Procedimientos para operar y procedimientos para reducir los niveles de radiación posteriores a la parada de reactores nucleares.

Un procedimiento para reducir los niveles de radiación después de la parada en un reactor nuclear,

presentandoel procedimiento las etapas de

añadir una o más sustancias químicas al agua del reactor antes de la parada del reactor, durante la parada delreactor o antes y durante la parada del reactor;

provocando una o más sustancias químicas la liberación de una o más sustancias radioactivas desde al menosuna superficie fuera del núcleo del reactor hacia el interior del agua del reactor;

presentando la al menos una sustancia química platino, y

teniendo el platino una concentración en el agua del reactor que es mayor o igual a 1 parte por billón (1012) y menoro igual a aproximadamente 75 partes por billón; caracterizado porque al menos algunos de una o más sustanciasradioactivas liberadas son depositadas sobre al menos una superficie dentro del núcleo del reactor.

Procedimientos para operar y procedimientos para reducir los niveles de radiación posteriores a la parada de reactores nucleares Antecedentes Campo Las realizaciones a modo de ejemplo se refieren a procedimientos para operar reactores nucleares y a procedimientos para reducir los niveles de radiación posteriores a la parada de reactores nucleares. Adicionalmente, las realizaciones a modo de ejemplo se refieren a procedimientos para la liberación controlada de radionucleidos a partir de al menos una superficie interna de reactores nucleares.

Descripción de la Técnica Relacionada Generalmente, los reactores nucleares crean calor a través de la fisión de uno o más elementos pesados seleccionados en un núcleo de reactor. Normalmente, el procedimiento de fisión se mantiene por medio de neutrones térmicos. En muchos reactores, se usa agua como refrigerante (es decir, para retirar calor del núcleo de reactor) y/o un moderador (es decir, para reducir el nivel de energía de los neutrones de alta energía) . Dichos reactores incluyen, por ejemplo, reactores de agua ligera (es decir, un reactor de agua de ebullición ("BWR") y un reactor de agua presurizada ("PWR") ) y reactores de agua pesada (es decir, CANDU) .

Debido a las temperaturas (es decir, hasta aproximadamente 385 ºC) y/o presiones extremas (es decir, hasta aproximadamente 24, 8 MPa (3600 psia) ) implicadas, la pureza del agua de reactor es una cuestión importante. Las mediciones normalizadas de la pureza del agua del reactor incluyen pH, conductividad y/o sólidos disueltos, entre otros.

Los materiales usados para construir reactores incluyen acero al carbono, Inconel, acero inoxidable, Stellite y/o otros metales. Con el tiempo, la corrosión y/o el daño de estos materiales de construcción aumentan la concentración de impurezas solubles (iónicas) y/o impurezas insolubles (denominadas en la presente solicitud "lodo de corrosión") en el agua del reactor. Estas impurezas solubles y/o insolubles pueden incluir cromo elemental (Cr) , cobalto (Co) , hierro (Fe) , manganeso (Mn) y/o níquel (Ni) a partir de los metales comentados anteriormente.

Cuando estos elementos se someten a niveles elevados de radiación - tal como cuando están en el núcleo del reactor o en las superficies dentro del núcleo - se pueden convertir en radioactivos (es decir, 51Cr, 58Co, 60Co, 59Fe, 54Mn) . Posteriormente, estos elementos radioactivos de las impurezas solubles y/o insolubles pueden terminar en las superficies de fuera del núcleo. Cuando se para el reactor para el mantenimiento, los niveles de radiación provocados por estos elementos radioactivos sobre las superficies fuera del núcleo pueden presentar dificultades debido a los controles de exposición del personal a la radiación, generalmente medida en Man-Rem. Se ha estimado que un Man-Rem (0, 01 Sv) de exposición a la radiación se traduce en un coste de al menos 20.000 dólares. Debido a su largo período de semidesintegración (aproximadamente 5, 27 años) los niveles de radiación debidos a 60Co pueden presentar un problema particularmente molesto.

Cuando se para el reactor, se pueden retirar las impurezas solubles y/o insolubles radioactivas por medio de procedimientos mecánicos, químicos y/o electrolíticos para reducir los niveles de radiación después de la parada. Cada uno de estos procedimientos está limitado por el coste, la duración de tiempo necesario para la realización, el potencial para dañar el reactor (es decir, debido al uso de sustancias químicas ácidas y/o corrosivas) , la eficacia inmediata para reducir los niveles de radiación y/o la eficacia de larga duración en cuanto a la reducción de los niveles de radiación (en muchos casos, los resultados son únicamente temporales) .

La Figura 1 es un gráfico que muestra un ejemplo de la eficacia de larga duración de la descontaminación, como se ha comentado anteriormente. La Figura 1 muestra el efecto de la descontaminación en forma de tasa de dosificación de tubería de recirculación del reactor (en milirem/hora ("mR/h") ) frente al tiempo operacional de planta (en años) . En este caso, se descontaminó la tubería de recirculación prácticamente después de cada parada (como viene indicado por medio de las caídas agudas de la tasa de dosificación de la tubería de recirculación) . No obstante, después de cada descontaminación, la tasa de dosificación de la tubería de recirculación volvió a los niveles propios de antes de la descontaminación tras el arranque y la operación del reactor.

Cuando el reactor se encuentra en funcionamiento, se pueden retirar las impurezas solubles y/o insolubles radioactivas, al menos en parte, por medio de uno o más agentes de desmineralización, filtros, intercambiadores iónicos y/o otros dispositivos (denominados colectivamente en la presente solicitud como Sistema de Limpieza de Agua del Reactor ("RWCS") . Los RWCS son conocidos por el experto en la materia.

Además de, o como alternativa, cuando el reactor se encuentra en operación, la acumulación de impurezas solubles y/o insolubles radioactivas y/o la deposición de impurezas solubles y/o insolubles radioactivas sobre las superficies de dentro del núcleo (donde se encuentran sometidas a niveles elevadas de radiación) se puede inhibir o evitar sustancialmente por medio de la adición de sustancias químicas específicas al agua del reactor. Se comenta la

adición de dichas sustancias químicas, por ejemplo, en las patentes de Estados Unidos Nº 4.722.823 ("la patente 823") , 4.756.874 ("la patente 874") , 4.759.900 ("la patente 900") , 4.950.449 ("la patente 449) , 5.245.642 ("la patente 642") y 5.896.433 ("la patente 433") .

Estas sustancias químicas y/o agua de formación se pueden añadir a través de uno o más sistemas de circulación, carga y/o equivalentes (denominados colectivamente en la presente solicitud como Sistema de Agua de Circulación ("CWS") ) . Los CWS son conocidos por el experto en la materia.

Sumario Las realizaciones a modo de ejemplo proporcionan procedimientos para operar reactores nucleares. También, las realizaciones a modo de ejemplo proporcionan procedimientos para reducir los niveles de radiación después de la parada de los reactores nucleares. Adicionalmente, las realizaciones a modo de ejemplo proporcionan procedimientos para liberar radionucleidos controlados a partir de al menos una superficie interna de los reactores nucleares. Además, las realizaciones a modo de ejemplo proporcionan procedimientos para controlar la química del agua en los reactores nucleares.

En una realización a modo de ejemplo, un procedimiento para operar un reactor nuclear incluye añadir una o más sustancias químicas al agua del reactor antes de la parada del reactor, durante la parada del reactor, o antes y durante la parada del reactor. Una o más sustancias químicas provocan la liberación de una o más sustancias radioactivas a partir de al menos una superficie de fuera del núcleo del reactor al interior del agua del reactor.

Una o más sustancias químicas también provocan la liberación de una o más sustancias radioactivas a partir de al menos una superficie de fuera del núcleo del reactor al interior del agua del reactor.

En realizaciones a modo de ejemplo, los procedimientos para reducir los niveles de radiación posteriores a la parada de un reactor nuclear incluyen añadir uno o más metales, iones metálicos, compuestos metálicos, metales e iones metálicos, metales y compuesto metálicos, iones metálicos y compuestos metálicos o metales, iones metálicos, y compuestos metálicos al agua del reactor antes de la parada del reactor, durante la parada del reactor o antes y durante la parada del reactor, donde uno de los metales, iones metálicos, compuestos metálicos, metales e iones metálicos, metales y compuestos metálicos, iones metálicos y compuestos metálicos, o metales, iones metálicos, y compuestos metálicos comprende platino que tiene una concentración en el agua del reactor que es mayor o igual a 1 parte por billón y menor o igual que aproximadamente 75 partes por billón.

La concentración de metales adicionales, iones metálicos, compuestos metálicos, metales e iones metálicos, metales y compuestos metálicos, iones metálicos y compuestos metálicos, o metales, iones metálicos y compuestos metálicos en el agua del reactor puede ser mayor o igual que aproximadamente 1 ppb y menor o igual que aproximadamente 900 ppb. Alternativamente, la concentración de los metales adicionales o más metales, iones metálicos, compuestos metálicos, metales e iones metálicos, metales y compuestos metálicos, iones metálicos y compuestos metálicos, o metales, iones metálicos y compuestos metálicos en el agua del reactor puede ser mayor o igual que aproximadamente... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento para reducir los niveles de radiación después de la parada en un reactor nuclear, presentando el procedimiento las etapas de añadir una o más sustancias químicas al agua del reactor antes de la parada del reactor, durante la parada del

reactor o antes y durante la parada del reactor; provocando una o más sustancias químicas la liberación de una o más sustancias radioactivas desde al menos una superficie fuera del núcleo del reactor hacia el interior del agua del reactor;

presentando la al menos una sustancia química platino, y teniendo el platino una concentración en el agua del reactor que es mayor o igual a 1 parte por billón (1012) y menor 10 o igual a aproximadamente 75 partes por billón; caracterizado porque al menos algunos de una o más sustancias radioactivas liberadas son depositadas sobre al menos una superficie dentro del núcleo del reactor.

2. El procedimiento de la reivindicación 1, en el que la una o más sustancias químicas se añaden al agua del reactor:

antes y después de la parada del reactor; durante y después de la parada del reactor; o 15 antes de, durante y después de la parada del reactor.

3. El procedimiento de la reivindicación 1 o 2, en el que al menos alguna de la una o más sustancias radioactivas liberadas es retirada del agua del reactor por medio de un sistema de limpieza de agua del reactor.

Actividad de 51Cr (ICi/kg)