ES2569349T3 - Elemento combustible nuclear con separación variable entre las barras de combustible - Google Patents
Elemento combustible nuclear con separación variable entre las barras de combustible Download PDFInfo
- Publication number
- ES2569349T3 ES2569349T3 ES12720185.3T ES12720185T ES2569349T3 ES 2569349 T3 ES2569349 T3 ES 2569349T3 ES 12720185 T ES12720185 T ES 12720185T ES 2569349 T3 ES2569349 T3 ES 2569349T3
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rods
- rods
- fuel element
- nuclear
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/084—Boiling water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Elemento combustible nuclear (2) para reactor de agua en ebullición caracterizado porque comprende un conjunto de barras de combustible (4) que a su vez comprende un haz de barras de combustible dispuestas en un primer entramado que tiene una separación no uniforme entre las barras de combustible (4) en la sección inferior del elemento combustible, estando dispuestas las barras de combustible (4) de dicho haz en un segundo entramado con una separación uniforme entre las barras de combustible (4) en la sección superior del elemento combustible.
Description
DESCRIPCION
Elemento combustible nuclear con separacion variable entre las barras de combustible.
5 [0001] La presente invencion se refiere a un elemento combustible nuclear para un reactor de agua en
ebullicion (boiling water reactor, BWR).
[0002] La patente de Estados Unidos 5 572 560 describe un elemento combustible nuclear que comprende
un conjunto de barras de combustible con una separacion entre dichas barras de combustible que varla a lo largo de 10 la longitud del elemento combustible desde una separacion uniforme en la parte inferior del elemento combustible hasta una separacion no uniforme en la parte superior del elemento combustible para instalar correctamente las barras de combustible de un canal de agua que tiene una seccion transversal aumentada en la parte superior del elemento combustible nuclear.
15 [0003] El canal de agua con la seccion transversal aumentada en la parte superior esta destinado a mejorar
la eficiencia neutronica igualando el ratio agua-combustible en todas las posiciones de las barras de combustible.
[0004] Sin embargo, no se tiene en cuenta el rendimiento de potencia crltica, que puede verse obstaculizado por esa configuracion.
20
[0005] Un objeto de la invencion es proporcionar un elemento combustible nuclear que alcance un buen equilibrio entre eficiencia neutronica y rendimiento de potencia crltica.
[0006] Con tal fin, la invencion propone un elemento combustible nuclear para reactor de agua en ebullicion 25 que comprende un conjunto de barras de combustible, que a su vez comprende un haz de barras de combustible
dispuestas en un primer entramado que tiene una separacion no uniforme entre barras de combustible en la seccion inferior del elemento combustible, estando dispuestas las barras de combustible de dicho haz en un segundo entramado con una separacion uniforme entre las barras de combustible en la seccion superior del elemento combustible.
30
[0007] Segun otras formas de realizacion, el elemento combustible nuclear comprende una o varias de las siguientes caracterlsticas, adoptadas por separado o en cualquier combination tecnicamente posible:
- las separaciones entre las barras de combustible de dicho haz varlan de forma monotona a lo largo de la longitud 35 del elemento combustible;
- en la seccion inferior, las barras de combustible del haz de barras de combustible estan colocadas en grupos separados por huecos de refrigerante o moderador;
- las barras de combustible de cada grupo estan dispuestas en un entramado regular;
- las barras de combustible de cada grupo estan colocadas en una disposition uniforme entre las barras de 40 combustible de dicho grupo;
- los huecos de refrigerante o moderador son mas anchos que los espacios entre las barras de combustible o filas de barras de combustible de cada grupo;
- el elemento combustible nuclear comprende al menos un hueco refrigerante o moderador que se extiende sustancialmente radialmente desde una zona central del conjunto de barras de combustible hacia la periferia del
45 mismo;
- el elemento combustible nuclear comprende al menos un hueco refrigerante o moderador anular;
- el elemento combustible nuclear comprende al menos dos huecos de refrigerante o moderador que se extienden paralelos entre si;
- el elemento combustible nuclear comprende al menos un canal tubular de agua que ocupa el lugar de al menos 50 una barra de combustible en el conjunto de barras de combustible;
- el canal de agua esta rodeado por el (al menos un) hueco refrigerante o moderador anular;
- el canal de agua tiene la seccion transversal constante a lo largo de la longitud del elemento combustible;
- el elemento combustible nuclear comprende al menos una barra de combustible individual desplazada del primer entramado en la seccion inferior y/o del segundo entramado en la seccion superior del elemento combustible;
55 - la zona de transition entre la seccion inferior de separacion no uniforme y la seccion superior de separacion uniforme esta situada a una altura comprendida entre el 30 % y el 70 % de la altura de la zona activa del elemento combustible; y
- todas las barras de combustible son barras de combustible de longitud completa.
[0008] La invencion y sus ventajas se entenderan mejor con la lectura de la siguiente descripcion dada meramente a modo de ejemplo y con referencia a los dibujos, donde:
- la Figura 1 es una vista esquematica lateral de alzado de un elemento combustible nuclear segun la invencion;
5 - las Figuras 2 y 3 son vistas de seccion transversal del elemento combustible nuclear de los respectivos segmentos II-II y III-III de la Figura 1;
- las Figuras 4 y 5 son vistas analogas a la Figura 2 que representan elementos combustibles nucleares segun otras realizaciones de la invencion; y
- la Figura 6 es una vista esquematica lateral parcial de un elemento combustible nuclear segun la invencion.
10
[0009] Como se ilustra en la Figura 1, el elemento combustible nuclear 2 se extiende a lo largo de un eje longitudinal L. En uso, el elemento combustible 2 se coloca en la parte inferior del nucleo de un reactor nuclear y el eje longitudinal L se extiende de forma sustancialmente vertical.
15 [0010] En lo sucesivo, terminos orientativos como «arriba», «abajo», «superior», «inferior», «longitudinal»,
«transversal» o «vertical» se utilizaran respecto a la posicion de utilizacion con el eje longitudinal L extendiendose verticalmente.
[0011] El elemento combustible nuclear 2 comprende un conjunto de barras de combustible 4 que se 20 extienden longitudinalmente. Normalmente, las barras de combustible 4 son de longitud uniforme.
[0012] Cada barra de combustible 4 tiene una seccion transversal constante. Cada barra de combustible 4 comprende una vaina tubular llena de pastillas de combustible nuclear apiladas, que constituyen la zona activa del elemento combustible, y esta cerrada en sus extremos con tapones. Las barras de combustible 4 estan colocadas
25 en un entramado.
[0013] Las barras de combustible 4 tienen la misma seccion transversal. En una forma de realizacion alternativa, las barras de combustible 4 tienen diferentes secciones transversales.
30 [0014] El elemento combustible nuclear 2 comprende unas rejillas separadoras 6 distribuidas a lo largo de la
longitud de las barras de combustible 4. Las rejillas separadoras 6 mantienen las barras de combustible 4 espaciadas entre si en el entramado y sujetan las barras de combustible 4 transversal y longitudinalmente. Las barras de combustible 4 se extienden de manera convencional a traves de las aberturas de las rejillas separadoras 6 en contacto con unos resortes o almohadillas que sobresalen de las paredes laterales de las aberturas para sostener 35 las barras de combustible 4.
[0015] El elemento combustible nuclear 2 comprende un soporte inferior 8 y un soporte superior 10 situados respectivamente en el extremo inferior y en el extremo superior del elemento combustible nuclear 2. Las barras de combustible 4 van desde el soporte inferior 8 hasta el soporte superior 10.
40
[0016] El elemento combustible nuclear 2 es del tipo adaptado para su uso en un reactor de agua en ebullicion (BWR).
[0017] De forma mas especlfica, el elemento combustible nuclear 2 comprende un canal tubular de agua 12 45 que se extiende longitudinalmente ocupando el lugar al menos de una barra de combustible 4 en el entramado de
barras de combustible 4. El canal de agua 12 esta destinado a canalizar un refrigerante o moderador (p. ej., agua) por separado del conjunto de barras de combustible 4.
[0018] El canal de agua 12 tiene una seccion transversal constante en toda su longitud. En una forma de 50 realizacion alternativa, el canal de agua 12 tiene una seccion transversal que varla a lo largo del canal de agua 12.
[0019] El canal de agua 12 une, de forma convencional, el soporte inferior 8 con el soporte superior 10. Las rejillas separadoras 6 estan sujetas normalmente al canal de agua 12.
55 [0020] El elemento combustible nuclear 2 comprende ademas un canal tubular de combustible 14 que se
extiende longitudinalmente y tiene en su interior el conjunto de barras de combustible 4 y el canal de agua 12. El canal de combustible 14 esta disenado para canalizar el refrigerante o moderador (p. ej., agua) dentro del conjunto de barras, entre y alrededor de las barras de combustible 4.
[0021] En el ejemplo ilustrado en las figuras 1-4, las barras de combustible 4 estan dispuestas en una matriz de 10x10. El canal de agua 12 ocupa el lugar de una matriz de 3x3 barras de combustible 4. El canal de agua 12 esta descentrado respecto al canal de combustible 14. En la forma de realizacion representada en la Figura 5, el canal de agua 12 ocupa el lugar de una matriz de 3x3 en el centro de una matriz de 11x11.
5
[0022] En uso, el elemento combustible nuclear 2 se coloca verticalmente en el interior del nucleo de un reactor nuclear y se suministra el refrigerante o moderador al canal de agua 12 y al canal de combustible 14 a traves del soporte inferior 8, hacia el soporte superior 10, como indica en la Figura 1 la flecha F. El refrigerante o moderador se va evaporando parcialmente progresivamente mientras fluye alrededor de las barras de combustible 4. La
10 proporcion de vapor va en aumento de abajo arriba respecto al llquido. El contenido nulo del refrigerante o moderador aumenta progresivamente de abajo arriba.
[0023] En lo sucesivo, separation o espaciado entre barras de combustible adyacentes significa separation o espaciado entre los ejes centrales de las barras de combustible adyacentes.
15
[0024] Un entramado, matriz o grupo de barras de combustible con una separacion uniforme es un entramado, matriz o grupo de barras de combustible situadas en las intersecciones de un entramado con el mismo espaciado entre cada par de intersecciones adyacentes.
20 [0025] Un entramado, matriz o grupo de barras de combustible con una separacion no uniforme es un
entramado, matriz o grupo de barras de combustible situadas en las intersecciones de un entramado con una distribution no uniforme de las intersecciones en el entramado y distintos espaciados entre los pares de barras de combustible adyacentes.
25 [0026] Segun un aspecto de la invention, las barras de combustible 4 estan dispuestas en un primer
entramado con una separacion no uniforme entre barras de combustible 4 en la section inferior del elemento
combustible nuclear 2 (Figura 2) y en un segundo entramado con una separacion uniforme P entre barras de combustible 4 en la seccion superior del elemento combustible nuclear 2 (Figura 3).
30 [0027] Debido a la modification de la disposition general del entramado del conjunto de barras de
combustible 4 a lo largo de la longitud del elemento combustible 2, la separacion entre al menos algunas de las barras de combustible 4 varla a lo largo de la longitud del elemento combustible 2.
[0028] Preferiblemente, el espaciado varla de forma monotona a lo largo de la longitud del elemento
35 combustible. La separacion entre cada par de barras de combustible adyacentes o bien es constante o bien aumenta
o disminuye a lo largo de la longitud del elemento combustible.
[0029] La Figura 2 es una vista en seccion transversal de la seccion inferior del elemento combustible nuclear 2 del segmento II-II de la Figura 1. En esta seccion inferior, las barras de combustible 4 estan dispuestas en un
40 primer entramado con una separacion no uniforme. La separacion entre los ejes de las barras de combustible adyacentes 4 difiere al menos entre algunos pares de barras de combustible 4.
[0030] Como se representa, las barras de combustible 4 forman grupos 16 de barras de combustible 4 y cada uno de esos grupos 16 tiene una separacion uniforme entre sus barras de combustible 4. Las barras de combustible
45 4 de cada grupo 16 estan situadas formando un entramado cuadrado regular con una separacion uniforme P1 entre las barras de combustible 4 en ambas direcciones del entramado.
[0031] Los huecos del refrigerante o moderador 18 quedan definidos entre los grupos 16 de barras de combustible 4. Cada par de grupos adyacentes 16 esta separado por un hueco de refrigerante o moderador 18 que
50 se extiende entre las barras de combustible 4 enfrentadas de ambos grupos 16.
[0032] Las barras de combustible 4 adyacentes de dos grupos 16 diferentes que delimitan un hueco de refrigerante o moderador 18 tienen una separacion P2 distinta de la separacion P1 entre las barras de combustible 4 de cada grupo 16. Preferiblemente, la separacion P2 entre las barras de combustible 4 de grupos 16 diferentes que
55 delimitan un hueco de refrigerante o moderador 18 es mayor que la separacion P1 entre las barras de combustible 4 de cada grupo 16.
[0033] Como consecuencia, cada par de grupos 16 adyacentes esta separado por un hueco de refrigerante o moderador 18 que tiene una anchura mayor que los espacios entre las filas de barras de combustible 4 de cada uno
de los grupos (16).
[0034] La Figura 3 es una vista en seccion transversal de la seccion superior del elemento combustible nuclear 2 del segmento MI-MI de la Figura 1. En la seccion superior, las barras de combustible 4 estan dispuestas en
5 un segundo entramado que tiene una separacion P uniforme que es igual entre cada par de barras de combustible 4 adyacentes.
[0035] En la forma de realizacion representada, el segundo entramado de la seccion superior es un entramado cuadrado regular.
10
[0036] La invencion no se limita al conjunto de barras de combustible de 10x10. El conjunto de barras de combustible puede comprender un numero distinto de barras de combustible 4 en una matriz cuadrada (p. ej., 8x8, 9x9... 13x13) o tener cualquier otro modelo de matriz, como una matriz rectangular o hexagonal.
15 [0037] La invencion no se limita a un unico canal de agua que ocupa el lugar de una matriz de 3x3 barras de
combustible. El canal de agua puede tener una seccion transversal cuadrada que ocupe el lugar de otro numero de barras de combustible (2x2, 3x3, 4x4.) o una seccion transversal diferente, como una seccion transversal rectangular o redonda. El elemento combustible nuclear puede comprender mas de un canal de agua o una estructura de agua alternativa como, por ejemplo, dos o mas canales de agua o barras de agua distintas.
20
[0038] En la forma de realizacion ilustrada en la Figura 2, el conjunto de 10x10 barras de combustible 4 se divide en cuatro grupos 16, cada uno con una matriz de 5x5, con una barra de combustible en cada intersection (excepto en las posiciones ocupadas por el canal de agua, 12), separados por cuatro huecos de refrigerante o moderador 18. Cada hueco de refrigerante o moderador 18 se extiende sustancialmente radialmente desde el canal
25 de agua 12 hacia el centro de un lateral del canal de combustible 14.
[0039] Los huecos de refrigerante o moderador 18 se pueden definir de otras formas distintas.
[0040] En una variante representada en la Figura 4, se forma un hueco anular de refrigerante o moderador 20 30 en la seccion inferior del elemento combustible nuclear 2 entre un grupo periferico anular 22 de barras de
combustible 4 y un grupo central 24 de barras de combustible 4.
[0041] En este ejemplo, el grupo periferico 22 comprende dos filas de barras de combustible 4 y el grupo central 24 esta formado por la matriz central de 6x6 del entramado. El canal de agua 12 ocupa el lugar de una matriz
35 de 3x3 en el grupo central 24. Dos lados adyacentes del canal de agua 12 estan separados del grupo periferico 22 por dos filas de barras de combustible 4 y los dos lados adyacentes restantes del canal de agua 12 estan separados del grupo periferico 22 por una sola fila de barras de combustible 4.
[0042] Las barras de combustible 4 del grupo periferico 22 estan colocadas formando un entramado 40 cuadrado regular con una separacion uniforme P3 entre las barras de combustible 4. Las barras de combustible 4
del grupo central 24 estan colocadas formando un entramado cuadrado regular con una separacion uniforme P4 entre las barras de combustible 4. Las barras de combustible 4 adyacentes de los grupos 22 y 24 tienen una separacion P5 entre si en direction transversal a los entramados de los grupos 22 y 24.
45 [0043] En una variante representada en la Figura 5, el conjunto de barras de combustible 4 comprende unos
huecos de refrigerante o moderador 30 que se extienden paralelos entre si en la seccion inferior del elemento combustible nuclear 2.
[0044] De forma mas especlfica, en el ejemplo de la Figura 5, el elemento combustible nuclear 2 comprende 50 un conjunto de barras de combustible 4 dispuestas en una matriz de 11x11 y un canal de agua 12 que ocupa el lugar
de la matriz central de 3x3. El conjunto se subdivide en cuatro grupos de esquina 26 de barras de combustible 4 en otras tantas matrices de 5x5 en las esquinas del conjunto. Cada par de grupos de esquina 26 estan separados por un grupo intermedio 28 de barras de combustible 4 en una matriz de 4x1. Hay dos huecos de refrigerante o moderador paralelos 30, uno a cada lado de cada grupo intermedio 28, entre el grupo intermedio 28 y cada grupo de 55 esquina adyacente 26.
[0045] Las barras de combustible 4 de cada uno de los grupos de esquina 26 estan colocadas formando un entramado cuadrado regular con una separacion uniforme P6. El espaciado P7 entre las barras de combustible 4 de cada uno de los grupos intermedios 28 y las barras de combustible 4 adyacentes de los grupos de esquina 26
adyacentes es el mismo.
[0046] Cada par de huecos de refrigerante o moderador paralelos adyacentes 30 estan separados por una sola fila de barras de combustible 4. En una alternativa, dos huecos de refrigerante o moderador paralelos pueden
5 estar separados por un grupo intermedio de barras de combustible que comprenda dos o mas filas de barras de combustible.
[0047] En la forma de realization representada en las Figuras 2, 4 y 5, las separaciones entre grupos diferentes 16 son iguales y las separaciones entre grupos adyacentes 16 son iguales. En la option alternativa, los
10 grupos pueden tener diferentes separaciones o las separaciones entre los grupos pueden ser distintas.
[0048] Ademas, en la realizacion ilustrada en las Figuras 2, 4 y 5, cada grupo 16, 22, 24, 26 y 28 tiene una separation uniforme con las barras de combustible 4 colocadas formando un entramado cuadrado regular. En la opcion alternativa, las barras de combustible de al menos un grupo 16, 22, 24, 26, 28 pueden estar colocadas
15 formando un entramado regular diferente con una separacion no uniforme, por ejemplo, formando un entramado rectangular con dos separaciones distintas en dos direcciones transversales del entramado.
[0049] La variation de la separacion entre las barras de combustible se puede efectuar de forma continua a lo largo de la longitud del elemento combustible, paso a paso o bruscamente. En cualquier caso, la variacion de la
20 separacion se efectua de forma monotona desde la separacion no uniforme de la section inferior del elemento combustible nuclear hacia la separacion uniforme de la seccion superior del elemento combustible nuclear.
[0050] Se puede efectuar la variacion de la separacion o una fase de la variacion de la separacion en el segmento entre dos rejillas separadoras 6 adyacentes.
25
[0051] La Figura 6 ilustra una forma de realizacion en la que la variacion de la separacion se efectua en un solo paso en el segmento entre dos rejillas separadoras 6 adyacentes.
[0052] Las rejillas separadoras de debajo de la variacion de la separacion definen las aberturas para las 30 barras de combustible en el entramado con separacion no uniforme y las rejillas separadoras de encima de la
variacion de la separacion definen las aberturas para las barras de combustible en el entramado con separacion uniforme.
[0053] Un elemento combustible nuclear conforme a la invention permite alcanzar un buen equilibrio entre la 35 eficiencia neutronica, es decir, la maximization de la tasa de fision total respecto a la seccion transversal del
elemento combustible y, en consecuencia, la maximizacion de la reactividad, y el rendimiento de potencia crltica, es decir, la maxima potencia posible del elemento combustible antes de que se interrumpa el flujo refrigerante en torno a las barras de combustible, lo que puede generar danos en las barras de combustible.
40 [0054] En general, las barras de combustible que tienen cierto enriquecimiento de U-235 y adyacentes a
grandes zonas de refrigerante o moderador, como las barras de combustible de la fila externa o las barras de combustible que estan junto a un canal de agua, tienen mayor potencia que las barras de combustible rodeadas de otras barras de combustible.
45 [0055] Ademas, en el elemento combustible nuclear de BWR, el refrigerante se convierte progresivamente
parcialmente en vapor cuando fluye a traves del elemento combustible nuclear hacia arriba, con lo que el contenido nulo del flujo refrigerante aumenta progresivamente hacia arriba y el enfriamiento de las barras de combustible se vuelve menos eficiente.
50 [0056] Las configuraciones de separacion no uniforme entre las barras de combustible permiten suministrar
una distribution no homogenea del refrigerante. A saber, la separacion no uniforme permite contar con huecos mayores para el refrigerante o moderador, lo que hace que se canalice mas refrigerante por los huecos de refrigerante o moderador en torno a las barras de combustible adyacentes a los huecos de refrigerante o moderador y menos refrigerante en torno a las barras de combustible no adyacentes a un hueco de refrigerante o moderador. 55 Proporcional a la cantidad de refrigerante o moderador en torno a las barras de combustible, el numero de neutrones termicos aumenta, lo que conduce a incrementar el Indice de fision y, en consecuencia, a mejorar la utilization del combustible.
[0057] En particular, los huecos de refrigerante o moderador estan situados cerca de las filas de barras de
combustible del centro, donde la potencia local de las barras de combustible es por lo general la mas elevada del conjunto y los huecos de refrigerante o moderador son los mas eficaces.
[0058] La separacion uniforme de las barras de combustible en la seccion superior aumenta el rendimiento de 5 potencia crltica del elemento combustible nuclear.
[0059] Lo cierto es que el contenido nulo del refrigerante aumenta en la seccion superior y la refrigeracion se vuelve menos eficiente en general. La separacion uniforme de las barras de combustible favorece una distribucion uniforme del refrigerante en la seccion superior. Se considera que, respecto al rendimiento de potencia crltica, es
10 preferible una distribucion homogenea del refrigerante en la seccion superior del elemento combustible, donde el refrigerante es altamente anulado. Por el contrario, la generacion de huecos de refrigerante o moderador en la seccion superior conducirla a tener menos refrigerante alrededor de las barras de combustible no adyacentes a un hueco de refrigerante o moderador, lo que reducirla la potencia crltica, degradando la eficiencia general del combustible de un elemento combustible.
15
[0060] Ademas el beneficio de la eficiencia neutronica de una distribucion no homogenea del refrigerante se reduce al aumentar el contenido nulo del refrigerante. El efecto neutronico positivo proporcionado por la separacion no uniforme se mantiene en la seccion inferior, donde el efecto perjudicial sobre el rendimiento de potencia crltica es pequeno.
20
[0061] Por lo tanto, una separacion no homogenea de las barras de combustible en la seccion inferior del elemento combustible nuclear y una separacion homogenea de las barras de combustible en la seccion superior mantiene un buen equilibrio entre eficiencia neutronica y rendimiento de potencia crltica, de forma aun mas especial cuando la zona de transicion entre la seccion inferior de separacion no uniforme y la seccion superior de separacion
25 uniforme esta situada a una altura comprendida entre el 30 % y el 70 % de la altura de la zona activa del elemento combustible.
[0062] De hecho, la zona de transicion desde la seccion inferior, con las barras de combustible en un entramado con separacion no uniforme, hasta la seccion superior, con un entramado con separacion uniforme del
30 elemento combustible nuclear debe estar situada en la zona activa del combustible, donde se optimiza el rendimiento neto del consumo de combustible por rendimiento en seco y la eficiencia neutronica. Esa variacion de la separacion puede situarse alrededor del centro de la zona activa axial pero dicha zona de transicion desde la seccion inferior, con un entramado de separacion no uniforme, hasta la seccion superior, con un entramado de separacion uniforme, del elemento combustible nuclear dependera ademas de las posiciones de las rejillas 35 separadoras entre los soportes inferior y superior.
[0063] La invencion es especialmente ventajosa para elementos de combustible nuclear de tipo BWR.
[0064] En las formas de realizacion ilustradas en las figuras 1-6, las barras de combustible son barras de 40 combustible completas que tienen sustancialmente la misma longitud.
[0065] En una forma de realizacion alternativa, el conjunto de barras de combustible comprende barras de combustible de longitud parcial, de menor longitud que las barras de combustible de longitud completa. Cabe la posibilidad de que haya diferentes tipos de barras de combustible de longitud parcial, es decir, de distinta longitud.
45 Las barras de combustible (incluyendo tanto las barras de combustible de longitud parcial como las de longitud completa) estan colocadas en un primer entramado con una separacion no uniforme en la seccion inferior del elemento combustible nuclear. Dependiendo de la longitud total de las barras de combustible de longitud parcial, el entramado con separacion uniforme de la seccion superior del elemento combustible puede incluir unicamente las barras de longitud completa restantes o bien, adicionalmente, todas o parte de las barras de longitud parcial.
50
[0066] En las formas de realizacion de las figuras 1-6, todas las barras de combustible estan colocadas en el primer entramado, con separacion no uniforme, de la seccion inferior y en el segundo entramado, con separacion uniforme, de la seccion superior.
55 [0067] En una forma de realizacion alternativa, el conjunto de barras de combustible comprende al menos
una barra de combustible individual que esta desplazada respecto a la separacion en el entramado inferior y/o desde la separacion uniforme del segundo entramado de la seccion superior del elemento combustible nuclear, creando de este modo una falta de uniformidad local. Dicha barra de combustible es, por ejemplo, una barra de combustible situada en una esquina del conjunto que esta desplazada hacia el centro del conjunto con el fin de mantener cierta
distancia entre dicha barra de combustible y el canal de combustible.
[0068] Sin embargo, excepto las barras de combustible desplazadas que crean la ausencia de uniformidad local, las barras de combustible del conjunto restante de barras de combustible estan situadas en un primer
5 entramado de separacion no uniforme en la seccion inferior y en un segundo entramado de separacion uniforme en la seccion superior.
[0069] Por lo tanto, de manera general, el elemento combustible nuclear comprende un conjunto de barras de combustible que comprenden al menos un conjunto de barras de combustible dispuestas en un primer entramado
10 bidimensional de separacion no uniforme en la seccion inferior y en un segundo entramado bidimensional de separacion uniforme en la seccion superior del elemento combustible nuclear.
[0070] Se pueden combinar las alternativas mencionadas anteriormente, proporcionando as! un conjunto de barras de combustible que comprenden barras de longitud completa y de longitud parcial, as! como barras de
15 combustible individuales localmente desplazadas.
Claims (12)
- REIVINDICACIONES1. Elemento combustible nuclear (2) para reactor de agua en ebullicion caracterizado porque comprende un conjunto de barras de combustible (4) que a su vez comprende un haz de barras de combustible dispuestas en5 un primer entramado que tiene una separacion no uniforme entre las barras de combustible (4) en la seccion inferior del elemento combustible, estando dispuestas las barras de combustible (4) de dicho haz en un segundo entramado con una separacion uniforme entre las barras de combustible (4) en la seccion superior del elemento combustible.
- 2. Elemento combustible nuclear (2) segun la reivindicacion 1, en el que las separaciones entre las 10 barras de combustible (4) de dicho haz varlan de forma monotona a lo largo de la longitud del elemento combustible(2).
- 3. Elemento combustible nuclear (2) segun la reivindicacion 1 o 2, en el que, en la seccion inferior, lasbarras de combustible (4) del haz de barras de combustible estan colocadas en grupos (16, 22, 24, 26, 28)15 separados por huecos de refrigerante o moderador (18, 20, 30).
- 4. Elemento combustible nuclear (2) segun la reivindicacion 3, en el que las barras de combustible (4) de cada grupo (16, 22, 24, 26, 28) estan dispuestas formando un entramado regular.20 5. Elemento combustible nuclear (2) segun la reivindicacion 4, en el que las barras de combustible (4) decada grupo (16, 22, 24, 26, 28) estan dispuestas con una separacion uniforme entre las barras de combustible (4) de dicho grupo (16, 22, 24, 26, 28).
- 6. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las reivindicaciones 3-5, en el que los huecos 25 de refrigerante o moderador (18, 20, 30) son mas anchos que los espacios entre las barras de combustible (4) o filasde barras de combustible (4) de cada grupo (16, 22, 24, 26, 28).
- 7. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las reivindicaciones 3-6, que comprende al menos un hueco de refrigerante o moderador (18, 30) que se extiende sustancialmente radialmente desde una zona30 central del conjunto de barras de combustible (4) hacia la periferia del mismo.
- 8. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las reivindicaciones 3-7, que comprende al menos un hueco anular de refrigerante o moderador (20).35 9. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las reivindicaciones 3-8, que comprende almenos dos huecos de refrigerante o moderador (30) que se extienden paralelos entre si.
- 10. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las anteriores reivindicaciones, que comprende al menos un canal tubular de agua (12) que ocupa el lugar de al menos una barra de combustible (4) en el conjunto40 de barras de combustible (4).
- 11. Elemento combustible nuclear (2) segun las reivindicaciones 8 y 10 juntas, en el que el canal de agua (12) esta rodeado por el (al menos un) hueco refrigerante o moderador anular (20).45 12. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las reivindicaciones 10-11, en el que el canalde agua (12) tiene la seccion transversal constante a lo largo de la longitud del elemento combustible (2).
- 13. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las anteriores reivindicaciones, que comprende al menos una barra de combustible individual desplazada del primer entramado en la seccion inferior y/o del50 segundo entramado en la seccion superior del elemento combustible (2).
- 14. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las anteriores reivindicaciones, en el que a zona de transicion entre la seccion inferior de separacion no uniforme y la seccion superior de separacion uniforme esta situada a una altura comprendida entre el 30 % y el 70 % de la altura de la zona activa del elemento55 combustible.
- 15. Elemento combustible nuclear (2) segun cualquiera de las anteriores reivindicaciones, en el que todas las barras de combustible (4) son barras de combustible de longitud completa.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| EP11305615A EP2525364A1 (en) | 2011-05-20 | 2011-05-20 | Nuclear fuel assembly having varying spacing between fuel rods |
| EP11305615 | 2011-05-20 | ||
| PCT/EP2012/058689 WO2012159897A1 (en) | 2011-05-20 | 2012-05-10 | Nuclear fuel assembly having varying spacing between fuel rods |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2569349T3 true ES2569349T3 (es) | 2016-05-10 |
Family
ID=46052764
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES12720185.3T Active ES2569349T3 (es) | 2011-05-20 | 2012-05-10 | Elemento combustible nuclear con separación variable entre las barras de combustible |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9666311B2 (es) |
| EP (2) | EP2525364A1 (es) |
| JP (1) | JP5687387B2 (es) |
| KR (1) | KR101522943B1 (es) |
| CN (1) | CN103563004B (es) |
| ES (1) | ES2569349T3 (es) |
| TW (1) | TW201312589A (es) |
| WO (1) | WO2012159897A1 (es) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| ES2759556T3 (es) | 2015-12-15 | 2020-05-11 | Nestle Sa | Mezcla de oligosacáricos de la leche humana |
| RU2646597C1 (ru) * | 2016-09-05 | 2018-03-06 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Твэл реактора на быстрых нейтронах |
| CN109585038A (zh) * | 2017-09-28 | 2019-04-05 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种可燃毒物组件和堆芯 |
| CN109935361B (zh) * | 2017-12-19 | 2024-05-31 | 中国原子能科学研究院 | 一种方形双面冷却环形燃料组件 |
| JP2023511835A (ja) * | 2020-01-25 | 2023-03-23 | ウルトラ セーフ ニュークリア コーポレーション | 原子炉用のスキューピン（ｓｐｉｎ）減速材ブロック |
Family Cites Families (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4649017A (en) * | 1984-12-24 | 1987-03-10 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel rod transfer canister having corrugated funnel |
| FR2603416B1 (fr) * | 1986-08-28 | 1988-12-02 | Framatome Sa | Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a reseau evolutif |
| JP2507408B2 (ja) * | 1987-04-02 | 1996-06-12 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JP2523674B2 (ja) * | 1987-08-27 | 1996-08-14 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
| DE3844595C2 (es) * | 1987-08-27 | 1991-05-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba, Kawasaki, Kanagawa, Jp | |
| JPH02222864A (ja) * | 1989-02-15 | 1990-09-05 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
| US5032351A (en) * | 1990-05-11 | 1991-07-16 | General Electric Company | Modified cross point spacer apparatus and construction |
| JPH04303796A (ja) * | 1991-03-30 | 1992-10-27 | Toshiba Corp | 原子炉用燃料集合体 |
| US5491733A (en) * | 1992-03-13 | 1996-02-13 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel rod assembly apparatus |
| US5572560A (en) * | 1995-06-29 | 1996-11-05 | Siemens Power Corporation | BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches |
| SE506576C3 (sv) * | 1996-05-06 | 1998-02-05 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kokarvattenreaktor |
| SE508060C2 (sv) * | 1996-06-20 | 1998-08-17 | Asea Atom Ab | Kärnbränslepatron innefattande medel för rotation av ånga och vatten runt en ångledningskanal |
| US6819733B2 (en) * | 2002-05-15 | 2004-11-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor |
| JP2007232467A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Toshiba Corp | 原子燃料集合体およびその製造方法 |
| FR2923321B1 (fr) * | 2007-11-05 | 2009-12-18 | Areva Np | Grille de maintien de crayons de combustible nucleaire, et ossature et assemblage comprenant une telle grille. |
| US10192644B2 (en) * | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
-
2011
- 2011-05-20 EP EP11305615A patent/EP2525364A1/en not_active Withdrawn
-
2012
- 2012-05-10 EP EP12720185.3A patent/EP2710601B1/en active Active
- 2012-05-10 KR KR1020137033326A patent/KR101522943B1/ko active IP Right Grant
- 2012-05-10 ES ES12720185.3T patent/ES2569349T3/es active Active
- 2012-05-10 CN CN201280024551.0A patent/CN103563004B/zh active Active
- 2012-05-10 WO PCT/EP2012/058689 patent/WO2012159897A1/en active Application Filing
- 2012-05-10 JP JP2014510742A patent/JP5687387B2/ja active Active
- 2012-05-10 US US13/822,550 patent/US9666311B2/en active Active
- 2012-05-18 TW TW101117837A patent/TW201312589A/zh unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR101522943B1 (ko) | 2015-05-26 |
| EP2710601A1 (en) | 2014-03-26 |
| CN103563004B (zh) | 2015-07-08 |
| KR20140033418A (ko) | 2014-03-18 |
| JP2014515472A (ja) | 2014-06-30 |
| EP2525364A1 (en) | 2012-11-21 |
| US9666311B2 (en) | 2017-05-30 |
| US20150310941A1 (en) | 2015-10-29 |
| WO2012159897A1 (en) | 2012-11-29 |
| CN103563004A (zh) | 2014-02-05 |
| TW201312589A (zh) | 2013-03-16 |
| JP5687387B2 (ja) | 2015-03-18 |
| EP2710601B1 (en) | 2016-02-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| ES2569349T3 (es) | Elemento combustible nuclear con separación variable entre las barras de combustible | |
| KR20140103333A (ko) | 핵연료를 위한 저장 시스템 | |
| KR101490968B1 (ko) | 핵 연료 조립체 타이 플레이트, 상측 노즐 및 이와 같은 타이 플레이트를 포함하는 핵 연료 조립체 | |
| US4970048A (en) | Mixing grid with fins for nuclear fuel assembly | |
| JPH06207995A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| TW201312590A (zh) | 核燃料組件之繫板及上端部噴嘴以及包含該繫板之核燃料組件 | |
| JP5485015B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| KR20090047438A (ko) | 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자 | |
| ES2664401T3 (es) | Conjunto de combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición | |
| KR100918486B1 (ko) | 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자 | |
| RU67760U1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
| JP3262057B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3791201B2 (ja) | Ｄ格子燃料集合体 | |
| JP4885266B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| ES2644664T3 (es) | Elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición | |
| RU2383954C1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
| JP2740660B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2008145129A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2965317B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| KR101062786B1 (ko) | 핵연료봉의 지지격자체 | |
| JPH0766069B2 (ja) | 原子炉燃料集合体 |