Deflector de flujo de espacio anular de reactor nuclear.

Un reactor nuclear que comprende:

una vasija (10) a presión que tiene una dimensión axial;

una tobera

(58) de entrada directa de fluido en la vasija que se extiende a través de la pared de la vasija (10) a presión;

una estructura interna (32) de soporte soportada dentro de la vasija (10) a presión separada de un lado interior de la vasija a presión, y frente al mismo, de dicha tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija; y

un deflector (60) situado entre la estructura interna (32) de soporte y la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija, alineado con la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija, para desviar el fluido descendente que fluye por la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija al interior de la vasija (10) a presión, teniendo el deflector (60) un cuerpo principal con un lado frontal (72) orientado hacia la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija y un lado posterior (78) orientado hacia la estructura interna (32) de soporte, teniendo el lado posterior (78) del cuerpo principal al menos un saliente (80) fijado a la estructura interna (32) de soporte, de modo que exista un hueco entre el lado posterior (78) del cuerpo principal adyacente al saliente (80) y la estructura interna (32) de soporte,

caracterizado porque

el deflector (60) es un bloque de metal que tiene un surco axial (76) mecanizado en su lado frontal (72) que se extiende desde debajo de una superficie superior del bloque de metal hasta el bloque de metal y atravesando la parte inferior del mismo.

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2008/062738.

Solicitante: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC.

Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.

Dirección: 1000 WESTINGHOUSE DRIVE CRANBERRY TOWNSHIP, PENNSYLVAN 16066 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.

Inventor/es: ALTMAN,DAVID A, SINGLETON,NORMAN R, GILMORE,CHARLES B.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > G21C9/00 (Disposiciones para la protección de emergencia estructuralmente asociadas con el reactor (disposiciones para la refrigeración de emergencia G21C 15/18))

PDF original: ES-2534038_T3.pdf

 

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Fragmento de la descripción:

Deflector de flujo de espacio anular de reactor nuclear Interés del Gobierno

La presente invención ha sido realizada con el apoyo del Gobierno a tenor del contrato n° DE-FC7-51D14636 otorgado por el Departamento de Energía. El Gobierno tiene ciertos derechos en la presente invención.

Antecedentes de la invención

1. Campo de la invención

La presente invención versa sobre reactores nucleares refrigerados por agua y, más en particular, sobre reactores de agua a presión que tienen inyección directa a la vasija.

2. Descripción de la técnica relacionada

El lado primario de los sistemas generadores de energía mediante reactor nuclear que son refrigerados con agua a presión comprende un circuito cerrado que está aislado y en intercambio de calor con respecto a un lado secundario para la producción de energía útil. El lado primario comprende la vasija del reactor, que rodea un núcleo que comprende varios conjuntos de combustible que contienen material físil, el circuito primario dentro de los generadores de vapor de intercambio de calor, el volumen interno de un presurizador y bombas y tuberías para hacer circular agua a presión, conectando las tuberías cada uno de los generadores de vapor y de la bombas a la vasija del reactor independientemente. Cada una de las partes del lado primario, que comprenden un generador de vapor, una bomba y un sistema de tuberías que están conectadas a la vasija, forma un bucle del lado primario. El lado primario también está conectado a circuitos auxiliares, incluyendo un circuito para la regulación volumétrica y química del agua a presión. Este circuito auxiliar, que está dispuesto bifurcándose del circuito primario, hace posible mantener la cantidad de agua en el circuito primario reponiendo, cuando se requiera, cantidades medidas de agua y monitorizar las propiedades químicas del agua refrigerante, particularmente su contenido de ácido bórico, que es importante para la operación del reactor. Durante los periodos en los que se regulan las propiedades químicas del agua, puede ser necesario realizar sangrías o inyecciones en el circuito primario. Fuera de estos periodos de inyecciones o sangrías, las válvulas que conectan los circuitos auxiliares distintos del circuito para el control volumétrico o químico del lado primario permanecen cerradas. El lado primario, entonces, está teóricamente aislado y es completamente hermético, con el resultado de que la cantidad de agua en el lado primario es teóricamente constante.

Sin embargo, en la práctica se observa que esta cantidad de agua refrigerante disminuye durante la operación del reactor como consecuencia de fugas inevitables. Es importante mantener el nivel de refrigerante dentro del núcleo, y cuando se requiere agua de aporte, en algunos diseños de sistemas de reactor nuclear es inyectada directamente mediante toberas de inyección directa a la vasija en el interior de la vasija del reactor en el espacio anular entre la vasija del reactor y el barrilete del núcleo. Un deflector fijado al barrilete del núcleo alineado con la tobera de inyección directa a la vasija dirige el agua entrante que desciende por el espacio anular hacia el fondo de la vasija, en el que cambia de dirección y es dirigida ascendentemente hacia el núcleo, atravesando la placa soporte inferior del núcleo. El agua entrante que entra por la tobera de inyección directa a la vasija se encuentra a aproximadamente 1°C. Antes de una situación transitoria de inyección directa a la vasija, el deflector de flujo de inyección directa a la vasija tiene una temperatura uniforme coherente con la temperatura de la rama fría del sistema de refrigeración del reactor, que es de aproximadamente 279°C. Al inicio de la situación transitoria de inyección directa a la vasija, las superficies interiores del deflector de flujo de inyección directa a la vasija se enfrían casi instantáneamente hasta 1°C. Como consecuencia de las situaciones transitorias de inyección directa a la vasija, el deflector de flujo experimenta una cantidad significativa de contracción debido al rápido enfriamiento. Para las centrales existentes que tienen inyección directa a la vasija, el deflector de flujo puede ser descrito de forma óptima como un bloque o placa rectangular (macizo) con un surco mecanizado que se extiende inmediatamente debajo de un borde superior (74) hasta la parte inferior de la placa. El surco mecanizado hace girar el flujo de la inyección directa a la vasija descendentemente al interior del anillo del barrilete del núcleo de la vasija a presión del reactor entre la vasija a presión y el barrilete del núcleo.

Dado que el deflector de flujo puede ser caracterizado como un bloque macizo, un lado de la soldadura (concretamente, el "talón" de la soldadura de solape) se ve obligado a seguir la contracción de la superficie del bloque del deflector. La "orilla" de la soldadura sigue en contacto con el diámetro externo del barrilete del núcleo. La temperatura media del barrilete del núcleo, aproximadamente 34°C, es significativamente mayor que la del deflector de flujo de inyección directa a la vasija durante la situación transitoria de inyección directa a la vasija. Por lo tanto, durante la situación transitoria de inyección directa a la vasija, la "garganta" de la soldadura experimenta una cantidad significativa de "acción de cizallamiento". Esta "acción de cizallamiento" es necesaria para acomodar la deformación diferencial entre el deflector de flujo de inyección directa a la vasija y el barrilete del núcleo. En consecuencia, se prevén para la soldadura tensiones elevadas.

Los nuevos diseños de reactor, tales como el diseño de reactor AP1 ofrecido por la Westinghouse Electric Company LLC, prevén un mayor número de incidencias de situaciones transitorias del sistema de inyección directa a la vasija. Las conexiones de inyección directa a la vasija son usadas para reducir los efectos secundarios de accidentes causados por roturas de tuberías del sistema de refrigerante de un reactor. En las centrales que no usan 5 conexiones de inyección directa a la vasija, se introduce agua de aporte al núcleo a través de las tuberías de la rama fría. Una rotura de una tubería del bucle de refrigerante principal provocará el derramamiento del flujo de inyección de seguridad. Para el AP1 con inyección directa a la vasija, las roturas de la tubería del bucle de refrigerante principal no provocarán ningún derramamiento de la inyección de seguridad.

Las centrales anteriores que usaban toberas de inyección directa eran centrales de dos bucles que los usaban 1 únicamente para la inyección de seguridad. Las toberas de inyección directa a la vasija en el AP1 están conectadas al depósito de aporte al núcleo para la inyección de seguridad y a los conductos de drenaje del depósito de almacenamiento de agua de recarga en el interior de la contención, a los acumuladores y a las bombas de refrigeración de parada. Estas conexiones adicionales añaden situaciones transitorias significativas a la tobera y al deflector de inyección directa a la vasija. Se prevé que estas situaciones transitorias produzcan tensiones elevadas 15 que puedan resultar en un ciclo de fatiga inaceptable de la soldadura de solape que une el deflector de flujo al barrilete del núcleo. No es probable que el actual diseño de la soldadura que une el deflector de flujo al barrilete del núcleo acomode la dilatación diferencial relativa del deflector de flujo y el barrilete del núcleo en un mayor número de situaciones transitorias de inyección debido a las características inherentemente "rígidas" de las superficies coincidentes.

En consecuencia, se desea una nueva superficie de contacto del deflector de flujo con el barrilete del núcleo que pueda acomodar mejor las tensiones... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Un reactor nuclear que comprende:

una vasija (1) a presión que tiene una dimensión axial;

una tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija que se extiende a través de la pared de la vasija

(1) a presión;

una estructura interna (32) de soporte soportada dentro de la vasija (1) a presión separada de un lado interior de la vasija a presión, y frente al mismo, de dicha tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija; y

un deflector (6) situado entre la estructura interna (32) de soporte y la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija, alineado con la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija, para desviar el fluido descendente que fluye por la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija al interior de la vasija (1) a presión, teniendo el deflector (6) un cuerpo principal con un lado frontal (72) orientado hacia la tobera (58) de entrada directa de fluido en la vasija y un lado posterior (78) orientado hacia la estructura interna (32) de soporte, teniendo el lado posterior (78) del cuerpo principal al menos un saliente (8) fijado a la estructura interna (32) de soporte, de modo que exista un hueco entre el lado posterior (78) del cuerpo principal adyacente al saliente (8) y la estructura interna (32) de soporte, caracterizado porque

el deflector (6) es un bloque de metal que tiene un surco axial (76) mecanizado en su lado frontal (72) que se extiende desde debajo de una superficie superior del bloque de metal hasta el bloque de metal y atravesando la parte inferior del mismo.

2. El reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que el saliente (8) está soldado a la estructura interna (32) de soporte.

3. El reactor nuclear de la reivindicación 2 en el que el saliente (8) está conformado como una preparación de soldadura en "J".

4. El reactor nuclear de la reivindicación 3 en el que se dispone una soldadura (88) de refuerzo sobre la soldadura (86) en la preparación de soldadura en "J".

5. El reactor nuclear de la reivindicación 2 en el que la soldadura (86) que suelda el saliente (8) a la estructura interna (32) de soporte es una soldadura de penetración completa.

6. El reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que el saliente (8) se extiende alrededor de la periferia del lado posterior (78) del cuerpo principal.

7. El reactor nuclear de la reivindicación 6 que Incluye un respiradero para aliviar la presión del gas que puede acumularse entre el lado posterior del cuerpo principal y la estructura Interna (32) de soporte.

8. El reactor nuclear de la reivindicación 7 en el que el respiradero (9) comprende un orificio que atraviesa la estructura Interna (32) de soporte.

9. El reactor nuclear de la reivindicación 7 en el que el respiradero (9) comprende un orificio en el cuerpo principal.

1. El reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que el saliente (8) tiene una anchura de aproximadamente 1,27 cm y una altura de aproximadamente ,88 cm.

11. El reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que la estructura interna (32) de soporte es un barrilete de núcleo de reactor.

12. El reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que la periferia del bloque de metal es sustancialmente redonda.

13. El reactor nuclear de la reivindicación 1 en el que el lado posterior (78) del deflector (6) tiene un surco (82) adyacente al saliente (8).

14. El reactor nuclear de la reivindicación 13 en el que el surco (82) es anular y se extiende alrededor del cuerpo principal dentro del saliente (8).