El rozamiento de las barras de control de una central nuclear como índice del mantenimiento predictivo

Abstract

En caso de grandes niveles de quemado del combustible nuclear, pueden combarse los tubos guía de las barras de control de los reactores comerciales de agua a presión (Pressurized Water Reactor, PWR). En consecuencia, la caída de las barras de control podría dar lugar a una inserción parcial de alguna de ellas, quedando entonces no operativa. En el presente trabajo se propone la prevención temprana de este tipo de incidentes realizando un ensayo en el que se midan dos coeficientes de rozamiento asociados a la caída: el hidráulico y el de fricción de la barra con la pared interna del tubo guía. El coeficiente hidráulico apenas cambia con la curvatura del tubo guía, por lo que ésta solo puede detectarse gracias a la variación del coeficiente de fricción. También, se establece un modelo simplificado para describir la dinámica de la caída de las barras de control. Su validación se lleva a cabo confrontándolo con registros reales de ensayos de caída de barras en una central nuclear comercial. Finalmente, tomando de los registros de los ensayos el tiempo que transcurre hasta que la velocidad de caída alcanza su máximo, se ha encontrado que existe una relación lineal entre el inverso del cuadrado de dicho tiempo y el coeficiente de fricción de la barra con el interior del tubo guía.