Reactor nuclear que comprende una vasija (4) que contiene un núcleo de reactor,

un circuito primario para larefrigeración del reactor, un pozo de vasija (6) en el cual está situada la vasija (4), un canal anular (16) que rodea laparte inferior de la vasija (4) dentro del pozo de vasija (6), unos dispositivos adaptados para llenar el pozo de vasijacon un líquido, un recinto de contención (22) del reactor dentro del cual están dispuestos el pozo de vasija y lavasija, que se caracteriza porque también comprende unos dispositivos colectores (26) del vapor que se genera enun extremo superior del pozo de vasija (6), situados dentro del recinto y que definen un espacio separado conrespecto al espacio del recinto de contención (22) de tal modo que permite la aparición de una sobrepresión devapor, unos dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada del líquido en el canal anular (16), y unosdispositivos (32, 42) para accionar los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada por medio dedicho vapor recogido.

Reactor nuclear con refrigeración mejorada en caso de accidente

5 Campo técnico y técnica anterior

La presente invención se refiere a un reactor nuclear cuya refrigeración está mejorada en caso de accidente, de manera más particular la refrigeración exterior de la vasija del reactor en la cual está confinado el núcleo de reactor, en caso de un accidente grave.

Un reactor nuclear comprende, de manera general, un núcleo de reactor que contiene el combustible nuclear, por ejemplo en forma de barra o de placa, el núcleo encontrándose confinado dentro de una vasija, permitiendo un circuito primario que el agua entre dentro de la vasija, que circule por ella para arrastrar las calorías generadas por la reacción nuclear dentro del núcleo y que salga de ella. El reactor también comprende un circuito secundario, por el

cual también circula agua. Los circuitos primario y secundario están aislados el uno del otro, pero se producen intercambios térmicos entre el agua del circuito primario que sale de la vasija y el agua del circuito secundario. El agua del circuito secundario se evapora y se envía hacia unas turbinas para producir corriente eléctrica.

El núcleo del reactor está, en consecuencia, en funcionamiento normal sumergido en agua.

La vasija, por su parte, se encuentra dentro de un pozo de hormigón que le sirve de soporte y que constituye un blindaje contra las radiaciones.

Están previstos unos sistemas de emergencia para garantizar, en caso de avería o fuga de los circuitos primarios o

secundarios que provoquen una degradación de la refrigeración normal del reactor, la refrigeración del núcleo. No obstante, en caso de fallos simultáneos de los sistemas de emergencia, la potencia residual del núcleo no se evacúa de manera suficiente, lo que provoca una evaporación del agua alrededor del núcleo que provoca una reducción progresiva del nivel de agua en la cual se encuentra normalmente sumergido el núcleo.

La evaporación progresiva del agua líquida provoca entonces un recalentamiento de las barras (o de las placas) de combustible del núcleo, este recalentamiento viéndose amplificado por la presencia de vapor que crea una reacción muy exotérmica de oxidación de las vainas de las barras. Las vainas se rompen, liberan su contenido y forman un lecho de desechos que se puede transformar en magma, denominado corio.

En casos extremos, el núcleo del reactor tiende a recolocarse en el fondo de la vasija en forma de flujos sucesivos de corio. El baño que se obtiene de este modo (denominado baño de corio) , que representa varias decenas de toneladas a unas temperaturas del orden de 2.700 K, puede provocar una reducción del espesor de la vasija, e incluso su perforación.

Una solución para evitar la perforación de la vasija consiste entonces en realizar una refrigeración externa sumergiendo la vasija dentro del agua. Para ello, el pozo dentro del cual se encuentra la vasija, se llena con agua disponible en las piscinas y otras reservas de la central nuclear. Siendo mucho mejores los intercambios térmicos con el agua que los intercambios con el aire debido a la baja convección con el aire y a la radiación térmica obstaculizada por la presencia del blindaje, la temperatura externa de la vasija se mantiene muy próxima a la del

45 agua. En estas condiciones, incluso con grandes flujos, se puede mantener una espesor de pared de la vasija suficiente y una temperatura de la pared inferior a la de fluencia, que es el orden de 600 ºC, para garantizar la contención del corio.

La refrigeración de la vasija se realiza entonces por convección natural.

50 No obstante, en la práctica, la convección natural se ve a menudo alterada por:

- el espacio insuficiente entre la vasija y el blindaje térmico;

55. el recubrimiento de la pared inferior de la vasija por el vapor;

- la aparición de taponamientos de vapor que se forman en la parte superior de la vasija.

Además, el fenómeno de convección natural viene acompañado de una formación importante de burbujas de vapor

60 sobre la pared externa de la vasija, sobre todo en los casos en los que los flujos de energía entre el agua y la vasija son muy grandes, del orden del megavatio/m2 o más en el caso de un gran reactor.

Estas burbujas de vapor, cuando su cantidad es limitada, tienen un efecto positivo sobre la refrigeración de las paredes de la vasija provocando una microagitación del agua a lo largo de la pared, lo que favorece los fenómenos

65 de intercambios térmicos; este fenómeno se denomina ebullición nucleada.

Por el contrario, con muy grandes flujos térmicos, la cantidad de burbujas de vapor se hace muy grande y as burbujas de vapor se encuentran pegadas contra la pared, formando entonces una capa térmicamente aislante, que hace caer el coeficiente de intercambio térmico entre la pared y el agua. Este fenómeno se denomina la crisis de ebullición ligada a la presencia de un flujo crítico. En ese caso, para los reactores de gran potencia, la pared ya no

se enfría correctamente, la integridad de la vasija ya no se puede garantizar. Esta crisis de ebullición, en el caso de una refrigeración por simple convección natural, prácticamente no se puede evitar.

Se ha propuesto, por ejemplo, para retrasar la aparición de la capa aislante de vapor y, por lo tanto, la aparición de la crisis de ebullición, prever la presencia de nanopartículas en el agua o un revestimiento de superficie sobre la cara externa de la vasija, e incluso una simple oxidación de esta, destinado a favorecer el aspecto mojado de la pared y, por lo tanto, evitar la acumulación de burbujas de vapor.

Por otra parte, para los reactores de más de 600 MW, en particular en el caso en el que una capa metálica se forma por encima de los óxidos del baño de corio, la energía térmica se focaliza en una zona de la vasija debido a su

convección horizontal y a su alto coeficiente de intercambio con la pared de la vasija, este fenómeno se conoce por « focusing effect » en la terminología anglosajona, provocando la perforación de la pared de la vasija en el punto en el que se concentra la energía del baño de corio.

El documento US 8825838 describe un sistema de recirculación de agua por un canal anular, en el cual el vapor se evacúa en el interior del recinto de contención. El documento EP 1233423 describe un sistema en el cual el vapor se condensa y se recoge en una cámara separada prevista dentro del recinto de contención.

El documento FR 2507373 describe un dispositivo que utiliza la condensación del vapor de agua contenido en la atmósfera interna del recinto de contención de la vasija para obtener la energía mecánica que permite la

preservación de la instalación.

Es, por lo tanto, un objetivo de la presente invención ofrecer un sistema de seguridad capaz de evitar la perforación de la vasija en caso de accidente sin necesitar ninguna intervención humana externa o un aporte de energía externa, siendo tal el sistema que pueda funcionar en unas condiciones extremas y variables.

Exposición de la invención

El objetivo que se ha expuesto con anterioridad se alcanza con un reactor nuclear provisto de un sistema autónomo de puesta en convección forzada del agua de refrigeración situada alrededor de la vasija del reactor nuclear, en caso

de accidente grave, para permitir la retención en la vasija del corio, por medio de la supresión del riesgo de aparición de la crisis de ebullición más allá de los flujos máximos considerados para los escenarios de accidentes graves.

El sistema comprende en particular una bomba para forzar la circulación del agua a lo largo de la pared exterior, esta bomba accionándose con el vapor de agua a partir del agua que contiene el pozo de vasija, y dentro del cual se sumerge la vasija en caso de accidente. De este modo, no es necesario ningún aporte de energía para provocar esta convección forzada. Esta convección forzada está por lo tanto garantizada incluso en caso de averías graves que provoquen la interrupción del suministro eléctrico.

En otras palabras, se prevé mejorar la refrigeración externa en agua de la vasija del... [Seguir leyendo]

1. Reactor nuclear que comprende una vasija (4) que contiene un núcleo de reactor, un circuito primario para la refrigeración del reactor, un pozo de vasija (6) en el cual está situada la vasija (4) , un canal anular (16) que rodea la

parte inferior de la vasija (4) dentro del pozo de vasija (6) , unos dispositivos adaptados para llenar el pozo de vasija con un líquido, un recinto de contención (22) del reactor dentro del cual están dispuestos el pozo de vasija y la vasija, que se caracteriza porque también comprende unos dispositivos colectores (26) del vapor que se genera en un extremo superior del pozo de vasija (6) , situados dentro del recinto y que definen un espacio separado con respecto al espacio del recinto de contención (22) de tal modo que permite la aparición de una sobrepresión de vapor, unos dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada del líquido en el canal anular (16) , y unos dispositivos (32, 42) para accionar los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada por medio de dicho vapor recogido.

2. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 1, en el cual los dispositivos adaptados para recoger el vapor

(26) están compuestos por una cámara colectora separada del recinto de contención (22) , y comprenden un paso de evacuación (30) que pone en comunicación la cámara colectora (26) y el recinto de contención (22) , estando los dispositivos (32, 42) para accionar los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada introducidos en dicho paso de evacuación para transformar la energía cinética/potencial del vapor recogido en energía motriz que acciona los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada.

3. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 1 o 2, en el cual los dispositivos (32, 42) para accionar los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada comprenden una bomba lobular (32) y un mecanismo de transmisión (42) unido a los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada.

4. Reactor nuclear de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 3, en el cual los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada comprenden una bomba de circulación situada en un extremo inferior del pozo de vasija (6) a la altura de una entrada (20) del canal anular (16) .

5. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 4 combinada con la reivindicación 3, en el cual el mecanismo de transmisión (42) comprende un primer (44) y un segundo (46) árboles conectados respectivamente con la bomba lobular y la bomba de circulación y un engranaje en ángulo (47) entre el primer (44) y el segundo (46) árboles.

6. Reactor nuclear de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 5, en el cual los dispositivos para llenar el pozo de vasija (6) de líquido comprenden una reserva de líquido y un conducto (28) que une dicha reserva con el extremo

inferior del pozo de vasija (6) , estando adaptado dicho conducto (28) para abastecer el pozo de vasija (6) con aire de refrigeración en funcionamiento normal.

7. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 6, en el cual la reserva está adaptada para comunicarse con la cámara colectora (26) y el conducto (28) está conectado con la cámara colectora (26) mediante un conector con forma acampanada.

8. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 6 o 7, en el cual dicha reserva está prevista a una altura superior a la del pozo de vasija de tal modo que la circulación del líquido de la reserva hacia el pozo de vasija se realice por gravedad.

9. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 6 o 7, que comprende una bomba accionada por los dispositivos

(32) para accionar los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada destinada a dirigir el líquido de dicha reserva al pozo de vasija (6) .

10. Reactor nuclear de acuerdo con una de las reivindicaciones 1 a 9, en el cual los dispositivos para accionar los dispositivos (40) capaces de generar una convección forzada también están unidos a un dispositivo de conversión de energía mecánica en energía eléctrica.

11. Reactor nuclear de acuerdo con una de las reivindicaciones anteriores combinada con la reivindicación 2, en el

55 cual la cámara colectora (26) comprende una válvula de seguridad (36) que permite una evacuación del vapor hacia el recinto de contención (22) en caso de aparición de una sobrepresión dentro de la cámara colectora superior con un valor dado, por ejemplo del orden de 0, 3 bares.

12. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 4 combinada con la reivindicación 11, que también comprende un separador líquido/vapor aguas arriba de la bomba y de la válvula.

13. Utilización de la energía cinética/potencial del vapor que se genera en torno a un reactor nuclear en un accidente, comprendiendo dicho reactor nuclear una vasija que contiene un núcleo nuclear, un pozo de vasija dentro del cual está situada dicha vasija y un canal anular que rodea una parte inferior de la vasija dentro del pozo de

65 vasija, siendo dicho vapor el vapor generado por un líquido que llena el pozo de vasija en un accidente, utilizándose dicho vapor para accionar unos dispositivos capaces de generar una convección forzada de dicho líquido en el canal anular alrededor de la vasija.

14. Utilización del vapor generado de acuerdo con la reivindicación anterior para accionar una bomba de suministro de líquido del pozo de vasija.

15. Utilización del vapor generado de acuerdo con la reivindicación 13 o 14 para producir electricidad para abastecer unos dispositivos de vigilancia.