Procedimiento y sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo.

Un procedimiento y un sistema de para refrigerar la piscina de supresión de un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR).

El sistema incluye un serpentín de refrigeración en un condensador de aislamiento situado en una elevación que está por encima de la piscina de supresión. El condensador de aislamiento está conectado a la piscina de supresión a través de tubos de entrada y salida. El procedimiento puede proporcionar un flujo por convección natural de los fluidos entre la piscina de supresión y los serpentines de refrigeración para refrigerar de manera pasiva el fluido de la piscina de supresión sin necesidad de alimentación eléctrica externa.

Procedimiento y sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo

Antecedentes de la invención Campo de la invención

Realizaciones de ejemplo se refieren, en general, a reactores nucleares, y más particularmente a un procedimiento y a un sistema para la eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR) alternativo. El sistema de refrigeración puede usarse para refrigerar de manera pasiva la piscina de supresión a través de la circulación por convección natural. El sistema puede ser particularmente beneficioso en el caso de una emergencia en una planta que hace que se interrumpa la energía eléctrica a la planta, o la refrigeración normal de la piscina de supresión para verse afectada de otra manera. El sistema de refrigeración también puede ser utilizado por la piscina de supresión para complementar el sistema de eliminación de calor residual convencional.

Técnica relacionada

La figura 1 es una vista en sección transversal de un edificio del reactor 5 de un reactor nuclear de agua ebullición (BWR) convencional. La piscina de supresión 2 puede ser una piscina en forma de toro que es parte de la contención primaria del edificio del reactor (aunque se debe entender que las realizaciones de ejemplo se pueden aplicar a otras configuraciones de piscina de supresión utilizadas en otros reactores BWR con diferentes configuraciones que la mostrada en la figura 1). Específicamente, la piscina de supresión 2 puede ser una extensión de la vasija de contención 3 primaria de acero, que está situada dentro de la carcasa 4 del edificio del reactor 5. La piscina de supresión 2 puede colocarse por debajo del reactor 1 y de la piscina de combustible gastado 10, y se utiliza para limitar los aumentos de la presión de contención durante ciertos accidentes. En particular, la piscina de supresión 2 se puede usar para refrigerar y condensar el vapor liberado durante accidentes de plantas. Por ejemplo, muchas válvulas de descarga/seguridad de las plantas están diseñadas para descargar vapor en la piscina de supresión 2, para condensar el vapor y mitigar los aumentos de presión no deseados. Convencionalmente, una piscina de supresión 2 del BWR es de aproximadamente 42,67 metros de diámetro total (es decir, el diámetro en planta del trazado), con una carcasa en forma de toro de 9,14 metros de

diámetro. Durante operación normal, la piscina de supresión 2 usualmente tiene el agua de la piscina de supresión a una profundidad de unos 4,57 metros (con aproximadamente 3.785 m3 de agua de la piscina de supresión en la piscina de supresión 2, durante operación normal).

La piscina 2 se limpia y se refrigera de manera convencional mediante el sistema de eliminación de calor residual (RHR) de la planta del BWR. Durante las condiciones normales (sin accidentes) de la planta, el sistema RHR puede desalojar el agua de la piscina de supresión 2 (usando bombas RHR convencionales) y enviar el agua a través de un desmineralizador (no mostrado) para eliminar las impurezas y algunos isótopos radiactivos que pueden estar contenidos en el agua. Durante un accidente de la planta, el sistema RHR también está diseñado para desalojar parte del agua de la piscina de supresión 2 y enviar el agua a un intercambiador de calor (dentro del sistema RHR) para su refrigeración.

En un accidente serio en una planta, la energía eléctrica normal de la planta puede interrumpirse. En particular, la planta puede estar sin energía eléctrica normal para accionar el sistema RHR convencional y las bombas. Si la energía eléctrica se interrumpe durante un largo período de tiempo, el agua en la piscina de supresión puede llegar a hervir y poner en peligro la capacidad de la piscina de supresión para condensar el vapor de la planta y reducir la presión de contención.

En una emergencia de la planta, el uso del sistema RHR puede hacer que el agua muy radiactiva (por encima de los límites de diseño aceptables) sea transferida entre la piscina de supresión y los sistemas RHR (situados fuera de la contención primaria). La transferencia del agua muy radiactiva entre la piscina de supresión y el sistema RHR puede, en y por sí misma, provocar una escalada potencial en las fugas de isótopos radiactivos perjudiciales, que pueden escapar de la piscina de supresión. Además, las tasas de dosis de radiación en las áreas del sistema RHR podrían ser demasiado altas durante un accidente, por lo que dificultaría al personal de la planta el acceso y el control del sistema.

Sumario de la invención

Realizaciones de ejemplo proporcionan un procedimiento y/o un sistema para la eliminación del calor de contención del reactor nuclear de un reactor de agua en ebullición (BWR) alternativo. El sistema de refrigeración puede incluir serpentines de refrigeración en un condensador de aislamiento que pueden estar situados a una elevación por encima de la

piscina de supresión. Unas tuberías de entrada y de salida se pueden utilizar para conectar la piscina de supresión y el condensador de aislamiento para establecer un flujo por convección natural al agua de la piscina de supresión pasivamente fría.

Breve descripción de los dibujos

Las anteriores y otras características y ventajas de realizaciones de ejemplo se harán más evidentes mediante la descripción en detalle de realizaciones de ejemplo con referencia a los dibujos adjuntos. Los dibujos que se acompañan están destinados a representar realizaciones de ejemplo y no deben interpretarse para limitar el alcance pretendido de las reivindicaciones. Los dibujos que se acompañan no deben ser considerados como dibujados a escala a menos que se indique de forma explícita.

La figura 1 es una vista en sección de un edificio del reactor convencional de un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR);

La figura 2 es una vista en sección transversal de un edificio del reactor de un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR), de acuerdo con unas realizaciones de ejemplo;

La figura 3 es un diagrama de un sistema de eliminación de calor de contención del BWR alternativo, de acuerdo con un ejemplo de realización; y

La figura 4 es un diagrama de flujo de un procedimiento de uso de un sistema de eliminación de calor de contención del BWR alternativo, de acuerdo con un ejemplo de realización.

Descripción detallada

Realizaciones de ejemplo detalladas se describen en el presente documento. Sin embargo, los detalles estructurales y funcionales específicos divulgados en el presente documento son meramente representativos para fines de descripción de las realizaciones de ejemplo. Las realizaciones de ejemplo, sin embargo, pueden realizarse en muchas formas alternativas y no se deben interpretar como limitadas a solamente las realizaciones establecidas en este documento.

En consecuencia, aunque las realizaciones de ejemplo son capaces de diversas modificaciones y formas alternativas, realizaciones de la misma se muestran a modo de

ejemplo en los dibujos y se describirán en detalle en este documento. Se debe entender, sin embargo, que no hay intención de limitar realizaciones de ejemplo a las formas particulares divulgadas, sino que, por el contrario, son realizaciones de ejemplo para cubrir todas las modificaciones, equivalentes y alternativas que caigan dentro del ámbito de realizaciones de ejemplo. Los números iguales se refieren a elementos similares en toda la descripción de las figuras.

Se entenderá que aunque los términos primero, segundo, etc. pueden usarse en este documento para describir diversos elementos, estos elementos no deben estar limitados por estos términos. Estos términos sólo se utilizan para distinguir un elemento de otro. Por ejemplo, un primer elemento se podría denominar un segundo elemento, y, de manera similar, un segundo elemento se podría denominar un primer elemento, sin apartarse del ámbito de las realizaciones de ejemplo. Como se usa en este documento, el término "y/o" incluye cualquiera y todas las combinaciones de uno o más de los elementos enumerados asociados.

Se entenderá que cuando un elemento se denomina como "conectado" o "acoplado" a otro elemento, puede estar conectado o acoplado directamente al otro elemento o pueden estar presentes elementos intermedios. Por el contrario, cuando un elemento se denomina como "directamente conectado" o "directamente acoplado" a otro elemento, no hay elementos intermedios presentes. Otras palabras usadas para describir la relación entre los elementos deben ser interpretadas de manera similar (por ejemplo, "entre" respecto a "directamente entre", "junto" respecto a "justo al lado", etc.).

La terminología usada en el presente...

1. Sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo, que comprende:

una piscina de supresión;

un condensador de aislamiento situado a una elevación por encima de la piscina de

supresión, conteniendo el condensador de aislamiento agua fría;

un serpentín de refrigeración situado en el condensador de aislamiento; y

un tubo de salida y un tubo de entrada que conectan la piscina de supresión con el serpentín

de refrigeración;

caracterizado porque el sistema opera para eliminar calor sin la necesidad de ninguna fuente de alimentación externa.

2. Sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 1, en el que,

el tubo de salida está conectado a la piscina de supresión cerca de una elevación de la parte superior de la piscina de supresión,

el tubo de entrada está conectado a la piscina de supresión cerca de una elevación del fondo de la piscina de supresión.

3. Sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 1, que también comprende:

una válvula de aislamiento de salida en el tubo de salida; y una válvula de aislamiento de entrada en el tubo de entrada.

4. Sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 3, en el que las válvulas de aislamiento de salida y de entrada son válvulas accionadas manualmente.

5. Sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 1, en el que,

el tubo de salida está conectado al serpentín de refrigeración cerca de una elevación de la parte superior del serpentín de refrigeración;

el tubo de entrada está conectado al serpentín de refrigeración cerca de una elevación del fondo del serpentín de refrigeración.

6. Sistema de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 1, en el que,

el serpentín de refrigeración es un serpentín de refrigeración de tipo radiador,

el serpentín de refrigeración está completamente sumergido bajo un nivel normal de líquido

del condensador de aislamiento.

7. Procedimiento de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo, caracterizado porque comprende:

colocar un condensador de aislamiento a una elevación por encima de una piscina de

supresión, conteniendo el condensador de aislamiento agua fría;

colocar un serpentín de refrigeración en el condensador de aislamiento; y

conectar la piscina de supresión y el serpentín de refrigeración a través de un tubo de

entrada y un tubo de salida,

colocar una válvula de aislamiento de salida en el tubo de salida, colocar una válvula de aislamiento de entrada en el tubo de entrada

abrir las válvulas de aislamiento de entrada y de salida para establecer una fuerza de convección natural entre la piscina de supresión y el serpentín de refrigeración; permitir que el fluido caliente de la piscina de supresión fluya en los serpentines de refrigeración para condensar y refrigerar el fluido;

drenar el fluido condensado y refrigerado del serpentín de refrigeración a la piscina de supresión, y

en el que el procedimiento se hace funcionar para eliminar calor sin la necesidad de una fuente de alimentación externa.

8. Procedimiento de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 7, en el que,

la conexión de la piscina de supresión y el serpentín de refrigeración incluye la conexión del tubo de salida a la piscina de supresión cerca de una elevación de la parte superior de la piscina de supresión,

la conexión de la piscina de supresión y el serpentín de refrigeración incluye la conexión del tubo de entrada a la piscina de supresión cerca de una elevación del fondo de la piscina de supresión.

9. Procedimiento de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 7, en el que las válvulas de aislamiento de salida y de entrada son válvulas accionadas manualmente.

10. Procedimiento de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 7, en el que,

la conexión de la piscina de supresión y de los serpentines de refrigeración incluye la 5 conexión del tubo de salida del serpentín de refrigeración cerca de una elevación de la parte superior del serpentín de refrigeración,

la conexión de la piscina de supresión y del serpentín de refrigeración incluye la conexión del tubo de entrada al serpentín de refrigeración cerca de una elevación del fondo del serpentín de refrigeración.

11. Procedimiento de eliminación de calor de contención de un reactor nuclear de agua en ebullición alternativo de acuerdo con la reivindicación 7, en el que,

la colocación del serpentín de refrigeración en el condensador de aislamiento incluye sumergir completamente el serpentín de refrigeración por debajo de un nivel normal de 15 líquido del condensador de aislamiento,

siendo el serpentín de refrigeración un serpentín de enfriamiento de tipo radiador.