La invención tiene además por objeto un programa
de ordenador según la reivindicación 11.
La invención también tiene por objeto un soporte
según la reivindicación 12.
La invención se comprenderá mejor tras la
lectura de la descripción siguiente, facilitada únicamente a modo
de ejemplo, y realizada haciendo referencia a los dibujos adjuntos
en los que:
- la figura 1 es una vista esquemática en
perspectiva que deja ver el interior de un montaje de combustible
nuclear diseñado mediante un procedimiento según la invención;
- la figura 2 es una vista esquemática lateral
aumentada y parcialmente en corte, que ilustra la estructura de la
araña del montaje de la figura 1,
- la figura 3 es una vista parcial esquemática
en alzado lateral del montaje de la figura 1 y que ilustra más
particularmente un par tubo guía/barra de control,
- la figura 4 es un esquema de bloques que
ilustra el sistema de diseño del montaje de la figura 1,
- la figura 5 es un organigrama que ilustra
etapas sucesivas del procedimiento de diseño puesto en práctica por
el sistema de la figura 4,
- la figura 6 representa una curva de evolución
de la velocidad de caída de un barra de control antes de la
penetración en el tramo inferior del tubo guía correspondiente,
calculándose esta evolución por el sistema de la figura 4,
y
y
- la figura 7 representa una curva de evolución
de la velocidad de caída de la misma barra de control en el tramo
inferior del tubo guía correspondiente, calculándose esta evolución
por el sistema de la figura 4.
La figura 1 representa un montaje 1 de
combustible nuclear que comprende principalmente una red 2 de base
cuadrada de barras 3 de combustible nuclear y un banco 4 de
control.
El montaje 1 comprende rejillas 5 de
mantenimiento de las barras 3 que están distribuidas sobre la altura
de las barras 3. Un extremo 6 inferior está dispuesto bajo los
extremos inferiores de las barras 3 y un extremo 7 superior por
encima de los extremos superiores de las barras 3. El extremo 7
superior está dotado de resortes 8 de apoyo sobre la placa superior
del núcleo del reactor en el que está destinado a cargarse el
montaje 1.
El banco 4 de control comprende varias barras 10
de control, por ejemplo veinticuatro. De manera clásica, las barras
10 de control comprenden un material que absorbe los neutrones.
Las barras 3 y 10 se extienden paralelamente a
una dirección L longitudinal vertical.
Las barras 10 están llevadas en sus extremos
superiores por un soporte 11 denominado generalmente araña.
Tal como se ilustra más particularmente por la
figura 2, la araña 11 comprende un pomo 12 central vertical y una
serie de brazos o aletas 13 que se extienden radialmente hacia el
exterior desde el extremo inferior del pomo 12 hasta sus extremos
14 radialmente exteriores.
Cada barra 10 de control está conectada por su
extremo superior a un brazo 13.
El pomo 12 de la araña 11 presenta un escariado
15 central limitado que desemboca hacia abajo y en el que está
alojado un resorte 16 helicoidal de amortiguamiento. El resorte 16
se extiende verticalmente a lo largo de un eje A central. Un
tornillo 17 de tensión se extiende sensiblemente sobre toda la
altura del escariado 15 y está atornillado en la pared 18 que
delimita la parte superior del escariado 15.
La parte inferior del tornillo 17 atraviesa el
fondo de un anillo 20 de retención que se apoya sobre el extremo
inferior del resorte 16. La cabeza 21 del tornillo 17 se apoya hacia
arriba contra el fondo del anillo 20 de retención para adherir el
resorte 16 contra la pared 18 del pomo 12.
Tal como se ilustra por la figura 3 para una
barra 10 de control, cada barra 10 de control se aloja en un tubo
24 guía respectivo dispuesto en la red 2 de barras 3 combustibles.
Por tanto, se forman veinticuatro pares tubo guía/barra de control.
Al tener cada uno de estos pares una estructura análoga, en lo
sucesivo se describirá una sola.
El tubo 24 guía se extiende desde el extremo 6
inferior hasta el extremo 7 superior. El tubo 24 guía comprende un
tramo 26 inferior de diámetro interior reducido y un tramo 27
superior. El tramo 26 inferior está conectado al extremo 6 inferior
por un tornillo 28 con escalón perforado con un escariado 29
vertical pasante.
El tramo 26 inferior del tubo 24 guía rodea la
barra 10 de control con un huelgo J radial de paso.
El tramo 27 superior está fijado al extremo 7
superior y desemboca en el exterior del montaje 1.
Orificios 30 laterales, de los que sólo uno es
visible en la figura 4, están dispuestos en el tramo 27 superior a
proximidad del tramo 26 inferior.
Cuando se carga el montaje 1 en un reactor
nuclear, el líquido de refrigeración del reactor rellena el interior
del tubo 24 guía.
De manera clásica, el banco 4 de control es
móvil verticalmente con respecto al resto del montaje 1 para
permitir la regulación de la reactividad durante el funcionamiento
normal del reactor, y por tanto las variaciones de potencia desde
la potencia nula hasta la carga completa en función de la
introducción vertical de las barras 10 de control en la red 2 de
barras 3. El desplazamiento vertical del banco 24 de control se
garantiza de manera clásica mediante una varilla de control
conectada al extremo superior del pomo 12.
Durante una parada del reactor, la varilla de
control y el banco 4 caen por gravedad.
Al comienzo de este movimiento de caída las
barras 10 de control sólo están guiadas por los tramos 27 superiores
de los tubos 24 guía y todavía no han alcanzado los tramos 26
inferiores.
Al final de la caída, los extremos inferiores de
las barras 10 de control penetran en los tramos 26 inferiores.
Entonces se elimina el fluido de refrigeración contenido en los
tramos 26 por una parte hacia arriba y por otra parte hacia abajo a
través de los orificios 29 de los tornillos 28 con escalón.
Cada tramo 26 inferior se comporta entonces como
un amortiguador hidráulico que frena el movimiento de caída de la
barra 10 de control correspondiente y por tanto del banco 4.
Esta fase de frenado se termina al final del
recorrido por el impacto de la araña 11 sobre el extremo 7 superior
del montaje 1.
Este impacto se realiza por medio del anillo 20
de retención. En el transcurso de este impacto, el resorte 16 se
comprime verticalmente para amortiguar el choque.
Según la invención, el montaje 1 se ha diseñado
para tener en cuenta tensiones particulares provocadas en el
montaje por la caída del banco 4 de control durante una parada de un
reactor de este tipo.
Por tanto, para diseñar el montaje 1, se ha
usado especialmente un sistema 32 informático tal como se representa
esquemáticamente en la figura 4.
Este sistema 32 comprende por ejemplo un
ordenador o unidad 34 de tratamiento de informaciones que comprende
uno o varios procesadores, medios 36 de almacenamiento, medios 38 de
entrada/salida y eventualmente medios 40 de visualización.
Se almacenan instrucciones ejecutables por el
ordenador 34 en forma de uno o varios programas en los medios 36 de
almacenamiento.
Estas instrucciones son por ejemplo
instrucciones en código de programación FORTRAN.
Estas diferentes instrucciones, cuando se
ejecutan por el ordenador 34, permiten la puesta en práctica del
procedimiento ilustrado por el organigrama de la figura 5.
En una primera etapa ilustrada mediante el
bloque 42 de esta figura, el ordenador 34 calcula, a partir de
datos 43, la evolución de la velocidad de caída de una barra 10 de
control en el tramo 27 superior del tubo 24 guía correspondiente en
caso de parada del reactor.
Este cálculo puede realizarse suponiendo, por
ejemplo, que la barra 10 de control está sometida en primer lugar a
esfuerzos constantes:
- esfuerzo de gravedad: fg = Mg,
- empuje de Arquímedes: fa = - \rho gV,
- diferencia de presión en el núcleo: fc, y
- rozamientos mecánicos: fm,
en los que M y V son respectivamente la masa y
el volumen del banco 4 y de su varilla de control.
La barra 10 de control también está sometida a
esfuerzos en función de su velocidad o de su posición, por ejemplo
rozamientos hidráulicos que pueden suponerse de la forma: fh = -c1
(M + pV) \nu^{2} con \nu = velocidad del banco 4 y por tanto
de la barra 10 considerada.
Por tanto, la ecuación del movimiento de la
barra en el tramo 27 superior del tubo 24 guía se escribe:
Por tanto se obtiene:
con c1 = rozamientos hidráulicos en
el tubo guía,
y
C1 y c2 son por ejemplo datos experimentales
medidos durante ensayos de caída del banco 4 de control. Estos
datos, con los demás datos necesarios para el cálculo tales como la
masa y el volumen del banco 4 y de su varilla de control, se
introducen por ejemplo en forma de un fichero 43 gracias a los
medios 38 de entrada/salida.
El ordenador 34 resuelve la ecuación del
movimiento de la barra 10 de control por ejemplo gracias al método
de NEWTON.
Así se conoce la evolución de la velocidad de la
barra 10 de control en el tramo 27 superior en función del tiempo.
El perfil así determinado puede visualizarse en forma de una curva
por los medios 40 de visualización. Esta curva se ilustra por la
figura 6.
Por tanto, a la salida de la etapa ilustrada
mediante el bloque 42, se conoce la velocidad de la barra 10 de
control en la entrada del tramo 26 inferior de amortiguamiento del
tubo 24 guía.
A partir de los resultados de la etapa del
bloque 42, el ordenador 34 calcula la evolución de la velocidad de
la barra 10 de control durante su caída en el tramo 26 inferior de
amortiguamiento.
Esta etapa se esquematiza mediante el bloque
44.
Esta etapa puede realizarse usando la
ecuación:
con
SCA = sección de la barra 10, y
NCA = número de barras 10 en el banco 4.
Por tanto aquí se plantea la hipótesis de que
f_{c} y f_{m} son despreciables.
La diferencia \DeltaP representa la
sobrepresión creada en el líquido de refrigeración contenido en el
tubo 24 guía, es decir su presión entre el extremo inferior de la
barra 10 y la presión que reina en el tramo 27 superior del tubo 24
guía.
\DeltaP puede determinarse por la fórmula:
en la
que
con
SM = sección del tramo 26 inferior,
SACM = SM - SCA = sección del espacio anular
entre la barra 10 y el tramo 26 inferior,
SACTG = STG - SCA en la que STG es la sección
del tramo 27 superior del tubo 24 guía,
FECR = coeficiente de pérdida de carga por
rozamiento en el tramo 26 inferior,
DM = diámetro medio del tubo 24 guía en el tramo
27 superior,
z = altura de la barra 10 insertada en el tramo
26 inferior del tubo 24 guía, y
Q = fracción del líquido que fluye hacia arriba
fuera del tramo 26 inferior.
La resolución de las ecuaciones que rigen el
movimiento de la barra 10 tras la penetración del tramo 26 inferior
se garantiza por el ordenador 34, por ejemplo usando el método de
RUNGE-KUTTA.
Así se conoce en la salida de la etapa 44 la
evolución de la velocidad de la barra 10 de control en el tramo 26
inferior del tubo 24 guía antes del impacto de la araña 11 sobre el
extremo 7 superior.
El perfil de velocidad así determinado puede
visualizarse por ejemplo por los medios 40 tal como se ilustra por
la figura 7. En la curva de esta figura 7, el perfil de velocidad
determinado durante la etapa 44 es el tramo situado a la izquierda
del punto 45.
A continuación el ordenador 34 garantiza, en la
etapa del bloque 46, el cálculo de la sobrepresión máxima
\DeltaP_{MAX} creada.
Este cálculo puede garantizarse por ejemplo a
partir de la fórmula:
El ordenador 34 garantiza en la etapa del bloque
48 el cálculo de una tensión circunferencial y normal máxima
\sigma_{\theta MAX} a la que está sometido el tramo 26 inferior
del tubo 24 guía debido a la sobrepresión máxima
\DeltaP_{MAX}.
Esta tensión puede calcularse a partir de la
fórmula:
en la
que
DPM = diámetro interior del tramo 26 inferior,
y
EMP = espesor mínimo de la pared del tramo 26
inferior.
El sistema 32 puede proporcionar entonces,
gracias a los medios 38 de entrada / salida, un primer resultado en
forma de un fichero 49 que contiene el valor \sigma_{\theta MAX}
determinado, y eventualmente la sobrepresión máxima
\DeltaP_{max} determinada.
A continuación, el sistema 32 garantiza el
cálculo de la evolución de la velocidad de la barra 10 de control
tras la entrada en contacto de la araña 11 y del extremo 7
superior.
Esta etapa de cálculo se ilustra mediante el
bloque 50 en la figura 5.
Este cálculo puede garantizarse, por ejemplo,
usando la siguiente ecuación cuando el anillo 20, y por tanto la
araña 11, se apoya sobre el extremo 7 superior:
con
PRCH = precarga del resorte 16 = PRCMP x K en la
que PRCMP es la precompresión del resorte 16 y K la rigidez del
resorte 16,
LAI = longitud recorrida por la barra de control
en el tramo 26 inferior antes del impacto
c3 = coeficiente de amortiguamiento hidráulico
para modelizar el amortiguamiento en el tramo 26 inferior.
En el caso de un rebote, es decir cuando la
araña 11 ya no está en contacto con el extremo 7 superior, la
ecuación de movimiento de la barra 10 de control considerada se
escribe:
El ordenador 34 integra estas dos ecuaciones,
por ejemplo usando el método de RUNGE-KUTTA.
La etapa 50 permite por tanto conocer la
cinemática del banco 4 de control durante el amortiguamiento
mecánico del choque por el resorte 16. El perfil de velocidad así
determinado puede visualizarse por ejemplo por los medios 40. Este
perfil corresponde al tramo situado a la derecha del punto 45 en la
curva de la figura 7.
A partir de los resultados de esta etapa, el
sistema 32 garantiza en la etapa 52 el cálculo de una fuerza
vertical de compresión máxima F_{MAX} a la que está sometido el
resorte 16 durante el amortiguamiento mecánico.
Este cálculo puede garantizarse, por ejemplo, a
partir de la fórmula:
El sistema 32 garantiza entonces en la etapa del
bloque 54 el cálculo de una tensión máxima de cizallamiento
\tau_{MAX} aproximada en el resorte 16:
con
DFN = DER-DFR, y
DER = diámetro exterior del resorte 16,
DFR = diámetro del hilo del resorte 16.
A continuación, el sistema 32 puede garantizar
eventualmente a partir de la tensión máxima \tau_{max}, el
cálculo de tensiones máximas corregidas.
Estas tensiones pueden calcularse multiplicando
\tau_{max} por diferentes factores.
Por tanto, puede calcularse:
y
con
y
La tensión \tau_{MAX1} corresponde a la
tensión de cizallamiento a lo largo de la fibra FN neutra (figura
2) del resorte 16. La tensión \tau_{MAX2} corresponde a la
tensión a lo largo de la fibra F2 (figura 2) del resorte 16 más
próxima del eje A central vertical del resorte 16 (véase la figura
2).
El sistema 32 proporciona a la salida de esta
etapa ilustrada mediante el bloque 56 las diferentes tensiones de
cizallamiento máximas calculadas, por ejemplo en forma de datos
almacenados en un fichero 57 emitido por los medios 38 de entrada/
salida.
A partir de los datos contenidos en los ficheros
49 y 57, que también se han almacenado en los medios 36 de
almacenamiento, el ordenador 34 va a verificar que las tensiones
máximas calculadas son aceptables para los materiales que
constituyen respectivamente el tubo 24 guía y el resorte 16
helicoidal.
Esta etapa se ha esquematizado mediante el
bloque 58 en la figura 5. En el transcurso de una etapa de este
tipo, el sistema 32 va a verificar por ejemplo que las tensiones de
cizallamiento máximas calculadas en el transcurso de las etapas 54
y 56 son inferiores a valores máximos admisibles por el material que
constituye el resorte 16. Esta verificación se garantiza mediante
comparación de \tau_{MAX}, \tau_{MAX1} y \tau_{MAX2}
con un valor máximo admisible por el material del resorte 16.
En lo que se refiere a la tensión máxima
circunferencial \sigma_{\theta MAX}, la verificación puede
garantizarse a partir de una fórmula de la forma:
f(\sigma\thetaMAX)<\sigma_{admisible}
en la que \sigma admisible se
refiere al material que constituye los tramos 26 inferiores de los
tubos 24
guía.
La función f puede ser una función que tiene en
cuenta otras tensiones a las que pueden estar sometidos los tubos
24 guía. Una tensión de este tipo puede ser una tensión vertical
\sigma_{A} de compresión a la que están sometidos los tubos 24
guía durante el apoyo de los resortes 8 del extremo 7 superior sobre
la placa superior del núcleo para contrarrestar el empuje
hidrostático en funcionamiento.
Por tanto, la función f puede ser, por ejemplo,
de la forma f (\sigma_{\theta MAX}, \sigma_{A}) =
\sigma_{\theta MAX} + \sigma_{A}.
Se observará que esta última etapa, ilustrada
mediante el bloque 58, puede ponerse en práctica mediante un
software separado que garantiza de manera general la validación de
diferentes parámetros de diseño del montaje 1 a partir de
resultados proporcionados por diversos software dedicados cada uno a
tener en cuenta condiciones particulares de funcionamiento y entre
los cuales se encuentra(n) el o los software(s) que
garantiza(n) la puesta en práctica de las etapas 42, 44, 46,
48, 50, 52, 54 y 56.
De manera general, el fichero 43 que comprende
los datos 43 usados por el procedimiento para los diferentes
cálculos puede comprender los datos de la tabla 1 siguiente.
\vskip1.000000\baselineskip
\vskip1.000000\baselineskip
Asimismo el fichero 49 que comprende los
resultados procedentes de la etapa 48 puede comprender los datos de
la tabla 2 siguiente.
\vskip1.000000\baselineskip
\vskip1.000000\baselineskip
El fichero 57 que comprende los resultados de la
etapa 56 puede por su parte contener los datos de la tabla 3
siguiente.
Han podido verificarse experimentalmente que las
sobrepresiones máximas y las tensiones máximas obtenidas gracias a
las etapas 42, 44, 46 y 48 eran fiables. Por tanto, la primera parte
correspondiente del procedimiento permite diseñar tubos 24 guía
fiables. Además, esta primera parte sólo calcula una única tensión
que parece ser la tensión pertinente para las condiciones tenidas
en cuenta. Por consiguiente, esta primera parte del procedimiento
permite limitar los márgenes de seguridad durante el diseño y por
tanto diseñar montajes relativamente ligeros y económicos
La segunda parte del procedimiento, que
corresponde a las etapas 50, 52, 54 y 56, también permite calcular
tensiones máximas de manera fiable, tal como se confirmó
experimentalmente.
Por tanto, la segunda parte del procedimiento
permite alcanzar mediante el cálculo un diseño fiable de los
resortes 16 de araña lo que resulta ser ventajoso con respecto al
único método de ensayos impuesto hasta ahora por la normativa. En
efecto, resulta que la segunda parte del procedimiento sólo calcula
algunas tensiones, y especialmente aquellas sobre la fibra F2 del
resorte 16 más próxima al eje A central del resorte, que resultan
ser pertinentes para las condiciones consideradas. Por tanto, la
segunda parte del procedimiento permite reducir los márgenes de
diseño.
De manera más general las etapas 42, 44, 46 y 48
por una parte, y 50, 52, 54 y 56 por otra parte, pueden garantizarse
mediante software diferentes.
Con el fin de aumentar la fiabilidad del
cálculo, para la puesta en práctica de la primera parte del
procedimiento, puede usarse como huelgo J de paso el valor nominal
de ese huelgo, o ese valor nominal corregido mediante la tolerancia
de fabricación, o un valor resultante de estudios estadísticos de la
dispersión de los huelgos J de paso obtenidos en montajes
construidos.
En una variante, podrá usarse un valor de huelgo
J más importante para las etapas 42 y 44 y un valor de huelgo J más
pequeño para las etapas 46 y 48. Esto permite calcular un valor de
tensión \sigma_{\theta MAX} elevado, ya que la velocidad
alcanzada durante la caída de la barra 10 considerada es elevada y
el volumen disponible en el tramo 26 inferior para el líquido
durante el amortiguamiento es bajo. No obstante, este valor elevado
de tensión es realista y por tanto no conduce a márgenes de diseño
injustificados, tal como se ilustra mediante el siguiente
ejemplo.
Según una variante particular, el valor superior
puede ser un valor máximo de huelgo J verificado con una cierta
probabilidad, por ejemplo del 95%, en montajes construidos, y el
valor inferior, un valor mínimo obtenido con la misma probabilidad.
Esta variante permite abordar la situación en la que un único par
tubo guía/barra de control presenta el huelgo J mínimo, en el que
se alcanzará la tensión máxima \sigma_{\theta MAX}, y en el que
todos los demás pares tubo guía/barra de control presentan el huelgo
J de paso máximo, lo que será el caso más penalizante.
La primera parte del procedimiento también
podrá, en ciertas variantes, tener en cuenta formas de tramo 26
inferior de amortiguamiento distintas de las descritas hasta ahora.
Por tanto, estos tramos inferiores de amortiguamiento podrán
presentar varias partes sucesivas de diámetros reducidos
eventualmente separadas por partes de diámetros aumentados,
generalmente denominadas bolas. En ciertas variantes, la primera
parte del procedimiento se pondrá en práctica con tornillos 28 con
escalón no perforados mediante escariados 29.
De manera todavía más general, la primera parte
y la segunda parte del procedimiento de diseño descrito pueden
emplearse independientemente una de otra. Por tanto, puede ponerse
en práctica la segunda parte referente al diseño del resorte 16 sin
interesarse por el cálculo de la sobrepresión \DeltaP y de la
tensión \sigma_{\theta MAX}.
Claims (12)
1. Procedimiento de diseño de un montaje (1) de
combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear,
comprendiendo el montaje varios tubos (24) guía, y un banco (4) de
control que comprende a su vez varias barras (10) de control y un
soporte (11) de barras (10) de control, extendiéndose las barras
(10) de control y los tubos (24) guía paralelamente a una dirección
(L) longitudinal, alojándose cada barra (10) de control en un tubo
(24) guía para formar pares tubos guía/barras de control,
comprendiendo cada tubo (24) guía un tramo (27) superior y un tramo
(26) inferior de amortiguamiento que comprende al menos una parte de
diámetro interior reducido destinada a contener un fluido para
amortiguar la caída de la barra (10) de control alojada en dicho
tubo (24) guía, rodeando la parte de diámetro interior reducido la
barra de control con un huelgo (J) radial de paso durante la
penetración de la barra (10) de control en el tubo (24) guía,
caracterizado porque el procedimiento se pone en práctica
mediante ordenador y comprende, para al menos un par tubo guía/barra
de control, las etapas de:
a) calcular la velocidad de caída de la barra
(10) de control en la entrada del tramo (26) inferior de
amortiguamiento durante la caída del banco (4) de control en caso
de parada del reactor nuclear,
b) calcular, a partir de la velocidad de caída
calculada en la etapa a), la evolución en función del tiempo de la
velocidad de caída de la barra (10) de control en el tramo inferior
de amortiguamiento,
c) calcular, a partir de la evolución de la
velocidad calculada en la etapa b), una sobrepresión máxima
(\DeltaP_{MAX}) creada en el líquido contenido en el tramo (26)
inferior de amortiguamiento con respecto a la presión que reina en
el tramo (27) superior del tubo (24) guía, y
d) calcular, a partir de la sobrepresión máxima
(\DeltaP_{MAX}) calculada en la etapa c), una tensión
circunferencial máxima (\sigma_{\theta MAX}) creada en el tramo
(26) inferior de amortiguamiento.
\vskip1.000000\baselineskip
2. Procedimiento según la reivindicación 1,
comprendiendo el procedimiento además una etapa de verificación,
usando la tensión circunferencial máxima (\sigma_{\theta MAX})
calculada en la etapa d), de que no se ha superado una tensión
máxima admisible por el tubo (24) guía.
3. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2,
en el que la etapa de calcular b) se garantiza usando un primer
valor de huelgo (J) radial de paso, y la etapa de calcular c) se
garantiza usando un segundo valor de huelgo (J) radial de paso,
siendo el segundo valor inferior al primer valor.
4. Procedimiento según la reivindicación 3, en
el que el primer valor es un valor máximo estadístico del huelgo
(J) de paso verificado con una probabilidad determinada en montajes
de combustible nuclear construidos.
5. Procedimiento según la reivindicación 3 ó 4,
en el que el segundo valor es un valor mínimo estadístico del
huelgo (J) de paso verificado con una probabilidad determinada en montajes de combustible nuclear cons-
truidos.
huelgo (J) de paso verificado con una probabilidad determinada en montajes de combustible nuclear cons-
truidos.
6. Procedimiento según una de las
reivindicaciones anteriores, en el que, comprendiendo el soporte
(11) del banco (4) de control un resorte (16) helicoidal de
amortiguamiento del impacto del soporte (11) contra un extremo (7)
superior del montaje en caso de caída del banco (4) de control
durante una parada del reactor nuclear, el procedimiento comprende
además las etapas de:
e) calcular la evolución en función del tiempo
de la velocidad del banco (4) de control tras el impacto del
soporte (11) contra el extremo (7) superior,
f) calcular, a partir de la evolución de la
velocidad calculada en la etapa e), un esfuerzo longitudinal máximo
de compresión (F_{MAX}) del resorte (16), y
g) calcular, a partir del esfuerzo máximo
longitudinal de compresión (F_{MAX}), al menos una tensión máxima
de cizallamiento (\tau_{MAX}) en el resorte (16).
\vskip1.000000\baselineskip
7. Procedimiento según la reivindicación 6, en
el que una tensión máxima de cizallamiento (\tau_{MAX}) es una
tensión de cizallamiento a lo largo de la fibra (FN) neutra del
resorte (16).
8. Procedimiento según la reivindicación 6 ó 7,
en el que una tensión máxima de cizallamiento es una tensión de
cizallamiento a lo largo de la fibra (F2) del resorte (16) más
próxima a su eje (A) central longitudinal.
9. Procedimiento según una de las
reivindicaciones 6 a 8, que comprende además una etapa de
verificación, usando una tensión máxima de cizallamiento calculada
en la etapa g), de que no se ha superado una tensión máxima
admisible por el resorte (16).
10. Sistema de diseño de un montaje de
combustible nuclear, caracterizado porque comprende un
ordenador (34) y medios (36) de almacenamiento en los que se
almacena al menos un programa que comprende instrucciones para la
ejecución de etapas del procedimiento de diseño de un montaje de
combustible nuclear según una cualquiera de las reivindicaciones
anteriores.
11. Programa de ordenador que comprende
instrucciones para la ejecución de las etapas de un procedimiento
según una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 9.
12. Soporte que puede usarse en un ordenador y
en el que se registra un programa según la reivindicación 11.
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