Sistema y procedimiento de supervisión del intervalo de potencia local del núcleo de un reactor de agua en ebullición.

Un sistema de supervisión del intervalo de potencia local (LPRM) del núcleo (12) de un reactor de agua enebullición (BWR),

comprendiendo el sistema:

una longitud deseada de un cable de tipo coaxial (20) aislado con un material mineral (24) que tiene una constantedieléctrica alta dentro del núcleo de un reactor de agua en ebullición (12); y

el aislamiento (24) muestra un cambio en las propiedades dieléctricas al someterlo a irradiación de neutrones ogamma;

caracterizado por

un aparato de reflectometría de dominio temporal (30) configurado para medir un cambio en la impedanciacaracterística temporal de un cable de tipo coaxial (20) en respuesta a al menos una de entre una irradiación deneutrones o una irradiación gamma generada por el núcleo del reactor (12).

Sistema y procedimiento de supervisión del intervalo de potencia local del núcleo de un reactor de agua en ebullición La invención se refiere, en general, a la supervisión del intervalo de potencia local de reactores nucleares y, más específicamente, al uso de un cable coaxial con aislamiento altamente dieléctrico para lograr mediciones del nivel de potencia local en estado estacionario del núcleo de un reactor.

Un procedimiento de supervisión del intervalo de potencia local (LPRM) de un reactor de agua en ebullición se basa en una técnica de sonda intranuclear de movimiento transversal (TIP) . La figura 1 ilustra un reactor de agua en ebullición conocido en la técnica. Un procedimiento LPRM conocido usa un sensor de neutrones o gamma en el extremo de un cable de accionamiento helicoidal de 200 pies (61 metros) para obtener un perfil de potencia tridimensional. La inserción de la TIP asociada y las operaciones de evacuación requieren un mantenimiento considerable, están sujetas a contaminación por radiación, adolecen de una recogida de datos lenta, requieren una zona de recepción grande y tienen inexactitudes espaciales no deseables.

Otro procedimiento de supervisión del intervalo de potencia local de un reactor de agua en ebullición se basa en un termómetro gamma para medir temperatura. La técnica de termómetro gamma, sin embargo, tiene una exactitud inferior a la asociada con técnicas de TIP, tiene una vida útil desconocida y altos costes de mantenimiento.

Un procedimiento propuesto de supervisión del intervalo de potencia local de un reactor de agua en ebullición se refiere a la medición de cambios en la impedancia de un cable coaxial aislado con mineral que incluye la ionización de un gas inerte introducido en un polvo de Al2O3 o MgO suelto. El procedimiento propuesto anteriormente es un concepto más novedoso que usa un cable coaxial con técnicas de reflectometría de dominio temporal (TDR) . Aunque este concepto supera muchas de las desventajas asociadas con las técnicas de TIP y de termómetro gamma conocidas en la técnica, deja aún espacio para aumentar la exactitud espacial.

Por el documento US 4.404.164 A se conoce un aparato de supervisión de flujo de neutrones que comprende un cable coaxial con un aislamiento mineral que usa Al2O3 como material dieléctrico.

En vista de lo anterior, sería ventajoso proporcionar un procedimiento de supervisión del intervalo de potencia local de un reactor de agua en ebullición que evite los problemas anteriores.

En la reivindicación 1 se define un sistema de supervisión del intervalo de potencia local (LPRM) del núcleo de un reactor de agua en ebullición (BWR) según la invención. Otras realizaciones se proporcionan en las reivindicaciones dependientes.

En la reivindicación 10 se define un procedimiento de supervisión del nivel de potencia local del núcleo de un reactor de agua en ebullición (BWR) según la invención. Otras realizaciones se proporcionan en las reivindicaciones dependientes.

Dibujos A continuación se presenta una descripción detallada de realizaciones de la invención a modo de ejemplo solo con referencia a los dibujos adjuntos, en los que:Estas y otras características, aspectos y ventajas de la presente invención se entenderán mejor cuando se lea la descripción detallada siguiente con referencia a las figuras adjuntas en las que caracteres similares representan partes similares en todas las figuras, en las que:

La figura 1 ilustra un reactor nuclear conocido en la técnica;

La figura 2 ilustra con mayor detalle el núcleo del reactor y tubos de instrumentación representados en la figura 1;

La figura 3 es un trozo longitudinal de un cable de tipo coaxial con aislamiento altamente dieléctrico según una realización de la invención; y

La figura 4 ilustra una pluralidad de ubicaciones de instrumentación de medición TDR adecuadas para usar con el cable de tipo coaxial con aislamiento altamente dieléctrico mostrado en la figura 3, según una realización de la invención.

Aunque las figuras dibujadas identificadas anteriormente establecen realizaciones particulares, también se consideran otras realizaciones de la presente invención, tal como se indica en la discusión. En algunos casos, la presente divulgación presenta realizaciones ilustradas de la presente invención a modo de representación y no de limitación. Pueden realizarse numerosas modificaciones y realizaciones por parte de los expertos en la técnica y entran dentro del alcance de la presente invención, definida en las reivindicaciones.

Descripción detallada Las realizaciones descritas en el presente documento usan el cambio de impedancia de un cable coaxial aislado con un mineral altamente dieléctrico no lineal al someterlo a irradiación de neutrones y/o gamma para medir el nivel de

potencia local para establecer un perfil de potencia tridimensional a lo largo de la longitud completa del núcleo del reactor nuclear tal como el núcleo de un reactor de agua en ebullición (BWR) representado en la figura 1. Pueden realizarse múltiples mediciones en un intervalo de segundos y con una resolución espacial de aproximadamente 1, 27 cm (media pulgada) usando una técnica de reflectometría de dominio temporal (TDR) para obtener cambios temporales en la impedancia característica asociados con el cable coaxial con aislamiento altamente dieléctrico que está configurado como una línea de transmisión. La impedancia característica está asociada con el cambio de constante dieléctrica alta y/o la ionización del gas inerte de relleno en el cable coaxial provocados por la irradiación de neutrones y/o gamma.

Las realizaciones de la línea de transmisión del cable coaxial que se describen a continuación con referencia a las figuras evitan el uso de óxidos sencillos convencionales tales como, sin limitación, alúmina, sílice, magnesia, vidrio y hafnia, que tienen una constante dieléctrica baja. Según algunos aspectos de la invención, el cable coaxial aislado con mineral altamente dieléctrico no lineal usa materiales cerámicos de constante dieléctrica alta tales como óxido de circonio, lantano, titanio y plomo ferroeléctricos no lineales y materiales antiferroeléctricos de niobato de sodio.

Los inventores presentes reconocen que aunque constantes dieléctricas más elevadas disminuyen la distancia espacial entre los nodos de interrupción de una línea de transmisión, puede lograrse una resolución más elevada aunque la transmisión de la señal se vuelva más lenta.

Según una realización de un procedimiento para supervisar el nivel de potencia local del reactor de agua en ebullición, al menos una porción de una línea de transmisión de un cable coaxial aislado con un mineral altamente dieléctrico no lineal se inserta dentro del núcleo del reactor de agua en ebullición de modo que se mida el cambio de la impedancia característica asociado con la línea de transmisión del cable coaxial aislado con un mineral altamente dieléctrico no lineal en respuesta a al menos una de entre irradiación de neutrones o irradiación gamma generada por el núcleo del reactor. Esta técnica logra de forma ventajosa una exactitud y una resolución espacial superiores a las que pueden lograrse usando técnicas y materiales conocidos. Otras ventajas sobre sistemas y procedimientos conocidos incluyen, sin limitación, 1) capacidad para recoger múltiples series de datos en un intervalo de un par de segundos, a diferencia de las aproximadamente dos horas requeridas cuando se usan técnicas de TIP existentes; 2) ningún requerimiento de uso de gas inerte para facilitar el cambio de impedancia, debido a que los materiales altamente dieléctricos tales como materiales cerámicos muestran un cambio considerable en sus propiedades dieléctricas al someterlos a irradiación; 3) puede influirse simultáneamente en el gas de relleno y su ionización al someterlo a irradiación con polvo suelto cuando se requiere cambiar la impedancia característica; 4) los materiales altamente dieléctricos son más resistentes a radiación gamma o de neutrones y presentan una vida útil más larga; y 5) el uso de la línea de transmisión del cable coaxial con aislamiento altamente dieléctrico proporciona un sistema de supervisión que es más económico de poner en marcha que sistemas y técnicas de supervisión conocidos.

Las realizaciones descritas más adelante que se describen con más detalle con referencia a las figuras usan materiales dieléctricos en una configuración de cable coaxial que son diferentes a los materiales dieléctricos de óxidos o nitruros convencionales que se usan generalmente para elaborar cables coaxiales. Estos materiales dieléctricos diferentes pueden estar en forma... [Seguir leyendo]

1. Un sistema de supervisión del intervalo de potencia local (LPRM) del núcleo (12) de un reactor de agua en ebullición (BWR) , comprendiendo el sistema:

una longitud deseada de un cable de tipo coaxial (20) aislado con un material mineral (24) que tiene una constante dieléctrica alta dentro del núcleo de un reactor de agua en ebullición (12) ; y el aislamiento (24) muestra un cambio en las propiedades dieléctricas al someterlo a irradiación de neutrones o gamma;

caracterizado por

un aparato de reflectometría de dominio temporal (30) configurado para medir un cambio en la impedancia característica temporal de un cable de tipo coaxial (20) en respuesta a al menos una de entre una irradiación de neutrones o una irradiación gamma generada por el núcleo del reactor (12) .

2. El sistema LPRM del núcleo del BWR según la reivindicación 1, en el que el aislamiento (24) del cable (20) comprende un material de aislamiento (24) dieléctrico no lineal.

3. El sistema LPRM del núcleo del BWR según la reivindicación 2, en el que el aislamiento (24) comprende también un gas inerte combinado con el material de aislamiento (20) no lineal altamente dieléctrico.

4. El sistema LPRM del núcleo del BWR según la reivindicación 3, en el que el gas inerte comprende al menos uno de entre nitrógeno, argón, xenón o combinaciones de los mismos.

5. El sistema LPRM del núcleo del BWR según la reivindicación 2, en el que el material aislante (24) comprende al menos uno de entre óxido de circonio, lantano, plomo y titanio ferroeléctrico no lineal, materiales antiferroeléctricos de niobato de sodio, óxido de circonio, plomo y titanio (PbZrTiO3) , titanato de bario (BaTiO3) , titanato de bario y estroncio (BaSrTiO3) , óxido de bismuto y titanio modificado con lantano ( (BiLa) 4Ti3O12) , óxido de bismuto, estroncio y tántalo (SrBi2Ta2O9) , circonato de plomo (PbZrO3) , óxido de novato de magnesio y plomo (PbMgNbO3) , óxido de magnesio, niobio, plomo y titanio (PbMgNbTiO3) u óxido de circonio, niobio, níquel, plomo y titanio (PbNiNb-PbZrTiO3) .

6. El sistema LPRM del núcleo del BWR según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el cable de tipo coaxial (20) aislado con el mineral altamente dieléctrico comprende un material aislante en polvo compacto.

7. El sistema LPRM del núcleo del BWR según la reivindicación 6, en el que el cable de tipo coaxial (20) aislado con el mineral altamente dieléctrico comprende adicionalmente un gas inerte combinado con el material aislante en polvo compacto (24) .

8. El sistema LPRM del núcleo del BWR según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el cable de tipo coaxial (20) aislado con el mineral altamente dieléctrico tiene una constante dieléctrica que no es inferior a aproximadamente 10.

9. El sistema LPRM del núcleo del BWR según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la longitud deseada es la longitud del núcleo del reactor BWR (12) .

10. Un procedimiento de supervisión del nivel de potencia del núcleo de un reactor de agua en ebullición (BWR) , comprendiendo el procedimiento:

proporcionar una longitud deseada de un cable de tipo coaxial aislado con un material mineral (24) que tiene una constante dieléctrica alta no lineal, y el aislamiento muestra un cambio en las propiedades dieléctricas al someterlo a irradiación de neutrones o gamma, agrupar la longitud deseada del cable de tipo coaxial aislado con mineral altamente dieléctrico no lineal con una pluralidad de barras de celda de combustible para formar un sistema de línea de transmisión que tiene una impedancia característica; insertar al menos una porción del sistema de línea de transmisión dentro del núcleo del reactor de agua en ebullición y medir el cambio de impedancia característica asociado con el cable de tipo coaxial aislado con mineral altamente dieléctrico no lineal en respuesta a al menos una de entre una irradiación de neutrones o una irradiación gamma generada por el núcleo del reactor.

11. El procedimiento según la reivindicación 10, que además comprende rellenar con un gas inerte el material aislante mineral altamente dieléctrico no lineal.

12. El procedimiento según la reivindicación 11, que además comprende medir un cambio en el nivel de ionización del gas inerte en respuesta a al menos una de entre una irradiación de neutrones o una irradiación gamma generada por el núcleo del reactor.

13. El procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 10-12, en el que el material aislante es un material compacto.

14. El procedimiento según la reivindicación 13, que además comprende rellenar con un gas inerte el material compacto.