JUNTA DE ESTANQUEIDAD PERMANENTE PARA CAVIDAD DE REACTOR NUCLEAR.
Una junta de estanqueidad permanente de cavidad que sustituye la función de la junta de estanqueidad temporal de cavidad usada típicamente en reactores estrechos de agua presurizada con huelgo de dilatación térmica,
para sellar el huelgo de dilatación entre el pozo no penetrante del reactor y el reactor durante la recarga de combustible. La junta de estanqueidad permanente utiliza una junta flexible en forma de C que está protegido por un brazo de soporte rígido en voladizo de cualquier equipo caído accidentalmente desde arriba en el canal de recarga de combustible. La construcción alberga la expansión térmica de la vasija del reactor mientras se permite que la vasija del reactor enfríe el aire para sacar la corona entre la vasija y la pared de la cavidad del reactor durante el funcionamiento de la planta, sin un incremento notable en la caída de presión.
Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2008/050077.
Solicitante: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC.
Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.
Dirección: 4350 NORTHERN PIKE MONROEVILLE, PA 15146-2866 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.
Inventor/es: HARKNESS,Alexander W.
Fecha de Publicación: .
Clasificación Internacional de Patentes:
- G21C13/00 FISICA. › G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR. › G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › Vasijas de presión; Vasijas de contención; Contención en general.
- G21C13/028 G21C […] › G21C 13/00 Vasijas de presión; Vasijas de contención; Contención en general. › Juntas, p. ej. para las vasijas de presión o las vasijas de contención.
Fragmento de la descripción:
JUNTA DE ESTANQUEIDAD PERMANENTE PARA CAVIDAD DE REACTOR NUCLEAR
REFERENCIA A SOLICITUDES RELACIONADAS
Esta Solicitud reivindica la prioridad de la Solicitud Provisional de Estados Unidos Número 60/884, 707, presentada el 12 de enero de 2007 y 60/888, 347, presentada el 6 de febrero 2007.
OBJETO DE LA INVENCIÓN
La presenta invención se refiere a disposiciones de contención de reactor nuclear, y más particularmente a juntas de estanqueidad permanentes que se extienden a través de un huelgo de dilatación térmica anular entre una pared periférica de una vasija del reactor nuclear y una pared de contención, en los cuales la junta de estanqueidad proporciona una junta impermeable a través del huelgo de dilatación permitiendo la traslación lateral y vertical de la vasija del reactor respecto de la pared de contención.
ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN
La recarga de combustible de los reactores de agua presurizada es una operación rutinaria establecida llevada a cabo con un alto grado de fiabilidad. Para condiciones normales de carga, la recarga de combustible se lleva a cabo aproximadamente cada 12 a 22 meses. La operación completa de recarga de combustible dura normalmente en torno a cuatro semanas.
En una serie de disposiciones nucleares de contención, la vasija del reactor se posiciona dentro de una cavidad de hormigón que tiene una parte anular superior encima de la vasija que define una canal de recarga de combustible. El canal se mantiene seco durante las operaciones del reactor; sin embargo, durante la recarga de combustible de la planta de energía nuclear, el canal se llena con agua. El nivel de agua es suficientemente alto para proporcionar la protección adecuada para mantener los niveles de radiación dentro de los límites aceptables cuando se retiran completamente los conjuntos combustibles de la vasija. Se añade ácido bórico al agua para garantizar las condiciones subcríticas durante la recarga de combustible. Al inicio de la operación de recarga de combustible, antes de que se inunde el canal de recarga de combustible, la brida de la vasija del reactor está sellada a la parte inferior del canal de recarga de combustible. Originariamente, esta junta se llevaba a cabo mediante una junta de estanqueidad afianzada que previene la fuga de agua de recarga de combustible al pozo en el cual se asienta la vasija del reactor. Este anillo de estanqueidad se fijaba y sellaba después de enfriar el reactor antes de inundar el canal. Típicamente esta junta de estanqueidad desmontable estaba constituida por cuatro anillos elastoméricos de gran diámetro que son susceptibles de fuga y se deben sustituir en cada operación de recarga de combustible.
El huelgo de dilatación térmica anular entre la vasija del reactor y la pared de hormigón que envuelve la vasija del reactor está provista para acomodar la dilatación térmica de la vasija y otros movimientos de la vasija tales como un evento sísmico y permiten enfriar las paredes de la cavidad y detectores externos al núcleo empotrados en las paredes de la cavidad de hormigón. Las plantas de reactor de agua presurizada tienen dos dimensiones de huelgos básicos de dilatación, es decir, ancho y estrecho. Los huelgos anchos tienden a encontrarse en el intervalo de dos pies (60, 98 cm) a tres pies (91 , 44 cm) , mientras que los huelgos estrechos tienden a encontrarse en el intervalo de 2" (5, 08 cm) a 4" (1 O, 16 cm) . En todas las plantas, se debe sellar el área del huelgo durante la recarga de combustible. Aunque la parte superior de la cavidad, es decir, el canal de recarga de combustible se debe inundar, no se permite que haya agua en la parte inferior de la cavidad. Típicamente, la vasija del reactor tiene una brida de extensión horizontal y la pared de contención que envuelve la cavidad del reactor tiene un borde o escalón de extensión horizontal en el suelo del canal de recarga de combustible a aproximadamente la misma altura que la brida, cuya junta de estanqueidad temporal se expande durante la recarga de combustible.
En las plantas con juntas de estanqueidad permanentes para grandes huelgos de dilatación térmica, tales como los descritas en la patente de los Estados Unidos Números 5.323.427; 4.905.260; 4.904.442; 4.747.993; y
4.170.517 que se han empleado para reducir el tiempo requerido para la operación de recarga de combustible. Sin embargo, las juntas de estanqueidad permanentes necesitan tener en cuenta la dilatación térmica de la vasija del reactor que reduce el huelgo entre la pared periférica de la vasija del reactor y la pared de contención en el área del pozo del reactor, y albergan también idealmente parte del movimiento vertical y lateral de la vasija del reactor respecto de la pared de contención. Además, la junta de estanqueidad será capaz de soportar grandes golpes de objetos tales como conjuntos de combustible, caídos accidentalmente durante la recarga de combustible. Una junta de estanqueidad permanente también debe permitir el paso de aire de enfriamiento desde la cavidad de reactor inferior a lo largo de la pared que envuelve la vasija hasta el canal de recarga de combustible. De este modo, la junta de estanqueidad debe tener (1) resistencia para retener el gran volumen de agua usado en la operación de recarga de combustible; (2) flexibilidad para acomodar el movimiento de la vasija del reactor dentro de la pared de contención; (3) integridad estructural para resistir el daño de los objetos que caen; y (4) un recorrido de aire entre la cavidad de reactor inferior y el canal de recarga de combustible para enfriar las paredes de la cavidad durante el funcionamiento del reactor. Las patentes anteriores describen diversos diseños que consiguen estos objetivos para plantas de huelgo ancho. Sin embargo, no cumplen con todos estos objetivos para las plantas de huelgo de dilatación estrecho. Existen aproximadamente 40 plantas en los Estados Unidos que tienen huelgos de dilatación estrechos que podrían sacar partido una fijación de junta permanente si hubiese una diseño disponible que pudiese conseguir todos los objetivos anteriores.
Por consiguiente, un objeto de la presente invención es proporcionar un diseño tal que satisfaga todos los objetivos anteriores para plantas de huelgo de dilatación estrecho.
BREVE DESCRIPCIÓN DE LA INVENCIÓN
Los objetivos anteriores se consiguen empleando una junta anular de acero inoxidable que encaja y queda fijada de forma estanca a, y se prolonga entre el borde de recarga del combustible adyacente a la brida de la vasija del reactor y la pared de contención en el suelo del canal de recarga de combustible. La junta anular incluye un soporte anular rígido en voladizo que se ancla en un primer extremo bien al suelo del canal de recarga de combustible o al borde de recarga de combustible. Una parte distal del soporte anular rígido en voladizo tiene un extremo de miembro flexible genéricamente en forma de e fijado al mismo. Otro extremo del miembro flexible en forma de e se ancla bien al suelo del canal de recarga de combustible o el borde de recarga de combustible y se extiende por encima y sobre el huelgo de dilatación que se extiende preferiblemente sobre al menos la otra parte bien del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. Una parte distal del soporte anular rígido en voladizo tiene un extremo de un miembro flexible en forma general de e fijado a la misma. Otro extremo del miembro flexible en forma de e se ancla a la otra parte bien del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible.
En la realización preferida, el soporte anular rígido en voladizo incluye un pie esencialmente horizontal que está anclado bien al suelo del canal de recarga de combustible o al borde de recarga de combustible. Una pata que tiene un extremo conectado al pie se extiende desde el pie en una dirección genéricamente vertical y se fija a una altura separada del pie a un brazo o placa superior que se extiende lateralmente fuera en una dirección genéricamente radial sobre el huelgo de dilatación. Deseablemente, el brazo o placa superior se extiende radialmente en una dirección horizontal. Preferiblemente, el pie se extiende desde la pata radialmente hacia el huelgo de dilatación y se une con tornillo a la superficie bien del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. Se proporciona una soldadura estanca alrededor de la interfaz entre el soporte anular rígido en voladizo y uno del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. Alternativamente, el pie se puede fijar por soldadura...
Reivindicaciones:
1. Una disposición de contención de un reactor nuclear caracterizada porque incluye:
A. una vasija presurizada de reactor de extremo abierto que se expande y contrae térmicamente durante el funcionamiento cíclico del reactor y que tiene una pared periférica y una brida que coincide con una brida correspondiente sobre una cabeza de vasija del reactor que forma un recinto amovible para la vasija presurizada de reactor de extremo abierto;
B. un borde anular de recarga de combustible que es una extensión anular radialmente hacia el exterior de la brida de la vasija presurizada del reactor;
C. una pared de contención separada de y rodeando la pared periférica de la vasija del reactor y que define un huelgo de dilatación térmica anular entre medias para alojar la dilatación térmica y otros movimientos de la vasija presurizada del reactor, teniendo la pared de contención una meseta que forma un suelo de un canal de recarga de la contención del reactor nuclear; y
D. una junta anular que se acopla de modo estanco y fija a y se extiende entre el borde de recarga de combustible y la pared de contención, y comprende:
(1) un soporte anular rígido en voladizo que se ancla a un primer extremo bien (i) al suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie de la pared de contención sustancialmente en paralelo a la misma o (ii) al borde de recarga de combustible y se extiende por encima y sobre el huelgo de dilatación que se extiende completamente sobre el huelgo de dilatación y que tiene un segundo extremo distal, y
(11) un miembro flexible genéricamente en forma de "C" que tiene un primer extremo fijado al soporte anular rígido en voladizo próximo al extremo distal y un segundo extremo anclado a la otra parte bien (i) del suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de
contención sustancialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible.
2. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 1, caracterizada porque el soporte anular rígido en voladizo incluye un pie esencialmente horizontal que está anclado bien (i) al suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente en paralelo a la misma o (ii) al borde de recarga de combustible, teniendo una pata un extremo conectado al pie, extendiéndose la pata a partir del pie en una dirección genéricamente vertical y se fija en una elevación separada del pie a un brazo que se extiende hacia fuera en una dirección genéricamente radial sobre el huelgo de dilatación.
3. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque un extremo distal del brazo se extiende sobre al menos una parte bien (i) del suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente en paralelo a la misma o
(ii) el borde de recarga de combustible.
4. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque el brazo se extiende genéricamente radialmente en una dirección horizontal.
5. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque el pie se extiende radialmente hacia el huelgo de dilatación a partir de la pata.
6. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 5, caracterizada porque el pie se atornilla a la superficie sobre (i) el suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible, en emplazamientos circunferencialmente espaciados.
7.
radialmente hacia el exterior del soporte anular rígido en voladizo y bien (i) el suelo del canal de recarga u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible
8. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 1 caracterizada porque incluye una soldadura estructural entre el soporte anular rígido en voladizo y bien (i) el suelo del canal de recarga u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible.
9. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque un segundo extremo del brazo opuesto al extremo distal del brazo que se extiende sobre el huelgo de dilatación, se extiende radialmente pasada la pata y está fijado a un extremo distal de un miembro flexible en forma de "L" que tiene otro extremo anclado bien (i) al suelo del canal de recarga u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible.
1O. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 9, caracterizada porque el primer extremo del miembro flexible genéricamente en forma de "C" está fijado al soporte anular rígido en voladizo a través de un enlace flexible de extensión esencialmente vertical.
11. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 9, caracterizada porque el enlace flexible se conecta al primer extremo del miembro flexible genéricamente en forma de "C" formando un ángulo agudo.
12. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 11, caracterizada porque el ángulo agudo tiene aproximadamente 90 grados.
13.
14. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 13, caracterizada porque las bandas de metal se conectan por soldadura.
15.
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