VASIJA DE PRESION DE REACTOR.
Una vasija de presión de reactor para contener conjuntos combustibles nucleares en agua refrigerante,
que comprende:
un cuerpo de vasija (1) que tiene un reborde de apoyo interno (20),
un cabezal superior desmontable (2), estando el cuerpo de la vasija (1) y el cabezal superior (2) provistos cada uno de bridas de cooperación,
un conjunto de barrilete del núcleo (9) que tiene una brida (22) apoyada en el reborde de apoyo interno (20) para sostener los conjuntos combustibles, teniendo la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22) orificios de flujo del refrigerante (24) que se extienden entre una superficie de brida inferior (26) y una superficie de brida superior (28),
una placa de apoyo superior (11) que tiene una brida (32) dispuesta sobre la superficie superior (28) de la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22), con un espacio formado entre las bridas (22, 32), teniendo la brida de la placa de apoyo superior (32) orificios de flujo del refrigerante (34) que se extienden entre su superficie inferior (36) y su superficie superior (38),
caracterizada porque los orificios de flujo del refrigerante (24) en la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22) están alineados de tal modo que están directamente bajo los orificios de flujo del refrigerante (34) en la brida del conjunto de apoyo superior (32), y porque el área transversal de cada orificio de flujo del refrigerante de la brida del conjunto de barrilete del núcleo (24) es más pequeño que el área transversal del orificio de flujo del refrigerante de la brida de la placa de apoyo superior alineada (34)
Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US03/13683.
Solicitante: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC.
Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.
Dirección: P.O. BOX 355,PITTSBURGH, PA 15230-0355.
Inventor/es: HANKINSON, MICHAEL F., FORSYTH,DAVID R, ALTMAN,DAVID A, BETHUNE,KEVIN G, MCFETRIDGE,ROBERT,H.
Fecha de Publicación: .
Fecha Concesión Europea: 17 de Febrero de 2010.
Clasificación Internacional de Patentes:
- G21C13/02 FISICA. › G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR. › G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › G21C 13/00 Vasijas de presión; Vasijas de contención; Contención en general. › Detalles.
- G21C13/04 G21C 13/00 […] › Disposiciones para la expansión y la contracción.
- G21C15/12 G21C […] › G21C 15/00 Disposiciones para la refrigeración en el interior de la vasija de presión que contiene el núcleo; Utilización de refrigerantes específicos. › que provienen de la vasija de presión; que provienen de la vasija de contención.
- G21C5/10 G21C […] › G21C 5/00 Estructura del moderador o del núcleo; Empleo de materiales específicos como moderador. › Medios para soportar la estructura completa.
Clasificación PCT:
Clasificación antigua:
- G21C9/00 G21C […] › Disposiciones para la protección de emergencia estructuralmente asociadas con el reactor (disposiciones para la refrigeración de emergencia G21C 15/18).
Fragmento de la descripción:
Vasija de presión de reactor.
Antecedentes de la invención
La presente invención se refiere a vasijas a presión de reactor (RPV) en reactores nucleares de agua presurizada (PWR). Se refiere particularmente a las RPV en las que una pequeña fracción de agua refrigerante de entrada es desviada del refrigerante principal con el fin de refrigerar los cabezales de la RPV.
Un PWR generalmente incluye un bucle cerrado de agua refrigerante presurizada para transferir energía calorífica desde los conjuntos combustibles en la región del núcleo de una RPV a un sistema de agua secundario empleado para generar vapor. El bucle cerrado opera a presiones de hasta aproximadamente 15,513406 x 106 Pa o más y a temperaturas de hasta aproximadamente 343ºC o más. El agua refrigerante puede ser calentada a 15ºC (por ejemplo, desde 288ºC hasta aproximadamente 305ºC) en una RPV y a continuación, una cantidad equivalente puede ser enfriada por el sistema de agua secundario.
Después de décadas de funcionamiento a temperatura y presión altas, las superficies de metal humedecidas de las RPV (que generalmente están fabricadas en acero inoxidable y aleaciones con base de níquel) contactadas por el agua refrigerante circulante, experimentan fisuración por corrosión bajo tensión. Un procedimiento bien reconocido para reducir la susceptibilidad de los metales a la corrosión bajo tensión es reducir la temperatura de la superficie de metal humedecida. Las pruebas han demostrado que los tiempos de inicio de fisuras pueden reducirse significativamente reduciendo las temperaturas de los cabezales de la RPV en solo - 12,22ºC.
Por consiguiente, y además de otras modificaciones termohidráulicas de la RPV, los componentes de la RPV han sido rediseñados o modificados para desviar agua refrigerante de entrada relativamente fría fuera de la principal trayectoria de agua refrigerante y hacia los cabezales de la RPV con el fin de refrigerar los cabezales de la RPV. De este modo, las RPV pueden tener orificios de flujo de agua refrigerante realizados en las bridas de los conjuntos de barrilete del núcleo y conjuntos de apoyo superior para proporcionar una trayectoria de flujo para el agua refrigerante de entrada desviada. Véanse las patentes estadounidenses números 5,325,407 y 4,786,461.
Los inventores han descubierto que, aunque los patrones de flujo de las patentes estadounidenses números 5,325,407 y 4,786,461 proporcionarán los efectos de refrigeración deseados, el flujo refrigerante desviado puede no proporcionar el flujo esperado de agua refrigerante en los cabezales de la RPV en todas las circunstancias. Específicamente, se ha descubierto que el flujo de agua refrigerante a través de los orificios en las placas de apoyo superior puede inducir el agua refrigerante en los cabezales de la RPV sobre los conjuntos de apoyo superior para gotear hacia atrás en el espacio entre las bridas y diluir el agua refrigerante desviada más o menos como una bomba de chorro que aspira el fluido de alrededor. En una prueba, el factor de pérdidas ("k") de la ecuación de Bernoulli
se determinó como 1,6 donde se empleó un factor de pérdidas de 1,1 en el diseño de los orificios.
De este modo, la cantidad de flujo desviado de agua refrigerante en el cabezal de la RPV y su temperatura pueden no ser suficientes para enfriar el cabezal de acuerdo con el diseño.
Resumen de la invención
Por lo tanto, un objeto de la presente invención es proporcionar un diseño mejorado de la RPV para controlar el flujo de agua refrigerante desviada en los cabezales de la RPV. Es otro objeto de la presente invención reducir la susceptibilidad de la fuga de agua refrigerante desde la región del cabezal de la RPV hacia atrás al espacio entre las bridas del conjunto de apoyo de barrilete del núcleo y las bridas del conjunto de apoyo superior.
Se ha descubierto que los objetos anteriores pueden obtenerse en una vasija a presión del reactor (RPV) para contener conjuntos combustibles nucleares en agua refrigerante proporcionando: la configuración desvelada en la reivindicación 1.
Ventajosamente, los tamaños relativos de los orificios alineados en las bridas pueden ser diseñados en las RPV para controlar mejor el agua refrigerante de entrada que es desviada desde la corriente principal y para reducir la fuga de contraflujo.
Se advertirán otros objetos adicionales de la presente invención a partir de la siguiente descripción detallada y de los dibujos y reivindicaciones adjuntas.
Breve descripción de los dibujos
La figura 1 es una vista isométrica, parcialmente en sección, de una típica vasija de presión del reactor (RPV).
La figura 2 es una vista en sección fragmentada ampliada de la RPV tomada en el soporte mostrado en la figura 1.
La figura 3 es una vista en sección fragmentada ampliada de la RPV tomada en el soporte mostrado en la figura 1.
La figura 4 es una vista de sección fragmentada ampliada de la RPV tomada en el soporte mostrado en la figura 1.
Descripción de la realización preferente
La figura 1 ilustra generalmente los diversos componentes de una vasija de presión del reactor (RPV) en un reactor de agua presurizada (PWR) para el que es aplicable la presente invención. El RPV está compuesto generalmente por un cuerpo de válvula de presión de acero cilíndrico 1 que tiene un cabezal superior desmontable 2, cada uno provisto de bridas de cooperación que pueden ser atornilladas con fuerza mediante una pluralidad de pernos 3 y tuercas 3 cuando el PWR está en funcionamiento. El cabezal superior desmontable 2 tiene una pluralidad de tubos de penetración 5 para acomodar los mecanismos de accionamiento de la varilla de control 6 o para funcionar como puertos de instrumentación para termopares u otra instrumentación de control. La susceptibilidad de estas penetraciones 5 a la fisuración por corrosión bajo tensión puede reducirse disminuyendo su temperatura todo lo posible de manera razonable. Un procedimiento para reducir su temperatura es disminuir la temperatura del agua refrigerante en las cercanías de las penetraciones.
El cuerpo de la vasija 1 tiene al menos una boquilla de entrada de agua refrigerante 7, al menos una boquilla de salida de agua refrigerante 8, y un conjunto de barrilete del núcleo cilíndrico 9 para sostener los conjuntos combustibles 10 en la región del núcleo de la RPV. El agua refrigerante generalmente entra en el cuerpo de la vasija 1 a través de la boquilla de entrada 7 y fluye en sentido descendente hacia el anillo entre el conjunto de barrilete del núcleo 9 y la pared interior del cuerpo de la vasija 1. Entonces, el agua refrigerante vuelve en sentido ascendente en la parte inferior del cuerpo de la vasija de presión 1 y fluye en sentido ascendente a través de los conjuntos combustibles 10, una placa de apoyo del núcleo 12 y hacia fuera del cuerpo de la vasija 1 a través de la boquilla de salida 8 a un generador de vapor (no mostrado).
El cuerpo de la vasija 1 también tiene un conjunto de apoyo superior que incluye una placa de apoyo superior 11 para sostener los mecanismos de accionamiento de la varilla de control 6 y tubos de guía de la varilla de control 13 para guiar los mecanismos de accionamiento de la varilla de control 6. El conjunto de apoyo superior también está diseñado para permitir que el agua refrigerante circule entre la región del cabezal de la RPV y la región sobre los conjuntos combustibles 10 con el fin de enfriar el cabezal 2 de la RPV y sus penetraciones. En un patrón de flujo deseado para enfriar el cabezal 2 de la RPV, el agua refrigerante desviada fluye desde la boquilla de entrada 7 de la RPV, a través de los orificios en las bridas del conjunto de barrilete del núcleo 9 (mostrado en las figuras 2-4) y la placa de apoyo superior 11, en el cabezal 2 de la RPV, en sentido descendente a través de los espacios de flujo en el conjunto de apoyo superior, y a continuación en la región sobre los conjuntos combustibles 10.
La figura 2 muestra generalmente una primera realización preferente de la presente invención. Esta figura muestra generalmente la región de la RPV donde el conjunto de apoyo de barrilete del núcleo 9 y la placa de apoyo superior 11 están sostenidos por el cuerpo de la vasija 1. El cuerpo de la vasija 1 tiene un reborde de apoyo interno 20 que sostiene una brida del conjunto de barrilete del núcleo 22. La brida 22 tiene orificios (representados...
Reivindicaciones:
1. Una vasija de presión de reactor para contener conjuntos combustibles nucleares en agua refrigerante, que comprende:
un cuerpo de vasija (1) que tiene un reborde de apoyo interno (20),
un cabezal superior desmontable (2), estando el cuerpo de la vasija (1) y el cabezal superior (2) provistos cada uno de bridas de cooperación,
un conjunto de barrilete del núcleo (9) que tiene una brida (22) apoyada en el reborde de apoyo interno (20) para sostener los conjuntos combustibles, teniendo la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22) orificios de flujo del refrigerante (24) que se extienden entre una superficie de brida inferior (26) y una superficie de brida superior (28),
una placa de apoyo superior (11) que tiene una brida (32) dispuesta sobre la superficie superior (28) de la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22), con un espacio formado entre las bridas (22, 32), teniendo la brida de la placa de apoyo superior (32) orificios de flujo del refrigerante (34) que se extienden entre su superficie inferior (36) y su superficie superior (38),
caracterizada porque los orificios de flujo del refrigerante (24) en la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22) están alineados de tal modo que están directamente bajo los orificios de flujo del refrigerante (34) en la brida del conjunto de apoyo superior (32), y porque el área transversal de cada orificio de flujo del refrigerante de la brida del conjunto de barrilete del núcleo (24) es más pequeño que el área transversal del orificio de flujo del refrigerante de la brida de la placa de apoyo superior alineada (34).
2. La vasija de presión del reactor de la reivindicación 1, en la que el área transversal de cada orificio de flujo del refrigerante (24) en la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22) varía de tal modo que es menor en la superficie de la brida inferior (26) que en la superficie de la brida superior (28).
3. La vasija de presión del reactor de la reivindicación 1, en la que el área transversal de cada orificio de flujo de refrigeración (34) en la brida de la placa de apoyo superior (32) varía de tal modo que es menor en la superficie de la brida inferior (36) que en la superficie de la brida superior (38).
4. La vasija de presión del reactor de la reivindicación 1, en la que el diámetro de cada orificio de flujo de refrigeración (34) en la brida de la placa de soporte (32) mide 83 mm y el diámetro de cada orificio de flujo de refrigeración (24) en la brida del conjunto de barrilete del núcleo (22) mide 57 mm.
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