Planta técnica nuclear y procedimiento para la explotación de una planta técnica nuclear.

Instalación de técnica nuclear con un reactor de agua a presión y con una instalación de desgasificación (2) para el refrigerante del reactor (R) que comprende una columna de desgasificación (6) que puede ser atravesada por el refrigerante del reactor (R),

un evaporador de refrigerante (54) con un primer intercambiador de calor (52) y un condensador de vapor de destilación (34) con un segundo intercambiador de calor (44), estando atravesado el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) por el lado secundario por un caudal parcial del refrigerante del reactor (R), y estando conectado el intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) por el lado primario a una conducción (32) de salida de vapor y gas conectada a la columna del desgasificador (6),

caracterizada porque

el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) está conectado por el lado primario en un circuito de la bomba de calor (58), que con relación al flujo de calor que se establece durante el funcionamiento de la instalación está acoplado de tal modo al intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34), que el calor liberado durante la condensación del vapor de destilación se transmite al menos en parte al refrigerante del reactor (R) que atraviesa el evaporador de refrigerante (54), dando lugar a su evaporación, estando conectado el intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) por el lado secundario directamente en el circuito de la bomba de calor (58), presentando el circuito de la bomba de calor (58) una conducción de bypass regulable (72) hacia en intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54), en la cual está conectado por el lado primario un intercambiador de calor de sobrante (68) de un condensador de sobrante (70) conectado por el lado secundario en un circuito de refrigeración intermedio nuclear.

Planta técnica nuclear y procedimiento para la explotación de una planta técnica nuclear La invención se refiere a una planta técnica nuclear con un reactor de agua a presión y una instalación de desgasificación para el refrigerante del reactor, que presenta una columna desgasificadora que puede ser atravesada por el refrigerante del reactor, comprendiendo la instalación de desgasificación un evaporador de refrigerante con un primer intercambiador de calor y un condensador de vapor de destilación con un segundo intercambiador de calor, estando atravesado el intercambiador de calor del evaporador de refrigerante por el lado secundario por un caudal parcial de refrigerante del reactor, y estando conectado el intercambiador de calor del condensador de vapor de destilación por su lado primario a una conducción de salida de vapor y gas conectada a la columna del desgasificador. La invención se refiere además a un procedimiento para la explotación de una planta técnica nuclear de esta clase.

En el refrigerante del reactor de los reactores de agua a presión se encuentra, condicionado por el funcionamiento, un gas que no se puede condensar, por ejemplo hidrógeno, oxígeno, nitrógeno y diversos gases nobles radioactivos tales como 85Kr, 133Xe. Según el estado de funcionamiento de la planta del reactor, la presencia de estos gases en el refrigerante puede ser necesaria e intencionada o puede no tener importancia esencial o también puede ser nociva o indeseable y por lo tanto se debe evitar.

Esto se trata de explicar con mayor detalle mediante los ejemplos siguientes:

Durante el régimen de potencia del reactor se requiere hidrógeno disuelto (H2) en una concentración de por ejemplo 2 ppm a 4 ppm con el fin de limitar al mínimo el oxígeno que en este estado de funcionamiento es nocivo (dado que provoca la corrosión) . Pero antes de parar el reactor para la revisión es preciso eliminar el hidrógeno con el fin de permitir por una parte el acondicionamiento químico del refrigerante requerido para este estado y por otra parte evitar riesgos de explosión al abrir el circuito de refrigeración del reactor.

Durante la revisión del reactor el oxigeno se disuelve casi hasta el límite de saturación (aprox. 8 ppm) en el refrigerante del reactor, lo que en este estado no tiene importancia, ya que ni es útil ni es nocivo. Pero al volver a poner en servicio el reactor después de la revisión, el oxigeno solamente es admisible en una concentración muy reducida (por ejemplo 5 ppb) , ya que en las condiciones de funcionamiento del circuito de refrigeración del reactor posiblemente podría causar una corrosión inadmisible de los materiales de la estructura.

La presencia de nitrógeno, se aporta al sistema de refrigeración del reactor por ejemplo procedente del colchón de gas de diversos contenedores y aparatos en los que se maneja el refrigerante del reactor, es considerado sin importancia por muchos especialistas. En cambio otros consideran indeseable unas concentraciones elevadas de nitrógeno ya que no excluyen por una parte una interacción con el material de los tubos envolventes de los elementos combustibles, y dado que por otra parte podría haber una ligera influencia negativa para los intercambiadores de iones en la instalación de depuración del refrigerante.

Los gases nobles radioactivos disueltos en el refrigerante procedentes de la fisión nuclear en el reactor no tienen importancia durante el régimen de potencia de la planta del reactor, ya que son químicamente inactivos y porque la radiación radioactiva emitida por ellos es absorbida suficientemente por el blindaje existente en cualquier caso. Pero durante los trabajos de mantenimiento o reparación en la planta del reactor constituyen un obstáculo debido a la radiación que emiten. Especialmente al abrir la tapa del reactor puede llegar a producirse una liberación de estos gases nobles al aire ambiente, lo cual hace necesario evacuar la contención del reactor para proteger al personal. Por lo tanto es deseable que al efectuar la parada del reactor para la revisión se eliminen del refrigerante estos gases nobles radioactivos.

Por los motivos arriba citados es por lo tanto necesario controlar el contenido de gases disueltos no condensables contenidos en el refrigerante del reactor. Para ello existen en las centrales nucleares con reactores de agua a presión diversas instalaciones mediante las cuales es posible por una parte introducir en el refrigerante diversos gases (en particular hidrógeno) o por otra parte extraer del refrigerante gases disueltos. Las instalaciones para añadir gas no constituyen el objeto de esta invención y por lo tanto no se volverán a mencionar. El objeto de la invención es más bien un sistema especialmente eficiente energéticamente para la eliminación del gas disuelto en el refrigerante.

Unas instrucciones básicas relativas a la técnica de proceso, medidas de protección contra la radiación, explotación, conservación y supervisión de instalaciones de gasificación de refrigerante primario figuran por ejemplo en la Norma Industrial Alemana DIN 25476.

Para la extracción de gas disuelto se emplea en muchas plantas de reactores de agua a presión por ejemplo el recipiente de compensación del volumen existente en el sistema de regulación del volumen. El refrigerante del reactor extraído del circuito de refrigeración del reactor se rocía en el recipiente de compensación de volumen por encima del nivel de agua, y al hacerlo adopta con respecto a la concentración de los gases disueltos en él casi un estado de equilibrio con la atmósfera de gas existente en el recipiente por encima del nivel de líquido. En la medida en que esta atmósfera de gas está originalmente exenta de oxígeno, se produce durante el proceso de rociado una disminución de la concentración de oxígeno en el refrigerante del reactor que se acumula en el fondo del recipiente de compensación de volumen. Con esto se puede extraer oxígeno del refrigerante del reactor, por ejemplo al proporcionar una atmósfera pura de hidrógeno durante el arranque del reactor. Cuando en el recipiente de compensación de volumen existe una atmósfera pura de nitrógeno, se le puede extraer al refrigerante oxígeno del modo descrito. Esta variante se aplica por lo tanto durante la parada del reactor para la revisión. El refrigerante tratado de este modo se vuelve a inyectar nuevamente mediante las bombas de impulsión del sistema de regulación del volumen en el circuito de refrigeración del reactor, de modo que allí se reduzca la concentración de la clase respectiva del gas disuelto, tal como se desea. Ahora bien, este proceso tiene solamente una eficacia relativamente escasa y da lugar a menudo a retrasos en el funcionamiento de la central nuclear, ya que no se alcanzan a tiempo los valores especificados de la concentración máxima de gas. Y es que generalmente se desean unos márgenes de tiempo inferiores a un día para realizar las modificaciones necesarias en el contenido de gas, que apenas se pueden cumplir con el procedimiento descrito.

En otro tipo de plantas de reactor de agua a presión se emplea para la extracción de gas disuelto en el refrigerante una columna desgasificadora prevista especialmente para este fin, que presenta un factor de decontaminacion para gases no condensables de > 100. El factor de decontaminacion designa la proporción entre las concentraciones a la entrada y a la salida de los aparatos. El refrigerante que se trata de desgasificar se inyecta para ello en la cabeza de una columna desgasificadora, típicamente una columna de fondo acampanado. En esta columna desciende por gravitación de arriba hacia abajo mientras que al mismo tiempo asciende de abajo hacia arriba vapor procedente del sumidero de la columna. Este vapor se produce por la evaporación de una parte, típicamente el 5% del caudal nominal que atraviesa la columna, del refrigerante que se acumula en el sumidero de la columna, en un evaporador conectado en la parte inferior de la columna. Por el efecto de estos aparatos el agua de refrigeración que hay en el sumidero de la columna está desgasificada, y el vapor generado en el evaporador es por lo tanto adecuado para reforzar como vapor de destilación el efecto desgasificador que actúa sobre el agua de refrigeración que desciende en gotas. Al pasar a través de cada fondo acampanado, el agua de refrigeración que desciende en gotas se pone en contacto intensivo con el vapor de destilación que asciende, debido al efecto de las campanas, con lo cual el gas que está en disolución sale del agua y se desplaza junto con el vapor hacia arriba, hacia la cabeza de la columna. Esto quiere decir... [Seguir leyendo]

1. Instalación de técnica nuclear con un reactor de agua a presión y con una instalación de desgasificación (2) para el refrigerante del reactor (R) que comprende una columna de desgasificación (6) que puede ser atravesada por el refrigerante del reactor (R) , un evaporador de refrigerante (54) con un primer intercambiador de calor (52) y un condensador de vapor de destilación (34) con un segundo intercambiador de calor (44) , estando atravesado el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) por el lado secundario por un caudal parcial del refrigerante del reactor (R) , y estando conectado el intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) por el lado primario a una conducción (32) de salida de vapor y gas conectada a la columna del desgasificador (6) , caracterizada porque el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) está conectado por el lado primario en un circuito de la bomba de calor (58) , que con relación al flujo de calor que se establece durante el funcionamiento de la instalación está acoplado de tal modo al intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) , que el calor liberado durante la condensación del vapor de destilación se transmite al menos en parte al refrigerante del reactor (R) que atraviesa el evaporador de refrigerante (54) , dando lugar a su evaporación, estando conectado el intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) por el lado secundario directamente en el circuito de la bomba de calor (58) , presentando el circuito de la bomba de calor (58) una conducción de bypass regulable (72) hacia en intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) , en la cual está conectado por el lado primario un intercambiador de calor de sobrante (68) de un condensador de sobrante (70) conectado por el lado secundario en un circuito de refrigeración intermedio nuclear.

2. Instalación de técnica nuclear con un reactor de agua a presión y con una instalación de desgasificación (2) para el refrigerante del reactor (R) que comprende una columna de desgasificador (6) que puede ser atravesada por el refrigerante del reactor (R) , un evaporador de refrigerante (54) con un primer intercambiador de calor (52) y un condensador de vapor de destilación (34) con un segundo intercambiador de calor (44) , estando atravesado el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) por el lado secundario por un caudal parcial del refrigerante del reactor (R) , y donde el intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) está conectado por el lado primario en una conducción de salida de vapor y gas (32) conectado por el lado primario a la columna del desgasificador (6) ,

caracterizada porque el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) está conectado por el lado primario en un circuito de la bomba de calor (58) que con relación al flujo térmico que se establece durante el funcionamiento de la planta, está acoplado de tal modo al intercambiador de calor (44) del condensador de vapor de destilación (34) que el calor liberado durante la condensación del vapor de destilación se transfiera al menos en parte al refrigerante del reactor (R) que atraviesa el evaporador de refrigerante (54) dando lugar de este modo a su evaporación, mientras que una salida secundaria del intercambiador de calor (44) perteneciente al condensador de vapor de destilación (34) está unida a través de una conducción de conexión (56) con una entrada del lado primario de un tercer intercambiador de calor (60) conectado por el lado secundario en el circuito de la bomba de calor (58) , formando la conducción de conexión (56) un tramo parcial de un circuito de refrigeración intermedia nuclear de la planta técnica nuclear.

3. Planta técnica nuclear según una de las reivindicaciones 1 a 2, caracterizada porque el intercambiador de calor

(52) del evaporador de refrigerante (54) está conectado por el lado secundario a una conducción de recirculación

(50) conectada por ambos extremos a la columna del desgasificador (6) y atravesada por un caudal parcial del refrigerante del reactor (R) que ha sido desgasificado.

4. Planta técnica nuclear según una de las reivindicaciones 1 a 3, caracterizada por un enfriador de gas (36) conectado por el lado del refrigerante en paralelo con el condensador de vapor de destilación (34) y conectado a continuación de este por el lado del vapor y del gas.

5. Planta técnica nuclear según una de las reivindicaciones 1 a 4, caracterizada por una bomba de vacío (30) conectada en la conducción de salida de gas y vapor (32) cuya potencia de aspiración está diseñada para una presión de trabajo reinante en el interior de la columna del desgasificador (6) , inferior a 0, 5 bar, preferentemente inferior a 0, 2 bar.

6. Procedimiento para la explotación de una planta técnica nuclear con un reactor de agua a presión y con una instalación de desgasificación (2) para el refrigerante del reactor (R) que comprende un evaporador de refrigerante

(54) y un condensador de vapor de destilación (34) , caracterizado porque el calor de condensación que se libera durante la condensación del vapor de destilación (D) en el condensador de vapor de destilación (34) se introduce en un circuito de la bomba de calor (58) y a continuación se transfiere a un caudal parcial del refrigerante del reactor (R) que al menos en parte atraviesa el evaporador de refrigerante (54) , evaporándose así el refrigerante del reactor y donde el calor de condensación que queda libre en el condensador de vapor de destilación (34) se transfiere directamente a un agente frigorífico (K) conducido por un circuito de la bomba de calor (58) , presentando el circuito de la bomba de calor (58) una conducción de bypass regulable (72) hacia el intercambiador de calor (52) del evaporador de refrigerante (54) , en la cual está conectado por el lado primario un intercambiador de calor de sobrante (68) de un condensador de sobrante (70) conectado por el lado secundario a un circuito de refrigeración intermedia nuclear, de tal modo que el calor sobrante se cede al circuito de refrigeración intermedia nuclear a través del intercambiador de calor de sobrante (68) .

7. Procedimiento para la explotación de una planta técnica nuclear con un reactor de agua a presión y una instalación de desgasificación (2) para el refrigerante del reactor (R) que presenta un evaporador de refrigerante (54) y un condensador de vapor de destilación (34) , caracterizado porque el calor de condensación que queda libre durante la condensación del vapor de destilación (D) en el condensador de vapor de destilación (34) se introduce en un circuito de la bomba de calor (58) y a continuación se transfiere al menos en parte a un caudal parcial del refrigerante del reactor (R) que atraviesa al menos en parte el evaporador de refrigerante (54) , evaporándose este refrigerante del reactor, y donde el calor de condensación que queda libre en el condensador de vapor de destilación (34) se transfiere primeramente a un medio de circulación conducido en un circuito de refrigeración intermedia nuclear, en particular al agua de refrigeración intermedia (Z) y desde esta a continuación a través de un intercambiador de calor (60) a un agente frigorífico (K) que va conducido por el circuito de la bomba de calor (58) .

8. Procedimiento según una de las reivindicaciones 6 a 7, en el que se emplea como agente frigorífico (K) un hidrocarburo fluorado, en particular 1, 1, 1, 2- tetrafluoretano.

9. Procedimiento según una de las reivindicaciones 6 a 8, en el que se ajusta la presión de trabajo en el interior de la columna del desgasificador (6) de tal modo que la temperatura de ebullición del refrigerante del reactor (R) esté allí dentro de un campo de 40ºC a 60ºC, en particular en unos 50ºC.

10. Procedimiento según la reivindicación 9, en el que para regular la presión se introduce en la columna del desgasificador (6) gas procedente del sistema de gas de escape de la planta técnica nuclear a través de una conducción de alimentación de gas (42) .

11. Procedimiento según una de las reivindicaciones 6 a 10, en el que se eleva la temperatura del agente frigorífico

(K) en el circuito de la bomba de calor (58) antes de la entrada en el evaporador de agente frigorífico (54) por medio de una bomba de compresión (64) a 60ºC a 80ºC, en particular a unos 70ºC.