Sistema de derivación de flujo de un generador de vapor.

Un conjunto modular (50) de potencia que comprende:

un alojamiento (20) de reactor;

un nucleo

(6) de reactor nuclear ubicado en una porción inferior (22) del alojamiento (20) del reactor;

un intercambiador (35) de calor ubicado proximalmente en torno a una porción superior (24) del alojamiento (20) del reactor, en el que el refrigerante primario (100) fluye fuera del alojamiento (20) del reactor a traves de la porción superior (24) y en el que el refrigerante primario (100) fluye al interior del alojanniento (20) del reactor a traves de la porción inferior (22); y

un paso (45) proporcionado en el alojamiento (20) del reactor entre la porción inferior (22) y la porcion superior (24), en el que el paso (45) esta configurado para proporcionar un flujo auxiliar (48) de refrigerante primario (100) al nucleo (6) del reactor nuclear para aumentar el flujo del refrigerante primario (100) fuera de la porci6n superior (24) del alojamiento (20) del reactor y al interior de la porción inferior (22), y

en el que el flujo auxiliar (48) de refrigerante primario (100) circunvala el intercambiador (35) de calor.

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2009/064817.

Solicitante: NuScale Power, LLC.

Inventor/es: GROOME,John T, YOUNG,ERIC PAUL, REYES,JOSÉ N. JR.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para la refrigeración en el interior... > G21C15/18 (Disposiciones para la refrigeración de emergencia; Extracción del calor residual)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Disposiciones para la refrigeración en el interior... > G21C15/26 (por convección, p. ej. que utilizan chimeneas, que utilizan canales divergentes)
  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > Reactores > G21C1/32 (Reactores de tipo integral, es decir, reactores en los que las partes no esenciales a la reacción se asocian de forma funcional con el reactor, p. ej. los cambiadores de calor, son colocados en el interior de la envoltura con el núcleo (G21C 1/02 - G21C 1/30 tienen prioridad))

PDF original: ES-2523958_T3.pdf

 

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Fragmento de la descripción:

Sistema de derivación del flujo de un generador de vapor.

Campo técnico

La invención versa acerca de un sistema para eliminar calor de desintegración de un reactor nuclear.

Antecedentes

En los reactores nucleares diseñados con sistemas operativos pasivos, se emplean las leyes de la física para garantizar que se mantiene una operación segura del reactor nuclear durante la operación normal o incluso en una condición de emergencia sin la intervención ni supervisión de un operario, al menos durante algún periodo predefinido de tiempo. Un reactor nuclear 5 incluye un núcleo 6 del reactor nuclear rodeado por una vasija 2 del reactor. El agua 1 en la vasija 2 del reactor rodea el núcleo 6 del reactor nuclear. El núcleo 6 del reactor nuclear está ubicado, además, en una envuelta 122 que rodea el núcleo 6 del reactor nuclear en torno a sus lados. Cuando se calienta el agua 1 por medio del núcleo 6 del reactor como resultado de incidentes de fisión, se dirige el agua 1 desde la envuelta 122 y saliendo por un tubo ascendente 124. Esto tiene como resultado que agua adicional 1 sea aspirada y calentada por el núcleo 6 del reactor nuclear, que aspira aún más agua 1 al interior de la envuelta 122. El agua 1 que sale del tubo ascendente 124 es refrigerada y dirigida hacia la zona anular 124 y luego vuelve a la parte inferior de la vasija 2 del reactor mediante una circulación natural. Se produce vapor 11 a presión en la vasija 2 del reactor según se calienta el agua 1.

Un ¡ntercambiador 35 de calor hace circular agua de alimentación y vapor en un sistema secundario 3 de refrigeración para generar electricidad con una turbina 32 y un generador 34. El agua de alimentación pasa a través del intercambiador 35 de calor y se convierte en vapor sobrecalentado. El sistema secundario 3 de refrigeración incluye un condensador 36 y una bomba 38 de agua de alimentación. El vapor y el agua de alimentación en el sistema secundario 3 de refrigeración están aislados del agua 1 en la vasija 2 del reactor, de forma que no se permite que se mezclen ni hagan contacto entre sí.

La vasija 2 del reactor está rodeada por una vasija 4 de contención. La vasija 4 de contención está diseñada de forma que no se permita que el agua o el vapor procedente de la vasija 2 del reactor escape al interior del entorno circundante. Se proporciona una válvula 8 de vapor para expulsar vapor 11 de la vasija 2 del reactor al interior de una mitad superior 14 de la vasija 4 de contención. Se proporciona una válvula sumergida 18 de purga para liberar el agua 1 al interior de la piscina 12 de supresión que contiene agua subenfriada.

Durante una pérdida de flujo de agua de alimentación, el reactor nuclear 5 está diseñado para responder parando bruscamente el núcleo 6 del reactor nuclear, inundando la vasija 4 de contención o despresurizando la vasija 2 del reactor. Estas últimas dos respuestas tienen como resultado que el reactor nuclear 5 sea parado y no pueda generar electricidad durante un periodo prolongado de tiempo. Además, durante una condición de pérdida de refrigerante en la que se expulsa refrigerante de la vasija 2 del reactor, se reduce un flujo de refrigerante a través del núcleo 6 del reactor. Esto aumenta el tiempo necesario para hacer que las temperaturas del núcleo del reactor nuclear desciendan hasta un nivel deseado.

La presente invención aborda estos y otros problemas.

La patente U.S. n° 4.554.129 da a conocer un reactor nuclear refrigerado por gas que tiene un núcleo central ubicado en la porción inferior de una vasija de hormigón del reactor. El núcleo está rodeado por una envuelta metálica que tiene una sección tubular vertical de una altura tal que se extiende ligeramente por encima de la parte superior del núcleo. Hay ubicado un intercambiador de calor por encima de la envuelta. Gas a alta temperatura procedente del núcleo fluye ascendentemente a través de una tubería central del intercambiador de calor y luego descendentemente a través de un paso anular circundante frente a conductos de transferencia de calor. Hay ubicado un medio de válvula de desviación en la parte superior de cada intercambiador. Tras la detección de una emergencia, se hace que se abra el medio de válvula de desviación de forma que pueda entrar refrigerante, después de haber pasado a través de la tubería central del intercambiador de calor, en un paso externo.

El artículo Testing of the Multi-Application Small Light Water Reactor (MASLWR) Passive Safety Systems de J. Reyes y otros., Nuclear Engineering and Design, vol. 237, n° 18, agosto de 27, páginas 1999-25, da a conocer un concepto de diseño para un reactor nuclear de agua ligera a presión que utiliza una circulación natural tanto en una operación normal como transitoria.

El documento FR 1 445 877 A da a conocer un diseño de un reactor nuclear.

La presente invención está definida por las reivindicaciones independientes. Las reivindicaciones dependientes se refieren a características opcionales de algunas realizaciones de la invención.

Breve descripción de los dibujos

La FIG. 1 ilustra un sistema de energía nuclear.

La FIG. 2 ilustra un conjunto modular de potencia que comprende una vasija de contención seca internamente.

La FIG. 3 ilustra el conjunto modular de potencia de la FIG. 2 durante una operación de emergencia.

La FIG. 4 ilustra una realización de un módulo de potencia que comprende un sistema de derivación del flujo del generador de vapor durante una operación de emergencia.

La FIG. 5 ilustra una realización de un módulo de potencia que comprende un sistema de derivación del flujo del generador de vapor durante condiciones de operación normal.

La FIG. 6A ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor durante condiciones de operación normal.

La FIG. 6B ilustra una realización del sistema de derivación del flujo del generador de vapor de la FIG. 6A durante una operación de apagado.

La FIG. 7 ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor que comprende un paso.

La FIG. 8 ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor que comprende una válvula.

La FIG. 9 ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor que comprende una o más placas difusoras.

La FIG. 1 ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor que comprende un paso activado por temperatura.

La FIG. 11 ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor que comprende una válvula esférica de retención.

La FIG. 12 ilustra una realización de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor accionado por medio de varillas de control.

La FIG. 13 ilustra una realización alternativa de un sistema de derivación del flujo del generador de vapor accionado por medio de varillas de control.

La FIG. 14 ¡lustra un procedimiento novedoso para refrigerar un núcleo del reactor utilizando un sistema de derivación del flujo del generador de vapor.

Sumario de la invención

Se da a conocer un conjunto modular de potencia que comprende un alojamiento del reactor, un núcleo de reactor ubicado en una porción inferior del alojamiento del reactor, y un intercambiador de calor ubicado proximalmente en torno a una porción superior del alojamiento del reactor. El refrigerante primario fluye fuera del alojamiento del reactor a través de la porción superior, y el refrigerante primario fluye al interior del alojamiento del reactor a través de la porción inferior. El conjunto modular de potencia comprende, además, un paso proporcionado... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Un conjunto modular (5) de potencia que comprende: un alojamiento (2) de reactor;

un núcleo (6) de reactor nuclear ubicado en una porción inferior (22) del alojamiento (2) del reactor;

un intercambiador (35) de calor ubicado proximalmente en torno a una porción superior (24) del alojamiento (2) del reactor, en el que el refrigerante primario (1) fluye fuera del alojamiento (2) del reactor a través de la porción superior (24) y en el que el refrigerante primario (1) fluye al interior del alojamiento (2) del reactor a través de la porción inferior (22); y

un paso (45) proporcionado en el alojamiento (2) del reactor entre la porción inferior (22) y la porción superior (24), en el que el paso (45) está configurado para proporcionar un flujo auxiliar (48) de refrigerante primario (1) al núcleo (6) del reactor nuclear para aumentar el flujo del refrigerante primario (1) fuera de la porción superior (24) del alojamiento (2) del reactor y al interior de la porción inferior (22), y

en el que el flujo auxiliar (48) de refrigerante primario (1) circunvala el intercambiador (35) de calor.

2. El conjunto modular de potencia según la reivindicación 1, en el que el paso se cierra o se reduce durante una operación a plena potencia del conjunto modular de potencia.

3. El conjunto modular de potencia según la reivindicación 2, en el que el paso está configurado para abrirse durante una operación de parada.

4. Un módulo (5) de reactor nuclear que comprende: una vasija (2) del reactor; y

un conjunto modular (25) de potencia según la reivindicación 1, en el que:

el alojamiento (2) del reactor está montado en el interior de la vasija (2) del reactor y comprende una envuelta (22) y un tubo ascendente (24) ubicado por encima de la envuelta (22);

el intercambiador (35) de calor está ubicado proximalmente en torno al tubo ascendente (24); y el núcleo (6) del reactor está ubicado en la envuelta (22).

5. El módulo del reactor nuclear según la reivindicación 4, en el que el paso comprende una válvula unidireccional.

6. El módulo del reactor nuclear según la reivindicación 4, en el que el paso forma un paso para que el refrigerante salga del alojamiento del reactor durante un accidente con pérdida de refrigerante o un incidente de despresurización.

7. El módulo del reactor nuclear según la reivindicación 6, en el que el paso está adaptado para abrirse debido a un cambio en la temperatura en el interior de la vasija del reactor.

8. El módulo del reactor nuclear según la reivindicación 7, en el que el paso comprende una cubierta bimetálica ubicada sobre el paso, y en el que la cubierta bimetálica comprende materiales que tienen distintas propiedades de expansión térmica.

9. Un procedimiento para refrigerar un reactor nuclear que comprende:

hacer circular un refrigerante primario (1) a través de un alojamiento (2) del reactor que comprende un tubo ascendente superior (24) y una envuelta inferior (22), en el que un recorrido de flujo primario del refrigerante primario (1) pasa por un intercambiador (35) de calor ubicado proximalmente en torno al tubo ascendente superior (24), y en el que el refrigerante primario (1) entra en la envuelta inferior (22);

detectar un accidente con pérdida de refrigerante o un incidente de despresurización;

reducir un nivel de fluido del refrigerante primario (1) por debajo de la parte superior del tubo ascendente superior (24), en el que el refrigerante primario (1) sale del tubo ascendente superior (24) como vapor (11);

hacer circular refrigerante primario (1) por un recorrido (48) de flujo auxiliar a través de un paso auxiliar (45) proporcionado en el alojamiento (2) del reactor, en el que el recorrido (48) de flujo auxiliar del refrigerante primario (1) sale del alojamiento (2) del reactor sin pasar por el intercambiador (35) de calor; y

combinar el refrigerante primario (1) procedente del recorrido (48) de flujo auxiliar con el refrigerante primario (1) procedente del recorrido de flujo primario que entra en la envuelta inferior (22).

1. El procedimiento según la reivindicación 9, en el que el refrigerante primario que sale del tubo ascendente como vapor se condensa como refrigerante líquido antes de ser combinado con el refrigerante primario del recorrido de

flujo auxiliar.

11. El procedimiento según la reivindicación 1, en el que el refrigerante primario del recorrido de flujo auxiliar circula a través del paso auxiliar debido a una diferencia en fuerzas hidrostáticas a ambos lados del paso.

12. El procedimiento según la reivindicación 9, en el que la circulación del recorrido de flujo auxiliar del refrigerante primario a través del paso auxiliar reduce una concentración de aditivos no volátiles en el refrigerante primario dentro

del alojamiento del reactor.

13. El procedimiento según la reivindicación 9, en el que una diferencia en la tasa de expansión térmica entre la envuelta inferior y el tubo ascendente superior provoca que se abra el paso auxiliar.

14. El procedimiento según la reivindicación 9, en el que un nivel del refrigerante primario se encuentra por encima de una salida del tubo ascendente superior del alojamiento del reactor durante una operación a plena potencia, y en

el que el nivel de refrigerante primario se encuentra por debajo de la salida durante el accidente con pérdida de refrigerante o el incidente de despresurización.

15. El procedimiento según la reivindicación 14, en el que el nivel del refrigerante primario permanece por encima del paso auxiliar durante el accidente con pérdida de refrigerante o el incidente de despresurización.