Reactor nuclear con recipiente a presión del reactor inundable desde el exterior.

Reactor nuclear (1)

- con un aislamiento térmico (6) que rodea el recipiente a presión del reactor (3),

- con un espacio de inundación (7) entre el recipiente a presión del reactor (3) y el aislamiento térmico (6), así como

- con un anillo de protección (9) fijado en el espacio de inundación (7), que subdivide como barrera material el espacio de inundación (7) en dos cámaras de inundación (11) separadas,

conectando un canal de derivación (12) ambas cámaras de inundación (11) entre sí, que en funcionamiento normal del reactor nuclear (1) está cerrado y ha de abrirse en caso de fallo.

Reactor nuclear con recipiente a presión del reactor inundable desde el exterior

La invención se refiere a un reactor nuclear, en especial un reactor de agua ligera, que se utiliza en una central nuclear para la producción de corriente eléctrica. En el curso del desarrollo de la tecnología de los reactores nucleares o de reactores de agua ligera, deben aumentarse por una parte la efectividad así como la rentabilidad, y por otra parte debe reducirse la probabilidad de aparición de posibles fallos a través de estándares de calidad y seguridad más altos. Ya que los fallos en general, y a pesar de todas las medidas de seguridad no pueden, sin embargo, descartarse totalmente, en un concepto de seguridad de un reactor nuclear se incluyen siempre en el cálculo determinados fallos, para que procediendo adecuadamente también entonces pueda impedirse que se ponga en riesgo a la población. En este contexto se denomina como accidente más grave asumióle (AMGA) un fallo para el que el concepto de seguridad de un reactor nuclear está todavía preparado.

El documento US 2008/198960 A1 da a conocer un reactor nuclear con un aislamiento térmico que rodea el recipiente a presión del reactor (que en español también se conoce como vasija), con un espacio de inundación entre el recipiente a presión del reactor y el aislamiento térmico, así como un anillo de protección.

En la publicación para información de solicitud de patente DE 35 07 931 A1 se describe un reactor nuclear, entre cuyo revestimiento del núcleo o recipiente a presión del reactor y su encofrado de hormigón está previsto un espacio libre. En este espacio libre se encuentra un escudo de protección frente a la radiación a partir de elementos dispuestos en forma de corona alrededor del revestimiento del núcleo. Dichos elementos están fabricados de un material absorbente y deben impedir la extensión de la radiación desde el núcleo del reactor al espacio libre entre el revestimiento del núcleo y el encofrado de hormigón o revestimiento de hormigón.

Por la publicación WO 2009 / 053322 A1 se conoce un reactor nuclear, para cuyo recipiente a presión del reactor está prevista una refrigeración externa en caso de fallo, más exactamente, en caso de un sobrecalentamiento del reactor nuclear y con ello, de una amenaza de fusión del núcleo. La refrigeración externa tiene lugar con ayuda de un fluido que en caso de necesidad se conduce a un espacio libre o hueco entre el recipiente a presión del reactor y la envuelta de hormigón y absorbe una parte de la energía térmica. En funcionamiento normal, por el contrario, las pérdidas térmicas no son deseadas, por lo que el concepto de la refrigeración externa del recipiente a presión del reactor es, a este respecto, desventajoso.

Partiendo de ahí la invención se basa en el objetivo de desarrollar un reactor nuclear de tal modo que se garantice una refrigeración externa de emergencia rápida y efectiva del recipiente a presión del reactor con al mismo tiempo buena protección frente a la radiación y pérdidas térmicas reducidas en funcionamiento normal.

Este objetivo se resuelve con la combinación de características de la reivindicación 1 de manera acorde con la invención. Las reivindicaciones dependientes incluyen perfeccionamientos de esta invención que son en parte convenientes, y en parte inventivos en sí mismos.

En un reactor nuclear según la invención su recipiente a presión del reactor está rodeado de un aislamiento térmico, lo que tiene como consecuencia una reducción de las pérdidas de calor en el funcionamiento normal del reactor nuclear. Ambos elementos del reactor, el recipiente a presión del reactor y el aislamiento térmico, están separados entre sí en el espacio mediante un espacio de inundación. En el aislamiento térmico está prevista una brecha que se puede cerrar, a través de la que, en caso de fallo, puede conducirse un fluido refrigerante, por ejemplo agua fría, en el espacio de inundación para la refrigeración externa del recipiente a presión del reactor. De esta manera se hace efectiva una refrigeración de emergencia en caso de necesidad, cuya efectividad no está esencialmente comprometida por las barreras térmicas utilizadas. Dentro del espacio de inundación está fijado un anillo de protección, que subdivide a éste en dos cámaras de inundación separadas entre sí. Dicho anillo de protección actúa así sobre todo como barrera material para la protección contra la radiación de una zona de inspección del reactor nuclear, que es frecuentada por el personal temporalmente. Para una refrigeración de emergencia lo más efectiva posible es necesario, sin embargo, que el fluido refrigerante llegue a ambas cámaras de inundación. Por ello ambas cámaras de inundación están conectadas entre sí por un canal de derivación que en funcionamiento normal del reactor nuclear está cerrado y ha de abrirse en caso de fallo.

Según una forma de realización preferida se lleva el canal de derivación afuera, pasando por el anillo de protección, al menos en parte por dentro de un revestimiento de hormigón que envuelve el recipiente a presión del reactor junto con su aislamiento térmico. De esta manera queda inalterado el anillo de protección y se mantiene completamente el efecto protector.

Como ventaja se contempla adicionalmente que se prevea disponer varios canales de derivación distribuidos a lo largo de la circunferencia del anillo de protección. Con ello puede tener lugar la introducción del fluido refrigerante en ambas cámaras de inundación en un tiempo más corto.

En una configuración preferida en funcionamiento normal del reactor nuclear un cuerpo de cierre cierra aquel extremo de un canal de derivación que desemboca en aquella cámara de inundación en la que está dispuesta la brecha a través del aislamiento térmico. Este cuerpo de cierre está unido de manera propulsada a través de un

acoplamiento mecánico, a un flotador que está situado igualmente en la cámara de inundación mencionada. Si se da el caso de un fallo correspondiente, se llena así aquella cámara de Inundación con el fluido refrigerante. Sobre el flotador actúa entonces una fuerza Impulsora ascendente resultante, que pone el flotador en movimiento. A través del acoplamiento mecánico tiene lugar una transferencia de la fuerza Impulsora resultante y con ello, del movimiento, sobre el cuerpo de cierre y en consecuencia, una apertura del canal de derivación. Con ello se hace efectivo un sencillo mecanismo pasivo de apertura y cierre. Los mecanismos pasivos de este tipo no necesitan ninguna dirección activa y ningún suministro de energía adicional desde el exterior y son por ello, característicamente, menos susceptibles a la avería o las Incidencias.

A este respecto es también una ventaja un dispositivo de conducción para el aparato de movimiento. Así, puede tratarse, por ejemplo, de un cuerpo en forma de tubo, en el que se dirige el flotador durante su movimiento de Impulso ascendente. Un dispositivo de conducción tal actúa al mismo tiempo como protección contra sacudidas, como las que pueden producirse, por ejemplo, durante un terremoto.

De manera correspondiente a una realización preferida está previsto un elemento de agarre por el lado inferior del flotador para comprobar el funcionamiento en el marco de una labor de Inspección. Con ello puede controlarse la movilidad del mecanismo de cierre mediante un movimiento hacia arriba o hacia abajo de la mano a intervalos regulares. Es decir, es posible una comprobación recurrente muy sencilla y rápida.

Finalmente, también es apropiado fabricar el cuerpo de cierre de un material aislante térmico. Con ello puede compensarse en parte la falta de efecto aislante térmico en la zona de una derivación, que con objeto de circunvalar el anillo de protección también consigue el aislamiento térmico.

Por medio de un ejemplo de realización se seguirá describiendo la Invención a continuación. Muestran, respectivamente, en representación esquemática:

la Figura 1 un corte longitudinal a través de un reactor nuclear, en especial del tipo reactor de agua en ebullición, con espacio de inundación y anillo de protección en el espacio de inundación,

la Figura 2 un corte transversal a través de un canal de derivación y su entorno más cercano en el reactor nuclear,

la Figura 3 una representación esquemática de un mecanismo de cierre para el canal de derivación en

funcionamiento normal del reactor nuclear, y

la Figura 4 una representación esquemática de un sistema de cierre para el canal de derivación en caso de fallo.

Las partes que se corresponden entre sí están provistas en todas las figuras con los mismos símbolos de referencia.

1. Reactor nuclear (1)

- con un aislamiento térmico (6) que rodea el recipiente a presión del reactor (3),

- con un espacio de inundación (7) entre el recipiente a presión del reactor (3) y el aislamiento térmico (6), así

5 como

- con un anillo de protección (9) fijado en el espacio de inundación (7), que subdivide como barrera material el espacio de inundación (7) en dos cámaras de inundación (11) separadas,

conectando un canal de derivación (12) ambas cámaras de inundación (11) entre sí, que en funcionamiento normal del reactor nuclear (1) está cerrado y ha de abrirse en caso de fallo.

10 2. Reactor nuclear (1) según la reivindicación 1, en el que el canal de derivación (12), rodeando el anillo de

protección (9), está guiado al menos en parte dentro de un revestimiento de hormigón (5) que envuelve el recipiente a presión del reactor (3) junto con su aislamiento térmico (6).

3. Reactor nuclear (1) según la reivindicación 1 o 2, con varios canales de derivación (12) dispuestos de manera distribuida a lo largo de la circunferencia del anillo de protección (9).

15 4. Reactor nuclear (1) según una de las reivindicaciones 1 a 3, en el que un flotador (17) está situado en el espacio

de inundación (7), que controla un cuerpo de cierre (15) del canal de derivación (12) dispuesto igualmente en el espacio de inundación (7), en función del nivel del fluido en el espacio de inundación (7), y para ello está conectado de manera propulsada con el mismo a través de un mecanismo de acoplamiento, en especial un acoplamiento mecánico (16).

20 5. Reactor nuclear (1) según la reivindicación 4, en el que está prevista una conducción (18) para el flotador (17) y/o

los elementos del acoplamiento mecánico (16).

6. Reactor nuclear (1) según una de las reivindicaciones 4 a 5, en el que en el lado inferior del flotador (17) está formado un elemento de agarre (24) para la comprobación de función en caso de inspección.

7. Reactor nuclear (1) según una de las reivindicaciones 1 a 6, en el que el cierre de un canal de derivación (12) está 25 fabricado esencialmente de un material aislante térmico.