PROCEDIMIENTO DE REDUCCIÓN DEL TIEMPO DE PARADA DE EMERGENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR.

Un procedimiento de reducción de la duración de una parada de emergencia en el núcleo de un reactor nuclear que se controla por medio de barras de control móviles,

en el que:

las condiciones del núcleo se simulan mientras el reactor está funcionando, en base a las barras de control seleccionadas y los grados de inserción seleccionados de las mismas, la simulación produce una duración de la parada de emergencia, y dependiendo del resultado de la simulación, las barras seleccionadas se mueven en el núcleo, por lo que la configuración resultante es tal que la velocidad a la que la energía se vería disminuida en el núcleo se incrementa, en caso de que ocurra una parada de emergencia.

Tipo: Patente Europea. Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: E06253390.

Solicitante: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC.

Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.

Dirección: 3901 CASTLE HAYNE ROAD WILMINGTON, NORTH CAROLINA 28401 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.

Inventor/es: Bolger,Francis, Casillas,Jose.

Fecha de Publicación: .

Fecha Solicitud PCT: 29 de Junio de 2006.

Clasificación Internacional de Patentes:

  • G21C7/08 SECCION G — FISICA.G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › G21C 7/00 Control de la reacción nuclear. › por desplazamiento de los elementos de control sólidos, p. ej. barras de control.
  • G21D3/00C
  • G21D3/04 G21 […] › G21D INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR.G21D 3/00 Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general  G21C 7/00). › Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).

Clasificación PCT:

  • G21C7/08 G21C 7/00 […] › por desplazamiento de los elementos de control sólidos, p. ej. barras de control.
  • G21D3/04 G21D 3/00 […] › Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).

Países PCT: Austria, Bélgica, Suiza, Alemania, Dinamarca, España, Francia, Reino Unido, Grecia, Italia, Liechtensein, Luxemburgo, Países Bajos, Suecia, Mónaco, Portugal, Irlanda, Eslovenia, Finlandia, Rumania, Chipre, Lituania, Letonia, Ex República Yugoslava de Macedonia, Albania.

PDF original: ES-2371771_T3.pdf

 

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Fragmento de la descripción:

Procedimiento de reducción del tiempo de parada de emergencia de un reactor nuclear La presente invención se refiere, en general, a procedimientos de mejora del rendimiento de un reactor nuclear mientras el núcleo está en funcionamiento y, más particularmente, se refiere a procedimientos para mejorar el rendimiento del reactor y del funcionamiento de un núcleo, para aumentar la eficacia de una parada de emergencia. La figura 1 es un diagrama esquemático de un reactor simplificado de agua en ebullición (RAE); La figura 2 es un diagrama de sección transversal que representa una distribución convencional de múltiples haces de barras de combustible dentro de un núcleo de un RAE. Un RAE genera energía a partir de una reacción de fisión nuclear controlada. Como se muestra en la figura 1, un RAE simplificado incluye una cámara del reactor 101, que contiene un núcleo de combustible nuclear y agua. El vapor generado puede transferirse a través de la tubería 102 a la turbina 103, donde se genera la energía eléctrica, después el agua regresa al núcleo a través de la tubería 104. Como se muestra en la figura 2, el núcleo 201 está formado por aproximadamente quinientos (500) haces 202 de barras de combustible, distribuidas de una manera determinada en el núcleo del reactor. La figura 3 es un diagrama esquemático de sección transversal de una distribución convencional de barras de combustible dentro de un único haz de combustible. Como se muestra en la figura 3, cada haz 301 puede contener aproximadamente sobre cien (100) barras de combustible 302. El agua en el núcleo rodea las barras. El calor generado por una reacción nuclear se transfiere de las barras al agua que circula por el núcleo, hirviendo parte del agua. El calor generado en el núcleo puede controlarse para mantener las operaciones del reactor seguras y eficaces. En un RAE, hay básicamente tres modos de transferencia de calor a considerar en los límites térmicos definidos para el reactor: (i) ebullición nucleada, (ii) ebullición de transición y (iii) ebullición de película. La "ebullición nucleada" es un modo eficaz deseado de transferencia de calor en el que está diseñado que funcione el RAE. La "ebullición de transición" se manifiesta por una temperatura en la superficie del revestimiento de las barras de combustible inestable que se eleva de repente, mientras aparece una capa de vapor alrededor de la superficie de intercambio de calor en la barra. La temperatura en la superficie del revestimiento de la barra de combustible desciende entonces a la temperatura de ebullición nucleada, a medida que el flujo de refrigerante barre la capa de vapor, y luego vuelve a subir. La "ebullición de película" ocurre todavía a mayores potencias de operación de barra/haz de combustible, lo que da como resultado mayores temperaturas del revestimiento de la barra de combustible. La temperatura del revestimiento de la barra de combustible en ebullición de película y, posiblemente los picos de temperatura en ebullición de transición, pueden alcanzar valores que pueden causar el debilitamiento del revestimiento y/o acelerar la corrosión. Las barras de combustible sobrecalentadas pueden definirse como el inicio de la transición de ebullición nucleada a ebullición de película. Las bases convencionales para el diseño del núcleo del reactor y de la barra de combustible se definen de tal manera que se mantiene cierto "margen", que acomode diversos diseños e "incertidumbres" de funcionamiento, entre las condiciones de operación más limitantes y las condiciones de ebullición de transición, en todo momento de la vida del núcleo. El inicio de la ebullición de transición puede predecirse mediante una correlación con la calidad del vapor a la que aparece ebullición de transición, que puede denominarse como " calidad crítica". La calidad del vapor puede medirse fácilmente y generalmente es función de una distancia medida dada, por encima del límite de ebullición (longitud de ebullición) para cualquier caudal másico, nivel de potencia, presión y geometría del haz de flujo dados, entre otros factores. Se puede definir una "potencia crítica" como el haz de energía que produciría la calidad crítica del vapor. Consecuentemente, se puede definir una "relación de potencia crítica" (CPR) como la relación entre la potencia crítica para la potencia de operación del haz en las condiciones de interés del reactor. La CPR puede describir la relación entre las condiciones normales de operación y las condiciones que producen una ebullición de transición. Convencionalmente, la CPR se usa para evaluar el diseño y funcionamiento del reactor, en un esfuerzo para asegurar un funcionamiento del reactor seguro y eficaz, la CPR se mantiene por encima de un valor determinado para cada elemento combustible en el núcleo. Los límites de operación del reactor pueden definirse de manera convencional en términos de los haces de elementos combustibles más limitantes en el núcleo, que puede definirse como la "relación mínima de potencia crítica" (MCPR). Los límites de operación del reactor se suelen expresar en términos de MCPR. En los principios de ingeniería de generación de energía nuclear, se reconoce ampliamente que existe la posibilidad, por pequeña que sea, de que la aparición de un suceso transitorio en el reactor, combinado con las diversas "incertidumbres" y tolerancias inherentes al diseño y operación del reactor, pueden provocar que la ebullición de transición aparezca localmente, en una barra de combustible durante un periodo de tiempo dado. Consecuentemente, los límites de operación MCPR se fijan convencionalmente de acuerdo con un requisito de diseño básico, que puede ser transitorio por causa de un simple error de un operario o de un simple mal funcionamiento del equipo que debería limitarse de tal manera que, teniendo en cuenta las incertidumbres en el 2 E06253390 15-11-2011   estado de operación del núcleo, se puede esperar que más del 99,9% de las barras de combustible eviten la ebullición de transición durante ese error o mal funcionamiento. Se define un límite de seguridad de relación mínima de potencia crítica (SLMCPR) como la MCPR en la que menos del 0,1% de las barras de combustible están sujetas a la ebullición de transición (también conocido como NRSBT, número de barras sujetas a la ebullición de transición). El límite de operación correspondiente MCPR (OLMCPR) describe las condiciones de operación del núcleo de manera que la MCPR no sea inferior a la SLMCPR a una cierta confianza estadística. Durante el funcionamiento del núcleo de un reactor, por ejemplo, de un RAE, la producción de energía nuclear puede controlarse en parte mediante barras de control. En general, las barras de control pueden moverse a una posición más profunda en el núcleo para reducir la reactividad en el reactor, o moverse más lejos del centro o parte inferior del núcleo para aumentar la reactividad en el reactor. Una operación de parada de emergencia implica la inserción rápida de reactividad negativa considerable, por lo general a través de resorte o de inyección hidráulica asistida, de todas las barras de control en el núcleo a una posición completamente insertada. Una parada de emergencia del reactor reduce el procedimiento de fisión en el núcleo, reduciendo de esta manera la producción de energía. Una parada de emergencia del reactor puede iniciarse automáticamente por un sistema de protección del reactor o, por ejemplo, de forma manual por un operario del reactor. Una parada de emergencia es generalmente menos efectiva cuando las barras de control están completamente insertadas en el núcleo o completamente extraídas del núcleo. En el caso en el que las barras de control estén completamente insertadas en el núcleo, el objetivo de la condición de parada de emergencia ya se ha alcanzado; por lo tanto, iniciar una parada de emergencia no cambiará la reactividad del núcleo. En particular, esto se debe a que todas las barras ya están completamente insertadas. En el caso de que las barras de control estén completamente extraídas del núcleo, la velocidad a la que la parada de emergencia reduce la reactividad en el núcleo es la más baja, ya que las barras de control recorren la mayor distancia posible (es decir, la distancia entre extracción completa e inserción). En otras palabras, una vez iniciada, la parada de emergencia requiere un largo periodo de tiempo con las barras de control totalmente extraídas. La reactividad en el núcleo, por lo general, es más baja al final del ciclo de operación (EOC), que puede ser el periodo previo a un corte de mantenimiento previsto para el reactor. Por esta razón, las barras de control en los reactores convencionales suelen retirarse completamente del núcleo durante el EOC, para así alcanzar el mayor nivel disponible de... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Un procedimiento de reducción de la duración de una parada de emergencia en el núcleo de un reactor nuclear que se controla por medio de barras de control móviles, en el que: las condiciones del núcleo se simulan mientras el reactor está funcionando, en base a las barras de control seleccionadas y los grados de inserción seleccionados de las mismas, la simulación produce una duración de la parada de emergencia, y dependiendo del resultado de la simulación, las barras seleccionadas se mueven en el núcleo, por lo que la configuración resultante es tal que la velocidad a la que la energía se vería disminuida en el núcleo se incrementa, en caso de que ocurra una parada de emergencia. 11 E06253390 15-11-2011   12 E06253390 15-11-2011   13 E06253390 15-11-2011   14 E06253390 15-11-2011   E06253390 15-11-2011   16 E06253390 15-11-2011   17 E06253390 15-11-2011   18 E06253390 15-11-2011   19 E06253390 15-11-2011   E06253390 15-11-2011   21 E06253390 15-11-2011   22 E06253390 15-11-2011   23 E06253390 15-11-2011

 

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