SISTEMA DE SEGURIDAD PARA CENTRALES NUCLEARES.

Sistema de seguridad para centrales nucleares, que comprende, una estructura protectora (2) de forma cilíndrica que dispone de una base superior cerrada y que cubre la totalidad de la superficie exterior de un reactor (1);

un silo (3) contenedor de material radiactivamente aislante (4) en estado fluido, estando intercomunicado en interior del silo (3) con el interior de la estructura protectora (2) a través de una pluralidad de aberturas (6); sendas compuertas (7) de apertura y cierre al paso del material radiactivamente aislante (4) a través de las aberturas (6) y medios de detección (8) de escapes radiactivos asociados a medios de motorización (9) del movimiento de las compuertas (7). Ante una detección de un escape radiactivo por parte de los medios de detección (8), los medios de motorización (9) mueven las compuertas (7), abriéndolas, vertiendo el volumen de material radiactivamente aislante (4) desde el silo (3) hacia el interior de la estructura protectora (2) hasta cubrirpor completo al reactor (1)

Sistema de seguridad para centrales nucleares.

Campo y objeto de la invención

La invención se engloba dentro del campo de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica y más concretamente se refiere a un sistema de seguridad para este tipo de centrales en caso de un escape ocurrido en el reactor nuclear.

Estado de la técnica

En la actualidad, el uso de centrales nucleares para la obtención de energía eléctrica está ampliamente extendido por todo el mundo. Como bien es sabido este tipo de centrales emplean materiales radiactivos para obtener la energía eléctrica, utilizando para ello procedimientos electroquímicos de gran complejidad y peligrosidad por la manipulación de estos materiales radiactivos.

Con el fin de salvaguardar la seguridad en este tipo de centrales se implementan sistemas de seguridad de gran complejidad, siendo normalmente dichos sistemas redundantes, es decir actuando sistemas de seguridad independientes entre si uno tras otro en el caso de que uno de ellos falle.

Los citados sistemas, son técnicamente complejos y requieren de equipamientos de precisión altamente costosos, al igual que su mantenimiento y de personas de alta cualificación técnica para su manejo.

Por todo ello, se ha detectado una necesidad de proporcionar un sistema de seguridad para centrales nucleares que sea de gran sencillez sin necesidad de disponer de medios y equipamiento complejo.

Este objetivo se consigue por medio de la invención tal y como está definida en la reivindicación 1, en las reivindicaciones dependientes se definen realizaciones preferidas de la invención.

Descripción de la invención

La presente invención se refiere a un sistema de seguridad para centrales nucleares cuya central comprende un reactor, siendo el volumen ocupado por el reactor V_REAC. El sistema se caracteriza porque comprende una estructura protectora de forma cilíndrica que tiene un volumen interior V_E, la cual dispone de una base superior cerrada y cuya estructura cubre la totalidad de la superficie exterior del reactor siendo de dimensiones, tanto en altura como en diámetro, mayores que dicho reactor de forma que V_E es mayor que V_REAC; un silo contenedor de una cantidad de material radiactivamente aislante en estado fluido de volumen V_MRA, siendo la base inferior del silo común con la base superior de la estructura protectora, donde el volumen interior del silo V_S es mayor que V_MRA, de forma que el material radiactivamente aislante alcanza un nivel de altura H_M sobre la altura total del silo H_S, estando intercomunicado en interior del silo con el interior de la estructura protectora a través de una pluralidad de aberturas realizadas sobre la base superior, disponiéndose sendas compuertas de apertura y cierre al paso del material radiactivamente aislante a través de las aberturas y medios de detección de escapes radiactivos asociados a medios de motorización del movimiento de las compuertas. Ante una detección de un escape radiactivo por parte de los medios de detección, los medios de motorización mueven las compuertas, abriéndolas, vertiendo el volumen V_MRA de material radiactivamente aislante desde el silo hacia el interior de la estructura protectora hasta cubrir por completo al reactor, llegando el material a una altura H_CUB medida sobre la base inferior de la estructura protectora mayor que la altura del reactor H_R.

De esta manera, se procede a cubrir el reactor del fluido aislante evitando cualquier escape radiactivo hacia el exterior del la estructura protectora. Siendo el accionamiento del sistema extremadamente sencillo y sobretodo rápido ya que el cubrimiento del reactor se produce en cuestión de segundos al haberse habilitado un gran número de aberturas cuyo caudal de paso es bastante elevado.

En la zona superior del silo se podrán disponer una pluralidad de primeros respiraderos, situados por encima de la altura H_M del nivel ocupado por el material radiactivamente aislante. La misión principal de estos primeros respiraderos, es la de servir de puntos de toma de aire desde el exterior para que se puede producir el vertido del material radiactivamente aislante desde el silo al interior de la estructura protectora ya que de otro modo no se podría producir dicho vertido por la presión existente en el interior del silo.

Adicionalmente, en la zona superior de la estructura protectora se podrá disponer una pluralidad de segundos respiraderos, situados por encima de la altura H_CUB del nivel ocupado por el material radiactivamente aislante cuando ha sido vertido al interior de la estructura protectora. La misión de los mismos es la de evacuar el aire existente en el interior de la estructura soporte ya que de otra forma ocuparía un cierto volumen que no podría ser ocupado por el fluido radiactivamente aislante.

Descripción de los dibujos

A continuación se pasa a describir de manera muy breve una serie de dibujos que ayudan a comprender mejor la invención y que se relacionan expresamente con unas realizaciones de dicha invención que se presentan como ejemplos ilustrativos y no limitativos de ésta.

La figura 1 representa una vista en sección esquemática del sistema de seguridad objeto de la presente invención, antes de que se haya producido la apertura de las compuertas que forman parte de dicho sistema.

La figura 2 representa una vista en sección esquemática, similar a la de la figura 1, del sistema objeto de la presente invención, justo después de que se haya producido la apertura de las compuertas que forman parte de dicho sistema.

La figura 3 representa una vista en perspectiva de forma esquemática y seccionada por un plano longitudinal vertical que pasa por el centro geométrico del reactor, del sistema de seguridad objeto de la presente invención, el cual esta vacío de material radiactivamente aislante.

Descripción de un modo (modos) de realización de la invención

El sistema de seguridad para centrales nucleares objeto de la presente invención, consta de una estructura protectora (2) que cubre por completo al reactor nuclear (1) que en el presente modo de realización se ha representado de forma cilíndrica por lo que la estructura protectora (2) tendrá una configuración cilíndrica tubular, tal y cono se aprecia sobretodo en la figura 3. El reactor nuclear ocupará un cierto volumen que denominaremos V_REAC. por su parte la estructura protectora (2) está realizada normalmente de un material inerte como por ejemplo de hormigón armado, siendo las paredes de dicha estructura de un cierto espesor para evitar la trasmisión de radiactividad hacia el exterior, el volumen interior de la estructura protectora (2) lo designaremos por V_E, dándose la condición de que las dimensiones, altura y diámetro, de dicha estructura serán tales que V_E > V_REAC.

El sistema comprende además un silo (3) de planta circular de diámetro igual al diámetro de la estructura protectora (2) y del mismo material, el silo (3) se construirá tomando como base inferior, la base superior (5) de la estructura (2). El Citado silo (3) está destinado a contener una cierta cantidad de un material radiactivamente aislante en estado fluido, el cual ocupará un volumen que designaremos como V_MRA, teniendo el silo (3) un volumen interno designado como V_S, de forma que se cumple que V_S > V_MRA. es decir que queda una cierta porción del volumen V_S del silo sin ocupar por al material radiactivamente aislante (4) y por consiguiente el material radiactivamente aislante (4) alcanza un nivel de altura H_M sobre la altura total del silo (3) H_S.

El silo (3) estará intercomunicado con la estructura protectora (2) a través de la base superior (5) de la misma para lo cual se practican en dicha base y se sitúan de forma equidistante entre sí y con respecto al contorno de la base, una pluralidad de aberturas (6). Dichas aberturas (6) contarán cada una con una compuerta (7) de apertura y cierre de las mismas, para poder abrir y cerrar el paso del material (4) desde el silo (3) a la estructura (2) por simple gravedad.

El sistema se completa con medios de detección (8) de escapes radiactivos, los cuales una vez detectados el escape, envían ordenes a medios de motorización (9) del movimiento de apertura y cierre de las...

1. Sistema de seguridad para centrales nucleares, cuya central comprende un reactor (1), siendo el volumen ocupado por el reactor (1) V_REAC, caracterizado porque comprende:

- una estructura protectora (2) de forma cilíndrica que tiene un volumen interior V_E, la cual dispone de una base superior cerrada y que cubre la totalidad de la superficie exterior del reactor (1), de dimensiones, tanto en altura como en diámetro, mayores que dicho reactor de forma que V_E > V_REAC

- un silo (3) contenedor de una cantidad de material radiactivamente aislante (4) en estado fluido de volumen V_MRA, siendo la base inferior del silo (3) común con la base superior (5) de la estructura protectora (2), donde el volumen interior del silo V_S > V_MRA de forma que el material radiactivamente aislante (4) alcanza un nivel de altura H_M sobre la altura total del silo (3) H_S, estando intercomunicado en interior del silo (3) con el interior de la estructura protectora (2) a través de una pluralidad de aberturas (6) realizadas sobre la base superior (5),

- sendas compuertas (7) de apertura y cierre al paso del material radiactivamente aislante (4) a través de las aberturas (6)

- medios de detección (8) de escapes radiactivos asociados a medios de motorización (9) del movimiento de las compuertas (7),

donde ante una detección de un escape radiactivo por parte de los medios de detección (8), los medios de motorización (9) mueven las compuertas (7), abriéndolas, vertiendo el volumen V_MRA de material radiactivamente aislante (4) desde el silo (3) hacia el interior de la estructura protectora (2) hasta cubrir por completo al reactor (1), llegando el material (4) a una altura H_CUB medida sobre la base inferior de la estructura protectora (2) mayor que la altura del reactor H_R.

2. Sistema de seguridad según la reivindicación 1, caracterizado porque en la zona superior del silo (3) se disponen una pluralidad de primeros respiraderos (10), situados por encima de la altura H_M del nivel ocupado por el material radiactivamente aislante (4).

3. Sistema de seguridad según las reivindicaciones 1 y 2, caracterizado porque en la zona superior de la estructura protectora (2) se dispone una pluralidad de segundos respiraderos (11), situados por encima de la altura H_CUB del nivel ocupado por el material radiactivamente aislante (4) cuando ha sido vertido al interior de la estructura protectora (2).