Procedimiento y sistema de muestreo para la obtención de una muestra de la atmósfera en un edificio de contención del reactor de una instalación nuclear.

Instalación nuclear con un edificio de contención del reactor (2) y con sistema de muestreo (1,

1') diseñado para laobtención de una muestra de la atmósfera en el edificio de contención del reactor (2), en la que el sistema de muestreo(1, 1') comprende un conducto de muestreo (8) conectado con un sistema de depresión (12) y con un sistema deanálisis (14) y que desemboca en el edificio de contención del reactor (2), caracterizada porque

un dispositivo de estrangulamiento (30) se conecta antes del conducto de muestreo (8) del lado del gas en caso deconexión del mismo con la atmósfera en el edificio de contención del reactor (2).

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/EP2005/011024.

Solicitante: AREVA GmbH.

Nacionalidad solicitante: Alemania.

Dirección: PAUL-GOSSEN-STRASSE 100 91052 ERLANGEN ALEMANIA.

Inventor/es: ECKARDT, BERND, HILL, AXEL.

Fecha de Publicación: .

Clasificación Internacional de Patentes:

  • G01N1/22 SECCION G — 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 1/00 Muestreo; Preparación de muestras para la investigación (manipulación de materiales para un análisis automático G01N 35/00). › en estado gaseoso.
  • G21C17/028 G […] › G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › G21C 17/00 Vigilancia; Ensayos. › para la vigilancia de refrigerantes gaseosos.

PDF original: ES-2449229_T3.pdf

 


Fragmento de la descripción:

Procedimiento y sistema de muestreo para la obtención de una muestra de la atmósfera en un edificio de contención del reactor de una instalación nuclear

La invención se refiere a una instalación nuclear con un edificio de contención del reactor y con un sistema de muestreo diseñado para la obtención de una muestra de la atmósfera en el edificio de contención del reactor según el preámbulo de la reivindicación 1. Además se refiere a un procedimiento correspondiente para la obtención de una muestra semejante.

En una instalación nuclear se podría producir una liberación de actividad significativa en caso de situaciones de fallo y en particular de accidente después de un fallo con pérdida de refrigerante. En este caso dentro del recinto de seguridad

o de contención que rodea el núcleo del reactor se puede formar y liberar en particular gas hidrógeno, pudiéndose poner en peligro el edificio de contención del reactor por reacciones del hidrógeno incontroladas producidas debido a la posible formación de mezclas de gases explosivas.

Para evitar la formación de mezclas de gases explosivas semejantes en el edificio de contención o bien contención del reactor de una instalación nuclear se conocen por ello diferentes conceptos, en los que se realiza adaptado a las necesidades una inertización de la atmósfera en el edificio de contención del reactor. En este caso puede estar previsto, por ejemplo, la ignición o combustión controlada de las fracciones de hidrógeno que se forman en la atmósfera de el edificio de contención. En este caso la fracción de hidrógeno se reduce de forma fiable antes de que sobrepase el límite de ignición en la mezcla de gases, por encima del que podría producirse una reacción del hidrógeno incontrolada. Alternativamente o adicionalmente también puede estar prevista la alimentación controlada de gases inertes, como por ejemplo nitrógeno, en la atmósfera de el edificio de contención del reactor, de modo que debido a la elevada fracción del gas inerte en la atmósfera de el edificio de contención se excluya ya una ignición de la mezcla de gases.

Pero para un tratamiento controlado y adaptado a las necesidades de situaciones de accidente semejantes, es decir, por ejemplo para un suministro dirigido de gases de inertización, es necesaria una determinación comparablemente fiable del respectivo estado real actual en la atmósfera de el edificio de contención. Debido a condiciones proporcionalmente agresivas a esperar en las situaciones de fallo mencionadas para las piezas y componentes debido a la eventual exposición a la radiación y/o reactividad química de los componentes de la atmósfera no es posible la supervisión de la atmósfera de el edificio de contención y de sus componentes mediante los valores medidos reales directamente detectados por los sistemas de medición o análisis dentro de el edificio de contención del reactor con una exactitud y fiabilidad suficientes. Pero para poder tener en cuenta de forma apropiada el estado real actual de la atmósfera de el edificio de contención como base apropiada para el control de las contramedidas necesarias, puede estar previsto un así denominado muestro en el que de el edificio de contención del reactor se extrae una pequeña cantidad parcial, designada también como muestra, de la atmósfera de el edificio de contención y se le suministra a una estación de análisis y evaluación dispuesta fuera del recipiente de seguridad. Por ejemplo, por el documento DE 41 26 894 A1 se conoce un procedimiento apropiado para la obtención de una muestra semejante y un dispositivo apropiado para la realización del procedimiento.

En los sistemas de muestreo conocidos semejantes se realiza habitualmente un secado del gas medido en una cámara de análisis dispuesta fuera de el edificio de contención del reactor, midiéndose a continuación con un analizador de conductividad térmica la concentración de hidrógeno del gas seco. Para determinar la verdadera concentración de hidrógeno reinante en el edificio de contención del reactor a partir del valor medido, se realiza una corrección con el contenido de vapor dentro de la atmósfera de el edificio de contención. Esta corrección se realiza habitualmente con asunción de condiciones de saturación con la presión de el edificio de contención y la temperatura de el edificio de contención. El contenido de vapor cierto presente en la atmósfera de el edificio de contención y la verdadera concentración de hidrógeno sólo se pueden determinar en este caso con exactitud insuficiente debido a posibles sobrecalentamientos existentes. Los estados de atmósfera muy diferentes de condiciones de saturación hasta el estado de “muy sobrecalentado” se ocasionan por las fracciones situadas en la atmósfera de gases nobles y productos de fisión en forma de aerosol, que pueden ascender según el desarrollo del accidente de una potencia del calor de desintegración de pocos kW hasta varios 100 kW. Además, se debe tener en cuenta que también en las diferentes zonas espaciales y de altura del recipiente de seguridad, condicionado por el efecto de refrigeración de las estructuras, de las paredes exteriores, sistemas de refrigeración, etc. se pueden producir considerables diferencias de temperatura. Las verdaderas temperaturas de la atmósfera se pueden desviar por ello, por ejemplo, de 0 a > 100 ºC de las temperaturas de saturación y por ello no permiten un conclusión fiable de las verdaderas presiones de vapor parciales.

Alternativamente también se pueden usar directamente sensores de hidrógeno en el edificio de contención del reactor, que trabajen según el principio del calor de reacción. Estos sensores pueden estar conectados mediante un cable resistente en caso de fallo, no obstante no resistente en caso de accidente, con una unidad electrónica de medición dispuesta fuera de el edificio de contención del reactor. No obstante, en este caso ya no es posible una medición del hidrógeno sólo mediante este dispositivo de medición, en caso fracciones de oxígeno reducidas y en particular en caso

de elevadas exposiciones a la radiación de medio y largo plazo. Bajo condiciones inertes ya no es posible por consiguiente una medición fiable de la concentración del hidrógeno, existiendo además una sensibilidad cruzada comparablemente grande al monóxido de carbono que se podría liberar en caso de una interacción de hormigón con fusión del núcleo. Por ello los sistemas semejantes sólo son insuficientes justamente en la gestión activa del caso de fallo y el control dirigido de contramedidas.

Además, en los sistemas de muestreo conocidos sólo se pueden analizar habitualmente fracciones de gases individuales, como por ejemplo, fracción de hidrógeno o de oxígeno, no pudiéndose realizar una determinación directa del estado de inertización de la atmósfera de el edificio de contención por medición directa del contenido de vapor o de dióxido de carbono.

La invención tiene por ello el objetivo de especificar una instalación nuclear del tipo mencionado con un sistema de muestreo para la obtención de una muestra de la atmósfera en el edificio de contención del reactor, con el que sea posible la facilitación de una muestra apropiada para la determinación de valores medidos especialmente fiables y exactos para las fracciones de gases de la atmósfera de el edificio de contención. Además, se debe especificar un procedimiento especialmente apropiado para la obtención de una muestra semejante. Respecto a la instalación nuclear este objetivo se resuelve según la invención mediante las características de la reivindicación 1.

La invención parte en este caso de la consideración de que para la determinación de valores medidos especialmente exactos y característicos para el estado real actual de la atmósfera de el edificio de contención, la muestra preparada debería reproducir las condiciones de la atmósfera dentro de el edificio de contención con una exactitud especialmente elevada. Para ello se deberían evitar consecuentemente aquellas influencias que puedan provocar un falseamiento de la composición de la muestra en comparación a la verdadera composición real de la atmósfera en el edificio de contención. Según se ha comprobado como una fuente posible para una desviación semejante de las propiedades de la muestra extraída de las propiedades de la verdadera atmósfera de el edificio de contención en situaciones de accidente se podrían contemplar el secado realizado habitualmente del gas medido y el tener en cuenta a continuación las influencias del contenido de vapor con asunción de condiciones de saturación en el edificio de contención. En caso de liberaciones esenciales de actividad y de hidrógeno y la asunción... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Instalación nuclear con un edificio de contención del reactor (2) y con sistema de muestreo (1, 1’) diseñado para la obtención de una muestra de la atmósfera en el edificio de contención del reactor (2) , en la que el sistema de muestreo (1, 1’) comprende un conducto de muestreo (8) conectado con un sistema de depresión (12) y con un sistema de análisis (14) y que desemboca en el edificio de contención del reactor (2) , caracterizada porque un dispositivo de estrangulamiento (30) se conecta antes del conducto de muestreo (8) del lado del gas en caso de conexión del mismo con la atmósfera en el edificio de contención del reactor (2) .

2. Instalación nuclear según la reivindicación 1, en la que el conducto de muestreo (8) está realizado como conducto pequeño con un diámetro nominal de hasta 15 mm, preferentemente como conducto capilar con un diámetro nominal de aproximadamente 1 a 5 mm.

3. Instalación nuclear según la reivindicación 1 ó 2, en la que el dispositivo de estrangulamiento (30) presenta una sección transversal libre de flujo de 0, 05 a 2 mm, preferentemente de aproximadamente 0, 5 mm.

4. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en la que al dispositivo de estrangulamiento (30) se le asigna una unidad de filtrado (32) .

5. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 4, en la que el sistema de análisis (14) está provisto de una carcasa exterior (16) calentable.

6. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5, en la que un aislamiento exterior en la zona del sistema de análisis (14) limita las pérdidas térmicas a menos de 100 W/m2, preferentemente a menos de 50 W/m2.

7. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 6, en la que está previsto un suministro eléctrico que comprende una red de baterías y/o grupos electrógenos diesel de potencia de emergencia separados como protección frente a cortes de potencia.

8. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 7, en la que al sistema de muestro (1, 1’) se le asigna una unidad de control digital libremente programable para el control y la regulación.

9. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 8, en la que el conducto de muestreo (8) está tendido en un tubo de protección.

10. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 9, en la que el sistema de depresión (12) está dispuesto fuera de el edificio de contención del reactor (2) .

11. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 10, en la que un recipiente de aislamiento de muestras (54) está conectado en el conducto de muestreo (8) antes de la entrada en el sistema de análisis (14) .

12. Instalación nuclear según la reivindicación 11, en la que el recipiente de aislamiento de muestras (54) presenta un volumen interior de dos a cinco veces menor que un volumen tampón conectado río arriba.

13. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 12, en la que el conducto de muestreo (8) se puede calentar en una zona fuera de el edificio de contención del reactor (2) .

14. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 13, en la que el sistema de análisis (14) comprende un número de sensores capacitivos de polímero y/o detectores de conductividad térmica para el análisis del gas para los componentes hidrógeno y/o contenido de vapor y/o monóxido de carbono.

15. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 14, en la que un conducto de recirculación (40) que desemboca en el edificio de contención del reactor (2) está conectado con el conducto de muestreo (8) .

16. Instalación nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 15, con un número de sensores de hidrógeno (94) diseñados según el principio del calor de reacción, que están dispuestos dentro de el edificio de contención del reactor

(2) y están conectados del lado de datos con una unidad de evaluación (96) externa y a través de ésta con una unidad electrónica de evaluación (26) común para el sistema de muestreo (1, 1’) .

17. Procedimiento para la obtención de una muestra de la atmósfera en un edificio de contención del reactor (2) de una instalación nuclear, en la que en un conducto de muestreo (8) se genera una depresión en comparación a la presión reinante en el edificio de contención del reactor (2) ,

caracterizado porque después de la afluencia de la muestra al conducto de muestreo (8) se limita la presión en el conducto de muestreo (8) a como máximo aproximadamente el 60% de la presión reinante en el edificio de contención del reactor (2) .

18. Procedimiento según la reivindicación 17, en el que la depresión se aplica espontáneamente mediante válvulas de apertura rápida y un volumen de aspiración de aspiración de un recipiente de depresión / recirculación.

19. Procedimiento según la reivindicación 17 ó 18, en el que tras efectuar la toma de muestras se realiza un cambio de 5 presión con retrolavado de los equipos de análisis y conducto de extracción.

20. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 17 a 19, en el que el volumen de muestra por análisis individual se limita a < 1 l y/o a un contenido de actividad de < 1010 Bq.

21. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 17 a 20, en el que se estrangula la afluencia de la muestra al conducto de muestreo (8) .

22. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 17 a 21, en el que en caso de presiones de vapor parciales de varios bares en los puntos de extracción se evita el quedar por debajo del punto de condensación en el gas medido mediante una disminución de la presión en la unidad de análisis a preferentemente 1 bar.

23. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 17 a 22, en la que se determina un valor medido adicional para la concentración de hidrógeno en el edificio de contención del reactor (2) según el procedimiento del calor de reacción.


 

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