Central nuclear que emplea nanopartículas en circuitos cerrados de sistemas de emergencia y procedimiento relacionado.

Central nuclear que comprende: un reactor nuclear (10); un sistema de refrigerante de reactor primario (20);

un sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) para refrigerar el reactor nuclear (10); una fuente de frío final; un circuito de refrigeración cerrado (300) independiente del sistema de refrigerante de reactor (20), estando el circuito de refrigeración cerrado (300) adaptado para transmitir calor recogido por el sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) a la fuente de frío final, incluyendo el circuito de refrigeración cerrado (300) nanopartículas en el refrigerante en el circuito de refrigeración cerrado (300) o una entrada de suministro de nanopartículas (203).

Central nuclear que emplea nanopartículas en circuitos cerrados de sistemas de emergencia y procedimiento relacionado ANTECEDENTES

La presente invención se refiere en general a las centrales nucleares, y más específicamente a los sistemas de emergencia de estas centrales nucleares.

Una central nuclear suele tener un reactor nuclear y un sistema de refrigerante de reactor (RCS-Reactor Coolant System) para la extracción de calor del reactor y para generar energía. Los dos tipos más comunes de reactores, los reactores de agua en ebullición (BWR) y los reactores de agua a presión (PWR) son a base de agua. En un PWR, el agua calentada procedente del reactor se alimenta a un generador de electricidad que tiene una corriente secundaria de refrigerante que pone en ebullición un refrigerante de alimentación a una turbina. En un BWR, el generador de electricidad tiene una turbina movida directamente por el refrigerante del reactor. La sección dispuesta aguas abajo de los generadores de electricidad, pero aguas arriba del reactor RCS se llama normalmente la rama fría, y la dispuesta aguas abajo del reactor y aguas arriba de los generadores de electricidad se suele llamar la rama caliente.

Si se produce un fallo en el RCS, en lo que se suele llamar un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA siglas del inglés Loss Of Coolant Accident) , el núcleo del reactor no se refrigera adecuadamente y la temperatura comienza a subir en el reactor. Se eleva la temperatura de los elementos de combustible en el núcleo y, si no se controla, puede causar la fusión y potencialmente anular el reactor y provocar la liberación de masa fundida en el edificio de contención. Los accidentes LOCA de los PWR y los BWR pueden incluir una ruptura de la línea principal de vapor (MSLB) .

Durante un LOCA, una evolución estándar de presión y temperatura en el interior de la contención implica un aumento en la presión de unos pocos bares en 5-18 horas, con una temperatura máxima de alrededor de 150 º C, que se reducen a la presión y temperatura atmosféricas en unos pocos días. Las centrales nucleares están diseñadas para resistir un acontecimiento de este tipo con un margen de seguridad considerable. El proceso de enfriamiento se basa en las propiedades físicas del agua y el aire a esas temperaturas.

Durante un LOCA en un PWR, se puede activar un sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS

– siglas del inglés Emergency Core Cooling System) para enfriar el reactor mediante el suministro de agua adicional al RCS. Por lo tanto un ECCS suele incluir una bomba de alta presión tal como una bomba centrífuga / bomba de inyección de alta presión (PCC / HPIP bomba) que desemboca en el RCS. Este puede bombear agua desde el tanque de almacenamiento de agua de recarga (RWST) , tal como un RWST en la contención (In-containment RWST) , o una fuente de contención en la rama fría del RCS. Un tanque de control de volumen de recepción de agua que pasa a través de un intercambiador de calor de la rama fría RCS también puede proporcionar agua a la bomba PCC / HPIP. Unos ECCS similares suelen estar presentes en los BWR, donde se pasan activamente o pasivamente volúmenes de agua existentes en espera a través del núcleo en caso de un accidente de LOCA.

El ECCS también suele tener una bomba de baja presión, ta como una bomba de extracción de calor residual

o del sistema de inyección de seguridad (bomba RHR / SIS) , que puede proporcionar agua del ECCS o fuente de contención a la vasija del reactor PWR o BWR, así como el agua de un sistema de pulverización de contención. Se suele proporcionar un intercambiador de calor después de la bomba RHR / SIS, y el agua calentada procedente del reactor se hace pasar a través del intercambiador de calor, que transmite calor a un sistema cerrado de inyección de agua de refrigeración de seguridad (CCWS) . El CCWS transmite el calor recogido por el ECCS a una fuente de frío final tal como un río, unas torres de refrigeración o el mar en condiciones de enfriamiento a largo plazo post-LOCA o post-MSLB.

El artículo titulado quot;In-Vessel Retention Enhancement through the use of Nanofluidsquot; describe el empleo de nanofluidos para para la mejora de la retención en la vasija durante un escenario de accidente. El concepto de sistema de inyección de nanofluido incluye dos pequeños tanques de nanofluido concentrado, siendo cada tanque capaz de suministrar suficiente nanofluido para mejorar la predicción mediante un modelo computacional. Se supone que se produce la inyección tras el accionamiento manual de las válvulas conectadas a las líneas de inyección. Se requieren instrucciones para accionar estas válvulas en los procedimientos de accidentes graves. La inyección se dice que es impulsada por la gravedad y la sobrepresión proporcionada por acumuladores conectados a los tanques. Las líneas de inyección están concebidas para que pueden acabar en la cavidad del reactor, en las líneas de recirculación, o en el IRWST, dependiendo de las limitaciones de espacio físico dentro de la contención.

La patente americana Nº 6, 724, 854 describe el uso de nanopartículas catalíticas en sistemas de agua de alta temperatura para reducir la ocurrencia de fisuras por corrosión por tensión.

RESUMEN DE LA INVENCIÓN

describe el uso de nanopartículas catalíticas en sistemas de agua de alta temperatura para reducir la ocurrencia de fisuras por corrosión por tensión, aplicable incluso si la cavidad del reactor no está inundada.

La presente invención proporciona una central nuclear según la reivindicación 1.

La presente invención también proporciona un procedimiento para mejorar capacidad de extracción de calor en caso de accidente en una central nuclear según la reivindicación 7.

BREVE DESCRIPCIÓN DE LOS DIBUJOS

Una realización preferida de la presente invención se describirá con respecto a los dibujos en los que:

La figura 1 muestra esquemáticamente una central nuclear PWR con un sistema de refrigeración de emergencia de acuerdo con la presente invención; y

La figura 2 muestra los detalles de los CCWS de la figura 1 con más detalle.

DESCRIPCIÓN DETALLADA DE LA REALIZACIÓN PREFERIDA

La figura 1 muestra una central nuclear PWR que tiene un reactor 10, un sistema de refrigerante de reactor 20, y un generador de electricidad 30. En la realización PWR mostrada, el generador de electricidad 30 incluye un flujo de refrigerante secundario y una turbina. El sistema de refrigerante de reactor 20 incluye una rama fría 22 entre el generador 30 y el reactor 10, y una rama caliente 24 entre el reactor 10 y el generador 30, así como una bomba de refrigerante 26 en la rama fría 22. El sistema de refrigerante de reactor 20 para la forma de realización PWR mostrada también puede contener uno o más presurizadores 70. En una forma de realización BWR, no suele haber presurizadores 70 y el generador 30 incluye una turbina sin tener un flujo de refrigerante secundario y el RCS 20 incluye un condensador.

El RCS 20 recircula el agua durante el funcionamiento normal, y en la realización preferida no se añaden nanopartículas intencionadamente al RCS durante el funcionamiento normal, ya que pueden causar problemas al generador y otros componentes.

La central nuclear también incluye un sistema de refrigeración de núcleo de urgencia, indicado generalmente como 50, que incluye uno o más acumuladores o tanques de inundación de núcleo 60, un tanque de almacenamiento de agua de recarga de combustible 80, un fuente de contención 90, una bomba de alta presión 100, y una bomba de baja presión 110.

El RWST 80 está conectado a la bomba 100, que puede ser una bomba centrífuga de carga o de inyección de alta presión /, a través de una línea 120. La bomba 100 también puede estar conectada a un tanque de control de volumen 124, que puede recibir el agua de la rama fría 22 a través de un intercambiador de calor inferior 126. La bomba 100 puede proporcionar agua del RWST 80 o la fuente de contención 90 al RCS 20 durante un accidente LOCA. La fuente de contención 90 proporciona así el agua que se acumula en la contención durante un accidente grave, por ejemplo después de haberse vaciado el RWST 80.

Una bomba de baja presión 110, que puede ser una bomba de extracción de calor residual / sistema de inyección de seguridad, proporciona agua del RWST 80 o fuente de contención 90 al intercambiador de calor 112, y también a la rama caliente 24, la rama fría 22 y un sistema de pulverización de la contención. Un CCWS 300 hace pasar refrigerante tal como agua entre un intercambiador de calor 112 y un intercambiador de calor 140, que pueden... [Seguir leyendo]

Con la presente invención el circuito de refrigeración cerrado puede incluir nanopartículas en el refrigerante en el circuito de refrigeración cerrado. Esto puede ocurrir por ejemplo cuando el circuito cerrado de refrigeración se construye por primera vez o mediante la adición de nanopartículas más adelante. Como alternativa o adicionalmente, el circuito cerrado de refrigeración puede tener una entrada de suministro de nanopartículas. Si esta entrada de suministro de nanopartículas está presente, las nanopartículas se pueden suministrar al circuito de refrigeración cerrado durante el funcionamiento normal, por ejemplo, para mantener una concentración deseada, o se puede suministrar sólo cuando sea necesario durante condiciones de emergencia.

1.Central nuclear que comprende: un reactor nuclear (10) ; un sistema de refrigerante de reactor primario (20) ; un sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) para refrigerar el reactor nuclear (10) ; una fuente de frío final; un circuito de refrigeración cerrado (300) independiente del sistema de refrigerante de reactor (20) , estando el circuito de refrigeración cerrado (300) adaptado para transmitir calor recogido por el sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) a la fuente de frío final, incluyendo el circuito de refrigeración cerrado (300) nanopartículas en el refrigerante en el circuito de refrigeración cerrado (300) o una entrada de suministro de nanopartículas (203) .

2. La central nuclear según la reivindicación 1 en la que el circuito de refrigeración cerrado (50) tiene al menos dos intercambiadores de calor (112, 140) , uno en un lado caliente del circuito de refrigeración cerrado (300) y uno en un lado frío del circuito cerrado (300) , y una bomba (130) conectada con los intercambiadores de calor (112, 140) .

3. La central nuclear según la reivindicación 2 en la que la fuente de frío final es un sistema de agua de servicio esencial, tal como un río, un depósito de refrigeración o el mar, siendo el intercambiador de calor (140) capaz de transferir calor desde el circuito de refrigeración cerrado (300) hasta el sistema de agua de servicio esencial.

4. La central nuclear según la reivindicación 1 en la que el circuito de refrigeración cerrado (300) contiene nanopartículas en el refrigerante durante el funcionamiento normal.

5. La central nuclear según la reivindicación 4 que comprende además una fuente de nanopartículas (200) conectada con la entrada de suministro de nanopartículas (203) .

6. La central nuclear según la reivindicación 5 que comprende además un controlador (310) que controla la fuente de nanopartículas (200) para proporcionar un valor umbral de concentración de nanopartículas en el refrigerante del circuito de refrigeración cerrado (300) .

7. Procedimiento para mejorar capacidad de extracción de calor en caso de accidente en una central nuclear que comprende: activar un sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) para enfriar un reactor nuclear (10) de la central nuclear; proporcionar nanopartículas, o una fuente de nanopartículas (200) capaz de suministrar nanopartículas, a un circuito de refrigeración cerrado (300) independiente de un refrigerante de reactor primario (20) , transmitiendo el circuito de refrigeración cerrado (300) calor recogido por el sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) a una fuente de frío final.

8. Procedimiento según la reivindicación 7 que comprende además monitorizar una concentración de nanopartículas en el circuito de refrigeración cerrado (300) .

9. Procedimiento según la reivindicación 7 o la 8, en el que el sistema de refrigeración de urgencia de núcleo (50) proporciona agua desde un pozo de confinamiento al reactor nuclear (10) .

10. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 7 a 9, en el que el accidente es un accidente de pérdida de refrigerante.

11. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 7 a 10, en el que el circuito de refrigeración cerrado

(300) contiene nanopartículas en el refrigerante durante el funcionamiento normal.

12. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 7 a 10, en el que se aplica una fuente de nanomateriales a agua en el circuito de refrigeración cerrado (300) solamente tras la ocurrencia de condiciones de accidente.