Análisis estructural del soporte de una barra de combustible de un elemento de combustible de un PWR bajo irradiación usando el método de elementos finitos

Abstract

El reactor de agua a presión (PWR por sus siglas en inglés) es uno de los tipos de reactores nucleares más utilizados a nivel mundial. La característica principal de este tipo de reactores es que el flujo de agua del circuito primario se mantiene a alta presión, de tal forma que se evita la ebullición dentro de la vasija del reactor. El análisis del arqueamiento (deformación) es un campo activo de investigación en la ingeniería nuclear debido a su importante impacto sobre el rendimiento de los reactores. Debido a la aparición de momentos flectores, puede aparecer el contacto de los elementos de combustible vecinos causando de esta manera el desgaste en las rejillas espaciadoras. Así, un arqueamiento excesivo de estos elementos puede provocar tanto problemas de seguridad como operacionales en el reactor. Además, la relajación de los muelles de soporte de una barra de combustible que existen en las celdas de las rejillas espaciadoras tiene un gran impacto en el arqueamiento de un FA. Sin embargo, dado que en el arqueamiento del elemento de combustible intervienen muchos procesos diferentes, este fenómeno es difícil de predecir. Por esa razón, algunos modelos computacionales han sido creados en los últimos años para analizar el arqueamiento del elemento de combustible (FA). El objetivo de este trabajo es implementar un modelo fiable de la conexión existente entre la barra de combustible y la rejilla espaciadora, que gobierna el comportamiento mecánico del elemento de combustible. Para estudiar el comportamiento mecánico de dicha conexión, se ha implementado un modelo de elementos finitos en ANSYS en dos y tres dimensiones. Este proyecto se centra en los aspectos mecánicos estáticos que se relacionan con el soporte de las barras de combustible. El trabajo se divide en dos partes: la primera está dedicada al comportamiento estático rotacional de las barras de combustible dentro de las celdas de las rejillas espaciadoras, y la segunda estudia la relajación de la fuerza de los muelles de soporte durante la irradiación de los elementos de combustible. Para simplificar el problema, se ha considerado los diferentes efectos como procesos aditivos.

Fuel assemblies within the core of pressurized water reactors are affected by the bow phenomenon, which impacts the performance of the nuclear power plant. Due to the appearance of bending moments, neighboring fuel assemblies can contact leading to spacer grid wear. Furthermore, an excessively distorted FA can induce both safety and operation problems for the reactor. Regarding the safety impact, deformation of the FA can impede the correct insertion of control rods, which is of major importance to control the fission reaction chain. Moreover, FA distortion also induces performance problems increasing refueling times or leading to leaking rods. However, since bowing involves many different processes, it becomes a challenging issue to predict. For that reason, several computational models have been created over the last years attempting to predict FA bow. The objective of the work which is presented here is to implement a reliable model of the fuel rod to grid connection, which governs the mechanical behavior of the fuel assemblies. Furthermore, the performance of the elements that support the fuel rod within the spacer grid cell is affected by irradiation. In order to study the mechanical behavior of the fuel rod to spacer grid connection, an ANSYS finite element model in both two and three dimensions has been implemented. This project focuses on the static mechanical aspects concerning the fuel rod support. The work is divided in two different parts: the first one is dedicated to the static rotational behavior of the fuel rod within the grid cell and the second one assesses the relaxation of the spring force during the irradiation of the fuel assemblies. The rotational study of the fuel rod support shows a hysteretic behavior of the static loading and unloading curve caused by the friction elements, which are nonlinear and no conservative. The second study shows the degradation of the spring force under irradiation, which has an exponential evolution. According to results, the supporting springs will be completely relaxed by the end of one operating cycle. The results correspond to what was expected from operational experience but still necessitate thorough validation.