Procedimiento y aparato para el control permisivo de un mástil y pinza.

Un procedimiento para permitir el desplazamiento de un componente de reactor nuclear dentro de un reactor nuclear, que comprende:

la detección de un mástil

(70) y de una pinza (72);

la detección de la orientación de la pinza que utiliza un aparato de orientación del mástil, incluyendo el aparato de orientación del mástil una leva (80) fijada a una placa (76) cardánica que está dispuesta para rotar al unísono con una rotación angular del mástil (70) y de la pinza (72), mientras detecta una posición de la leva (80) utilizando una pluralidad de conmutadores (82) situados próximos a la placa (76) cardánica;

el cálculo acerca de si el emplazamiento detectado y la orientación detectada, respectivamente, se corresponden con un emplazamiento de recogida solicitado y una orientación (150) de recogida solicitada; y la prohibición de bajada y agarre de la pinza (72), a menos que el desplazamiento detectado y la orientación detectada se correspondan con el emplazamiento de recogida solicitado y la orientación (150) de recogida solicitada.

Tipo: Patente Europea. Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: E08168545.

Solicitante: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC.

Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.

Dirección: 3901 CASTLE HAYNE ROAD WILMINGTON, NC 28401 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.

Inventor/es: JOHNSON, MICHAEL.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > G21C17/00 (Vigilancia; Ensayos)
  • 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 > METROLOGIA; ENSAYOS > MEDIDAS NO ESPECIALMENTE ADAPTADAS A UNA VARIABLE... > Medios mecánicos para la transferencia de la magnitud... > G01D5/251 (un conductor o canal)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación,... > G21C19/105 (con elementos de acoplamiento que efectúan un movimiento de enganche o de extensión)

PDF original: ES-2484166_T3.pdf

 

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Fragmento de la descripción:

Procedimiento y aparato para el control permisivo de un mástil y pinza Antecedentes de la invención Campo de la invención

Formas de realización ejemplares se refieren, en general, a un procedimiento y a un aparato para el control del desplazamiento tridimensional de un mástil. Más en concreto, formas de realización ejemplares se refieren al control del desplazamiento de componentes de un reactor nuclear, en términos de aseguramiento de que su localización tridimensional (esto es, coordenada en planta), su elevación y su orientación (esto es, el ángulo de rotación) se corresponden con las instrucciones del Ingeniero de un reactor. Formas de realización ejemplares se refieren también a un control permisivo que haga posible que los componentes del reactor sean recogidos y soltados en las coordenadas y orientaciones de la planta que se correspondan con la hoja de movimientos del ingeniero del reactor durante el reabastecimiento o puesta en marcha inicial del reactor nuclear.

Técnica relacionada

En un Reactor de Agua en Ebullición (BWR) la orientación de los componentes del reactor, por ejemplo los conjuntos combustible y la guía de hojas (hoja simple o doble) es importante por diversas razones. Durante la operación del reactor los conjuntos combustible deben ser orientados para mantener las varillas de control en una posición vertical permitiendo al tiempo el acceso con fines de inspección.

Los conjuntos combustible y la guía de hojas simple pueden ofrecer cuatro orientaciones posibles (cada una en un ángulo de rotación con incrementos de 90°) cuando son bajados hasta el núcleo o hasta la piscina del combustible gastado. Además de la orientación del conjunto combustible, otra consideración importante puede ser el emplazamiento del medio de sujeción del canal. Los conjuntos combustible pueden ser localizados en un cuadrante de una celda de combustible, y los medios de sujeción deben estar encarados hacia el centro de la celda. La guía de las hojas simple también ofrece un aspecto a tener en cuenta, dado que los botones dispuestos en el lateral de la hoja deben estar dispuestos frente a las varillas de control con el fin de que la hoja mantenga de manera eficaz las varillas en posición vertical después del emplazamiento de la hoja dentro de una celda. Una guía de hoja doble puede ser cargada en solo dos direcciones, dependiendo del mantenimiento o examen que esté llevándose a cabo en el núcleo.

Una orientación defectuosa de los motores del reactor puede ser un problema potencialmente costoso y que lleve mucho tiempo en la operación de los reactores nucleares. La mayoría de las plantas nucleares estadounidenses clasifican un conjunto combustible en la orientación equivocada como a un error de manipulación del combustible, si la orientación errónea reside en el núcleo. Un error de manipulación del combustible podría costar 1,5 M $ en servicios a la hora de desarrollar la secuencia de etapas crítica. Tradicionalmente, la responsabilidad de la orientación de los conjuntos combustible ha recaído en el encargado del desplazamiento y en el encargo de ubicar el combustible, situado en la plataforma de reabastecimiento, para asegurar que los componentes del reactor sean recolocados y orientados de acuerdo con la hoja de movimientos de la planta. Incluso con un segundo o un tercer verificador, los componentes del reactor pueden ser instalados en la orientación errónea, conducente a la parada de la planta o incluso a un funcionamiento erróneo serio del reactor, a potenciales accidentes, y a multas y posibles investigaciones de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC).

La Patente estadounidense No. 5644607 describe un aparato de reabastecimiento automático que incorpora un carro de desplazamiento, un carro de avance transversal y un aparato de aferramiento de conjuntos combustible compuesto por una pinza, y un tubo de extensión y un torno elevador. El aparato de reabastecimiento automático incluye también un sistema para controlar las operaciones de transferencia automáticas del combustible, en el que se disponen una unidad de cálculo y una unidad de control. Después de que son introducidas a través de un dispositivo de entrada las posiciones de un punto de partida y de un punto terminal de la transferencia de los conjuntos combustible, la unidad de cálculo determina la ruta más corta desde el punto de partida al punto terminal en una zona permitida de transferencia del combustible preestablecida, y la unidad de control genera unas señales de accionamiento para desplazar el aparato de aferramiento de los conjuntos combustible a lo largo de la ruta más corta obtenida por medio de un control simultáneo a lo largo de los ejes X, Y, Z.

La Patente estadounidense No. 4713212 describe un aparato y un proceso de supervisión y control de las operaciones de carga y descarga de combustible de un reactor nuclear. Una unidad de tratamiento recibe las señales de la posición, la velocidad y la carga de los grupos dispuestos en el núcleo y una unidad programable proporciona las señales de comando representativas de la secuencia de carga. Las señales de comando y control son tratadas en una unidad de cálculo central y proporcionan las coordenadas de todos los emplazamientos de los grupos y de los elementos amovibles así como las marcas y posiciones de identificación de cada grupo, compara las diferentes señales recibidas y, de acuerdo con su coincidencia, autoriza o detiene el movimiento dirigido.

La Patente estadounidense No. 4427623 describe una estructura de contención de un reactor nuclear, una disposición de transferencia de combustible que incluye un puente, un carro y una pinza, incorporando estos últimos

un sensor de la posición montados sobre ellos, y unos medios de control para determinar la posición del puente del carro y de la pinza en respuesta a las señales procedentes de dichos sensores de la posición, mediante los cuales los conjuntos combustible pueden ser transferidos entre localizaciones de la estructura de contención.

Sumario de la invención

La presente invención se refiere a un procedimiento y a un sistema para permitir el desplazamiento de un componente de reactor nuclear situado dentro de un reactor nuclear según se define en las reivindicaciones 1 y 5.

Un reactor de agua en ebullición requiere el desplazamiento de los componentes del reactor (los conjuntos combustible y las guías de hojas simples / dobles) durante el reabastecimiento de la planta y la puesta en marcha inicial de la planta. El desplazamiento de estos componentes se produce entre el núcleo del reactor y la piscina del combustible gastado. Tradicionalmente, durante el reabastecimiento de la planta, 1/3 de los conjuntos combustible pueden ser sustituidos por nuevos conjuntos combustible mientras otro 2/3 de los conjuntos puedan ser recolocados dentro del núcleo del reactor. Durante la puesta en marcha inicial de la planta, el entero núcleo del reactor está lleno de conjuntos combustible. En un escenario, o bien de reabastecimiento o de puesta en marcha inicial puede producirse un movimiento considerable de los componentes del reactor cuando los conjuntos combustible y las guías de hojas sean levantadas y se dejen caer mientras se desplazan a través de una rampa de caída de ganado inundada que puede conectar el núcleo del reactor y la piscina del combustible gastado. El Sistema de Control Permisivo ayuda a prevenir la extracción o inserción física de los componentes del reactor si el mástil y pinza no están en el correcto emplazamiento u orientación, y el Sistema de Control Permisivo puede proporcionar un mensaje de error a un usuario u operador, en vez de basarse en la verificación personal para identificar los componentes mal orientados o mal colocados.

Un mástil telescópico con una pinza... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1.- Un procedimiento para permitir el desplazamiento de un componente de reactor nuclear dentro de un reactor nuclear, que comprende:

la detección de un mástil (70) y de una pinza (72);

la detección de la orientación de la pinza que utiliza un aparato de orientación del mástil, Incluyendo el aparato de orientación del mástil una leva (80) fijada a una placa (76) cardánlca que está dispuesta para rotar al unísono con una rotación angular del mástil (70) y de la pinza (72), mientras detecta una posición de la leva (80) utilizando una pluralidad de conmutadores (82) situados próximos a la placa (76) cardánica;

el cálculo acerca de si el emplazamiento detectado y la orientación detectada, respectivamente, se corresponden con un emplazamiento de recogida solicitado y una orientación (150) de recogida solicitada; y

la prohibición de bajada y agarre de la pinza (72), a menos que el desplazamiento detectado y la orientación detectada se correspondan con el emplazamiento de recogida solicitado y la orientación (150) de recogida solicitada.

2.- El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende también:

la introducción de una pluralidad de emplazamientos de recogida solicitados y de orientaciones (150) de recogida solicitadas, y del orden secuencial de los emplazamientos de recogida utilizando una Interfaz de usuario.

3.- El procedimiento de la reivindicación 2, en el que el emplazamiento de recogida solicitado y la orientación de recogida solicitada se corresponden con los emplazamientos y las orientaciones de recogida de los componentes del reactor nuclear descritos sobre una hoja de movimientos del reactor nuclear.

4.- El procedimiento de cualquier reivindicación precedente, que comprende también:

la representación del emplazamiento detectado y de la orientación detectada sobre una pantalla de una interfaz de usuario.

5.- Un sistema para permitir el desplazamiento de un componente del reactor nuclear dentro de un reactor nuclear, que comprende:

un sensor configurado para detectar un emplazamiento de un mástil (70) y de una pinza (72);

estando un aparato de orientación del mástil configurado para detectar una orientación de un mástil (70) y de una pinza (72), comprendiendo el aparato de orientación del mástil una leva (80) fijada a una placa (76) cardánlca que está dispuesta para rotar al unísono con la rotación angular del mástil (70) y de la pinza (72), mientras detecta una posición de la leva (80) utilizando una pluralidad de conmutadores (82) situados cerca de la placa (76) cardánlca;

un controlador (156) configurado para recibir el emplazamiento detectado y la orientación detectada, estando el controlador configurado para prohibir un descenso de los mástil y pinza si el desplazamiento y la orientación detectados no se corresponden con un emplazamiento y una orientación detectados.

6.- El sistema de la reivindicación 5, que comprende también:

una Interfaz de usuario configurada para representar el emplazamiento y la orientación del mástil (70) y de la pinza (72) y la posición de la pinza, estando la pinza situada en posición o bien abierta o bien cerrada.

7.- El sistema de la reivindicación 5 o 6, en el que el controlador (156) está también configurado para prohibir un cambio de la posición de la pinza o bien de abierta a cerrada o de cerrada a abierta, si el controlador detecta que la orientación detectada de los mástil y pinza no están en el emplazamiento y orientación solicitados.

8.- El sistema de la reivindicación 6, en el que la interfaz de usuario está configurada para hacer posible que un usuario introduzca los emplazamientos y orientaciones solicitadas, correspondiendo los emplazamientos y orientaciones solicitados a los emplazamientos y orientaciones de recogida y suelta de los componentes del reactor.

9.- El sistema de la reivindicación 6 u 8, en el que la interfaz de usuario está configurada para hacer posible que un usuario introduzca un orden secuencial de los emplazamientos de los componentes del reactor, correspondiendo el orden secuencial al emplazamiento de los componentes del reactor dispuesto en una hoja de movimientos del reactor nuclear.

10.- El sistema de cualquiera de las reivindicaciones 5 a 9, en el que la pluralidad de conmutadores (82) incluye cuatro conmutadores situados en un ángulo de sustancialmente 90 grados de separación angular entre sí.

11.- El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 5 a 10, en el que los conmutadores (82) comprenden unos conmutadores limitadores, unos conmutadores de proximidad, unos conmutadores de lámina u otros conmutadores de este tipo configurados para detectar la presencia de la leva.

12.- El aparato de orientación del mástil de cualquiera de las reivindicaciones 5 a 11, en el que los conmutadores

(82) están polarizados para que solo el conmutador situado más próximo a la leva pueda indicar la posición de la

leva.