Sistema de arranque estable para un reactor nuclear.
Un sistema (20) de arranque estable para un reactor nuclear (5) que comprende:
una vasija presurizada (2) del reactor;
un núcleo (6) de reactor alojado en la vasija (2) del reactor, estando sumergido el núcleo (6) del reactor en un refrigerante primario del reactor nuclear y estando situado el núcleo (6) del reactor debajo de un tubo elevador (24);
un sumidero (26) de calor configurado para eliminar calor del refrigerante primario después de que este haya pasado a través del tubo elevador (24) de la vasija del reactor; y
un calentador configurado para aportar calor al refrigerante primario contenido dentro de la vasija del reactor antes de una inicialización del núcleo del reactor para lograr la criticidad del reactor, estando configurado el calentador para aportar el calor dentro del tubo elevador a una elevación por debajo de la del sumidero de calor para provocar una diferencia de densidad en el refrigerante primario que impulsa al refrigerante primario a través del núcleo del reactor mediante circulación natural.
Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2008/082634.
Solicitante: THE STATE OF OREGON ACTING BY AND THROUGH THE STATE BOARD OF HIGHER EDUCATION ON BEHALF OF OREGON STATE UNIVERSITY.
Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.
Dirección: Oregon State University Office of Technology Transfer, Kerr 312 Corvallis, OR 97331-2140 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.
Inventor/es: REYES,Jose N, GROOME,John T, WU,Qiao, WOODS,Brian G, PALMER,Todd S.
Fecha de Publicación: .
Clasificación Internacional de Patentes:
- G21C1/08 FISICA. › G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR. › G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › G21C 1/00 Tipos de reactores. › el moderador está altamente presurizado, p. ej. reactor de agua hirviente, reactor de sobrecalentamiento integral, reactor de agua a presión (G21C 1/22 tiene prioridad).
- G21C1/32 G21C 1/00 […] › Reactores de tipo integral, es decir, reactores en los que las partes no esenciales a la reacción se asocian de forma funcional con el reactor, p. ej. los cambiadores de calor, son colocados en el interior de la envoltura con el núcleo (G21C 1/02 - G21C 1/30 tienen prioridad).
PDF original: ES-2379173_T3.pdf
Fragmento de la descripción:
Sistema de arranque estable para un reactor nuclear.
Antecedentes
En los reactores nucleares diseñados con sistemas operativos pasivos, se emplean las leyes de la física para garantizar que se mantiene una operación segura del reactor nuclear durante la operación normal o incluso en una condición de emergencia sin intervención ni supervisión del operador, al menos durante cierto período predefinido de tiempo. Un proyecto de reactor pequeño de aplicaciones múltiples de agua ligera realizado con la asistencia del Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, NEXANT, y del Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Estatal de Oregón se propuso desarrollar un reactor de agua ligera natural seguro y económico. La Figura 1 ilustra un diseño 5 de reactor nuclear resultante de este proyecto.
El diseño 5 de reactor nuclear incluye un núcleo 6 del reactor rodeado por una vasija 2 del reactor. El agua 10 de la vasija 2 del reactor rodea el núcleo 6 del reactor. El núcleo 6 del reactor está además situado en una envoltura 22 que rodea al núcleo 6 del reactor por sus lados. Cuando el núcleo 6 del reactor calienta el agua 10 como consecuencia de eventos de fisión, el agua 10 se dirige desde la envoltura 22 y saliendo de un tubo elevador 24. Esto da como resultado que más agua 10 sea introducida y calentada por el núcleo 6 del reactor, que mete más agua 10 aún en la envoltura 22. El agua 10 que emerge del tubo elevador 24 es enfriada y dirigida hacia el anillo 23 y luego vuelve al fondo de la vasija 2 del reactor mediante circulación natural. Al calentarse el agua 10, se produce vapor 11a presión en la vasija 2 del reactor.
Un intercambiador 35 de calor hace circular agua de alimentación y vapor en un sistema secundario 30 de refrigeración para generar electricidad con una turbina 32 y un generador 34. El agua de alimentación pasa a través del intercambiador 35 de calor y se convierte en vapor supercalentado. El sistema secundario 30 de refrigeración incluye un condensador 36 y una bomba 38 de agua de alimentación. El vapor y el agua de alimentación en el sistema secundario 30 de refrigeración están aisladas del agua 10 en la vasija 2 del reactor, de modo que nos se les permite mezclarse ni entrar en contacto entre sí.
La vasija 2 del reactor está rodeada por una vasija 4 de contención. La vasija 4 de contención está situada en una piscina 16 de agua. La piscina 16 de agua y la vasija 4 de contención están bajo tierra 9 en un hueco 7 del reactor. La vasija 4 de contención está diseñada de modo que no se permite que agua o vapor de la vasija 2 del reactor escape a la piscina 16 de agua ni al entorno circundante. En una situación de emergencia, se descarga vapor 11 desde la vasija 2 del reactor a través de una válvula 8 de admisión de vapor a una mitad superior 14 de la vasija 4 de contención, y el agua 10 hierve vigorosamente a medida que se libera a través de una válvula sumergida 18 de extracción de fondo que está situada en una piscina 12 de supresión. La piscina 12 de supresión incluye agua subenfriada.
La física nuclear y la termohidráulica de un reactor de energía nuclear de circulación natural están estrechamente relacionadas. El núcleo 6 del reactor genera el calor que crea la fuerza ascensional necesaria para impulsar el flujo en el circuito cerrado. El agua que fluye en la vasija 2 del reactor sirve tanto como refrigerante del núcleo del reactor como de moderador fluido que ralentiza los neutrones producidos por el proceso de fisión en el núcleo 6 del reactor. La temperatura del moderador fluido afecta mucho el proceso de fisión nuclear que genera el calor en el núcleo 6 del reactor. A su vez, la temperatura del moderador fluido es gobernada por la potencia del núcleo del reactor y el caudal de fluido.
La estrecha relación entre la física nuclear y la termohidráulica hace que el arranque de un reactor nuclear de circulación nuclear sea potencialmente inestable cuando se retiran las varillas de control para lograr una criticidad del núcleo hasta el punto de aportar calor al fluido.
La presente invención aborda estos y otros problemas.
Resumen
En el presente documento se da a conocer un sistema de arranque estable que incluye un núcleo de reactor alojado en una vasija del reactor, y un sumidero de calor configurado para eliminar calor de la vasija del reactor. El sistema de arranque estable incluye además un calentador alimentado por electricidad configurado para aportar calor a la vasija del reactor antes de una inicialización del núcleo del reactor.
En el presente documento se da a conocer un módulo de reactor nuclear que incluye una vasija de reactor que contiene refrigerante, un núcleo de reactor sumergido en el refrigerante y un intercambiador de calor configurado para eliminar calor del refrigerante. El módulo de reactor nuclear incluye además uno o más calentadores configurados para aportar calor al refrigerante durante una operación de arranque y antes de que el núcleo del reactor alcance una situación crítica.
En el presente documento se da a conocer un procedimiento de arranque para un reactor nuclear, incluyendo el procedimiento la activación de un sistema de calentamiento para aumentar la temperatura de un refrigerante primario. El procedimiento también incluye la eliminación de calor del refrigerante primario, resultando una diferencia en la densidad del líquido en la circulación natural del refrigerante primario a través del núcleo del reactor. El procedimiento incluye además la desactivación del sistema de calentamiento y la inicialización del núcleo del reactor para lograr la criticidad.
Breve descripción de los dibujos
La Fig. 1 ilustra un sistema de energía nuclear conocido en la técnica.
La Fig. 2 ilustra un conjunto novedoso de módulo de potencia que incluye un sistema de arranque estable.
Las Figuras 3A y 3B ilustran una tasa de cambio de las condiciones operativas para una primera fluctuación ejemplar de la potencia.
Las Figuras 4A y 4B ilustran una tasa de cambio de las condiciones operativas para una segunda fluctuación ejemplar de la potencia.
Las Figuras 5A y 5B ilustran una tasa de cambio de las condiciones operativas para una tercera fluctuación ejemplar de la potencia.
La Fig. 6 ilustra una realización adicional de un sistema de arranque estable.
La Fig. 7 ilustra otra realización adicional de un sistema de arranque estable.
La Fig. 8 ilustra un procedimiento de operación de un sistema de arranque estable.
Descripción detallada
Los sistemas de reactores pasivos, incluyendo los que dependen de la circulación natural, tienen un número reducido de dispositivos mecánicos móviles, motores, bombas y conexiones en comparación con los sistemas convencionales que podrían requerir revisión o mantenimiento continuo durante la vida del reactor. Puede ser aceptable cierto nivel de mantenimiento del reactor cuando se cambia el combustible o a mitad de la vida del reactor. Sin embargo, al reducir o eliminar el número de períodos de mantenimiento, puede hacerse que el reactor esté operativo durante más tiempo, aumentando con ello la eficiencia y reduciendo efectivamente el costo de la energía que produce.
La Fig. 2 ilustra un conjunto 25 novedoso de un módulo de potencia que incluye un sistema 20 de arranque estable. El sistema 20 de arranque estable puede generar calor para proporcionar un flujo inicial del fluido y establecer condiciones operativas de temperatura y presión para el conjunto 25 del módulo de potencia. En una realización, la temperatura operativa puede ser de aproximadamente 289 grados Celsius. El conjunto 25 del módulo de potencia puede depender de la circulación natural para la refrigeración normal del núcleo 6 de su reactor. La circulación natural del refrigerante dentro del conjunto 25 del módulo de potencia ocurre debido a las diferencias en temperatura del refrigerante 45 cuando, simultáneamente, es calentado por el núcleo 6 del reactor y refrigerado por un sumidero 26 de calor durante su operación. En una realización, el sumidero 26 de calor comprende un intercambiador de calor.
Los experimentos realizados en la Universidad Estatal de Oregón demostraron que el arranque de un reactor nuclear de circulación natural puede hacer que una gran masa de agua arrastrada por el vapor entre en el núcleo 6 del reactor mientras se encuentra... [Seguir leyendo]
Reivindicaciones:
1. Un sistema (20) de arranque estable para un reactor nuclear (5) que comprende:
una vasija presurizada (2) del reactor;
un núcleo (6) de reactor alojado en la vasija (2) del reactor, estando sumergido el núcleo (6) del reactor en un refrigerante primario del reactor nuclear y estando situado el núcleo (6) del reactor debajo de un tubo elevador (24);
un sumidero (26) de calor configurado para eliminar calor del refrigerante primario después de que este haya pasado a través del tubo elevador (24) de la vasija del reactor; y
un calentador configurado para aportar calor al refrigerante primario contenido dentro de la vasija del reactor antes de una inicialización del núcleo del reactor para lograr la criticidad del reactor, estando configurado el calentador para aportar el calor dentro del tubo elevador a una elevación por debajo de la del sumidero de calor para provocar una diferencia de densidad en el refrigerante primario que impulsa al refrigerante primario a través del núcleo del reactor mediante circulación natural.
2. El sistema según la reivindicación 1 en el que el sumidero (26) de calor comprende un intercambiador de calor de un sistema secundario de refrigeración.
3. El sistema según la reivindicación 1 en el que el sumidero de calor está situado dentro de la vasija del reactor a una elevación por encima del núcleo del reactor.
4. El sistema según la reivindicación 1 en el que la elevación del calentador está por encima del núcleo del reactor.
5. El sistema según la reivindicación 1 en el que la elevación del calentador está por debajo del núcleo del reactor.
6. El sistema según la reivindicación 1 en el que el calentador (20) está situado al menos parcialmente dentro de una envoltura que rodea el núcleo (6) del reactor.
7. El sistema según la reivindicación 1 en el que el calentador está configurado, además, para controlar la presión dentro de la vasija del reactor tras la inicialización del núcleo del reactor.
8. Un procedimiento de arranque para un reactor nuclear que comprende:
la activación de un sistema de calentamiento para aumentar la temperatura de un refrigerante primario del reactor nuclear antes de una inicialización del núcleo del reactor situado dentro de una vasija presurizada del reactor, estando configurado el sistema de calentamiento para aportar calor al refrigerante primario situado dentro de un tubo elevador situado por encima del núcleo del reactor;
la eliminación de calor del refrigerante primario con un intercambiador de calor situado dentro de la vasija del reactor a una elevación que está por encima del punto en el que se aporta calor al refrigerante primario en el tubo elevador, en el que una diferencia en la densidad del líquido del refrigerante primario en el tubo elevador y en el intercambiador de calor da como resultado la circulación natural del refrigerante primario a través del núcleo del reactor;
la desactivación del sistema de calentamiento; y
la inicialización del núcleo del reactor para lograr la criticidad.
9. El procedimiento según la reivindicación 8
en el que el sistema de calentamiento comprende uno o más calentadores o
en el que el sistema de calentamiento comprende uno o más calentadores eléctricos.
10. El procedimiento según la reivindicación 9 en el que los uno o más calentadores están situados dentro de la vasija del reactor a una elevación que está por debajo del núcleo del reactor.
11. El procedimiento según la reivindicación 8 que, además, comprende la reactivación del sistema de calentamiento para controlar una presión operativa del reactor nuclear una vez que el núcleo del reactor haya alcanzado la criticidad.
12. El procedimiento según la reivindicación 8 que, además, comprende la monitorización de la temperatura del refrigerante primario, en el que el sistema de calentamiento se desactiva una vez que el refrigerante primario haya alcanzado una temperatura operativa asociada con una condición de estado estacionario de baja potencia del núcleo del reactor.
13. El procedimiento según la reivindicación 9
en el que los uno o más calentadores calientan el refrigerante primario a una temperatura operativa que proporciona circulación natural del refrigerante primario desde el intercambiador de calor a los uno o más calentadores y a través del núcleo del reactor y/o
en el que los uno o más calentadores están configurados, además, para controlar una presión en la vasija del reactor una vez que el núcleo del reactor ha alcanzado una situación critica.
14. El procedimiento según la reivindicación 13
en el que se permite que el núcleo del reactor alcance una situación crítica una vez que el refrigerante primario alcanza la temperatura operativa y/o
en el que los uno o más calentadores están situados dentro de una envoltura que rodea al menos parcialmente el núcleo del reactor.
15. El procedimiento según la reivindicación 9
en el que los uno o más calentadores están situados dentro de la vasija del reactor a una elevación que está por encima del núcleo del reactor y/o
en el que el núcleo del reactor es inicializado para alcanzar criticidad una vez que el sistema de calentamiento está desactivado.
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