Termómetro gamma óptico.

Un termómetro gamma óptico (30), que comprende:

un tubo exterior (76)

una masa de metal (34) dispuesta en el interior del tubo de tal manera que la masa de metal (34) está térmicamente aislada de un entorno ambiental,

teniendo la masa de metal (34) una temperatura proporcional a un flujo gamma en el interior de un núcleo (15) de un reactor nuclear; el termómetro gamma óptico está caracterizado por

un cable de fibra óptica (32) dispuesto al menos parcialmente en el interior del tubo, teniendo el cable de fibra óptica un núcleo de fibra (38) que se extiende a lo largo de un eje largo (33) y un revestimiento (40) de la fibra que cubre circunferencialmente el núcleo de fibra para la medición de la temperatura de la masa de metal sin necesidad de utilizar un termopar, en el que el cable de fibra óptica (32) incluye, además, una rejilla de Bragg sobre fibra (42) que tiene un perfil de modulación del índice de refracción periódico a lo largo del eje largo.

Termómetro gamma óptico Antecedentes de la invención Campo de la invención En general, la invención se refiere a la monitorización del flujo de neutrones térmicos en el interior de un reactor nuclear, y en particular se refiere a un termómetro gamma óptico para su uso en una cadena de monitorización que tiene un monitor de rango de potencia local en el que la temperatura medida por el termómetro gamma óptico, en conjunto con un balance de calor de estado estable se utiliza para calibrar el monitor de rango de potencia local durante su vida útil en servicio.

Descripción de la técnica relacionada En el interior de la reacción nuclear de los reactores de agua en ebullición (BWR) convencionales, es posible monitorizar el estado de la reacción ya sea por la medición del flujo de neutrones térmicos, o, alternativamente, por el flujo de rayos gamma.

El flujo de neutrones térmicos es la medición preferida, puesto que es directamente proporcional a la potencia y proporciona una señal rápida (instantánea) desde una cámara de fisión. La medición alternativa de la radiación gamma no tiene la respuesta rápida requerida necesaria para los requisitos de seguridad del reactor. En consecuencia, la radiación gamma medida por termómetros gamma no se utiliza para medir y controlar inmediatamente el estado de una reacción en los reactores nucleares de agua en ebullición.

Los reactores de agua en ebullición tienen sus flujos de neutrones térmicos supervisados por monitores de rango de potencia local, también conocidos como un sistema de monitorización de rango de potencia local (LPRM) . Estos monitores de rango de potencia local incluyen un cátodo que tiene un material fisionable que le recubre. El material fisionable es en general una mezcla de U235 y U234. El U235 es para proporcionar una señal proporcional al flujo de neutrones y el U234 para alargar la vida del detector. Los neutrones térmicos interactúan con el U235 y producen fragmentos de fisión para ionizar un entorno de gas inerte, normalmente argón, en el interior del monitor de rango de potencia local convencional. Como consecuencia se produce un flujo de cargas eléctricas entre el ánodo y el cátodo con la corriente CC resultante. El amperaje de la corriente CC indica de forma sustancial en tiempo real el flujo de neutrones térmicos en el núcleo del reactor.

Los monitores de rango de potencia local de un reactor de agua en ebullición se insertan en el núcleo del reactor en cadenas. Cada cadena se extiende verticalmente y por lo general tiene cuatro monitores de rango de potencia local separados. Cada detector está conectado eléctricamente para leer el flujo de neutrones térmicos en tiempo real y para producir de salida el estado de la reacción en el interior del reactor. Se debe entender que un gran reactor puede tener del orden de 30 a 70 de tales cadenas verticales con un total de alrededor de 120 a 280 monitores de rango de potencia local. Tales monitores de rango de potencia local utilizan cantidades finitas de U235 durante su vida en servicio. En consecuencia, la sensibilidad cambia con la exposición y deben ser calibrados periódicamente.

La calibración se lleva a cabo en la actualidad mediante el uso de sondas circulantes en el núcleo (TIP) . Estas sondas circulantes en el núcleo típicamente son retiradas del reactor, puesto que las sondas circulantes en el núcleo son de la misma construcción básica que los monitores de rango de potencia local y por lo tanto modifican su sensibilidad a lo largo de la vida en servicio debido al quemado del uranio 235.

Durante la operación, las sondas circulantes en el núcleo normalmente son calibradas. Tal calibración incluye la inserción por separado de aproximadamente cinco de tales sondas en una porción común de un reactor de agua en ebullición. El reactor de agua en ebullición es operado en estado estable y se le hace objeto de un balance de energía de un tipo bien conocido en la técnica. La inserción de las sondas circulantes en el núcleo se produce mediante la colocación de las sondas en un extremo de un cable semirrígido y efectuando la inserción en el interior de un sistema de tubo. Una vez que se ha producido una exploración completa del núcleo durante la operación en estado estable, se utiliza un balance de calor en combinación con las lecturas de las sondas circulantes en el núcleo para calibrar los monitores de rango de potencia local.

Las sondas en el núcleo se desplazan a través del reactor en un sistema de tubo diseñado especialmente. Este sistema de tubo constituye conductos de contención pasantes en el interior de la vasija del reactor. En estos conductos se colocan cables semirrígidos teniendo situadas dichos cables las TIP en el extremo distal de los mismos. Las TIP son dirigidas en el interior del sistema de tubo de accionamiento por medio de mecanismos de accionamiento grandes y todo el sistema es controlado desde una unidad de control de accionamiento electrónica.

Los cables pasan a través de las llamadas "válvulas de corte", pudiendo cortar tales válvulas el cable y obturar el conducto para evitar fugas a través del sistema de tubo, pudiendo ser sustanciales dichas fugas antes de que el

cable y las sondas puedan ser retirados. Los cables pasan adicionalmente a través de válvulas de cierre que admiten la sondas circulantes en el núcleo al interior de la contención de la vasija. Por último, los cables alcanzan los denominados indexadores, y a continuación el interior de la vasija del reactor. Estos indexadores proporcionan un sistema mecánico para el encaminamiento de cada una de las TIP para que pasen adyacentes al sitio de un segmento asignado de los aproximadamente 170 monitores de rango de potencia local en un reactor nuclear de agua en ebullición grande. Es normal que un indexador incluya 10 trayectos alternativos para que los siga una única sonda circulante en el núcleo durante un procedimiento de calibración.

No hace falta decir que este sistema es complicado y complejo. La calibración de cada monitor de rango de potencia local es una función de la medición de la sonda del flujo local de neutrones térmicos, así como una función de la posición del extremo del cable de inserción semirrígido. Naturalmente, esta posición del extremo del cable semirrígido tiene que ser referenciada a un trayecto alternativo adecuado para que se produzca la calibración necesaria.

Además, el sistema de tubo necesario incluye una matriz de tubos por debajo de la vasija del reactor. Normalmente estos tubos deben ser retirados para el servicio de mantenimiento por debajo de la vasija y sustituidos posteriormente.

A pesar de la presencia de ambas válvulas de cierre y válvulas de corte, el sistema permanece como una posible vía de escape para el agua que contiene partículas radiactivas del reactor. Además, el cable de retirada puede tener complicaciones mecánicas, además de ser radiactivo.

Por estas razones, recientemente se ha concebido omitir el uso de las TIP, y usar, en lugar de las TIP, otro tipo de aparato de medición de la potencia del reactor, en combinación con el sistema de LPRM. Este tipo de aparato, que se conoce como un termómetro gamma, comprende un sistema de sensores en una posición fija en el reactor que no requieren un mecanismo de accionamiento, ni implican deterioro sustancial de la sensibilidad.

Los termómetros gamma son conocidos. En general, el termómetro gamma es un tipo de aparato de medición de la potencia del reactor, que detecta la cantidad de calor atribuible a la radiación, y en particular a los rayos gamma. En contraste con una cámara de ionización de fisión, el termómetro gamma no implica, en principio, un deterioro de la sensibilidad.

Haciendo referencia a la figura 8, un termómetro gamma típico T, como por ejemplo es conocido por el documento de patente EP 0 403 223 A2, se ilustra en un formato simple. Típicamente, el termómetro gamma T incluye una masa de metal 74 suspendida en voladizo en el interior de un tubo exterior 76. La masa de metal 74 alcanza una temperatura que depende directamente del flujo de rayos gamma.

Un termopar de lectura 78 y un termopar de referencia 80 son utilizados en un circuito en serie. Específicamente, el diferencial de temperatura entre el termopar de referencia 80 (típicamente referenciado a una porción interior del núcleo de temperatura estable) y el termopar de lectura 78 producen un voltaje en las líneas pareadas 82, 84 indicando el voltaje el flujo gamma presente que es proporcional a la potencia del reactor.

Los termómetros gamma se colocan en localizaciones fijos en el interior del reactor. Cada termómetro gamma requiere una conexión eléctrica y dispositivos electrónicos de lectura.... [Seguir leyendo]

1. Un termómetro gamma óptico (30) , que comprende:

un tubo exterior (76)

una masa de metal (34) dispuesta en el interior del tubo de tal manera que la masa de metal (34) está 5 térmicamente aislada de un entorno ambiental, teniendo la masa de metal (34) una temperatura proporcional a un flujo gamma en el interior de un núcleo (15) de un reactor nuclear; el termómetro gamma óptico

está caracterizado por

un cable de fibra óptica (32) dispuesto al menos parcialmente en el interior del tubo, teniendo el cable de fibra óptica un núcleo de fibra (38) que se extiende a lo largo de un eje largo (33) y un revestimiento (40) de la fibra que cubre circunferencialmente el núcleo de fibra para la medición de la temperatura de la masa de metal sin necesidad de utilizar un termopar, en el que el cable de fibra óptica (32) incluye, además, una rejilla de Bragg sobre fibra (42) que tiene un perfil de modulación del índice de refracción periódico a lo largo del eje largo.

2. El termómetro gamma óptico (30) de la reivindicación 1, que comprende, además, una pluralidad de rejillas de Bragg sobre fibra (42) , en el que un espaciamiento entre cada rejilla de Bragg sobre fibra está comprendido entre 2 milímetros y 10 centímetros.

3. El termómetro gamma óptico de acuerdo con la reivindicación 2, que comprende, además, una capa de recubrimiento metalizado que tiene un grosor entre aproximadamente 10 micrómetros y aproximadamente 20 micrómetros.

4. El termómetro gamma óptico de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en el que la rejilla de Bragg sobre fibra (42) tiene una longitud a lo largo de un eje largo del cable de fibra óptica de aproximadamente 5 milímetros a aproximadamente 20 milímetros.

5. El termómetro gamma óptico de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones precedentes, en el que el núcleo de fibra (38) está hecho de dióxido de silicio puro y el revestimiento de la fibra está dopado con flúor para 25 formar un único cable sensor de fibra revestido..

6. El termómetro gamma óptico de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones precedentes, en el que el núcleo de fibra (38) está codopado con F / GeO2 y el revestimiento de la fibra está dopado con F para formar un único cable sensor de fibra revestida.

7. El termómetro gamma óptico de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones precedentes, en el que el reves

timiento de la fibra (40) comprende una estructura de doble revestimiento que tiene una primera zona de revestimiento que está ligeramente dopada con F y una segunda zona de revestimiento que está fuertemente dopada con F.

8. El termómetro gamma óptico de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones precedentes, en el que la temperatura es medida mediante el uso de una de las técnicas de dispersión de Raman, de Brillouin y de Rayleigh.

9. El termómetro gamma óptico de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones precedentes, en el que el termómetro gamma óptico (30) incluye una segunda masa de metal (36) en contacto directo con un entorno ambiental para proporcionar una temperatura de referencia.

10. Un reactor nuclear que comprende un núcleo para contener una reacción en el interior de una vasija de reactor, y una pluralidad de tubos de guiado de instrumentos que se extienden hacia el núcleo en localizaciones separa40 das unas de las otras, permitiendo cada tubo de guiado de instrumentación la inserción y extracción de una cadena de monitorización de rango de potencia local, comprendiendo cada cadena una pluralidad de monitores de rango de potencia local para la medición de un flujo de neutrones térmicos en una localización predeterminada en el interior del núcleo y un termómetro gamma óptico adyacente a un monitor de rango de potencia local correspondiente, siendo de acuerdo cada termómetro gamma óptico con la reivindicación 1, en el que el termóme

tro gamma óptico es capaz de calibrar el monitor de rango de potencia local correspondiente durante la operación de potencia en estado estable del reactor.

11. El reactor de acuerdo con la reivindicación 10, en el que el termómetro gamma óptico incluye una segunda masa de metal en contacto íntimo con un entorno ambiental para proporcionar una temperatura de referencia.