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Procedimiento de diseño de un conjunto (1) de combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear, comprendiendo el conjunto varios tubos de guía (24) y una barra de control (4) que contiene varias varillas de control (10) a introducir en los tubos de guía (24) y un soporte (11) de las varillas de control (10), conteniendo el conjunto un muelle helicoidal (16) de amortiguación del impacto del soporte (11) contra el cabezal superior (7) del conjunto en caso de caída de la barra de control (4) durante una parada del reactor nuclear, caracterizado porque el procedimiento se aplica por ordenador y comprende las etapas de: a) determinación de la evolución en el tiempo de la velocidad de la barra de control (4) después del impacto del soporte (11) contra el cabezal superior (7), b) determinación, a partir de la evolución de la velocidad determinada en la etapa a), del esfuerzo longitudinal máximo (FMAX) de compresión del muelle (16), y c) determinación, a partir del esfuerzo máximo longitudinal de compresión (F MAX), de por lo menos un esfuerzo máximo de cizallamiento (TauMAX) en el muelle (16).
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