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
Resumen
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.