Sistema y procedimiento para la determinación del nivel y de la velocidad de flujo del refrigerante en un reactor nuclear.

Un reactor (10) de agua en ebullición, que comprende

una vasija (12) de presión del reactor;

un escudo (20) del núcleo dispuesto de forma concéntrica dentro de la vasija (12) de presión del reactorpara proporcionar un tubo descendente (22) anular que forma una vía de flujo del refrigerante entre unapared de la vasija de presión del reactor y el escudo (20) del núcleo; y

un sistema (40) de sondas para la determinación de un nivel (38) del refrigerante y de una velocidad delflujo existente dentro del reactor

caracterizado porque:

el sistema (40) de sondas comprende una sonda de conductividad (42, 44) y una sondareflectométrica de dominio temporal (46), en el que el sistema (40) de sondas está, al menosparcialmente, dispuesto dentro de un tubo descendente (22) del reactor (10) nuclear, para ladeterminación del nivel (380) del refrigerante y de la velocidad del flujo en el tubo descendente (22)del reactor (10), y en el que el sistema (40) de sondas comprende así mismo un medio paracalibrar y corregir las mediciones del nivel (38) del refrigerante utilizando mediciones discontinuasprocedentes de la sonda de conductividad (42, 44) y mediciones continuas procedentes de lasonda reflectométrica de dominio temporal (46).

Sistema y procedimiento para la determinación del nivel y de la velocidad de flujo del refrigerante en un reactor nuclear

Antecedentes La invención se refiere, en general, a un aparato para la determinación del nivel y de la velocidad de flujo del fluido en un sistema de fluido de una sola fase y / o de dos fases y, en particular, a un aparato para la determinación del nivel y de la velocidad del flujo del fluido en un tubo descendente de un reactor de agua en ebullición (BWR) de recirculación natural utilizando una combinación de sondas de conductividad eléctrica (EC) sondas de conductividad térmica (TC) y una o más sondas de reflectometría de dominio temporal (TDR) .

Los reactores nucleares de agua en ebullición comprenden, en términos generales, unas plantas de generación de vapor en las cuales el refrigerante de agua del reactor es circulado a través de un núcleo del combustible nuclear fisionable de producción de calor para transferir la energía térmica desde el combustible hasta el refrigerante, generando de esta manera una mezcla de vapor de agua de dos fases que emerge del núcleo del combustible. Utilizando unos separadores del vapor de agua y unos secadores de vapor situados corriente abajo y por encima del núcleo, la mezcla que fluye hacia arriba desde el núcleo de calentamiento resulta dividida en sus respectivas fases, tras lo cual el vapor es canalizado desde la vasija del reactor para su uso en unas turbinas accionadas por vapor u otro equipamiento mientras la fase de agua líquida es reciclada como agua refrigerante.

En los típicos reactores de agua en ebullición utilizados para la generación de energía, el agua refrigerante del reactor es circulada de forma continua alrededor de una vía de flujo tal y como sigue: hacia arriba a través de un núcleo del combustible de producción de calor; a continuación hacia arriba a través de una cámara impelente de salida superior superpuesta por encima del núcleo de combustible la cual sirve para recoger y canalizar todo el refrigerante que discurre hacia arriba a través del núcleo del combustible. A continuación, el agua refrigerante pasa a través de un conjunto de separadores de vapor situado por encima de la cámara impelente de salida del núcleo; y, a continuación, se desplaza finalmente en sentido descendente hacia atrás fuera del núcleo a lo largo de una zona anular, conocida como el “tubo descendente”, para reciclar el refrigerante líquido y devolverlo al núcleo del combustible.

Es sabido desde hace tiempo que el nivel de un líquido se puede determinar utilizando sondas de conductividad eléctrica (EC) . En una sonda de conductividad del tipo indicado, pueden ser utilizadas diversas formas de onda con fines de interrogación. En un ejemplo, un voltaje constante (CA) se impone a través de un espacio libre existente entre dos electrodos. La magnitud de la corriente resultante se determina por la capacidad del medio para conducir la corriente, en la que la admitancia es la recíproca de la impedancia. En otro ejemplo, un voltaje constante (CC) se impone a través de un espacio libre de dos electrodos. La magnitud de la corriente resultante se determina por la capacidad del medio para conducir la corriente, en la que la conductancia es la recíproca de la resistencia.

En un dispositivo de medición del nivel basado en la TDR, una o una series de impulsos electromagnéticos de baja energía generados por el conjunto de circuitos de sensor es propagado a lo largo de una fina guía de ondas (también designada como una sonda) por lo general consiste en un único conductor largo de ondas electromagnéticas o un conjunto de conductores largos, como por ejemplo una varilla de metal, un cable de acero, o un tubo fino de metal con una varilla de metal fijada de forma coaxial en la parte media. Cuando estos impulsos inciden en la superficie del medio que va a ser medido, un desajuste de la impedancia (debido a las diferentes constantes dieléctricas de las dos fases) provoca que parte de la energía de impulsos que va a ser reflejada de regreso hacia arriba de la sonda hasta el conjunto de circuitos (debido al desajuste de la propiedad dieléctrica) la cual, a continuación, calcula el nivel del fluido a partir de la duración temporal entre el impulso enviado y el impulso reflejado (en nanosegundos) .

En el funcionamiento de dichos reactores nucleares de circulación natural, la energía máxima por unidad de conjunto combustible depende totalmente de este flujo del refrigerante de recirculación a través del núcleo del combustible. Así mismo, un flujo significativo de circulación natural de los haces de combustible, el cual es casi compatible con los diseños de BWR de circulación forzada, se consigue en un diseño de Reactor de Agua en Ebullición Simplificado Económico (ESWR) . De esta manera, es conveniente medir con precisión este caudal de flujo de ebullición a través del tubo descendente del reactor nuclear, en particular, en un BWR de circulación natural. La Patente estadounidense No. 5, 323, 430 describe un procedimiento y un sistema para el control preciso de la energía térmica de un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR) con circulación natural. La vasija del reactor, dentro de la cual se encierra el núcleo de dicho reactor, incorpora una parte interior de la vasija de un indicador del nivel del agua que contiene un sensor del nivel del agua, de tal manera que junto con la parte de fuera de la vasija del sistema, la cual es una unidad de acondicionamiento y tratamiento de señales, se puede medir con precisión el nivel efectivo del agua y ser ajustado ya sea de forma automática o a mano. Un sensor termopar híbrido digital - analógico de codificación ternaria con capacidad autónoma se sitúa encerrado dentro del indicador del nivel del agua, proporcionando una señalización codificada ternaria (- 1, 0m + 1) así como analógica (amplitud) , de tal manera que, mediante la utilización de una unidad de acondicionamiento y tratamiento de señales apropiada, el nivel del agua del indicador con respecto a un nivel de referencia se determina de forma unívoca y precisa. Mediante el uso de la

señal analógica acerca del nivel del agua contenida en las curvas de transición de las señales, se pueden obtener lecturas del nivel del agua continuas, respecto de la total extensión diseñada del nivel del agua. Siendo esto independiente de la temperatura o de la presión del agua del reactor.

La Solicitud de Patente japonesa No. 2006-53082 describe un instrumento de medición del caudal del núcleo el cual mide los caudales del núcleo mediante unas señales ultrasónicas reduciendo al tiempo la influencia de la turbulencia de un campo del flujo sobre el lado corriente arriba de un tubo descendente.

Sería, por tanto, conveniente contar con un sistema y un procedimiento para la medición del nivel y de la velocidad del flujo dentro del núcleo en un sistema de fluido de múltiples fases, como por ejemplo, en un reactor nuclear de agua en ebullición.

Breve descripción La invención se refiere a un reactor nuclear de agua en ebullición de acuerdo con lo definido en las reivindicaciones adjuntas.

Dibujos Estas y otras ventajas, aspectos y características de la presente invención se comprenderán de forma más acabada cuando se considere la descripción detallada subsecuente de formas de realización, ofrecida solo a modo de ejemplo, con referencia a los dibujos que se acompañan, en los cuales los mismos caracteres representan las mismas partes en todos los dibujos, en los que:

La FIG. 1 es un diagrama de un reactor nuclear de agua en ebullición del tipo de circulación natural que incorpora un sistema de sondas para la determinación del nivel y de la velocidad del flujo del refrigerante en el tubo descendente de acuerdo con una forma de realización de la invención;

la FIG. 2 es una vista lateral de una posible combinación del sistema de sondas que incluye una pluralidad de sondas de conductividad térmica (TC) en emplazamientos deseados dentro del tubo descendente;

la FIG. 3 es una vista lateral de otra posible combinación del sistema de sondas que incluye una pluralidad de sondas de conductividad térmica (TC) y una pluralidad de sondas conductivas eléctricas (EC) en emplazamientos deseados dentro del tubo descendente;

la FIG. 4 es una vista lateral de otra posible combinación del sistema de sondas que incluye una pluralidad de sondas de conductividad eléctrica (TC) en emplazamientos deseados dentro del tubo descendente, y una o más sondas reflectométricas de dominio temporal (TDR) ; y

la FIG. 5 es una vista lateral de otra posible combinación del sistema de sondas que incluye una pluralidad de sondas de conductividad eléctrica (EC) y de... [Seguir leyendo]

1. Un reactor (10) de agua en ebullición, que comprende una vasija (12) de presión del reactor;

un escudo (20) del núcleo dispuesto de forma concéntrica dentro de la vasija (12) de presión del reactor 5 para proporcionar un tubo descendente (22) anular que forma una vía de flujo del refrigerante entre una pared de la vasija de presión del reactor y el escudo (20) del núcleo; y

un sistema (40) de sondas para la determinación de un nivel (38) del refrigerante y de una velocidad del flujo existente dentro del reactor

caracterizado porque:

el sistema (40) de sondas comprende una sonda de conductividad (42, 44) y una sonda reflectométrica de dominio temporal (46) , en el que el sistema (40) de sondas está, al menos parcialmente, dispuesto dentro de un tubo descendente (22) del reactor (10) nuclear, para la determinación del nivel (380) del refrigerante y de la velocidad del flujo en el tubo descendente (22) del reactor (10) , y en el que el sistema (40) de sondas comprende así mismo un medio para calibrar y corregir las mediciones del nivel (38) del refrigerante utilizando mediciones discontinuas procedentes de la sonda de conductividad (42, 44) y mediciones continuas procedentes de la sonda reflectométrica de dominio temporal (46) .

2. El reactor de acuerdo con la Reivindicación 1, en el que la sonda de conductividad (42, 44) comprende una sonda entre una sonda de conductividad eléctrica (42) y una sonda de conductividad térmica (44) .

3. El reactor de acuerdo con la reivindicación 1, en el que la sonda de conductividad comprende una sonda de conductividad térmica (44) dispuesta para la determinación de la velocidad del flujo existente dentro del tubo descendente (22) .

4. El reactor de acuerdo con una cualquiera de las Reivindicaciones precedentes, en el que el reactor (10) de agua en ebullición es un reactor de agua en ebullición de circulación natural.