Sistema de almacenamiento intermedio para elementos combustibles procedentes de una planta nuclear, así como procedimiento para la explotación de un sistema de almacenamiento intermedio semejante.

Sistema de almacenamiento intermedio (1) para elementos combustibles (2) con una combustión nuclear de hasta 60.

000 MW/dtU procedentes de una planta nuclear, con una piscina de almacenamiento húmedo (14), cuyo espacio interior se puede someter a una refrigeración de retorno por medio de un correspondiente circuito de refrigeración secundaria (22) que trabaja con recirculación natural, en el cual van conectados una serie de intercambiadores de calor (24) dispuestos en la piscina de almacenamiento húmedo (14), estando colgados los intercambiadores de calor (24) dentro de la piscina de almacenamiento húmedo (14), y estando conectados los intercambiadores de calor (24) a través del circuito de refrigeración secundario (22) con una serie de elementos de refrigeración de retorno (26) dispuestos por encima del nivel de llenado de diseño de la piscina de almacenamiento húmedo (14),

caracterizadoporque

el o los elementos de refrigeración de retorno (26) están posicionados de 5 m a 10 m por encima del respectivo intercambiador de calor (24).

Sistema de almacenamiento intermedio para elementos combustibles procedentes de una planta nuclear, asï como procedimiento para la explotaciïn de un sistema de almacenamiento intermedio semejante La invenciïn se refiere a un sistema de almacenamiento intermedio para elementos combustibles procedentes de una planta nuclear. Tambiïn se refiere a un procedimiento para la explotaciïn de un sistema de almacenamiento intermedio de esta clase.

Por el documento DE 29 44 962 A1 se conoce un sistema de almacenamiento intermedio con las caracterïsticas del preïmbulo de la reivindicaciïn 1.

En las plantas nucleares, en particular en las centrales nucleares, se emplea normalmente combustible nuclear que va encerrado en tubos envolventes estancos a los gases. Una pluralidad de esta clase de tubos envolventes que contienen el combustible o de barras de combustible constituye cada vez un elemento combustible que generalmente se emplea en el interior de una vasija de presiïn del reactor. La radiaciïn radioactiva emitida en el interior de la vasija de presiïn del reactor provoca reacciones nucleares en el combustible nuclear, mediante las cuales por una parte el combustible suministra y consume energïa y por otra parte se libera nueva radiaciïn radioactiva que se requiere para mantener activas las reacciones nucleares. Como combustible nuclear se emplea generalmente ïxido de uranio enriquecido o tambiïn combustible regenerado, en particular una mezcla de ïxidos de uranio y plutonio.

En cuanto un elemento combustible consume durante su utilizaciïn un nïmero mayor de neutrones que los que se producen en su combustiïn por la reacciïn nuclear, este elemento combustible estï quemado y se sustituye por un elemento combustible nuevo. Un elemento combustible agotado de este modo puede ser objeto de regeneraciïn con el fin de recuperar los materiales fisibles, todavïa utilizables, para emplearlos en un elemento combustible nuevo, o alternativamente tambiïn se puede llevar a un almacenamiento final. La conducciïn al almacenamiento final tiene lugar generalmente siguiendo un proceso de tres etapas. En la primera etapa se tiene normalmente en cuenta la circunstancia de que un elemento combustible reciïn retirado de la vasija de presiïn del reactor tiene todavïa un grado de actividad tan alto que no se pueden considerar ni su manipulaciïn directa ni el transporte terrestre. En esta etapa se almacena el elemento combustible bajo el agua hasta que su actividad residual y el calor de descomposiciïn que se forma se hayan desactivado en gran medida. Este almacenamiento, que segïn el estado del elemento combustible puede requerir un perïodo de tiempo de hasta algunos aïos, se efectïa generalmente en lo que se llama una piscina de desactivaciïn, directamente en la central nuclear.

En una segunda etapa tiene lugar entonces generalmente lo que se denomina el almacenamiento intermedio de los elementos combustibles quemados. El almacenamiento intermedio estï previsto en este caso para dejar que se desactive de tal modo la actividad residual y el calor de descomposiciïn del respectivo elemento combustible hasta que sea posible un subsiguiente transporte a un almacïn final, sin una aportaciïn de calor excesivamente alta. Para el almacenamiento intermedio, los elementos combustibles generalmente se introducen en unos contenedores de transporte y almacenamiento especialmente concebidos para este fin tal como se conocen con el nombre de “Castor”. En esta clase de recipientes se encapsulan los elementos combustibles adecuadamente y se mantienen apantallados del medio ambiente, pudiendo reunirse en un almacïn intermedio central una multitud relativamente grande de esta clase de contenedores de transporte y almacenamiento. Un sistema de almacenamiento intermedio de esta clase se designa tambiïn como “almacenamiento en seco de contenedores”.

Una vez efectuado el almacenamiento intermedio, es decir generalmente despuïs de que hayan transcurrido unos 50 a 100 aïos, y una vez que la actividad residual y el calor de descomposiciïn del respectivo elemento combustible haya descendido a un valor situado por debajo de un valor lïmite admisible para el traslado a un almacïn final, se llevan los elementos combustibles en una tercera etapa al correspondiente almacïn final. En este caso pueden ser por ejemplo cavidades en macizos montaïosos procedentes de explotaciones mineras.

El sistema generalmente utilizado para llevar los elementos combustibles al almacenamiento final estï ajustado esencialmente por sus condicionantes bïsicos a un aprovechamiento estïndar de elementos combustibles en un ciclo de regeneraciïn. En una explotaciïn de esta clase de los elementos combustibles en un ciclo de regeneraciïn se aprovecha el efecto de que durante la conversiïn del combustible nuclear se forma entre otros tambiïn un nuevo material fisible. Mediante una separaciïn adecuada, ïste se puede recuperar del combustible para utilizarlo a su vez como combustible para un nuevo elemento combustible. Ahora bien para ello hay que tener en cuenta que al comienzo del asï denominado ciclo del elemento combustible, es decir al comienzo del tiempo de utilizaciïn normal del respectivo elemento combustible la tasa de generaciïn del combustible adicional obtenido debido a las reacciones nucleares es mayor que su descomposiciïn causada por las reacciones nucleares en curso. Al ir aumentando el tiempo de utilizaciïn del elemento combustible este efecto sin embargo se va desplazando cada vez mïs en detrimento de la tasa de generaciïn del material fisible adicional, hasta que finalmente el combustible generado durante la utilizaciïn del elemento combustible estï descompuesto por las reacciones nucleares en mayor grado del que se genera por medio de ïstas. En un sistema basado

en la regeneraciïn en el empleo de los elementos combustibles sïlo estï previsto por lo tanto un tiempo de funcionamiento relativamente corto de los elementos combustibles, por lo que en el curso de la regeneraciïn se puede recuperar todavïa una cantidad relativamente grande de nuevo combustible producido. Por este motivo, los elementos combustibles previstos para la regeneraciïn que presentan una proporciïn original de por ejemplo aproximadamente 3, 5 a 4% de material fisible en su combustible, generalmente se emplean para una combustiïn nuclear media de aproximadamente 40.000 MWd/tU. En cuanto un elemento combustible ha alcanzado una combustiïn nuclear tal, se lleva a cabo su retirada de la vasija de presiïn del reactor y la subsiguiente regeneraciïn para la recuperaciïn del nuevo material fisible generado.

Pero alternativamente puede ser deseable renunciar durante la utilizaciïn de un elemento combustible a la regeneraciïn del material combustible, y en su lugar conducir el elemento combustible directamente a un almacenamiento final despuïs de una ïnica utilizaciïn. En este caso no es necesario tener en cuenta durante el diseïo bïsico del elemento combustible y en particular durante la especificaciïn del tiempo de explotaciïn para el elemento combustible la descomposiciïn del nuevo material fisible generado que es cada vez mïs intensa a lo largo del tiempo. Esta clase de elementos combustibles que no estïn previstos para ser integrados en un ciclo de regeneraciïn pueden estar diseïados por ejemplo con una concentraciïn inicial de aproximadamente un 5% de material fisible, estando prevista su retirada de la vasija de presiïn del reactor ïnicamente despuïs de una combustiïn nuclear de por ejemplo unas 60.000 MWd/tU. Sin tener en cuenta las condiciones marginales necesarias para un ciclo de regeneraciïn resulta por lo tanto posible obtener un aprovechamiento comparativamente mïs intenso del combustible nuclear en el caso de efectuar un traslado inmediato de los elementos combustibles a un almacenamiento final.

En cuanto a la preparaciïn para su almacenamiento final de un elemento combustible aprovechado intensivamente de este modo, surgen sin embargo problemas adicionales para la manipulaciïn de esta clase de elementos combustibles. Debido a la combustiïn nuclear comparativamente intensa, un elemento combustible de esta clase presenta una actividad residual especialmente alta y tambiïn un calor de desintegraciïn especialmente intenso. Estos parïmetros son importantes entre otras cosas para el almacenamiento intermedio de los elementos combustibles. En el caso de realizar un almacenamiento intermedio en seco, es decir en el almacenamiento intermedio de los elementos combustibles en los contenedores de transporte y almacenamiento previstos para ello hay determinados parïmetros caracterïsticos de los elementos combustibles, como por ejemplo la temperatura de los tubos envolventes y los valores de radiaciïn global emitida, que limitan la... [Seguir leyendo]

1. Sistema de almacenamiento intermedio (1) para elementos combustibles (2) con una combustiïn nuclear de hasta 60.000 MWd/tU procedentes de una planta nuclear, con una piscina de almacenamiento hïmedo (14) , cuyo espacio interior se puede someter a una refrigeraciïn de retorno por medio de un correspondiente circuito de refrigeraciïn secundario (22) que trabaja con recirculaciïn natural, en el cual van conectados un nïmero de intercambiadores de calor

(24) dispuestos en la piscina de almacenamiento hïmedo (14) , estando colgados los intercambiadores de calor (24) dentro de la piscina de almacenamiento hïmedo (14) , y estando conectados los intercambiadores de calor (24) a travïs del circuito de refrigeraciïn secundario (22) con un nïmero de elementos de refrigeraciïn de retorno (26) dispuestos por encima del nivel de llenado de diseïo de la piscina de almacenamiento hïmedo (14) ,

caracterizado porque el o los elementos de refrigeraciïn de retorno (26) estïn posicionados de 5 m a 10 m por encima del respectivo intercambiador de calor (24) y porque la piscina de almacenamiento hïmedo (14) presenta una pared de piscina de hormigïn (18) continua sin perforaciones o pasos de tubos.

2. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn la reivindicaciïn 1, caracterizado porque es posible una alimentaciïn adicional o sustitutiva de un intercambiador de calor.

3. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn la reivindicaciïn 2, caracterizado porque es posible la alimentaciïn a travïs de una conexiïn de agua de bomberos.

4. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn la reivindicaciïn 1, en el que estï previsto un sistema de limpieza por recirculaciïn para el medio refrigerante presente en la piscina de almacenamiento hïmedo (14) .

5. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn una de las reivindicaciones 1 a 4, cuyo circuito de refrigeraciïn secundario (22) comprende un nïmero de ramales parciales (32) conectados en paralelo por el lado del refrigerante secundario y que pueden funcionar con independencia unos de otros.

6. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn la reivindicaciïn 5, en el que cada ramal parcial (32) conecta cada uno dos intercambiadores de calor (24) por el lado secundario con un correspondiente elemento de refrigeraciïn de retorno (26) .

7. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn una de las reivindicaciones anteriores, en el que un elemento de refrigeraciïn de retorno (26) estï realizado en forma de un intercambiador de calor de aire.

8. Sistema de almacenamiento intermedio (1) segïn la reivindicaciïn 7, en el que los elementos de refrigeraciïn de retorno (26) estïn situados por lo menos en dos torres de refrigeraciïn (28) .

9. Procedimiento para la explotaciïn de un sistema de almacenamiento intermedio (1) para elementos combustibles (2) procedentes de una planta nuclear, segïn una de las reivindicaciones 1 a 8, en el cual un medio refrigerante presente en una piscina de almacenamiento hïmedo (14) para enfriamiento de los elementos combustibles (2) se somete a refrigeraciïn de retorno por medio de un circuito de refrigeraciïn secundario (22) que funciona con recirculaciïn natural,

caracterizado porque la recirculaciïn natural se mantiene por medio de un elemento de refrigeraciïn de retorno (26) que en comparaciïn con un intercambiador de calor (24) calentado por el medio refrigerante, estï posicionado de 5 m a 10 m por encima, y

para el medio refrigerante presente en la piscina de almacenamiento hïmedo (14) se ajusta una temperatura de 40ïC a 45ïC, estando almacenados en la piscina de almacenamiento hïmedo (14) elementos combustibles con una combustiïn nuclear de hasta 60.000 MWd/tU

y porque la piscina de almacenamiento hïmedo (14) presenta una pared de piscina de hormigïn (18) continua sin perforaciones o pasos de tubos.