Dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión.

Dispositivo de soporte (20) momentáneo de los equipos internos superiores (4) sobre una cuba

(1) de un reactor nuclear de agua a presión durante una operación de carga o de descarga del núcleo (2) tras la retirada de una tapa (1a) de cierre de la cuba (1), comprendiendo dicha cuba (1) en su parte superior una brida (1b) de fijación de la tapa (1a) y que contiene unos conjuntos combustibles que forman el núcleo (2), caracterizado por que comprende por lo menos dos conjuntos (21) que comprenden cada uno un bastidor (22) formado por una parte central (23) de centrado y de posicionamiento sobre la brida de cuba (1b) y por dos brazos laterales (25), que se extienden a uno y otro lado de la parte central (23), comprendiendo cada brazo lateral (25), en su extremo libre (25a), una cala (30) de centrado sobre el borde interno de la cuba (1) y de apoyo de los equipos internos superiores (4) por encima de su posición de fijación sobre los equipos internos inferiores (3).

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/FR2011/052399.

Solicitante: AREVA NP.

Nacionalidad solicitante: Francia.

Dirección: TOUR AREVA 1 PLACE JEAN MILLIER 92400 COURBEVOIE FRANCIA.

Inventor/es: CAHOUET,LAURENT, BUCHOT,FRÉDÉRIC.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Vasijas de presión; Vasijas de contención; Contención... > G21C13/02 (Detalles)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/02 (Detalles de las disposiciones para manipulación)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/20 (Disposiciones para introducción de objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para manipular objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para extraer objetos de la vasija de presión)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/06 (Medios para soportar o almacenar elementos combustibles o elementos de control)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/19 (Partes de reactores específicamente adaptados para facilitar la manipulación, p. ej. para facilitar la carga o descarga de elementos combustibles)

PDF original: ES-2530842_T3.pdf

 

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Fragmento de la descripción:

Dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión.

La presente invención se refiere a un dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión durante una operación de carga o de descarga del núcleo de este reactor.

Los reactores nucleares de agua a presión comprenden, en el interior del edificio del reactor, una cuba que contiene el núcleo del reactor nuclear constituido por unos conjuntos combustibles, generalmente de forma prismática recta, dispuestos verticalmente y de manera yuxtapuesta.

En el interior de la cuba del reactor nuclear, están dispuestos unos equipos internos que aseguran en particular el soporte y el mantenimiento de los conjuntos combustibles del núcleo del reactor nuclear.

Un primer conjunto de equipos internos que asegura el soporte y el mantenimiento lateral de los conjuntos combustibles constituye los equipos internos inferiores (EII) y un segundo conjunto que asegura el mantenimiento de los conjuntos combustibles en la dirección vertical, es decir hacia la dirección axial de estos conjuntos así como el guiado de las barras de mando de la reactividad del núcleo, constituye los equipos internos superiores (EIS) .

Los equipos internos superiores comprenden en particular, en sus partes inferiores, una placa destinada a descansar sobre las partes superiores de los conjuntos combustibles, siendo esta placa denominada placa superior de núcleo (PSC) .

La placa superior de núcleo comprende, sobresaliendo con respecto a su cara interior destinada a descansar sobre las partes de los conjuntos combustibles, es decir sobre los terminales de extremo superiores de estos conjuntos combustibles, unos tetones de centrado y de posicionamiento, destinados a acoplarse en las aberturas de los terminales de extremo superiores de los conjuntos combustibles.

Generalmente, la placa superior de núcleo comprende dos tetones de guiado frente a cada uno de los conjuntos combustibles, destinados a ser introducidos en dos aberturas del terminal de extremo superior, generalmente de forma cilíndrica, dispuestos según una diagonal del terminal de extremo.

Durante el funcionamiento del reactor nuclear, el combustible de los conjuntos del núcleo sufre un cierto desgaste, de manera que es necesario sustituir periódicamente los conjuntos del núcleo del reactor nuclear.

Por lo tanto, se efectúan regularmente unas operaciones de descarga y de recarga de una parte del núcleo del reactor nuclear. Para ello, se realiza una parada en frío del reactor y se desmontan las clavijas de cierre de la tapa que obtura la parte extrema superior de la cuba en la que está colocado el núcleo del reactor nuclear. Después de haber retirado las clavijas, se atornilla en dos o tres taladros roscados, una columna de guiado y se procede a la retirada de la tapa de la cuba del reactor nuclear. La parte superior de la cuba recubierta por la tapa desemboca por lo tanto en el fondo de la piscina del reactor nuclear que está llena de agua para que se puedan realizar unas operaciones de descarga y de recarga del núcleo bajo una altura de agua suficiente para la protección de los operarios.

Para poder acceder a los conjuntos combustibles del núcleo, tras la apertura de la tapa de la cuba, es necesario retirar los equipos internos superiores que recubren la parte superior del núcleo. Para ello, los equipos internos superiores del reactor nuclear están fijados a un soporte que puede ser recibido por un medio de manutención, tal como el puente polar del reactor nuclear en su elevación y su manutención. Se pueden depositar así los equipos internos superiores sobre un espacio de almacenamiento de estos equipos situados en un compartimento de la piscina del reactor nuclear.

Durante las operaciones de carga o de descarga del núcleo, unos problemas en diversos equipos pueden necesitar un vaciado del compartimento de la piscina en el que se encuentra el espacio de soporte de los equipos internos superiores para proceder por ejemplo a una reparación. En este caso, el único lugar para depositar los equipos internos superiores bajo el agua es el compartimento de la cuba del reactor nuclear.

Si ha terminado la carga o la descarga del núcleo, los operarios proceden según el procedimiento habitual y posan los equipos internos superiores sobre los equipos internos inferiores, lo cual libera el espacio. Los operarios pueden aislar el compartimento de la piscina del espacio del compartimento de la piscina de la cuba y vaciar este compartimento de la piscina del espacio.

Si el núcleo está parcialmente descargado, los operarios deben posar asimismo los equipos internos superiores sobre la cuba, pero esto plantea un problema ya que como los conjuntos combustibles ya no están calados entre sí, su posicionamiento no está garantizado y existe un riesgo de interferencia entre los tetones de la placa superior del

núcleo y las cabezas de conjunto o los pomos de haces de elementos combustibles.

El documento FR 2 937 172 describe un ejemplo de dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores. Los documentos US nº 4.696.786 y US nº 4.647.422 describen otros ejemplos de dispositivos de soporte de este tipo.

La invención tiene por lo tanto por objetivo proponer un dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión que permita evitar estos inconvenientes y que permita posar los equipos internos superiores sobre la cuba con un núcleo parcialmente cargado sin correr el riesgo de dañar los elementos de centrado de los conjuntos combustibles, ni los revestimientos internos de la cuba del reactor nuclear.

La invención tiene por lo tanto por objeto un dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión durante una operación de carga o de descarga del núcleo después de la retirada de una tapa de cierre de la cuba, comprendiendo dicha cuba, en su parte superior, una brida de fijación de la tapa que contiene unos conjuntos combustibles que forman el núcleo, caracterizado por que comprende por lo menos dos conjuntos que comprenden cada uno un bastidor formado por una parte central de centrado y de posicionamiento sobre la brida de la cuba y por dos brazos laterales, que se extienden a uno y otro lado de la parte central, comprendiendo cada brazo lateral en su extremo libre, una cala de centrado sobre el borde interno de la cuba y de apoyo de los equipos internos superiores por encima de la posición de fijación sobre los equipos internos inferiores.

Según otras características de la invención:

- la parte central del bastidor comprende un orificio de dirección sustancialmente vertical y de centrado sobre un elemento de guiado previsto sobre la brida de cuba, -el elemento de guiado está formado por una columna montada en un taladro roscado de la brida de cuba, en el momento del desmontaje de la tapa, -el elemento de guiado está formado por un pasador de guía de la tapa, previsto sobre la brida de cuba, -la pared interna del orificio está revestida con un material de bajo coeficiente de rozamiento, -cada cala presenta una altura determinada para que su borde inferior descanse sobre los equipos internos inferiores y su borde superior soporte los equipos internos superiores a un nivel situado por encima de la brida de cuba, -por lo menos una cara vertical de cada cala del lado de la cuba está revestida con un material de bajo coeficiente de rozamiento, -el dispositivo comprende dos bastidores opuestos y distribuidos a 180º uno con respecto al otro sobre la brida de cuba, y -el dispositivo... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Dispositivo de soporte (20) momentáneo de los equipos internos superiores (4) sobre una cuba (1) de un reactor nuclear de agua a presión durante una operación de carga o de descarga del núcleo (2) tras la retirada de una tapa 5 (1a) de cierre de la cuba (1) , comprendiendo dicha cuba (1) en su parte superior una brida (1b) de fijación de la tapa (1a) y que contiene unos conjuntos combustibles que forman el núcleo (2) , caracterizado por que comprende por lo menos dos conjuntos (21) que comprenden cada uno un bastidor (22) formado por una parte central (23) de centrado y de posicionamiento sobre la brida de cuba (1b) y por dos brazos laterales (25) , que se extienden a uno y otro lado de la parte central (23) , comprendiendo cada brazo lateral (25) , en su extremo libre (25a) , una cala (30) de centrado sobre el borde interno de la cuba (1) y de apoyo de los equipos internos superiores (4) por encima de su posición de fijación sobre los equipos internos inferiores (3) .

2. Dispositivo según la reivindicación 1, caracterizado por que la parte central (23) del bastidor (22) comprende un orificio (24) de dirección sustancialmente vertical y de centrado sobre un elemento de guiado (10) previsto sobre la 15 brida de cuba (1b) .

3. Dispositivo según la invención 2, caracterizado por que el elemento de guiado está formado por una columna (10) montada en un taladro roscado de la brida de cuba (1b) , en el momento del desmontaje de la tapa (1a) .

4. Dispositivo según la reivindicación 2, caracterizado por que el elemento de guiado está formado por un pasador de guía de la tapa (1a) , previsto sobre la brida de cuba (1b) .

5. Dispositivo según la reivindicación 2, caracterizado por que la pared interna del orificio (24) está revestida con un material de bajo coeficiente de rozamiento. 25

6. Dispositivo según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5, caracterizado por que cada cala (30) presenta una altura determinada para que su borde inferior (30a) descanse sobre los equipos internos inferiores (3) y su borde superior (30b) soporte los equipos internos superiores (4) en un nivel situado por encima de la brida de cuba (1b) .

7. Dispositivo según la reivindicación 6, caracterizado por que por lo menos una cara vertical de cada cala (30) del lado de la cuba (1) está revestida con un material de bajo coeficiente de rozamiento.

8. Dispositivo según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado por que comprende dos bastidores

(22) opuestos y distribuidos a 180º uno con respecto al otro sobre la brida de cuba (1b) . 35

9. Dispositivo según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 7, caracterizado por que comprende tres bastidores (22) distribuidos de manera diferente unos con respecto a los otros sobre la brida de cuba (1b) .