Dispositivo y procedimiento para la determinación del potencial electroquímico de corrosión.
Una central nuclear que comprende un reactor nuclear (12), un sistema de refrigerante del reactor (13)y un sistema (10) para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactornuclear en el reactor nuclear,
comprendiendo el sistema (10) para determinar un potencial electroquímico decorrosión para barras de combustible de reactor nuclear:
una primera sonda (200) y una segunda sonda (202) colocadas en el reactor nuclear (12) y/o en el sistema derefrigerante del reactor (13), teniendo las sondas (200, 202) sensores internos para medir el potencial electroquímicode la superficie en la que están instaladas las sondas (200, 202) en el que al menos una de las sondas tiene unelectrodo de circonio; y
una disposición (208) configurada para aceptar las tensiones producidas por las sondas en la que la disposición(208) está configurada para determinar un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible decirconio en el reactor nuclear (12) basándose en las tensiones de las sondas (200, 202).
Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/US2005/028842.
Solicitante: Areva NP Inc.
Nacionalidad solicitante: Estados Unidos de América.
Dirección: 3315 OLD FOREST ROAD LYNCHBURG, VA 24501 ESTADOS UNIDOS DE AMERICA.
Inventor/es: POP,MIHAI G.M, LOCKAMON,BRIAN G, SELL,HANS-JURGEN, KILIAN,RENATE.
Fecha de Publicación: .
Clasificación Internacional de Patentes:
- G01N17/02 FISICA. › G01 METROLOGIA; ENSAYOS. › G01N INVESTIGACION O ANALISIS DE MATERIALES POR DETERMINACION DE SUS PROPIEDADES QUIMICAS O FISICAS (procedimientos de medida, de investigación o de análisis diferentes de los ensayos inmunológicos, en los que intervienen enzimas o microorganismos C12M, C12Q). › G01N 17/00 Investigación de la resistencia de materiales a la intemperie, a la corrosión o a la luz. › Sistemas de medida electroquímica de la acción de la intemperie, de la corrosión o de la protección contra la corrosión (G01N 17/04 tiene prioridad).
- G21C17/00 G […] › G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR. › G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › Monitorización; Ensayos.
- G21C17/022 G21C […] › G21C 17/00 Monitorización; Ensayos. › para la vigilancia de refrigerantes o de moderadores líquidos.
- G21C17/10 G21C 17/00 […] › Combinaciones estructurales del elemento combustible, de la barra de control, del núcleo del reactor, o de la estructura del moderador con instrumentos sensibles, p. ej. para la medida de la radiactividad, de los esfuerzos.
PDF original: ES-2402860_T3.pdf
Fragmento de la descripción:
Dispositivo y procedimiento para la determinación del potencial electroquímico de corrosión
CAMPO DE LA INVENCIÓN
La presente invención se refiere a la determinación del potencial electroquímico de corrosión para componentes en una central nuclear. Más específicamente, la presente invención proporciona un dispositivo y un procedimiento para la determinación del potencial electroquímico de corrosión de un combustible de reactor nuclear en un sistema de refrigerante del reactor para una central nuclear, en el que el potencial electroquímico de corrosión se determina a través de medidas del potencial alejadas del combustible.
INFORMACIÓN DE ANTECEDENTES
Los reactores nucleares, por ejemplo, los reactores de agua en ebullición y de agua a presión, hacen pasar agua a través de un núcleo de reactor que contiene combustible nuclear. El paso de esta agua a través del núcleo de reactor calienta el agua. El agua es calentada bien en una fase líquida caliente (agua a presión) o bien en una combinación de una fase líquida caliente y una fase de vapor (agua en ebullición) . El agua y/o el vapor son transportados a través de los sistemas de la central nuclear, como la cuba del reactor, separadores de vapor, presionadores y generadores de vapor para transferir la energía calorífica generada por la reacción nuclear a otros sistemas de trabajo. Estos sistemas y componentes de conducciones del fluido están hechos de diversos materiales que pueden ser propensos a la corrosión y el agrietamiento por corrosión bajo tensión inducido o promovido por la irradiación.
El potencial electroquímico de corrosión proporciona una guía para determinar la magnitud de la reacción de oxidación/reducción que tiene lugar en un metal, por ejemplo, en la superficie de conductos de refrigerante de agua primarios. Las reacciones de oxidación/reducción pueden depender, por ejemplo, de la concentración de oxígeno disuelto del agua en un reactor nuclear, la concentración de hidrógeno y/o la concentración de peróxido de hidrógeno. Para reducir el potencial electroquímico de corrosión de estos sistemas de refrigerante del reactor, las concentraciones de oxígeno disuelto y de peróxido de hidrógeno del agua se mantienen lo más bajas posible, preferentemente, a un nivel de aproximadamente 25 partes por mil millones. Esto se realiza, por ejemplo, añadiendo hidrógeno al sistema. Sin embargo, en la práctica, el mantenimiento de las concentraciones de oxígeno disuelto, hidrógeno y peróxido de hidrógeno en este bajo nivel es extremadamente difícil debido a la química variable del agua en el sistema de refrigerante del reactor.
Las medidas del potencial electroquímico de corrosión se realizan en las centrales nucleares para determinar si se están produciendo condiciones corrosivas en la central y si es probable que se produzca un agrietamiento por corrosión bajo tensión. En particular, si el valor del potencial electroquímico de corrosión es relativamente bajo (es decir, por debajo de un valor umbral) , las tasas de formación de grietas debidas a corrosión bajo tensión no son importantes y no es preciso analizarlas adicionalmente. Sin embargo, por encima del valor umbral, la posibilidad de agrietamiento por corrosión bajo tensión aumenta cuando se incrementan los valores del potencial electroquímico de corrosión. Las medidas de potencial electroquímico de corrosión se realizan en un único punto en el sistema de refrigerante primario en el componente o las conducciones de interés como, por ejemplo, en bridas de collar soldadas de los sistemas de purificación del agua. Las sondas de potencial electroquímico existentes contienen sensores que son normalmente una configuración de metal/óxido metálico que responden a las concentraciones de oxígeno en el agua del reactor.
Los sistemas existentes usados para medir el potencial electroquímico de corrosión tienen muchos inconvenientes. En primer lugar, las sondas usadas son frágiles y sólo están operativas durante aproximadamente tres meses ya que los sensores del interior de las sondas se deterioran por el calor y la radiación. En consecuencia, las sondas sólo pueden medir el potencial electroquímico de corrosión durante menos del 25% del tiempo del núcleo de reactor residente lo que excluye su uso en torno a un reactor nuclear. Las alternativas de los operadores de la central nuclear para aliviar este inconveniente son escasas. La central nuclear puede hacerse funcionar sin supervisión de las condiciones de corrosión; sin embargo, si el potencial electroquímico de corrosión no se mide para todo el ciclo del combustible, las condiciones pueden favorecer la formación de corrosión o agrietamiento por corrosión bajo tensión, con lo que pueden resultar dañados los sensibles y costosos sistemas de la central nuclear. Alternativamente, puede interrumpirse el funcionamiento del reactor nuclear y sustituirse las sondas de potencial electroquímico de corrosión en torno al reactor. Esta alternativa resulta económicamente poco atractiva debido a los costes asociados a un cierre de la instalación. El segundo inconveniente es que los sistemas existentes usan una sonda de punto de medida discreta para el análisis. Este tipo de sistema simplemente proporciona una medida puntual en un sistema individual. Los sistemas existentes no pueden elucidar si el potencial electroquímico de corrosión es elevado en una parte del sistema de la central nuclear no medida directamente. Los materiales complejos y cambiantes que circulan por el sistema de refrigerante de una central nuclear no permiten que los sistemas actuales midan con precisión el potencial electroquímico de corrosión de distintos sistemas entre sí. En consecuencia, algunos sistemas o subsistemas del reactor nuclear son más propensos que otros a la corrosión y al agrietamiento por corrosión bajo tensión. Los sistemas actuales no permiten que el operador de la central nuclear compare datos obtenidos de la medida de diferentes sistemas, por tanto, la atención se centra en la localización de la sonda. No se realiza un verdadero análisis de evaluación de riesgos de todo el sistema de la central nuclear. Los sistemas actuales tampoco determinan un potencial electroquímico de corrosión para elementos de combustible de revestimiento de circonio. Hasta la fecha, los sistemas actuales se limitan a determinar el potencial electroquímico de corrosión de los elementos estructurales o de las conducciones en el interior de los sistemas de refrigeración del reactor.
El documento EP-0.417.571 desvela un sistema supervisor de monitorización del estado operativo de una central que comprende un electrodo electroquímico de referencia.
El documento JP-2000-065.785 desvela un sensor electroquímico que comprende un electrodo de dióxido de circonio estabilizado con óxido de itrio.
El documento US-6.623.611 desvela un sensor electroquímico que comprende un electrodo con punta de aleación de circonio.
Existe la necesidad de proporcionar un sistema de medida del potencial electroquímico de corrosión que permita la determinación de un potencial electroquímico de corrosión durante el ciclo de combustible completo de una central nuclear.
Existe la necesidad adicional de proporcionar un sistema de medida del potencial electroquímico de corrosión que permita la sustitución de una sonda y sus sensores asociados al término del tiempo de servicio de una forma económicamente eficaz.
Existe también la necesidad de proporcionar un sistema de medida del potencial electroquímico de corrosión que determine el potencial electroquímico de corrosión de un sistema nuclear desde varios puntos diferentes para proporcionar datos al operador de una central nuclear acerca de los sistemas nucleares que presentan riesgo de corrosión con respecto a otros sistemas nucleares.
Existe también la necesidad adicional de proporcionar un sistema de medida del potencial electroquímico de corrosión que pueda usarse con barras de combustible en un sistema de central nuclear para determinar la magnitud de la degradación potencial de las barras de combustible durante las condiciones operativas del reactor.
RESUMEN
Por tanto un objeto de la presente invención es proporcionar un sistema de medida del potencial electroquímico de corrosión que permita determinar un potencial electroquímico de corrosión durante un ciclo de combustible completo de una central nuclear.
También es un objeto de la presente invención proporcionar un sistema de medida del potencial electroquímico de corrosión que permita la sustitución de una sonda y sus sensores asociados al término del tiempo de vida de los sensores respectivos de una forma económicamente eficaz.... [Seguir leyendo]
Reivindicaciones:
1. Una central nuclear que comprende un reactor nuclear (12) , un sistema de refrigerante del reactor (13) y un sistema (10) para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactor nuclear en el reactor nuclear, comprendiendo el sistema (10) para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactor nuclear:
una primera sonda (200) y una segunda sonda (202) colocadas en el reactor nuclear (12) y/o en el sistema de refrigerante del reactor (13) , teniendo las sondas (200, 202) sensores internos para medir el potencial electroquímico de la superficie en la que están instaladas las sondas (200, 202) en el que al menos una de las sondas tiene un electrodo de circonio; y
una disposición (208) configurada para aceptar las tensiones producidas por las sondas en la que la disposición (208) está configurada para determinar un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible de circonio en el reactor nuclear (12) basándose en las tensiones de las sondas (200, 202) .
2. Central nuclear según la reivindicación 1, en la que la disposición (208) configurada para aceptar las tensiones producidas por las sondas (200, 202) es un potenciostato.
3. Central nuclear según la reivindicación 2, en la que el sistema (10) para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactor nuclear comprende además:
un ordenador (210) conectado al potenciostato.
4. Central nuclear según la reivindicación 3, en la que el sistema (10) para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactor nuclear comprende además:
un dispositivo de visualización conectado al ordenador (210) , un dispositivo de almacenamiento de datos conectado al ordenador (210) ; y una impresora (212) conectada al ordenador (210) .
5. Central nuclear según la reivindicación 3, en la que el ordenador (210) está adaptado para promediar los valores de tensión obtenidos de las sondas (200, 202) para determinar el potencial electroquímico de corrosión de las barras de combustible.
6. Central nuclear según la reivindicación 1, en la que cada sonda (200, 202) tiene un electrodo de circonio.
7. Central nuclear según la reivindicación 6, en la que cada sonda (200, 202) tiene un electrodo de aleación de circonio diferente.
8. Un procedimiento para determinar un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible de reactor nuclear, que comprende:
la colocación de una primera sonda (200) y una segunda sonda (202) en un reactor nuclear (12) y/o en un sistema de refrigerante del reactor (13) , teniendo las sondas (200, 202) sensores internos para medir el potencial electroquímico de la superficie en la que se instalan las sondas (200, 202) en el que al menos una de las sondas (200, 202) tiene un electrodo de circonio;
la producción de una tensión entre las sondas (200, 202) ;
la medida de una corriente inducida por la tensión; y
el cálculo de un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible de circonio en el reactor nuclear
(12) basándose en la corriente inducida.
9. El procedimiento para determinar un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible de reactor nuclear según la reivindicación 8, en el que la colocación de las sondas (200, 202) se realiza en una entre una parte inferior y una parte superior de un conjunto de combustible nuclear (18) .
10. El procedimiento para determinar un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible de reactor nuclear según la reivindicación 8, en el que la colocación de las sondas (200, 202) se realiza en el sistema de refrigerante del reactor (13) adyacente al reactor (12) .
11. El procedimiento para determinar un potencial electroquímico de corrosión de una barra de combustible de reactor nuclear según la reivindicación 8, en el que la colocación de una sonda (200, 202) se realiza en una entre una parte inferior y una parte superior del conjunto de combustible nuclear (18) y en el que la colocación de una sonda (200, 202) se realiza en el sistema de refrigerante del reactor (13) adyacente al reactor
(12) .
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